Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 6AOOs Anticipated Operational Occurrence - Các sự cố vận hành đã được lường trước DBA Design Basis Accident – Sự cố cơ bản

bé khoa häc vµ c«ng nghÖ viÖn n¨ng l−îng nguyªn tö viÖt nam

8689

Hµ Néi, 1/2011

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI – KAERI 1

MỤC LỤC Danh mục các chữ viết tắt 5

Bảng ký hiệu 8

Danh mục các bảng 10

Danh mục các hình vẽ, đồ thị 12

Mở đầu 14

Chương 1 Tổng quan các nghiên cứu phương pháp phân tích an toàn và thiết kế bài toán 16

1.1 Mở đầu 16

1.2 Phương pháp tiếp cận bảo thủ (CONSERVATIVE METHOD) 18

1.2.1 Khái niệm phương pháp tiếp cận bảo thủ 18

1.2.2 Minh họa tiếp cận bảo thủ qua các thừa số kênh nóng 19

1.2.3 Kết luận tiếp cận bảo thủ 22

1.3 Phương pháp ước lượng tốt nhất (BEST ESTIMATE METHOD - BE) 23

1.3.1 Quá trình phát triển phương pháp ước lượng tốt nhất 23

1.3.2 Tiếp tục hoàn thiện phương pháp ước lượng tốt nhất 26

1.4 Xác định đối tượng và bài toán nghiên cứu 27

1.4.1 Bài toán RIA - Sự cố độ phản ứng 29

1.4.2 Bài toán LOFA - Sự cố mất lưu lượng nước làm mát 30

1.4.3 Bài toán LOCA - Sự cố mất chất tải nhiệt 31

1.4.4 Bài toán FWLB – Sự cố mất dòng nước cấp 33

1.5 Kết luận 34

Chương 2 Cấu trúc nhiên liệu, đặc trưng thiết kế vùng hoạt và các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt liên quan 36

2.1 Hệ thống nhiên liệu 36

2.1.1 Thanh nhiên liệu 36

2.1.2 Bó nhiên liệu 37

2.1.3 Đặc trưng các bó nhiên liệu và phân bố trong vùng hoạt 39

2.2 Các đặc trưng thiết kế vùng hoạt 39

2.2.1 Độ cháy nhiên liệu và độ phản ứng dự trữ 39

2.2.2 Thời gian sử dụng vùng hoạt và kế hoạch thay thế nhiên liệu 40

2.2.3 Độ phản ứng phản hồi âm 40

2.2.4 Các hệ số độ phản ứng 41

2.2.5 Tiêu chuẩn về chất độc 41

2.2.6 Tiêu chuẩn ổn định 42

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 2

2.2.7 Tốc độ cực đại đưa độ phản ứng vào vùng hoạt 43

2.2.8 Điều khiển phân bố công suất 43

2.2.9 Dự trữ độ phản ứng trường hợp kẹt thanh 44

2.2.10 Điều khiển hóa học 44

2.2.11 Tốc độ cực đại đưa vào các thanh điều khiển 44

2.3 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt quan trọng 44

2.3.1 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt trong điều kiện bình thường thường và chuyển tiếp 44

2.3.2 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt trong điều kiện sự cố 51

Chương 3 Các tiêu chí an toàn liên quan của vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố 57

3.1 Mở đầu 57

3.2 Phân loại các sự kiện khởi đầu 57

3.2.1 Các sự kiện gây ra việc đưa vào độ phản ứng (RIAs) 58

3.2.2 Các sự kiện làm giảm tốc độ dòng chất tải nhiệt lò phản ứng 58

3.2.3 Các sự kiện làm tăng chất tải nhiệt lò phản ứng 58

3.2.4 Các sự kiện làm tăng khả năng tải nhiệt ở hệ thứ cấp 58

3.2.5 Các sự kiện làm giảm khả năng tải nhiệt ở hệ thứ cấp 59

3.2.6 Các sự kiện làm giảm chất tải nhiệt lò phản ứng 59

3.2.7 Các chuyển tiếp được biết trước mà không dừng lò (ATWS) 59

3.3 Các nhóm bài toán trong phân tích an toàn 59

3.4 Các lớp bài toán liên quan trực tiếp đến nhiên liệu 62

3.4.1 Sự cố chệch công suất 62

3.4.2 Sự cố làm mát mất cân đối với công suất 63

3.4.3 Sự cố mất chất tải nhiệt 64

3.5 Tóm lược về các sự kiện liên quan trực tiếp đến nhiên liệu 65

3.6 Các tiêu chuẩn chấp nhận được 66

3.6.1 Tiêu chuẩn chấp nhận đối với chuyển tiếp 66

3.6.2 Tiều chuẩn chấp nhận đối với các sự cố cơ bản theo thiết kế 66

3.6.3 Các tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố dẫn tăng áp nhà lò 68

3.6.4 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố sốc nhiệt tăng áp (PTS) 68

3.6.5 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố xuất hiện lúc dập lò 68

3.6.6 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố nặng 69

3.7 Phân tích các tiêu chuẩn chấp nhận được liên quan đến nhiên liệu 69

3.7.1 Sự dời khỏi tỷ số độ sôi bọt (DNBR) 70

3.7.2 Các hệ số độ phản ứng 70

3.7.3 Độ dự trữ dập lò 71

3.7.4 Độ giàu nhiên liệu 71

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 3

3.7.5 Áp suất khí bên trong thanh nhiên liệu 71

3.7.6 Tương tác cơ học giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc (PCMI) 71

3.7.7 Sự phân mảnh nhiên liệu 71

3.7.8 Không nóng chảy nhiên liệu cục bộ 72

3.7.9 Sự ôxi hóa xảy ra không phải trong sự cố LOA 72

3.7.10 LOCA PCT 72

3.7.11 Ôxi hóa do LOCA 72

3.7.12 Giải phòng hydro do LOCA 72

3.7.13 Duy trì làm mát thời gian dài do LOCA 72

3.7.14 Bùng phát/tải động đất 72

3.7.15 Lực giữ (khung bó nhiên liệu) 73

3.7.16 Tới hạn 73

Chương 4 Nghiên cứu thuật toán, mô hình của công cụ tính toán 74

4.1 Lựa chọn công cụ tính toán RELAP5 74

4.1.1 Chương trình phân tích an toàn thủy nhiệt RELAP5 74

4.1.2 Lịch sử phát triển của RELAP 74

4.2 Phân tích hệ thống thủy nhiệt trong RELAP5 75

4.2.1 Thể tích kiểm soát và các phương trình bảo toàn 75

4.2.3 Mô tả phép phân tích hệ thống thủy nhiệt sử dụng RELAP5 89

4.3 Mô hình các thành phần chính của RELAP5 96

4.3.1 Mô hình hệ thống thủy động 96

4.3.2 Mô hình cấu trúc nhiệt 99

4.3.3 Mô hình các đóng ngắt và hệ điều khiển 103

4.3.4 Mô hình động học lò phản ứng 107

Chương 5 Thực hiện phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng PWR trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố 112

5.1 Mở đầu 112

5.2 Các kết quả tính toán trạng thái dừng (steady state) 113

5.3 Bài toán RIA 118

5.3.1 Mô tả bài toán RIAs 118

5.3.2 Các giả thiết và điều kiện đầu 119

5.3.3 Kết quả tính toán bài toán RIA 121

5.4 Bài toán mất dòng tải nhiệt (LOFA) 123

5.4.1 Mô tả bài toán LOFAs 123

5.4.2 Tiêu chuẩn an toàn đối với LOFAs 124

5.4.3 Chạy chương trình với bài toán LOFA 124

5.4.4 So sánh các giá trị tính toán bài toán LOFA với giá trị tham chiếu 133

5.4.5 Biểu diễn đồ thị kết quả tính toán bài toán LOFA 135

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 4

5.4.6 Kiểm tra các tiêu chí an toàn 140

5.5 Bài toán LOCA 142

5.5.1 Mô tả bài toán LOCA 142

5.5.2 Tiêu chuẩn an toàn đối với LOCA 143

5.5.3 Bài toán vỡ lớn LBLOCA 145

5.5.4 So sánh giá trị tính toán LOCA lớn với giá trị tham chiếu 150

5.5.5 Biểu diễn đồ thị kết quả tính toán bài toán LOCA lớn 152

5.5.6 Kiểm tra các tiêu chí an toàn 158

5.5.7 Bài toán LOCA và vai trò của hệ thống tiêm cao áp (HPIS) 161

5.6 Bài toán FWLB 163

5.6.1 Các chuyển tiếp làm giảm khả năng tải nhiệt hệ thứ cấp 163

5.6.2 Các dữ liệu cần thiết cho bài toán FWLB 164

5.6.3 Kết quả phân tích bài toán FWLB 166

5.7 Kết luận 170

Kết luận và kiến nghị 171

Tài liệu tham khảo 173

Phụ lục 176

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 5

Danh mục các chữ viết tắt

Tổ chức

IAEA International Atomic Energy Agency - Cơ quan Năng lượng nguyên

tử quốc tế Viện NLNTVN Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam

KAERI Korea Atomic Energy Research Institute - Viện Năng lượng Nguyên

tử Hàn Quốc USNRC Cơ quan pháp quy Hoa Kỳ (USNRC)

OECD Organization for Economic Cooperation an Development – Tổ chức

hợp tác phát triển kinh tế

CSNI Committee Safety of Nuclear Installation - Ủy ban an toàn lắp đặt hạt

nhân OECD/NEA/CSNI Organization for Economic Cooperation an Development/Nuclear

Energy Agency/Committee Safety of Nuclear Installation

Lò phản ứng

NLNT Năng lượng Nguyên tử

Sự kiện, sự cố

SAR Safety Analysis Report – Báo cáo phân tích an toàn

FSAR Final Safety Analysis Report – Báo cáo phân tích an toàn cuối cùng PIEs Postulated Initiating Events - Các sự kiện khởi phát giả định

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 6

AOOs Anticipated Operational Occurrence - Các sự cố vận hành đã được lường trước DBA Design Basis Accident – Sự cố cơ bản theo thiết kế

BDBA Beyond Design Basis Accident – Sự cố cơ bản ngoài thiết kế

RIA Reactivity Insertion Accident: Sự cố thêm vào độ phản ứng

LOFA Loss Of Flow Accident – Sự cố mất dòng chất tải nhiệt

LOCA Loss Of Coolant Accident – Sự cố mất chất tải nhiệt

MSLB Main Steam Line Break - Sự cố nứt vỡ đường ống dẫn hơi chính

Hệ thống

NSSS Nuclear Steam Supply System – Hệ thống cung cấp hơi hạt nhân

ECCS Emergency Core Cooling System – Hệ thống làm nguội tâm lò khẩn

cấp HPIS High pressure injection system - Hệ thống đưa vào áp suất cao HPCI High Pressure Coolant Injection – Hệ thống tiêm cao áp

LPCI Low Pressure Coolant Injection – Hệ thống tiêm thấp áp

HPCS High Pressure Core Sprays – Hệ thống phun vùng hoạt cao áp LPCS Low Pressure Core Sprays – Hệ thống phun vùng hoạt thấp áp LPIS Low Pressure Injection System – Hệ thống phun thấp áp

DVI Direct Vessel Injection – Tiêm trực tiếp vào thùng lò

CVCS Chemical and Volume Control System - Hệ thống kiểm soát hoá học và thể tích

RCIC Reactor Core Isolation Cooling System – Hệ thống làm nguội cô lập vùng hoạt lò phản ứng RWST Refueling Water Storage Tank – Bể chứa nước thay nhiên liệu IRWST IN-Containment Refueling Water Storage Tank - Bể chứa nước dùng

thay nhiên liệu trong nhà lò

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 7

POSRV Operated Safety Relief Valve – Van xả an toàn ở bình điều áp

MSSV Main Steam Safety Valve – Van an toàn đường sinh hơi chính

SCRAM Dập lò phản ứng khẩn cấp

RPS Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng

RCMS Reactor Control and Monitering System - Hệ thống điều khiển và kiểm soát lò phản ứng FSS Hệ thống dừng lò phản ứng thứ nhất - First Shutdow System

SSS Hệ thống dừng lò phản ứng thứ hai - Second Shutdow System FRPS First Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng thứ nhất SRPS Second Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng thứ hai

CEDM Control Element Drive Mechanism – Cơ cấu lái phần tử điều khiển ICI In-Core Instrument – Thiết bị đo bên trong vùng hoạt

Trạng thái, phương pháp

BOL Beginning of life - Thời điểm bắt đầu vận hành lò phản ứng

EOL End of life - Thời điểm kết thúc vận hành lò phản ứng

BOC Beginning of cycle (after refuelling) - Thời điểm bắt đầu chu trình

nhiên liệu EOC End of cycle (before refuelling) - Thời điểm kết thúc chu trình nhiên

liệu

MOX Mixed oxide fuel (i.e containing both U and Pu)

BEPU Best Estimate Plus Uncertainty – Bất định bổ xung trong phương

pháp ước lượng tốt nhất

UMS Uncertainty Methodology Study – Nghiên cứu phương pháp bất định

UA Uncertainty Analysis – Phân tích sai số (bất định)

CSAU Code Scaling, Applicability, and Uncertainty

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 8

Hiện tượng, thông số

PCI Pellet–cladding interaction -Tương tác giữa vỏ bọc và nhiên liệu

PCMI Pellet–cladding mechanical interaction -Tương tác cơ học giữa vỏ bọc

và nhiên liệu CWO Core Wide Oxidization – Hiện tượng oxi hóa mạnh vùng hoạt lò phản

ứng LMO Local Maximum Oxidization – Hiện tượng oxi hóa cục bộ cực đại

chậm FTC Feedback Temperature Coefficent - Hệ số phản hồi nhiệt độ

FSC Fuel safety criteria - Tiêu chuẩn an toàn của nhiên liệu

DNB Departure from Nucleate Boiling – Dời khỏi độ sôi bọt

DNBR Departure from Nucleate Boiling Ratio- Tỷ số dời khỏi sôi bọt

PCT Peak Cladding Temperature - Nhiệt độ đỉnh vỏ bọc nhiên liệu

CHF Critical heat flux (at which DNB occurs) - Thông lượng nhiệt tới hạn

CPR Critical Power Ratio – Tỉ lệ công suất tới hạn

(M)DNB(R) (Minimum) Departure from Nucleate Boiling (Ratio) – (Tỉ lệ) dời khỏi

chế độ sôi bọt (cực tiểu)

CCFL Counter Current Flow Limiting – Giới hạn dòng chảy ngược

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 9

T Nhiệt độ K

q Nhiệt lượng J q’ Tốc độ truyền nhiệt J/s

-

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 10

Danh mục các bảng

Bảng 2 1 - Các đặc trưng của thanh nhiên liêu 36

Bảng 2 2 – Các đặc trưng của bó thanh nhiên liệu 38

Bảng 2 3 - Bó nhiên liệu và các đặc trưng 39

Bảng 2 4 Một số đặc trưng hoạt động của vùng hoạt KSNP 40

Bảng 2 5 - Các hiện tượng quan trọng được xem xét theo khía cạnh sự cố 52

Bảng 4 1 - Quá trình phát triển phần mềm RELAP5 75

Bảng 4 2 - Tóm tắt các phần tử mô hình hóa của hệ thống thủy động 96

Bảng 4 3 - Định nghĩa các phép toán lô gic 104

Bảng 4 4 - Tóm tắt các phần tử điều khiển 105

Bảng 5 1 – So sánh kết quả trạng thái dừng với số lệu thiết kế 114

Bảng 5 2 - Các giả thiết và điều kiện đầu của kịch bản bó thanh điều khiển bật khỏi thùng lò 119

Bảng 5 3 – Các giả thiết và điều kiện đầu của kịch bản mất điện ngừng toàn bộ bơm tải nhiệt

Bảng 5 4 – Dãy các sự kiện của kịch bản mất điện kéo theo ngừng toàn bộ bơm 126

Bảng 5 5 - Các tham số chính của hệ thống LPU APR 1400 127

Bảng 5 6 - Dạng đường cong phân bố công suất theo chiều dọc 127

Bảng 5 7- Dạng đường cong phân bố công suất theo chiều dọc 128

Bảng 5 8 – Độ phản ứng dập lò theo thời gian tại BOC với tổng giá trị - 8500 pcm 129

Bảng 5 9– Độ phản ứng dập lò theo thời gian tại EOC với tổng giá trị -6500 pcm 130

Bảng 5 10 – Các ngắt bảo vệ lò trong các trường hợp chung phân tích an toàn 130

Bảng 5 11 - Phản hồi độ phản ứng theo mật độ chất tải nhiệt tại BOC 131

Bảng 5 12 – Phản hồi độ phản ứng theo nhiệt độ nhiên liệu tại BOC 132

Bảng 5 13 - So sánh các giả thiết và điều kiện đầu của số liệu tham chiếu với số liệu dùng trong tính toán 133

Bảng 5 14 - Kết quả tính toán so với dãy sự kiện của của mô hình giả định trong kịch bản mất điện, ngừng toàn bộ bơm 134

Bảng 5 15 – Các giả thiết và điều kiện đầu của kịch bản LOCA lớn theo tài liệu tham chiếu 147

Bảng 5 16 – Dãy sự kiện của kịch bản tham chiếu 147

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 11

Bảng 5 17 - Phản hồi độ phản ứng theo mật độ chất tải nhiệt tại BOC 148 Bảng 5 18 – Phản hồi độ phản ứng theo nhiệt độ nhiên liệu tại BOC 149 Bảng 5 19 – Hệ số độ phản ứng theo mật độ chất tải nhiệt (làm chậm) tại BOC cho tính toán LOCA 149 Bảng 5 20 - So sánh các giả thiết và điều kiện đầu của số liệu tham chiếu với số liệu dùng trong tính toán 150 Bảng 5 21 - So sánh kết quả tính toán theo dãy sự kiện trong kịch bản vỡ ống vị trí chân lạnh 152 Bảng 5 22 - Độ sâu ăn mòn và lượng hydro sinh ra sau 400 giây (Mặt ngoài thanh nhiên liệu nóng nhất) 159 Bảng 5 23 - Tính phần trăm độ dày bị ăn mòn và tỷ lệ lượng hydro trên tổng giả định 160

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 12

Danh mục các hình vẽ, đồ thị

Hình 2 1 – Cấu trúc thanh nhiên liệu của KSNP 37

Hình 2 2 – Cấu trúc bó thanh nhiên liệu KSNP 38

Hình 2 3 – cấu trúc các bó thanh nhiên liệu khác nhau trong vùng hoạt LPU APR 1400 39

Hình 2.4 Hệ số nhiệt độ của chất làm chậm 41

Hình 2 5 Phản hồi độ phản ứng do nhiệt độ 41

Hình 2 6 Các dao động điều khiển được và không điều khiển được 42

Hình 2.7 Các giá trị dập lò khi đưa vào các thanh điều khiển 43

Hình 2 8 - Cơ chế sai hỏng thanh nhiên liệu zircoloy 46

Hình 2 9 - Cấu trúc tinh thể lập phương tâm mặt (đẳng hướng, không biến dạng) 49

Hình 2 10 - Tinh thể α-Uranium, kéo dài ở trục b, co lại ở rục a và không biến dạng ở trục .50

Hình 4 1 - Sơ đồ mô hình hóa dòng hai pha 81

Hình 4 2 - Hình ảnh về sự truyền nhiệt trong dòng hai pha 82

Hình 4 3- Xác định các đại lưuợng có hướng và vô hướng trong thể tích và biên vào ra 92 Hình 4 4 - Sơ đồ rời rạc hóa mô hình cấu trúc nhiệt 100

Hình 5 1 - Sơ đồ nút hóa lò APR1400 114

Hình 5 2 - Các bài toán phân tích an toàn thủy nhiệt chủ yếu trong hệ RCS lò phản ứng APR1400 117

Hình 5 3 - Công suất LPU theo thời gian 121

Hình 5 4 - Nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu theo thời gian 121

Hình 5 5 - Diễn biến DNBR trong 6 giây đầu của sự cố 122

Hình 5 6 - Các đường cong độ phản ứng trong sự cố bó thanh điều khiển bật ra ngoài 122

Hình 5 7 – Đường giảm tốc (Coastdown) của bơm tải nhiệt khi mất điện 135

Hình 5 8 – Đường DNBR trong kịch bản mất điện, ngắt toàn bộ bơm 135

Hình 5 9 –Tốc độ dòng khối qua kênh trung bình vùng hoạt theo phần trăm danh định 136 Hình 5 10 – Nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu (thanh nóng nhất) 136

Hình 5 11 – Áp suất bình điều áp trong kịch bản mất điện, ngắt toàn bộ bơm 137

Hình 5 12 – Tốc độ dòng khối của van an toàn bình điều áp(POSRV) 137

Hình 5 13 – Áp suất đường hơi chínhtrong kịch bản ngắt toàn bộ bơm 138

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 13

Hình 5 14 – Tốc độ dòng khối của van an toàn đường hơi chính MSSV 138

Hình 5 15 – So sánh công suất LPU trong kịch bản ngừng toàn bộ bơm 139

Hình 5 16 – So sánh đường DNBR trong kịch bản ngừng toàn bộ bơm 139

Hình 5 17 – So sánh tốc độ dòng khối qua vùng hoạt trong kịch bản ngừng toàn bộ bơm 140

Hình 5 18 - Mô hình lò APR1400 và các vị trí vỡ được xét trong các bài toán phân tích sự cố LOCA điển hình 145

Hình 5 19 – Áp suất bình điều áp trong quá trình bùng phát (blowdown) 152

Hình 5 20 – Tốc độ dòng chảy tại vết vỡ phía bên thùng lò 153

Hình 5 21 – Tốc độ dòng chảy tại vết vỡ phía bên bơm tải nhiệt 153

Hình 5 22 – Hệ số pha hơi (Void Fraction) của kênh nóng 154

Hình 5 23 – Tốc độ dòng khối của (một) bể tích lũy 154

Hình 5 24 – Diễn biến mực nước (tham chiếu) tại phần đáy vùng hoạt 155

Hình 5 25 – Diễn biến mực nước (tham chiếu) trong vùng hoạt 155

Hình 5 26 – Diễn biến dòng cấp nước (1 nhánh) của hệ ECCS vào DVI 156

Hình 5 27 – Diễn biến mức nước (tham chiếu) vùng hoạt 156

Hình 5 28 – Diễn biến hệ số pha hơi (Void Fraction) của vùng hoạt trong quá trình làm ngập 157

Hình 5 29 – Diễn biến nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu tại kênh nóng và thanh nóng nhất trong quá trình làm nguội 157

Hình 5 30 – So sánh nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu nóng nhất với đồ thị tham chiếu 158 Hình 5 31 – So sánh áp suất với đồ thị tham chiêu 158

Hình 5 32 - Sơ đồ nguyên lý thiết kế hệ thống ECCS lò APR1400 161

Hình 5 33 - Áp suất hệ thống RCS khi có 0, 2, 4 bơm cao áp hoạt động trong sự cố SBLOCA 162

Hình 5 34 - Mức nước trong vùng hoạt trong khoảng 1700s khi có 0, 2, 4 bơm cao áp hoạt động trong sự cố SBLOCA 163

Hình 5 35 - Sơ đồ bình sinh hơi của lò APR 1400 165

Hình 5 36 - Lưu lượng nước cấp đến SG qua miệng ống Economizer và Downcomer 166

Hình 5 37 - Sự thay đổi áp suất ở bình điều áp theo thời gian 167

Hình 5 38 - Sự thay đổi mức nước trong SG theo thời gian 167

Hình 5 39 - Nhiệt độ tại lối vào và lối ra của SG-1 168

Hình 5 40 - Nhiệt độ tại lối vào và lối ra của SG-2 168

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 14

Mở đầu

Trong khuôn khổ Hiệp định giữa Chính phủ Cộng hòa xã hội chủ nghĩa Việt Nam và Chính phủ Đại Hàn Dân Quốc về hợp tác nghiên cứu sử dụng hòa bình năng lượng hạt nhân, ký ngày 20 tháng 11 năm 1996 và cụ thể hóa trong Biên bản ghi nhớ cuộc họp lần thứ 5 của Ủy ban hỗn hợp Việt- Hàn về Năng lượng nguyên tử, họp ngày 28 tháng 10 năm 2008 tại Seoul, Hàn Quốc; hai Bên đã thống nhất đề xuất

và cùng thực hiện đề tài: „Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố“

Đề tài được giao cho Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam chủ trì, phối hợp với đối tác nước ngoài là Viện nghiên cứu NLNT Hàn Quốc- KAERI thực hiện trong 2 năm: 2009-2010 Đề tài có các mục tiêu sau:

- Nắm vững phương pháp và công cụ tính toán, phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp

Xuất phát từ mục tiêu nêu trên, đề tài đặt ra các nội dung chính sau:

1 Thu thập, nghiên cứu, phân tích các công trình công bố liên quan và thiết kế bài toán nghiên cứu;

2 Nghiên cứu tìm hiểu cấu trúc và các đặc trưng vật lý – kỹ thuật vùng hoạt lò phản ứng nước nhẹ;

3 Nghiên cứu tìm hiểu các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt, cơ học, hóa học tại vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố;

4 Phân tich các tiêu chuẩn an toàn liên quan đến vùng hoạt trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố;

5 Tổng quan các phương pháp phân tích an toàn và các công cụ tính toán liên quan;

6 Tìm hiểu và tiếp thu thuật toán các mô hình của công cụ tính toán RELAP5;

7 Áp dụng công cụ tính toán RELAP5 để phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt

lò phản ứng PWR điển hình trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 15

Các nội dung nghiên cứu nêu trên đã được thực hiện với sự hợp tác và trợ giúp của các chuyên gia Viện nghiên cứu NLNT Hàn Quốc- KAERI và được trình bày chi tiết trong 39 Báo cáo chuyên đề (xem các Báo cáo chuyên đề)

Báo cáo tổng hợp này đúc kết những kết quả nghiên cứu chính của đề tài và trình bày về cơ bản theo hướng dẫn chuẩn của Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc

Chương 4 Nghiên cứu thuật toán, mô hình của công cụ tính toán

Chương 5 Thực hiện phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng PWR trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố

Kết luận

Nhân dịp này, Chủ nhiệm đề tài xin chân thành cám ơn Bộ Khoa học và Công nghệ Việt Nam và Bộ Giáo dục, Khoa học và Công nghệ Hàn Quốc đã tài trợ kinh phí cho thực hiện đề tài; Chủ nhiệm đề tài cũng xin cám ơn Lãnh đạo và các phòng ban chức năng của Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam và Viện nghiên cứu NLNT Hàn Quốc- KAERI đã tạo mọi điều kiện thuận lợi để các cán bộ tham gia đề tài hoàn thành tốt nhiệm vụ của mình

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 16

Chương 1 Tổng quan các nghiên cứu phương pháp phân tích an toàn và thiết kế bài toán

1.1 Mở đầu

Phân tích an toàn là đánh giá hiệu năng của các giải pháp an toàn trong mọi điều kiện hoạt động của nhà máy Để phân tích an toàn, người ta phải nghiên cứu, xem xét nguyên nhân, diễn biến của các sự kiện, mô hình hoá các sự kiện, tính toán, phân tích kết quả và so sánh kết quả tính toán với các tiêu chí an toàn cho phép

Mục tiêu của phân tích an toàn là xác định và khẳng định cơ sở khoa học đảm bảo an toàn của nhà máy điện hạt nhân (NMĐHN) thông qua việc sử dụng các công cụ mô phỏng, tính toán, phân tích thích hợp, từ đó, khẳng định rằng, thiết kế của nhà máy có thể đáp ứng được mọi giới hạn biết trước trong các điều kiện vận hành bình thường, điều kiện chuyển tiếp và khi xảy ra sự cố

Phân tích an toàn được cả nhà thiết thế, cơ sở hạt nhân và cơ quan pháp quy

sử dụng nhằm:

- Cấp phép cho NMĐHN mới;

- Phát triển, cải tiến hoặc chỉnh sửa NMĐHN đang vận hành;

- Phân tích các sự kiện vận hành;

- Điều chỉnh các giới hạn và các điều kiện vận hành của nhà máy

- Trong các nghiên cứu về an toàn

Xét cho cùng, phân tích an toàn là công việc mô phỏng diễn biến hệ thống trước các tình huống giả định Các nghiên cứu như vậy sẽ rút ra những kết luận cần thiết bổ sung cho công tác thiết kế, vận hành nhằm ngày càng đảm bảo an toàn của NMĐHN

Gần đây IAEA đã xây dựng nhiều tài liệu hướng dẫn phân tích sự cố của NMĐHN Tài liệu [1] có thể được coi là hướng dẫn thực hành về phương pháp luận phân tích sự cố đối với NMĐHN loại lò PWR Trong đó thực hiện phân loại các nhóm sự cố, liệt kê các kịch bản sự kiện của từng nhóm và phân tích diễn biến các hiện tượng trong các kịch bản, nêu các tiêu chuẩn an toàn cần thiết với mỗi loại sự kiện Tài liệu [2] chỉ ra các bước thực hành cần thiết trong phân tích sự cố bao gồm: chọn sự kiện dầu của kịch bản và xác định các tiêu chuẩn an toàn tương ứng, chọn chương trình tính toán và các giá thiết về mô hình, chuẩn bị dữ liệu cũng như trình diễn kết quả tính toán

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 17

Để thực hiện phân tích an toàn, thông thường, các phương pháp tất định (Deterministic Safety Analysis - DSA) và phương pháp xác suất (Probabilistic Safety Analysis - PSA) được sử dụng

Phân tích an toàn tất định dựa trên các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt để nghiên cứu biểu hiện của nhà máy trong trạng thái hoạt động bình thường và trong các điều kiện sự cố cụ thể Từ đó, đánh giá sự đáp ứng của hệ thống công nghệ so với các tiêu chuẩn an toàn đã được lựa chọn

Phân tích an toàn xác suất dựa trên công cụ logic để rút ra ước lượng số các rủi ro từ nhà máy điện hạt nhân Nó là một công cụ hữu ích cho việc xác định độ lớn của rủi ro, vị trí của rủi ro, những thành phần của rủi ro, những hành động của người điều khiển dẫn đến rủi ro và những ứng dụng hiệu quả nhằm giảm thiểu rủi ro Phân tích an toàn xác suất được dùng để hỗ trợ các quyết định liên quan đến phân tích an toàn tất định

Các nội dung cơ bản của phân tích an toàn tất định cần nghiên cứu bao gồm:

1 Vật lý lò phản ứng trong các quá trình chuyển tiếp và sự cố, tai nạn;

2 Các hiện tượng vật lý, các đặc trưng nhiệt thủy động của lò phản ứng và các hệ thống công nghệ của NMĐHN trong các quá trình chuyển tiếp và

sự cố, tai nạn;

3 Diễn biến và động thái của nhiên liệu trong các tình huống chuyển tiếp và

sự cố, tai nạn;

4 Các hiện tượng vật lý trong các sự cố nặng (nổ hơi, nổ hydro trong nhà lò,

sự tăng nhiệt độ trong nhà lò, các sản phẩm phân hạch ở dạng son khí hoặc hơi, nóng chảy trong vùng hoạt và khả năng làm nguội, khả năng làm nguội bên ngoài thùng lò v.v.);

5 Các vấn đề về sức bền vật liệu (hiệu ứng chiếu xạ trong thùng lò, tính chất của các ống trong các điều kiện tải khác nhau, ‘rò trước khi vỡ’ và phát hiện sự rò rỉ của các ống, các vấn đề với bình sinh hơi);

6 Các vấn đề cấu trúc nhà máy (sức bền đối với các rung động nội tại của

hệ chuyển tải, chống động đất và các tác nhân từ bên ngoài);

7 Các vấn đề liên quan tới nhà lò (đo đạc các rò gỉ, phân bố khí hydro, các chuyển tiếp nhiệt thủy động và xử lý các sản phẩm phân hạch);

8 Các hệ thống an toàn tiên tiến và các hệ thống an toàn thụ động (các hiện tượng đối lưu tự nhiên, sự giảm áp trong hệ thống sơ cấp lò PWRs, giam giữ các chất nóng chảy trong gian nhà lò v.v.);

9 Tối ưu hóa các hệ thống thiết bị và điều khiển, giao diện người – máy

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 18

10 Các yếu tố con người trong an toàn (ứng phó khẩn cấp, huấn luyện, các simulators )

11 Vấn đề ăn mòn và lão hóa của các thành phần cấu trúc và thiết bị;

12 Vấn đề xử lý, quản lý bã thải phóngư xạ, tẩy xạ và chấm dứt hoạt động của nhà máy…

Đề tài này chỉ tập trung nghiên cứu mức độ an toàn của NMĐHN dùng lò phản ứng nước áp lực trong một số sự kiện điển hình của quá trình chuyển tiếp và

sự cố bằng phương pháp phân tích an toàn tất định

Phân tích an toàn tất định sử dụng hai phương pháp tiếp cận: tiếp cận bảo thủ

và tiếp cận ước lượng tốt nhất

1.2 Phương pháp tiếp cận bảo thủ (CONSERVATIVE METHOD)

1.2.1 Khái niệm phương pháp tiếp cận bảo thủ

Tiếp cận bảo thủ là tiếp cận đầu tiên được sử dụng trong các phân tích an toàn Các phương pháp tính toán bảo thủ được phát triển vào những năm đầu của thập kỷ 70, vào thời kỳ mà bản chất của các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt xảy ra

trong các lò phản ứng còn chưa được hiểu biết một cách sâu sắc và đầy đủ

Để khắc phục yếu điểm này, trong các chương trình tính toán, người ta thường sử dụng các giả thiết có tính giới hạn chặt chẽ, hay còn gọi là các giả thiết bảo thủ Theo các giả thiết này, hậu quả của sự cố, tai nạn được cực đại hóa và kết quả thu được là các giới hạn an toàn chặn trên, mà giá trị của các thông số an toàn liên quan không được phép vượt quá Những giới hạn trên này được so sánh với các tiêu chuẩn an toàn, các tiêu chuẩn này đôi khi lại được thiết lập với các biện pháp khá cực đoan (các tiêu chuẩn có tính bảo thủ) Một trong những tiếp cận như vậy là tiếp cận được Cơ quan Pháp quy hạt nhân Hoa Kỳ - USNRC sử dụng trong những năm 1970 (10CFR50.46 appendix K) và được áp dụng rộng rãi trên thế giới trong các phân tích an toàn

Khái niệm bảo thủ đưa ra trong phân tích an toàn nhằm đảm bảo những giả thiết về giới hạn và độ dư cho phép cho những trường hợp mà ở đó, kiến thức liên quan đến hiện tượng vật lý, thủy nhiệt chưa được thấu hiểu đầy đủ Khi sử dụng những giả thiết bảo thủ, đòi hỏi có nhiều phân tích cần được tiến hành

Tuy nhiên, đôi khi mức độ bảo thủ dư ra trong các giả thiết có thể làm cho các kết quả phân tích thiếu tính thực tế, dẫn đến các biện pháp được đưa ra dựa trên các phân tích này không còn liên quan gì đến những vấn đề an toàn quan tâm, bởi vậy, cần thiết phải đảm bảo rằng, những giả thiết bảo thủ thực sự có liên quan đến vấn đề an toàn

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 19

Việc giảm mức độ bảo thủ có thể được thực hiện trong cả mô hình vật lý và những giả định liên quan đến điều kiện ban đầu hay điều kiện biên Với những điều kiện ban đầu và điều kiện biên, nên tránh việc chồng chập các giả định với nhau

Lý do cơ bản của việc phát triển phương pháp bảo thủ là sự cần thiết phải bù đắp những thiếu hụt trong hiểu biết về các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt Vì vậy, quy phạm 10CFR50.46 appendix K đã xác lập các tiêu chuẩn an toàn sơ cấp cho cực đại nhiệt độ vỏ bọc thanh nhiên liệu , cực đại oxi hóa vỏ bọc, cực đại lượng hydro sinh

ra, cực đại bảo toàn hình học thanh nhiên liệu và khả năng làm mát lâu dài (những điều này vẫn không hề thay đổi ở Mỹ cho đến nay)

Các vấn đề xuất hiện trong tiếp cận bảo thủ bao gồm:

− Các cơ chế bảo toàn không phải lúc nào cũng dẫn đến các kết quả bảo toàn

− Mức độ bảo toàn có thể thay đổi trong tiến trình của sự kiện – các giá trị được chọn của các thông số có thể là bảo toàn ở thời gian đầu của sự kiện nhưng sau đó có thể thay đổi

− Các cơ chế hướng bảo toàn có thể gây ra sự phản ánh không đầy đủ tiến trình của các sự kiện cũng như các tiến triển theo thời gian không thực

− Về thực nghiệm, không có cách nào để chứng tỏ cơ chế bảo thủ được kiểm chứng trong các thực nghiệm cỡ nhỏ cũng là chính xác ở kích thước lớn như các lò phản ứng

Tuy nhiên, tiếp cận bảo thủ cũng có những ưu điểm nhất định:

− Có nhiều kinh nghiệm được tích lũy và các qui trình đã được xác lập chắc chắn giúp cho tiếp cận bảo thủ giảm bớt hiệu ứng người dùng

− Có một lượng lớn các tài liệu hỗ trợ bao gồm các tài liệu kỹ thuật, các báo cáo SAR.v.v

− Các quy trình đơn giản, rõ ràng, dễ hiểu, dễ thuyết phục cơ quan pháp quy

1.2.2 Minh họa tiếp cận bảo thủ qua các thừa số kênh nóng

Để có thể thấy rõ hơn về khái niệm bảo thủ, chúng ta xem xét một trong số các vấn đề quan trọng trong bảo đảm an toàn lò phản ứng, đó là giới hạn nhiệt cho vùng hoạt của lò

Một trong những mục tiêu căn bản của phân tích an toàn thủy nhiệt cho vùng hoạt của lò phản ứng là đảm bảo rằng các giới hạn về nhiệt trong các đặc trưng của vùng hoạt là không bị vi phạm Hai giới hạn quan trọng và phổ biến nhất là:

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 20

Loại trừ khả năng nóng chảy nhiên liệu, để đáp ứng yêu cầu này cần hạn chế mật độ công suất tuyến tính:

max ' '( ) q

q <

Một yêu cầu khác là đòi hỏi thông lượng nhiệt bề mặt luôn luôn phải được giữ ở mức giới hạn tới hạn:

CHF '' ''( ) q

Trong đó r chỉ vị trí bất kỳ trong vùng hoạt của lò

Ngoài ra, còn có các yêu cầu khác như các ứng suất nhiệt và ứng suất của các khí phân hạch trên vỏ bọc của thanh nhiên liệu cũng cần đảm bảo nằm trong giới hạn cho phép và như vậy, giới hạn công suất sinh ra trong lò phản ứng cũng là một trong những yêu cầu quan trọng

Mặc dù việc phân tích thủy nhiệt vùng hoạt của lò về nguyên tắc yêu cầu phải tiến hành các tính toán chi tiết, ba chiều để xác định chính xác phân bố công suất, kể cả các hiệu ứng cháy nhiên liệu, tích lũy các sản phẩm phân hạch, phân bố thanh điều khiển và những biến đổi của mật độ chất làm chậm trong toàn bộ quá trình hoạt động của lò phản ứng Những thông tin này sau đó được sử dụng để xác định phân bố nhiệt độ và dòng tải nhiệt qua vùng hoạt của lò phản ứng Mặc dù những tính toán này ngày nay hoàn toàn có thể thực hiện được nhưng chúng đòi hỏi nhiều công sức cũng như thời gian, đặc biệt là trong phân tích các chuyển tiếp nhanh (fast transient)

Để các phân tích thủy nhiệt cho vùng hoạt lò phản ứng có tính áp dụng thực

tế hơn, người ta đưa ra cách tiếp cận tổng quát là khảo sát xem các thông số của kênh nóng (hot channel) trong vùng hoạt của lò tiệm cận đến các giới hạn vận hành như thế nào? Khi đó, nếu chúng ta có thể đảm bảo rằng các điều kiện về nhiệt của kênh này vẫn nằm trong các giới hạn thiết kế của vùng hoạt thì các kênh khác còn lại cũng sẽ được xem là nằm trong giới hạn thiết kế Người ta thường xác định kênh nóng trong vùng hoạt như là kênh tải nhiệt, tại đó thông lượng nhiệt của vùng hoạt

và enthalpy tăng cực đại Liên quan tới kênh này là các thừa số kênh nóng và điểm nóng (hot spot) biểu thị tỷ số của các thông số của kênh này với các đặc trưng trung bình của vùng hoạt

Bó nhiên liệu có công suất cực đại được định nghĩa là bó nhiên liệu nóng Điểm nóng trong vùng hoạt của lò phản ứng là điểm tại đó thông lượng nhiệt là cực đại hay mật độ công suất tuyến tính đạt cực đại, còn kênh nóng (hot channel) được định nghĩa như là kênh tải nhiệt, trong đó có các điểm nóng hoặc dọc theo kênh này việc tăng enthalpy của chất tải nhiệt là cực đại

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 21

Kênh nóng hạt nhân được định nghĩa nhằm tính đến biến đổi của thông lượng nơtron theo phân bố nhiên liệu trong vùng hoạt của lò

Thừa số kênh nóng hạt nhân theo bán kính N =

HC L 0

dz)r''qN

1

dz)r'q

Trong đó Nc - tổng số các kênh trong vùng hoạt

Tương tự, thừa số kênh nóng hạt nhân theo hướng trục N =

Z

F thông lương nhiệt cực đại của kênh nóng/thông lượng nhiệt trung bình của kênh nóng

dz)r'qL1

)r''qmax

HC L 0

=Xét trường hợp phân bố công suất trong lò hình trụ được mô tả bằng hệ thức

đã biết:

)L

zsin(

)R

r405.2(Jw)z(''

Thừa số kênh nóng theo bán kính khi đó cho:

32.2dz)L

zsin(

dr2)R

405.2(J

dz)L

zsin(

)0(J

0

L 0 0

L 0

0 N

ππ

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 22

57.1dz)L

zsin(

L

1)0(J

)2/sin(

)0(J

0 0

0 N

q ≈ Điều này có nghĩa là nếu áp dụng các biểu thức giải tích thô

và thừa nhận giá trị của thừa số kênh nóng toàn phần sẽ cho ta một độ dư khá lớn về mặt an toàn

Qua đó, ta có thể thấy rằng, phân tích bảo thủ là công cụ hữu hiệu để xác định các giá trị được phép với độ dự trữ an toàn là luôn luôn được đảm bảo Cách tiếp cận bảo thủ vì vậy rất rõ ràng, minh bạch nhưng lại tạo ra một khoảng cách (khoảng giá trị) lớn giữa giới hạn thực tế và giới hạn bảo thủ

1.2.3 Kết luận tiếp cận bảo thủ

Mục tiêu chính của các phân tích an toàn là biểu thị một cách rõ ràng về tất

cả các yêu cầu, đòi hỏi về an toàn được thỏa mãn, tức là tồn tại các độ dự trữ an toàn giữa các giá trị thực của các thông số quan trọng và các giá trị ngưỡng của chúng, tại đó có thể xảy ra sự hỏng hóc của các rào chắn dẫn tới sự phát tán các chất phóng xạ

Các phương pháp phân tích an toàn theo hướng tiếp cận bảo thủ đã có một vai trò vô cùng quan trọng trong việc giúp cho các cơ quan pháp quy đưa ra các tiêu chuẩn an toàn Với những hiểu biết ngày càng sâu rộng và đầy đủ hơn về các hiện tượng xảy ra trong lò phản ứng cũng như các cải tiến trong các hệ thống đảm bảo an toàn và sự phát triển vượt bậc của công nghệ tính toán, các phương pháp tiếp cận bảo thủ đang dần thể hiện những hạn chế Ngành công nghiệp hạt nhân với những tiến bộ không ngừng và những kinh nghiệm tích lũy được trong quá trình vận hành, đang ngày càng tiến xa hơn trong việc phát triển các công nghệ NMĐHN an toàn hơn, kinh tế hơn Điều này đã thúc đẩy việc phát triển các phương pháp hiện đại nhằm thỏa mãn cả hai yêu cầu: an toàn và kinh tế

Vấn đề chính xuất hiện trong tiếp cận bảo thủ là trên thực tế không có cách nào để chứng minh rằng các kết quả đưa ra bởi cơ chế bảo thủ được kiểm chứng trong các thực nghiệm cỡ nhỏ cũng là chính xác ở các tỷ lệ 1:1 và do đó, các giới hạn dự trữ an toàn cũng không thể được ước lượng thỏa đáng trong thực tế vận hành nhà máy

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 23

Hơn nữa, do bản chất không tuyến tính nên việc kết hợp một số các biện pháp bảo thủ lại với nhau cũng không được kiểm chứng Hạn chế quan trọng khác còn ở chỗ có một số các tình huống sự cố, tai nạn trong đó sự hiểu biết và kiến thức đầy đủ, chính xác về đặc trưng của nhà máy thực tế đang vận hành là hết sức cần thiết Hạn chế này có thể thấy rõ khi tai nạn TMI-2 xảy ra, trong đó nhân viên vận hành có vai trò quan trọng bậc nhất, nó cho thấy cần phải có quy trình vận hành khẩn cấp (Emergency Operation Procedures - EOP) cũng như hiểu biết của nhân viên vận hành về các đặc trưng của nhà máy

Những hạn chế của các tiếp cận bảo thủ đã thúc đẩy việc phát triển và áp dụng các chương trình tính toán ước lượng tốt nhất và sự ra đời của hàng loạt các chương trình thực nghiệm lớn vào những năm cuối thập kỷ 70 tại các nước có nền công nghiệp hạt nhân phát triển và những kết quả của các thực nghiệm này hiện vẫn đang được sử dụng trong việc làm chính xác hóa các chương trình phân tích an toàn thủy nhiệt cho các lò phản ứng hạt nhân

1.3 Phương pháp ước lượng tốt nhất (BEST ESTIMATE METHOD - BE)

1.3.1 Quá trình phát triển phương pháp ước lượng tốt nhất

Đánh giá hiệu quả của một nhà máy điện hạt nhân trong điều kiện xảy ra sự

cố, tai nạn đã là một phần nghiên cứu quan trọng trong lĩnh vực hạt nhân trong vòng

40 năm qua Hơn nữa, nhiều hệ thống chương trình tính toán thủy nhiệt phức hợp đã được phát triển phục vụ cho việc mô phỏng (transient behaviour) của lò phản ứng làm mát bằng nước Thời kỳ đầu của quá trình phát triển, chương trình được ứng dụng với mục đích thiết kế hệ thống công nghệ Năm 1978 đã đưa ra những mô hình định nghĩa về các phương trình bảo toàn với các điều kiện ban đầu, điều kiên biên để đảm bảo kết quả bảo toàn đối với các thông số an toàn tới hạn

Tiếp đó, sự phát triển và quá trình phối hợp quản lý tai nạn, áp dụng phân tích an toàn xác suất và đào tạo vận hành đã đòi hỏi một yêu cầu “ước lượng /đánh giá tốt nhất”, có nghĩa là mô phỏng một tai nạn gần sự thật nhất có thể Mục tiêu chính của hệ chương trình BE là thay thế mô hình đánh giá sử dụng nhiều giả thiết bảo thủ để dẫn đến việc tiên đoán chính xác hơn đối với lò phản ứng nước nhẹ (PWR, BWR) trong những quá trình chuyển tiếp tai nạn và từ đó cho phép giảm những giới hạn an toàn

Các phân tích an toàn tất định là công cụ tối cần thiết cho việc biểu thị mức

độ an toàn của các NMĐHN Những yêu cầu và hướng dẫn cho các phân tích an toàn, đặc biệt là các phân tích sự cố đã được mô tả trong các tài liệu hướng dẫn và tiêu chuẩn an toàn của IAEA NS-R-1, NS-R-2, NS-G-1.2 v.v Hướng dẫn an toàn

về đánh giá an toàn đưa ra hai lựa chọn khả dĩ cho việc biểu thị mức độ an toàn được đảm bảo với một độ dự trữ an toàn thích hợp – đó chính là việc sử dụng các

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 24

chương trình trình tính toán ước lượng tốt nhất (BE) kết hợp với các dữ liệu đầu vào mang tính bảo thủ (conservative input) hoặc kết hợp với các dữ liệu đầu vào có tính thực tế (realistic input) Cả hai lựa chọn này đều bao hàm việc ước lượng về các bất định trong các kết quả tính toán Lựa chọn thứ hai nhận được sự quan tâm đặc biệt

do nó cho phép đưa vào nhiều đặc trưng chính xác hơn về các độ dự trữ an toàn và

do đó, đưa ra nhiều khả năng vận hành linh hoạt hơn

Trước kia, khi chưa có đủ năng lực tính toán độ bất định của các giá trị của các thông số quan trọng xác định phạm vi vận hành NMĐHN, người ta đã áp dụng các tính toán bảo thủ nhằm đảm bảo độ an toàn cao nhất có thể Với hầu hết các NMĐHN thế hệ II đang vận hành ngày nay mà hầu hết sử dụng nước làm chất tải nhiệt thì thông số giới hạn quan trọng nhất và cũng được bàn thảo nhiều nhất là nhiệt độ tối đa của vỏ bọc nhiên liệu (Peak Clading Temperature - PCT) Thông số PCT xác định ngưỡng, tại đó, vỏ bọc thanh nhiên liệu bị phá hỏng, sản phẩm phân hạch thoát ra ngoài tăng lên Yêu cầu tuyệt đối về đảm bảo tính nguyên vẹn của vùng hoạt trong mọi sự kiện, kể cả vận hành bình thường và bất thường đòi hỏi những yêu cầu về pháp quy phải xác lập được một độ dự trữ an toàn chấp nhận được và áp dụng được trong quá trình vận hành NMĐHN

Tại Mỹ, trước năm 1974, khi chưa có hướng dẫn Appendix K cho mục 10 phần 50 (Appendix K to Title 10 Part 50 of the Code of Federal Regulations 10CFR50), thì các tiêu chuẩn chấp nhận được cũng như các yêu cầu về tính toán để đảm bảo các giới hạn an toàn không bị vi phạm là tùy thuộc vào từng thiết kế cụ thể của mỗi nhà máy

Vào năm 1974, lần đầu tiên quy định 10CFR50 với những yêu cầu cụ thể áp dụng cho các yêu cầu cấp phép NMĐHN được đưa ra Và hơn mười năm sau đó, quy định 10CFR50.46 đã cho phép việc sử dụng các chương trình tính toán ước lượng tốt nhất - BE thay cho các mô hình tính toán bảo thủ với điều kiện là cần phải xác định và đánh giá các bất định

Trong lúc ngày càng có nhiều công ty vận hành thực hiện các nâng cấp công suất cho các NMĐHN đang vận hành của họ, dẫn tới việc đưa ra các yêu cầu cấp phép thì mối quan ngại chính là biên độ các bất định trong các mô hình và việc xác định mức độ thu hẹp độ dự trữ an toàn khi cấp phép

Để hiện thực hóa các yêu đòi hỏi của thực tiễn, các giải pháp mang tính quốc

tế được đưa ra bao gồm:

− Phát triển các chương trình phân tích an toàn hệ thống BE với khả năng tính được chính xác các giá trị hạn chế giới hạn vận hành nhà máy

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 25

− Thu thập số liệu để có thể làm chính xác hóa và kiểm chứng (V&V) các chương trình tính toán

− Thực hiện làm chính xác hóa và kiểm chứng các chương trình nhằm đảm bảo xác định đầy đủ và rõ ràng về năng lực, mức độ chấp nhận được cũng như phạm vi áp dụng của các chương trình tính toán

Những cố gắng trong việc tạo ra các số liệu được xác định trong các thực nghiệm riêng rẽ (Separate Effect Tests - SET) và trên các thiết bị thực nghiệm mô

tả sát với hệ thống thực (ITF- Integral Test Facilities)

Động lực phát triển và áp dụng các chương trình BE và tính toán các bất định đang được tiến hành một cách mạnh mẽ Khi các giá trị tính toán được của các thông số quan trọng như PCT được biết một cách chính xác với độ tin cậy cao, người ta có thể áp dụng nhiều kỹ thuật nhằm tối ưu hóa các quá trình vận hành và khai thác nhà máy với mục tiêu đạt được hiệu suất vận hành cao mà vẫn đảm bảo an toàn và do đó, giảm giá thành và nâng cao hiệu quả kinh tế

Các tính toán BE với việc xác định rõ các bất định của các thông số quan trọng mô tả các đặc trưng của NMĐHN là mục tiêu của các chương trình nghiên cứu của ngành công nghiệp hạt nhân trong nhiều năm qua Các nghiên cứu tiến hành vào những năm 1974 – 1998 đã góp phần tạo dựng nền móng cho việc đưa vào áp dụng các phương pháp phân tích dựa trên cơ sở các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt cũng như các hiện tượng cơ học, hóa học xảy ra trong thực tế vận hành các NMĐHN Hàng loạt các nghiên cứu thực nghiệm trên phạm vi quốc tế đã được tiến hành cùng với việc xuất hiện của nhiều chương trình tính toán ước lượng tốt nhất được phát triển song song với các thực nghiệm đã dần thay thế các tiếp cận dựa trên các mô hình ước lượng bảo thủ Các chương trình ước lượng tốt nhất đã được phát triển và ngày càng hoàn thiện như RELAP, TRAC, COBRA, RETRAN, ATHLET, CATHARE v.v

Dựa trên các kết quả nghiên cứu thực nghiệm và tính toán, USNRC đã khởi xướng những nỗ lực nhằm phát triển và chứng tỏ phương pháp ước lượng tốt nhất là chấp nhận được cho mục đích cấp phép và đem lại lợi ích to lớn cho các nhà vận hành các NMĐHN

Những cơ sở để áp dụng thành công phương pháp BE bao gồm:

− Những chương trình này đã được kiểm chứng và chính xác hóa dựa vào

cơ sở dữ liệu sẵn có

− Người sử dụng chương trình được đào tạo tốt

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 26

− Những bất định (sai số) liên quan có thể được định lượng hoặc ít ra là đã được biết rõ một cách định tính và có thể kiểm soát được

Hiện nay, cơ quan pháp quy ở hầu hết các quốc gia đều cho phép việc sử dụng các chương trình tính toán ước lượng tốt nhất trong phân tích, đánh giá, thẩm định an toàn NMĐHN

1.3.2 Tiếp tục hoàn thiện phương pháp ước lượng tốt nhất

Việc phát triển, cải tiến chương trình tính toán trong phân tích và đánh giá an toàn là rất quan trọng đối với những quốc gia có nền công nghiệp ĐHN phát triển cũng như là những nước đang có kế hoạch phát triển điện hạt nhân

Trên phạm vi quốc tế, xu hướng phát triển chương trình tính toán là mô phỏng 1D và 3D, tiên đoán các hiện tượng vật lý với thời gian thực Các nghiên cứu liên quan được tiến hành rất mạnh mẽ cả trên phương diện thực nghiệm và tính toán

lý thuyết

Về thực nghiệm: Các số liệu thực nghiệm này thường được phân làm 2 loại:

số liệu thực nghiệm riêng biệt: Separate Effect Tests - SET và số liệu thực nghiệm tích hợp: Integral Effect Tests – IET

Các thử nghiệm hiệu ứng riêng biệt (Separate Effect Tests – SET): được thiết

kế để đánh giá chất lượng của các dự đoán thu được từ các mô hình vật lý cụ thể Chúng cung cấp các thông tin về:

− Tính thích hợp của mô hình mô tả hiện tượng vật lý quan tâm

− Độ chính xác của mô hình có thể cho các kết quả gần với các phép đo thực nghiệm

− Thiết lập khoảng giá trị của các thông số vật lý liên quan cho việc áp dụng các mô hình

Ưu điểm của các thực nghiệm này là chúng tập trung vào một vài các quá trình vật lý; các phép đo có thể bao trùm các vùng rộng của không gian trạng thái cuả mô hình Tuy nhiên, các thực nghiệm này cũng có những nhược điểm: không

mô tả đặc trưng của hệ thống; các vấn đề tỷ lệ (scaling) làm cho nó khó có thể ngoại suy các kết quả cho toàn bộ nhà máy

Các thử nghiệm tích hợp (Integral Effect Tests – IET): được thiết kế để phân tích đặc tính của các hệ thống trong các điều kiện sự cố, tai nạn khác nhau Chúng cung cấp các dữ liệu có giá trị cho việc đánh giá các chương trình tính toán toàn hệ thống như RELAP, TRACE

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 27

Các thực nghiệm này có ưu điểm: đề cập tới đặc trưng của hệ thống phức tạp; có thể xem xét một cách chi tiết các đặc trưng của hệ thống tích hợp đối với các kịch bản tai nạn; rất hữu ích cho việc khảo sát các quy trình giảm thiểu tai nạn Và các nhược điểm: vấn đề tỷ lệ (scaling) làm cho khó có thể ngoại suy các kết quả cho đặc trưng của nhà máy thực; khó có thể cô lập các quá trình vật lý để đánh giá ảnh hưởng của từng hiệu ứng riêng biệt lên hệ thống

Về tính toán lý thuyết: Dựa trên các kinh nghiệm vận hành, các dữ liệu thu được từ các thực nghiệm đã tiến hành, cùng với sự phát triển nhanh chóng của các công cụ tính toán, các chương trình máy tính đóng vai trò quan trọng trong việc đáp ứng các yêu cầu đánh giá an toàn Các chủng loại công cụ phần mềm chuyên môn sâu cần thiết có thể tìm thấy tại Ngân hàng dữ liệu của Cơ quan Năng lượng hạt nhân châu Âu theo địa chỉ: http://www.nea.fr/html/dbprog/category.htm Trong đó có:

− Các chương trình phân tích an toàn nhiệt thủy động ước lượng tốt nhất, hướng hệ thống như RELAP, TRAC, CATHARE v.v

− Các chương trình đánh giá sự cố nặng như MELCOR (Hoa kỳ), ANSTEC

Việc áp dụng các công cụ phần mềm là công việc đòi hỏi nhiều công sức và thời gian Do vậy, để sử dụng được các chương trình phần mềm, người sử dụng cần

có kiến thức chuyên môn tốt, được huấn luyện đào tạo một cách bài bản, kỹ lưỡng ở trong và ngoài nước

Ngoài ra, để sử dụng được phần mềm, các chương trình tính toán, người sử dụng phải có kiến thức về công nghệ thông tin Công nghệ thông tin giúp cho việc vận hành cơ sở hạ tầng thông tin và tính toán trên cơ sở mạng máy tính và các nền tảng máy tính khác Công nghệ thông tin còn giúp cho việc nâng cao hiệu suất tính toán của các chương trình tính toán chuyên môn khác, như thiết lập công nghệ tính toán clustering hay tính toán mạng v.v

1.4 Xác định đối tượng và bài toán nghiên cứu

Hiện tại, Việt Nam đang trong bối cảnh chuẩn bị nguồn lực cho việc tiếp nhận công nghệ điện hạt nhân, trong đó việc xây dựng tiềm lực kỹ thuật đảm bảo an toàn hạt nhân đóng vai trò quan trọng Tính đến năm 2008, cũng có một số công

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 28

trình nghiên cứu liên quan đến lĩnh vực này (xem [3]-[8]) Có thể nói rằng, các nghiên cứu về vật lý và thuỷ nhiệt lò phản ứng ở Việt Nam chủ yếu cho đối tượng

lò phản ứng nghiên cứu Đà Lạt

Viện NCHN Đà Lạt đã sử dụng chương trình RELAP5/MOD3.2 để tính toán các trường hợp sự cố có thể dẫn đến mất an toàn lò phản ứng Ba trường hợp sau đây đã được phân tích:

− Sự cố độ phản ứng (RIA): Đưa vào độ phản ứng dương lớn khi kéo ra khỏi vùng hoạt ngoài ý muốn một thanh điều khiển trong lúc khởi động hoặc lúc lò đang vận hành ở công suất danh định;

− Sự cố mất lưu lượng nước làm mát (LOFA): Hỏng bơm vòng một và vòng hai;

− Sự cố mất nước bể lò (LOCA): Hỏng kênh dẫn neutron

Các nghiên cứu về lò phản ứng công suất của NMĐHN mới có kết quả ban đầu về vật lý tĩnh học lò phản ứng, các nghiên cứu động học lò phản ứng và nhiệt thuỷ động mới bắt đầu tiếp cận về lý thuyết Viện NLNTVN đã nghiên cứu tính toán vật lý lò phản ứng công suất của nhà máy điện hạt nhân dạng PWR bằng một

số công cụ tính toán hiện đại thuộc Đề tài độc lập cấp Nhà nước giai đoạn

2002-2004 Các nghiên cứu về thuỷ nhiệt lò phản ứng công suất NMĐHN còn ở giai đoạn ban đầu, chủ yếu là tìm hiểu thông qua các tài liệu và tiến hành tính toán chế độ ổn định bằng số công cụ tính toán lý thuyết

Khó khăn chính của Việt Nam là ta chưa có những chuyên gia đầu đàn, có kinh nghiệm trong lĩnh vực phân tích, đánh giá an toàn lò phản ứng hạt nhân công suất, đồng thời chúng ta chưa có các hệ thiết bị thí nghiệm để có thể tiến hành các nghiên cứu thực nghiệm Các nghiên cứu thực nghiệm về dòng nhiệt tới hạn (Critical Heat Flux Tests with Water) trong các điều kiện nhiệt độ cao, áp suất cao (High-Pressure/High-Temperature), cùng các hiện tượng hóa hơi và ngưng tụ là rất cần thiết để am hiểu các hiện tượng vật lý – thủy nhiệt trong lò phản ứng khi có sự

cố

Như đã nói, phân tích sự cố nhằm đảm bảo an toàn kỹ thuật NMĐHN có vai trò quan trọng và đối với Viêt Nam, chúng ta mới dừng lại ở đối tượng cụ thể là lò nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Đối với việc phân tích sự cố lò phản ứng công suất, Viện NLNTVN cho rằng, cần xác định đối tượng và pham vi nghiên cứu thật cụ thể,

có sự giúp đỡ nhiệt tình của các chuyên gia nước ngoài Vì vậy, Viện NLNTVN đã xây dựng nghị định thư với Viện Nghiên cứu năng lượng Nguyên tử Hàn Quốc - KAERI, Hàn Quốc về “Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 29

phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố” Kết quả hai bên đã thống nhất đối tượng và phạm vi nghiên cứu (xem [9]):

− Loại lò phản ứng nghiên cứu là PWR APR – 1400

− Phần mềm sử dụng trong thực hành nghiên cứu là RELAP5/SCDAPSIM

1.4.1 Bài toán RIA - Sự cố độ phản ứng

RIAs là sự cố thêm vào vùng hoạt một độ phản ứng dương Việc đẩy thanh điều khiển ra ngoài được xem như sự cố cơ bản thiết kế (DBA) chủ yếu là từ phương diện độ phản ứng tăng nhanh tức thời

Việc chùm thanh điều khiển bị bật ra ngoài không kiểm soát được khi lò đang vận hành ở mức công suất có thể xảy ra do sự trục trặc của hệ thống điều khiển thanh dẫn Sự kiện này có thể xảy ra ở những mức công suất ban đầu khác nhau và việc tăng độ phản ứng có thể dao động trong khoảng từ 0 đến 75 pcm/sec tùy thuộc tốc độ chùm thanh bị rút ra và giá trị cực đại của hiệu suất của chùm thanh đó

Việc rút chùm thanh điều khiển không kiểm soát khi lò đang vận hành ở mức công suất dẫn đến việc tăng thông lượng nhiệt trong vùng hoạt của lò phản ứng Việc lấy nhiệt từ bình sinh hơi trễ hơn so với tốc độ tăng công suất trong vùng hoạt Nếu lò phản ứng không được dập tự động hay dập bằng tay thì sự chệch công suất

và sự tăng lên của nhiệt độ chất tải nhiệt trong lò sẽ dẫn tới xảy ra hiện tượng DNB

Để ngăn chặn sự hỏng hóc vỏ bọc nhiên liệu, hệ thống dập lò (RTS-Reactor Trip System) được thiết kế để kết thúc quá trình chuyển tiếp trước khi DNBR đạt đến giới hạn thiết kế

Việc rút chùm thanh điều khiển cũng chính là việc thêm vào vùng hoạt một

độ phản ứng dương Theo quy trình vận hành và theo thiết kế, tốc độ rút thanh phải được điều khiển và mô tả trước, nhằm giúp cho quá trình thay đổi công suất thực

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 30

hiện một cách an toàn Các tín hiệu dập lò sau đây được giả thiết là khả dĩ nhằm cung cấp khả năng bảo vệ lò trong chuyển tiếp này:

Thông lượng notron giải công suất cao (điểm đặt cao)

Tốc độ thay đổi thông lượng notron giải công suất cao

Độ tăng công suất ∆P

Độ tăng nhiệt độ ∆T

Áp suất bình điều áp (PZR) cao

Mức nước trong bình điều áp PZR cao

Hệ thống dập lò (RTS) với các tín hiệu chênh công suất và chênh nhiệt độ được thiết kế nhằm cung cấp dự trữ an toàn cho các giới hạn thiết kế vùng hoạt của

lò phản ứng

1.4.2 Bài toán LOFA - Sự cố mất lưu lượng nước làm mát

Sự kiện LOFAs là việc mất dòng chất tải nhiệt cưỡng bức, xảy ra do mất điện hay giảm tần số nguồn điện lưới đối với tất cả các bơm tuần hoàn trong khi lò đang vận hành ở mức công suất Từ đó, dẫn đến giảm khả năng tải nhiệt khỏi vùng hoạt Nếu lò đang vận hành ở mức công suất tại thời điểm xảy ra sự cố, hiệu ứng mất toàn bộ dòng tải nhiệt xảy ra tức thời dẫn đến việc tăng nhanh nhiệt độ chất tải nhiệt và DNBR giảm Quá trình chuyển tiếp này kết thúc khi có tín hiệu dập lò khởi phát do tốc độ bơm tuần hoàn (RCP) thấp Dập lò giúp ngăn ngừa khả năng xảy ra DNB

Ngắt tức thời (hay gần như tức thời) tất cả các bơm tuần hoàn RCP được phân loại như các chuyển tiếp AOO (các chuyển tiếp vận hành dự kiến)

Việc dừng hay giảm tần số của cả 4 bơm tuần hoàn RCP trong khi lò đang vận hành ở mức công suất gây ra mất dòng chất tải nhiệt và gây nên việc giảm khả năng làm nguội vùng hoạt, và ngược lại, nó làm tăng nhiệt độ nhiên liệu và nhiệt độ chất tải nhiệt Tuy nhiên, các RCP được trang bị các bánh đà có quán tính lớn, giúp ngăn không cho giảm dòng tải nhiệt quá nhanh (và do vậy khả năng tải nhiệt) Lò phản ứng được xem tự động dừng khi có tín hiệu vận tốc quay của bơm xuống dưới 95% giá trị danh định

1.4.2.1 Kẹt roto (Rotor Seizure) bơm tuần hoàn (Reactor Coolant Pump – RCP)

Sự kiện này được khởi phát do việc kẹt tức thời roto của một bơm RCP trong khi lò đang vận hành ở mức công suất Việc kẹt roto giả định này dẫn đến việc giảm nhanh dòng chất tải nhiệt qua vùng hoạt lò phản ứng (so với quá trình giảm dần khi

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 31

dừng bơm) làm giảm khả năng tải nhiệt của lò phản ứng Điều này, ngược lại, lại dẫn đến việc tăng nhiệt độ nhiên liệu, nhiệt độ chất tải nhiệt và áp suất trong lò Sự kiện này còn được gọi là chuyển tiếp do roto bơm bị khóa (locked pump roto transient) Những nguyên nhân khả dĩ của việc gây kẹt roto là sự mài mòn hay quá nhiệt do mất làm mát cưỡng bức hay rò gỉ chất tải nhiệt Việc dừng đột ngột bơm RCP được giả định trong kịch bản này được xem như tai nạn giả định (PA)

Dòng tải nhiệt chuyển động ngược trở lại trong nhánh bị kẹt roto bơm RCP

do sự chênh áp giữa phần vành xuyến và lối ra (reactor vessel outlet) và điều này, dẫn đến việc tăng nhiệt độ nhiên liệu và nhiệt độ chất tải nhiệt, và cả áp suất hệ tuần hoàn lò phản ứng - RCS

Việc lựa chọn vật liệu, thiết kế, chế tạo và lắp đặt cũng như kiểm tra định kỳ bơm tuần hoàn lò phản ứng – RCP, phải đảm bảo tuân thủ các quy định và các quy tắc, tiêu chuẩn an toàn Đặc biệt, các gối đỡ phải được thiết kế để đảm bảo vận hành lâu dài không bị mài mòn và do đó, làm giảm khả năng kẹt roto của bơm

1.4.2.2 Gãy trục bơm (RCP Shaft Break)

Sự cố này khởi đầu bằng việc gãy bất ngờ của một trong các trục bơm RCP trong khi lò đang vận hành ở mức công suất Giả thiết về việc gãy trục bơm gây ra việc giảm dòng tải nhiệt và do đó, giảm khả năng tải nhiệt của hệ thống RCS Nhiệt

độ nhiên liệu và chất tải nhiệt trong lò phản ứng tăng và do đó, áp suất trong lò cũng tăng Sự cố gãy trục bơm RCP được xem như tai nạn giả định (PA)

1.4.3 Bài toán LOCA - Sự cố mất chất tải nhiệt

Các sự cố LOCA thuộc loại các tai nạn giả định (PAs) gây bởi mất mát chất tải nhiệt với tốc độ vượt khả năng cung cấp nước của hệ thống bổ sung nước tải nhiệt cho lò phản ứng (coolant makeup system) Việc chất tải nhiệt bị mất thường là

do các nứt vỡ xảy ra trên các đường ống trong phạm vi áp lực cao của hệ thống tải nhiệt Sự cố LOCA với các nứt vỡ lớn nhất có kích thước tương đương với việc gãy đôi ống tuần hoàn lớn nhất trong hệ thống tải nhiệt của lò phản ứng

Việc phân loại các sự cố LOCA rất đa dạng và tùy thuộc vào từng mục đích nghiên cứu Tuy nhiên thông thường nhất, các sự cố LOCA được phân định gồm hai loại chính: LOCA vỡ lớn (Large Break - LBLOCA) và LOCA vỡ nhỏ (Small Break - SBLOCA)

LBLOCA được xác định như là các nứt vỡ với diện tích tiết diện ngang bằng hoặc lớn hơn 1ft2 (cho lò APWR) và các nứt vỡ nhỏ hơn được gọi là các SBLOCA Tuy nhiên, các sự cố SBLOCA cũng thường được quan tâm với những nứt vỡ đủ lớn, trong đó các hệ thống bơm nạp (charging pumps) và hệ thống kiểm soát thể tích và kiểm soát hóa học (CVCS) không thể cung cấp đủ nước cho hệ thống tải

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 32

nhiệt lò phản ứng (Reactor Coolant System – RCS), và khi đó, hệ thống ECCS sẽ được kích hoạt Nếu các nứt vỡ là khá nhỏ khi mà các hệ thống CVCS và các bơm nạp có đủ khả năng bù vào phần nước bị rò ra ngoài, áp suất và mức nước trong bình điều áp - PZR sẽ được duy trì và ECCS sẽ không được kích hoạt

Trong hầu hết các báo cáo phân tích an toàn, các sự cố LOCA được xếp vào loại các tai nạn giả định (PAs), có nghĩa là chúng được xem như không xảy ra trong suốt quá trình hoạt động của nhà máy, tuy nhiên chúng cần phải được giả định xảy

ra như là cơ sở của thiết kế bảo thủ nhằm đảm bảo rằng thiết kế đưa ra là hoàn toàn đáp ứng được các yêu cầu an toàn đòi hỏi

1.4.3.1 Sự cố LBLOCA

Sự cố LBLOCA thường được giả định là vỡ đường ống trong hệ thống RCS

ở chân nguội tại vị trí giữa bơm tải nhiệt (RCP) và lối vào thùng lò phản ứng (RPV),

do các vị trí vỡ này là nguy hiểm nhất đối với việc cung cấp chất tải nhiệt đi qua vùng hoạt của lò phản ứng và cũng đòi hỏi phải có sự can thiệp của hệ thống ECCS Ngoài ra, chân nguội bị vỡ thường được giả định là thuộc nhánh có bình điều áp - PZR ở chân nóng tương ứng Ngoài ra, để tăng cường tính bảo thủ, các kịch bản mất điện lưới (LOOP- Loss-of-offsite power) cũng được giả thiết

Chuỗi sự kiện xảy ra bắt đầu bằng việc xảy ra nứt vỡ và mất nguồn điện (LOOP) làm cho các bơm tải nhiệt giảm tốc (coastdown) Do mất chất tải nhiệt và giảm áp của hệ thống RCS, nên lưu lượng dòng tải nhiệt qua vùng hoạt giảm rất nhanh Đối với LBLOCAs với giả thiết LOOP thì nước chứa boron được tiêm vào

từ các bình tích lũy (Accumulator) trước khi các bơm tiêm cao áp hoạt động

Các quá trình cơ bản của LBLOCAs bao gồm: bùng phát (blowdown), làm đầy (refill) và làm ngập (reflood)

1.4.3.2 Sự cố SBLOCA

Sự cố SBLOCA thường được giả định xảy ra ở chân nguội, phần đường ống nối giữa đầu ra của bơm tải nhiệt RCP và lối vào thùng lò phản ứng (RV inlet), vì các vị trí vỡ này làm mất nước tải nhiệt đi vào thùng lò và đòi hỏi phải có sự can thiệp của hệ thống ECCS Ngoài ra, còn rất nhiều vị trí vỡ khác như vỡ đường DVI chẳng hạn cũng rất được quan tâm do vai trò của đường DVI là đường cấp nước khi

sự cố LOCA xảy ra

Để đảm bảo tính bảo thủ, kịch bản LOOP cũng được giả định kèm theo dập

lò phản ứng Kịch bản LOOP tạo ra tình huống xấu nhất khi dòng chất tải nhiệt qua vùng hoạt của lò giảm và các bơm SI khởi động chậm hơn so với tình huống không

có LOOP

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 33

So với LBLOCA, các giai đoạn trong sự cố SBLOCA trước khi có sự hồi phục thường xảy ra trong khoảng thời gian dài hơn Để làm rõ các hiện tượng cơ bản trong sự cố SBLOCA, người ta xác định 5 giai đoạn chính trong tiến trình sự cố SBLOCA: Bùng phát (Blowdown), tuần hoàn (đối lưu) tự nhiên, phá vỡ nút kín vòng tải nhiệt (Loop seal clearance), bốc hơi (boil-off), và phục hồi vùng hoạt (core recovery) Khoảng thời gian của mỗi giai đoạn là tùy thuộc vào kích thước vỡ cũng như hiệu năng của hệ thống ECCS

1.4.4 Bài toán FWLB – Sự cố mất dòng nước cấp

Việc mất dòng nước cấp thông thường có thể xảy ra do hỏng bơm nước cấp, hỏng hóc của các van hay mất nguồn điện lưới Việc mất nước cấp làm giảm khả năng lấy nhiệt của hệ thống thứ cấp, và do đó, nhiệt độ và áp suất của chất tải nhiệt trong vòng sơ cấp sẽ tăng lên và đỏi hỏi lò phải được dập để bảo vệ an toàn cho nhiên liệu và hệ thống tải nhiệt của lò phản ứng

Dòng nước cấp cũng có thể bị giảm sút do vỡ đường ống nước cấp, làm cho mức nước trong bình sinh hơi giảm xuống trước khi có các hành động can thiệp làm giảm thiểu tác động của sự cố Kịch bản này được đề cập trong chuyển tiếp vỡ ống

hệ thống nước cấp (FWLB) và được đặc biệt quan tâm

Sự cố vỡ đường ống trong hệ thống nước cấp liên quan đến mô hình hóa dòng chảy trong hệ thống thứ cấp Không giống như nứt vỡ đường ống trong phần thứ cấp liên quan đến hệ RCS (như sự cố SGTR), sự cố vỡ ống đường nước cấp làm mất tổng lượng nước bão hòa trong bình sinh hơi, dẫn đến việc nhiệt độ và áp suất của hệ thống RCS tăng lên Điều này cũng có thể dẫn đến việc xả nước qua các van

an toàn của bình điều áp nhằm làm bớt nóng hệ thống RCS

Vỡ đường cấp nước chính là nứt vỡ được xem như đủ lớn, làm cho nước cấp

bổ sung không đủ khả năng duy trì mức nước trong phần thứ cấp của bình sinh hơi (shell-side) Nếu nứt vỡ xảy ra tại đường nước cấp giữa van kiểm tra đường cấp nước chính và bình sinh hơi, nước từ bình sinh hơi có thể thoát ra ngoài qua chỗ vỡ Nếu van kiểm tra trên đường nước cấp chính bị vỡ thì cũng được xem như sự cố mất nước cấp Sự cố này làm giảm khả năng lấy nhiệt từ vòng sơ cấp vì những lý do sau:

− Dòng nước cấp đến bình sinh hơi bị giảm Do nước cấp ở trạng thái dưới bão hòa (subcooled), việc mất nước có thể làm cho nhiệt độ chất tải nhiệt trong lò phản ứng tăng lên trước khi dập lò

− Nước trong bình sinh hơi có thể thoát ra ngoài qua chỗ vỡ và do đó không thể lấy nhiệt dư sau khi dập lò

− Chỗ vỡ có thể đủ lớn để làm hết nước cấp chính sau khi dập lò

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 34

Sự trầm trọng của các hiệu ứng trong sự cố vỡ đường nước cấp chính phụ thuộc vào vị trí điểm nứt vỡ, kích thước nứt vỡ, các điều kiện vận hành của nhà máy,

sự khả dụng của hệ thống điều khiển và các hệ thống an toàn khác Với các nứt vỡ nhỏ mà nhà máy vẫn tiếp tục vận hành, không cần đến việc kích hoạt hệ thống dập

lò (RTS – Reactor Trip System hay ESF - engineered safety feature) Những kịch bản này sẽ không được xem xét trong sự cố vỡ đường nước cấp chính (FWLB) mà được xem như các sự kiện tiên liệu trước (AOOs) Sự cố lớn nhất là việc gãy đôi đường cấp nước chính giữa van kiểm tra và bình sinh hơi và được xếp vào loại tai nạn giả định (PA)

1.5 Kết luận

Phương pháp phân tích an toàn đã được phát triển mạnh trong những năm gần đây, nó cho phép hiểu biết tốt hơn về các hiện tượng vật lý, tính toán được khả năng và tích hợp các kết quả nghiên cứu vào chương trình máy tính Các nghiên cứu sâu cả về thực nghiệm và lý thuyết đã được thực thi để làm rõ biểu hiện transient đối với các sự kiện khởi đầu khác nhau Tùy theo mục đích khác nhau, việc tính toán, phân tích an toàn ở trạng thái dừng, chuyển tiếp và sự cố, sẽ sử dụng tiếp cận bảo thủ hay tiếp cận ước lượng tốt nhất

Với sự tiến bộ của các phương pháp và chương trình máy tính, phương pháp ước lượng tốt nhất ngày càng được áp dụng rộng rãi nhất là đối với nhà thiết kế lò phản ứng, cơ sở hạt nhân… trong việc phân tích biểu hiện của nhiên liệu trong vận hành bình thường, chuyển tiếp và khi có sự cố Tiếp cận ước lượng tốt nhất có ưu điểm là nó cung cấp một hình ảnh tốt về biên giới hạn an toàn vận hành NMĐHN

Gần đây, sự phát triển của các phương pháp phân tích chính xác hơn (ước lượng tốt nhất hoặc thống kê) cũng như các thiết kế lò và nhiên liệu tiên tiến (quản

lý nhiên liệu) đã cho thấy có thể tăng biên vận hành trong việc thiết kế và vận hành của nhiều loại lò

Đối với các sự cố cơ bản theo thiết kế (Design Basis Accidents - DBA), tùy thuộc vào sự ảnh hưởng của chúng đối với nhiên liệu, thì các sự kiện khởi đầu liên quan đến an toàn nhiên liệu có thể được nhóm thành ba nhóm cơ bản:

− Các sự cố liên quan đến công suất (power excursion accident) hay còn goi là sự cố RIA (Reactivity Induced Accidents);

− Các sự cố liên quan đến công suất làm mát (power-cooling-mismatch accident) hay còn goi là sự cố LOFA (Loss Of Flow Accidents);

− Các sự cố làm giảm lượng chất làm mát lò (decrease of reactor coolant inventory) hay còn goi là sự cố LOCA (Loss Of Coolant Accidents)

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 35

Các sự cố cơ bản nêu trên, xảy ra đối với lò phản ứng nước áp lực cải tiến APW – 1400 sẽ là các bài toán nghiên cứu của đề tài này

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 36

Chương 2 Cấu trúc nhiên liệu, đặc trưng thiết kế vùng hoạt và các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt liên quan

2.1 Hệ thống nhiên liệu

2.1.1 Thanh nhiên liệu

Nhiên liệu của LPU APR 1400 sử dụng giống với nhiên liệu của NMĐHN tiêu chuẩn Hàn Quốc (KSNP) như Uchin 3&4 Thanh nhiên liệu được gắn và hàn kín tại hai đầu để bảo vệ các viên nhiên liệu và được gia áp với khí He để giảm thiểu sự dão vỏ bọc và cải thiện truyền nhiệt bên trong thanh nhiên liệu Các viên nhiên liệu hình trụ được sản xuất từ bột dioxide Urani được làm giàu và được nén lại thành viên rắn với mật độ theo yêu cầu Mật độ danh định viên nhiên liệu bằng 95% mật độ lý thuyết Mật độ này đảm bảo đủ thể tích rỗng khi nhiên liệu bị phồng rộp do chiếu xạ và đồng thời tạo nên cấu trúc bền Các mặt của viên nhiên liệu có dạng hình lõm đĩa cho phép giãn nở theo trục dọc tại tâm của viên nhiên liệu Để tránh quá sức căng của vỏ bọc hoặc các vết hàn kín, có một khoảng không giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc để chứa: (a) các khí phân hạch thoát ra từ nhiên liệu, (b), sự giãn nở nhiệt khác nhau giữa vỏ bọc và nhiên liệu (c) sự phồng rộp của nhiên liệu sau khi cháy Sự dịch chuyển các viên nhiên liệu bên trong vỏ bọc sẽ được giảm thiểu nhờ lò xo xoắn bằng thép không gỉ chặn ở đỉnh các viên nhiên liệu Một vài đặc trưng thiết kế nhiên liệu như sau:

− Khả năng sử dụng nhiên liệu loại MOX (trong vùng hoạt): xấp xỉ 30%

− Độ giàu nhiên liệu cho việc kéo dài chu trình nhiên liệu:

o Khởi động lò 2.72 w/o

o Cân bằng lò 4.4 w/o

− Thiết kế chống động đất: 0.3 g

− Tỷ lệ cháy của bó nhiên liêu: < 60 GWD/T

Bảng dưới đây chỉ ra một số thông số hình học, mật độ và vật liệu thanh nhiên liệu:

Bảng 2 1 - Các đặc trưng của thanh nhiên liêu

Thành phần nhiên liệu (Viên rắn) UO 2

Đường kính viên nhiên liệu, cm 0.826

Vật liệu vỏ bọc Zircaloy-4

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 37

Hình ảnh một thanh nhiên nhiên liệu có thể thấy như dưới đây:

Hình 2 1 – Cấu trúc thanh nhiên liệu của KSNP

2.1.2 Bó nhiên liệu

Bó nhiên liệu của KSNP là sự sắp đặt các thanh nhiên liệu trong một cấu trúc hình vuông (16 x 16), liên kết với nhau bởi lưới giằng, lò xo và miếng gập Các lưới giằng phân bố theo chiều dọc bó thanh nhiên liệu nhằm đảm bảo khoảng cách giữa các thanh nhiên liệu Mỗi thanh nhiên liệu có 6 điểm đính với ô lưới (theo thiết

kế của Westinghouse) bằng các miếng gập và lò xo Lưới giằng gồm các băng có rãnh gắn kết lẫn nhau và được hàn lại thành cấu trúc giỏ trứng (egg crate) Độ lớn của lực giữ lưới có thể khóa các thanh nhiên liệu và khung của cả bó Vật liệu của lưới giằng co thể là Inconel hoặc Zircaloy

Cấu trúc bó nhiên liệu tạo nên một mảng các ống được nối đến khoang đỉnh, khoang đáy và các khoang giữa Một ống tube được đặt gần tâm của bó và được cố định tại khoang đỉnh và đáy Tùy thuộc vào vị trí của bó nhiên liệu trong vùng hoạt,

có một số ống dẫn được dùng làm bó thanh điều khiển, thanh nguồn neutron hay thanh nhiễm độc cháy được Nếu những ống này không dùng vào những việc như

kể trên thì chúng được bịt lại để giảm dòng bypass

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 38

Bảng 2 2 – Các đặc trưng của bó thanh nhiên liệu

Hình ảnh một bó nhiên liệu được mô tả như dưới đây:

Hình 2 2 – Cấu trúc bó thanh nhiên liệu KSNP

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thưVAEI - KAERI 39

2.1.3 Đặc trưng các bó nhiên liệu và phân bố trong vùng hoạt

Các loại bó thanh nhiên liệu cùng với các đặc trưng được liệt kê trong bảng dưới đây:

Bảng 2 3 - Bó nhiên liệu và các đặc trưng

U-235 Số thanh trong bó

Số thanh Gd/bó

15 inch của thanh hấp thụ cháy được không chứa gadolinia

Hình 2 3 – Cấu trúc các bó thanh nhiên liệu khác nhau trong vùng hoạt LPU APR 1400

2.2 Các đặc trưng thiết kế vùng hoạt

2.2.1 Độ cháy nhiên liệu và độ phản ứng dự trữ

Độ phản ứng dư (excess reactivity - độ dữ trữ phản ứng) cung cấp cho mỗi chu trình được căn cứ vào những đặc điểm tiêu hao nhiên liệu (do cháy), các chất