Hệ thống điều khiển và bảo vệ nhà máy điện nguyên tử

Trong các nhà máy điện nguyên tử, khi nạp nhiên liệu vào lò phản ứng là có thể liên tục phát điện trong vòng 1 năm mà không cần phải thay thế nhiên liệu.. Hình 1.1: Sơ đồ đơn giản của ng

LỜI CẢM ƠN

Em xin chân thành cảm ơn Hiệu trưởng nhà trường, Viện khoa học Công nghệ Nhiệt lạnh trường Đại học Bách Khoa Hà Nội đã tạo điều kiện để em được làm luận văn, và đặc biệt em xin chân thành cảm ơn PGS.TSKH.VS Nguyễn Văn Mạnh đã giúp đỡ em trong suốt quá trình để em hoàn tất phần luận văn này Trong quá trình làm bài không thể tránh những thiế thầy cô giáo và các độc giả góp ý để em có được bài làm luận văn tốt nhất

Em xin chân thành cảm ơn!

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan rằng, bản luận văn dưới đây là do chính tôi tính toán, thiết kế và nghiên cứu dưới sự hướng dẫn của thầy giáo PGS.TSKH.VS Nguyễn Văn Mạnh

Để hoàn thành luận văn này, tôi đã sử dụng những tài liệu đã ghi trong mục tài liệu tham khảo, ngoài ra không sử dụng bất kỳ tài liệu nào khác không được ghi

Nếu sai, tôi xin chịu mọi hình thức kỷ luật theo quy định

HỌC VIÊN THỰC HIỆN

LÊ VĂN HÙNG

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN

LỜI CAM ĐOAN

MỤC LỤC

DANH MỤC HÌNH VẼ

MỞ ĐẦU 1

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN NGUYÊN TỬ 3

1.1 Tổng quan 3

1.2 Một số khái niệm cơ bản về công nghệ lò phản ứng hạt nhân 4

1.2.1 Nguyên lý phản ứng phân hạch 4

1.2.2 Cấu trúc cơ bản của lò và các vật liệu sử dụng 4

1.2.3 Phân loại lò phản ứng hạt nhân 6

1.3 Lò nước nhẹ áp lực PWR - Pressurized Water Reactor 7

1.4 Lò nước sôi BWR - Boiling Water Reactor 12

1.5 Lò nước nặng PHWR 14

1.6 Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân 17

1.7 Một số thiết kế lò phản ứng cải tiến (advanced) 21

1.7.1 Lò nước sôi cải tiến - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) 21

1.7.2 Lò nước áp lực cải tiến AP600 và AP1000 của Westinghouse 22

1.7.3 Lò nước áp lực cải tiến tiêu chuẩn châu Âu EPR 23

1.8 Các loại lò VVER của Nga 24

1.8.1 Các thế hệ lò VVER cũ 25

1.8.2 Các thế hệ VVER cải tiến 25

1.9 Kết luận: 31

CHƯƠNG 2: CHU TRÌNH NHIỆT VÀ SỰ TRAO ĐỔI NHIỆT TRONG NHÀ MÁY ĐIỆN NGUYÊN TỬ 32

2.1 Sơ đồ hệ thống trao đổi nhiệt nhà máy điện nguyên tử 32

2.2 Sử dụng nước để làm mát hệ thống chuyển đổi năng lượng 33

2.2.1 Sử dụng nước để làm mát phục vụ các thiết bị phụ trợ 35

2.2.2 Sử dụng nước làm mát phục vụ hệ thống an toàn các thiết bị khác 36

2.2.3 Sử dụng nước cho các hệ thống loại bỏ nhiệt dư 38

2.2.4 Sử dụng nước để làm mát bảo vệ 39

2.3 Công nghệ cho hệ thống làm mát 40

2.3.1 Hệ thống làm mát hở 41

2.3.2 Hệ thống làm mát kín 41

2.4 Kết luận: 49

CHƯƠNG 3: PHƯƠNG PHÁP TỔNG HỢP HỆ THỐNG THEO QUAN ĐIỂM BỀN VỮNG 50

3.1 Đánh giá chất lượng hệ thống 50

3.1.1 Khái niệm chất lượng quá trình điều khiển 50

3.1.2 Các chỉ tiêu chất lượng trực tiếp 50

3.1.3 Đánh giá chất lượng điều chỉnh theo chỉ tiêu tích phân 54

3.2 Khái niệm chung về tổng hợp bền vững tối ưu 54

3.3 Cấu trúc bền vững cao của hệ thống điều khiển 57

3.4 Hệ thống điều chỉnh bền vững 59

3.4.1 Cấu trúc tựa bền vững của bộ điều chỉnh và hệ thống 59

3.4.2 Chỉ số dao động mềm, đặc tính mềm 60

3.4.3 Xác định tham số  tối ưu của bộ điều chỉnh bền vững 62

3.4.4 Tăng cường khả năng kháng nhiễu cho bộ điều chỉnh 63

3.5 Kết luận 67

CHƯƠNG 4: TÍNH TOÁN CHỈNH ĐỊNH HỆ THỐNG ĐIỀU KHIỂN CÔNG SUẤT NHIỆT CỦA VÒNG SƠ CẤP 68

4.1 Mô tả sơ đồ công nghệ nhà máy điện nguyên tử 68

4.2 Tổng hợp bộ điều khiển vòng tuần hoàn sơ cấp 71

4.2.1 Sơ đồ khối hệ thống điều khiển 71

4.2.2 Giới thiệu phần mềm thiết kế CASCAD 71

4.2.3 Xử lý số liệu vận hành trên CASCAD 72

4.3 Kết luận 83

KẾT LUẬN 84

TÀI LIỆU THAM KHẢO 85

PHỤ LỤC 1 86

DANH MỤC HÌNH VẼ

Hình 1.1: Sơ đồ đơn giản của nguyên lý phản ứng phân hạch 4

Hình 1.2: Sơ đồ cấu trúc cơ bản của LPƯHN 5

Hình 1.3: Sơ đồ công nghệ hai vòng tuần hoàn của lò PWR 7

Hình 1.4: Sơ đồ thùng lò PWR 8

Hình 1.5: Các bó nhiên liệu của lò PWR theo trường phái Phương Tây và Nga 10

Hình 1.6: Thiết bị sinh hơi kiểu đứng (phương Tây) và kiểu ngang (Nga) 11

Hình 1.7: Sơ đồ công nghệ một vòng tuần hoàn với lò nước sôi - BWR 12

Hình 1.8: Thùng lò nước sôi - BWR 13

Hình 1.9: Các bó nhiên liệu và thanh điều khiển của lò BWR 14

Hình 1.10: Các bó nhiên liệu và kênh ngang của lò PHWR 15

Hình 1.11: Sơ đồ công nghệ của lò nước nặng PHWR 16

Hình 1.12 Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân 17

Hình 1.13: Sơ đồ nguyên lý nhà máy ĐHN dùng lò nước sôi cải tiến 21

Hình 1.14: Thùng lò nước sôi cải tiến ABWR 22

Hình 1.15: Thiết kế nhà lò AP1000 23

Hình 1.16: Bố trí NMĐHN dùng lò EPR 24

Hình 1.17: Thùng lò VVER-1000 loại AES-91 26

Hình 1.18: Hệ cung cấp hơi của NMĐHN với lò VVER 27

Hình 1.19: Thanh nhiên liệu của lò VVER 27

Hình 1.20: Hệ thống thiết bị chính của AES-2006 29

Hình 1.21: AES-2006 tại Novovoronezh 29

Hình 2.1: Sơ đồ khối của một nhà máy điện 32

Hình 2.2: Sơ đồ khối của một hệ thống BWR 32

Hình 2.3: Sơ đồ khối hệ trao đổi nhiệt của vòng sơ cấp lò PWR 33

Hình 2.4: Chuyển đổi năng lượng và tản nhiệt trong quá trình hoạt động đầy tải 34

Hình 2.5: Hệ thống tản nhiệt bảo vệ 39

Hình 2.6: Hệ thống làm mát hở 41

Hình 2.7 Tuần hoàn ao(hồ) làm mát 42

Hình 2.8: Sơ đồ tuần hoàn tháp giải nhiệt ướt (gió tự nhiên) 43

Hình 2.9 Sơ đồ tuần hoàn tháp giải nhiệt ướt (gió tự nhiên) 44

Hình 2.10: Sơ đồ trực tiếp làm mát khô 45

Hình 2.11: Làm mát khô gián tiếp 45

Hình 2.12: Sơ đồ hệ thống làm mát tháp làm mát tự nhiên 46

Hình 2.13: Hệ thống nối tiếp kết hợp làm mát khô và ướt 47

Hình 2.14: Sơ đồ hệ thống gián tiếp làm mát khô và ướt kết nối song song 47

Hình 2.15: Sơ đồ hệ thống kết nối song song khô trực tiếp và ướt gián tiếp 47

Hình 2.16: Sơ đồ kết nối song song hệ thống khô và ướt gián tiếp 48

Hình 2.17: Sơ đồ nối tiếp kết nối với hệ thống khô và ướt gián tiếp 48

Hình 2.18: Sơ đồ kết nối với hệ thống khô và ướt bổ xung 48

Hình 2.19: Sơ đồ hệ thống khô và ướt kết nối song song 49

Hình 3.1 Đặc tính quá độ của hệ thống thay đổi giá trị đặt (a) 51

Hình 3.2 Các dạng đặc tính quá độ đơn điệu, 2- phi chu kỳ, 3- dao động 53

Hình 3.3 Sai số điều chỉnh bình phương của hệ thốngtheo kênh đặt (a) và kênh nhiễu (b) 54

Hình 3.4 Sơ đồ hệ thống điều khiển điển hình 56

Hình 3.5 Sự phân bố các nghiệm của phương trình đặc tính của hệ thống 57

Hình 3.6 Cấu trúc của bộ điều chỉnh bền vững lý tưởng 60

Hình 3.7 Đường biên mềm trên mặt phẳng nghiệm 60

Hình 3.8: Đánh giá dự trữ ổn định theo các điểm cắt giữa đặc tính mềm và parabol 62

Hình 3.9 Đặc tính mềm của hệ hở với hàm truyền 63

Hình 3.10 Đặc tính mềm của hệ hở với bộ điều chỉnh bền vững khi thay đổi thành phần tích phân 66

Hình 4.1: Sơ đồ hệ thống trao đổi nhiệt chính của một PHWR 68

Hình 4.2: Sơ đồ hệ thống điều khiển áp suất lò PHWR 69

Hình 4.3: Áp suất thay đổi theo thời gian 70

Hình 4.4: Sơ đồ khối hệ thống điều khiển 71

Hình 4.5 Đặc tính vận hành của đối tượng áp suất 73

Hình 4.6 Đặc tính vận hành của đối tượng áp suất 75

Hình 4.7 : Sơ đồ hệ thống điều khiển áp suất 76

Hình 4.8 : Sơ đồ hệ thống điều khiển áp suất 77

Hình 4.9 Đặc tính mềm của hệ hở với các trường hợp cơ sở, xấu nhất, ngẫu nhiên 78

Hình 4.10 Đặc tính mềm của hệ hở với các trường hợp cơ sở, xấu nhất, ngẫu nhiên 78 Hình 4.11 Đặc tính quá độ của hệ thống kín theo kênh đặt 80

Hình 4.12: Đặc tính quá độ của hệ thống kín theo kênh nhiễu 81

Hình 4.13: Sơ đồ khối hệ thống điều khiển có bộ khử nhiễu 82

Hình 4.14: Đặc tính quá độ của hệ thống kín theo kênh nhiễu (có bộ khử nhiễu) 82

DANH MỤC BẢNG

Bảng 1.1: Các phần tử chính, vật liệu sử dụng và chức năng của chúng 5

Bảng 1.2: Phân loại các loại lò 6

Bảng 1.3: Một số thông số chính của loại lò PWR - 1160 MWe 9

Bảng 1.4: Một số thông số chính của loại lò BWR - 1100 MWe 13

Bảng 1.5: Một số yêu cầu về phát triển các thế hệ công nghệ lò 20

Bảng 1.6: Một số đặc trưng của các lò thế hệ 3+: 28

Bảng 1.7: Các thông số thiết kế cơ bản của loại VVER-1000 30

Bảng 2.1: Chỉ số sử dụng nước của nhà máy điện nguyên tử 34

Bảng 2.2: So sánh tản nhiệt cho hiệu quả khác nhau của các nhà máy điện1000 MW (e) 36

Bảng 2.3: Giá trị lưu lượng nước làm mát an toàn 37

Bảng 2.4: Phân phối hệ thống làm mát 40

Bảng 4.1 Áp suất thay đổi theo thời gian 70

MỞ ĐẦU

Ngày nay năng lượng hóa thạch càng ngày càng cạn kiệt do đó cần phải có một nguồn năng lượng mới để thay thế Dạng năng lượng thay thế cho nhiên liệu hoá thạch là năng lượng mặt trời và năng lượng từ sức gió Các dạng năng lượng mới này cần phải phát triển, khai thác để sử dụng Tuy nhiên do giá thành cao và cần một diện tích lớn nên các dạng năng lượng này chỉ cung cấp được 10% trong tổng số năng lượng cần thiết Chính vì vậy, năng lượng mà nhân loại có thể sử dụng lâu dài trong thời gian tới phải dựa vào năng lượng nguyên tử Mặc khác năng lượng nguyên

tử có một số ưu điểm so với các nguồn năng lượng khác là:

Đặc trưng của năng lượng nguyên tử là nguồn năng lượng sạch, không phát thải

CO2, SOx, NOx gây ô nhiễm không khí

Hơn nữa, vì Uranium có thể phát điện chỉ với một lượng rất nhỏ so với dầu nên

có ưu điểm là dễ vận chuyển và bảo quản Ví dụ, để vận hành nhà máy điện công suất

1000 MW trong vòng một năm thì phải cần tới hơn một triệu tấn dầu, trong khi đó đối với nhiên liệu Uranium thì chỉ cần vài chục tấn

Trong các nhà máy điện nguyên tử, khi nạp nhiên liệu vào lò phản ứng là có thể liên tục phát điện trong vòng 1 năm mà không cần phải thay thế nhiên liệu

Lượng chất thải phóng xạ phát sinh trong nhà máy điện nguyên tử rất ít so với lượng chất thải công nghiệp thông thường, do vậy có thể quản lý được một cách chặt chẽ, cất giữ và bảo quản an toàn

Chi phí xây dựng cho nhà máy điện nguyên tử so với nhà máy nhiệt điện tương đối cao

Nhà máy điện nguyên tử được lựa chọn phương án thiết kế an toàn tối ưu Nó được thiết kế để sao cho dù có phát sinh tai nạn thế nào chăng nữa cũng không gây thiệt hại, tổn thất cho tất cả cư dân sống xung quanh Có thể nói rằng một nửa nhà máy điện nguyên tử là các thiết bị an toàn Do đó, chi phí cao cho các thiết bị đó là đương nhiên

Với nhu cầu thiết yếu về năng lượng điện cho phát triển nền kinh tế nước ta, Chính Phủ đã phê duyệt dự án nhà máy điện nguyên tử đầu tiên lắp đặt ở nước ta tại

tỉnh Ninh Thuận Đây là công nghệ mới đối với nước ta mà trong tương lai ta phải làm chủ công nghệ này

Trên cơ sở hiểu biết nhất định tôi có nguyện vọng đi sâu nghiên cứu vấn đề này

Đó là lý do tôi chọn đề tài luận văn là: Hệ thống điều khiển và bảo vệ nhà máy điện nguyên tử (Control system of nuclear – power plan)

Mục đích của đề tài:

- Tìm hiểu nguyên lý, phân tích đặc thù chu trình nhiệt nhà máy điện nguyên tử

- Xây dựng phương pháp chỉnh định bền vững hệ thống điều khiển áp dụng cho phần nhiệt của nhà máy điện nguyên tử

Nội dung chính của đề tài đi sâu nghiên cứu các vấn đề sau:

- Tổng quan về nhà máy điện nguyên tử

- Hệ thống trao đổi nhiệt nhà máy điện nguyên tử

- Phương pháp tổng hợp hệ thống theo quan điểm bền vững

- Tính toán chỉnh định hệ thống điều khiển công suất nhiệt của vòng thứ cấp

Trên cơ sở khái niệm chỉ số dao động mềm và phương pháp tối ưu hóa bằng thuật toán vượt khe do tác giả PGS.TSKH Nguyễn Văn Mạnh đề xuất Từ cơ sở lý thuyết nêu trên và các số liệu thu thập được trên tài liệu, luận văn đã đưa ra một cách tính toán thử cho một vòng điều chỉnh công suất tuabin của vòng thứ cấp Toàn bộ quá trình tính toán và mô phỏng được thực hiện dựa trên phần mềm Cascasd của tác giả PGS.TSKH Nguyễn Văn Mạnh

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN NGUYÊN TỬ

1.1 Tổng quan

Theo số liệu mới nhất công bố tháng 1/2011 của Cơ quan năng lượng nguyên

tử quốc tế, hiện nay trên toàn cầu có 442 tổ máy điện hạt nhân đang vận hành, lượng điện phát điện hạt nhân chiếm 16% sản lượng điện toàn cầu; có khoảng 65

tổ máy điện hạt nhân đang tiến hành xây dựng

Thứ tự các quốc gia có nhiều tổ máy điện hạt nhân nhất: Mỹ 104 tổ máy, Pháp

58, Nhật Bản 54, Nga 32, Hàn Quốc 21, Ấn Độ 20, Anh 19, Canada 18, Đức 17, Ukraine 15, Trung Quốc 13 Châu Á đang là khu vực có nhịp độ phát triển điện hạt nhân cao nhất

Để đáp ứng nhu cầu của thế kỷ 21, hiện nay nhiều loại lò thế hệ mới đang được nghiên cứu phát triển Chính phủ các nước có ngành công nghiệp hạt nhân phát triển đang đầu tư trên 2 tỷ US$ cho công tác này Nhiều loại lò đang được nghiên cứu thiết kế với mục tiêu tăng tính kinh tế, nâng cao độ an toàn

Các khoa học gia quốc tế đã khẳng định: ”dù đang phải đối mặt với nhiều thách thức, nhưng công nghệ điện hạt nhân vẫn là một lựa chọn quan trọng của thế kỷ 21” Trong hoạch định chiến lược phát triển năng lượng và lựa chọn công nghệ phát điện, mỗi khu vực, mỗi quốc gia, trong từng thời kỳ nhất định, đều phải đối mặt với một loạt các vấn đề, không có một khuôn mẫu chung nào cho tất cả các nước

Việc cung cấp năng lượng, đặc biệt là điện năng, một cách đầy đủ và tin cậy không chỉ cần thiết cho sự phát triển kinh tế mà, như ngày càng được thấy rõ, còn cần thiết cho sự ổn định chính trị và xã hội Sự thiếu hụt năng lượng trầm trọng, cả hiện tại lẫn trong tương lai, thường dẫn tới những bất ổn và mâu thuẫn tiềm tàng trong mỗi quốc gia và giữa các quốc gia

Bởi vậy, cung cấp năng lượng một cách an toàn, tin cậy và với chi phí hợp lý

là một yêu cầu kinh tế, chính trị và xã hội thiết yếu, và là một thách thức Hoạch định và đưa ra những quyết định về sản xuất năng lượng và điện năng, do đó, là một trong những chức năng quan trọng nhất của các nhà hoạch định chính sách

1.2 Một số khái niệm cơ bản về công nghệ lò phản ứng hạt nhân

1.2.1 Nguyên lý phản ứng phân hạch

Lò phản ứng hạt nhân (LPƯHN) hoạt động dựa trên nguyên lý phản ứng phân

hạch dây chuyền Sơ đồ đơn giản của nguyên lý này nêu trên hình 1

Khi một nơtron bắn phá hạt nhân U235, hạt nhân bị tách thành hai hay nhiều

hạt nhân nhẹ hơn kèm theo việc giải phóng năng lượng ở dạng động năng, bức xạ

gamma và phát ra các nơtron tự do, các nơtron tự do này là tiếp tục bắn phá các

hạt nhân khác để tạo ra phản ứng hạt nhân dây chuyền

Hình 1.1: Sơ đồ đơn giản của nguyên lý phản ứng phân hạch

1.2.2 Cấu trúc cơ bản của lò và các vật liệu sử dụng

Cấu trúc cơ bản của lò phản ứng hạt nhân (LPƯHN) bao gồm: nhiên liệu hạt

nhân, chất làm chậm, chất tải nhiệt, thanh điều khiển, vành phản xạ, thùng lò,

tường bảo vệ và các vật cấu trúc khác Sơ đồ cấu trúc cơ bản của LPƯHN nêu

trong hình 2.1 Các phần tử chính, vật liệu sử dụng và chức năng của chúng được

nêu trong bảng 1

Hình 1.2: Sơ đồ cấu trúc cơ bản của LPƯHN Bảng 1.1: Các phần tử chính, vật liệu sử dụng và chức năng của chúng

3 Chất tải nhiệt H2O, D2O, CO2, He, Na Tải nhiệt làm mát lò

4 Thanh điều khiển Cd, B, Hf Điều khiển mức tăng

giảm nơtron

5 Vành phản xạ Như các chất làm chậm Giảm mất mát nơtron

6 Thùng lò Fe &S/S Chịu áp lực và chứa toàn

bộ vùng hoạt

7 Tường bảo vệ Bê tông, H2O, Fe, Pb Bảo vệ chống bực xạ

8 Các vật cấu trúc khác Al, Fe, Zn, S/S Hỗ trợ các cấu trúc trong

lò

1.2.3 Phân loại lò phản ứng hạt nhân

Tuỳ thuộc vào việc sử dụng các chất tải nhiệt, chất làm chậm và cấu trúc của

lò, người ta phân ra các loại lò như nêu trong bảng 2

Bảng 1.2: Phân loại các loại lò

TT Loại lò Tên gọi Nhiên liệu

Chất làm chậm

Chất tải nhiệt

1 PWR Lò nước áp lực Urani làm giầu nhẹ

8 FBR Lò nhanh tái sinh Urani làm giầu

hoặc Plutoni Không Na

Hiện nay, công nghệ lò phát triển rất phong phú và đa dạng Hiện có trên 10 loại lò đang được sử dụng và nghiên cứu phát triển Rất khó có thể đánh giá ưu thế tuyệt đối của loại lò này so với loại lò khác Việc mỗi quốc gia sử dụng và phát triển loại lò nào phụ thuộc vào nhiều yếu tố, trước hết là ý đồ chiến lược của mỗi quốc gia, sau đó là trình độ khoa học - công nghệ và khả năng tham gia của công nghiệp nội địa Mặc dù số loại lò nhiều như vậy nhưng đa số hoặc đã bị loại bỏ khỏi xu hướng phát triển hoặc đang ở trạng thái thử nghiệm

Cho đến nay, thực chất chỉ mới có ba loại được công nhận là những công nghệ

đã được kiểm chứng và được phát triển nhiều nhất, đó là PWR, BWR và PHWR

Tỷ phần số lượng lò của các loại công nghệ như sau: Lò phản ứng nước áp lực: 60% (Pressurired Water Reactor - PWR+VVER), kế theo đó là Lò phản ứng nước sôi: 21% (Boiling Water Reactor - BWR), và cuối cùng là Lò nước năng kiểu CANDU: 7% (Pressurired Heavy Water Reactor - PHWR), phần còn lại là các loại

lò khác

Chúng ta hãy xem xét sơ bộ 3 loại lò được phát triển nhiều nhất, phổ biến nhất hiện nay đó là PWR, BWR và PHWR

1.3 Lò nước nhẹ áp lực PWR - Pressurized Water Reactor

Đây là kiểu lò phổ biến nhất với trên 230 lò hiện đang vận hành trên khắp thế giới Thiết kế cơ bản của loại lò này có nguồn gốc từ các lò phản ứng hạt nhân sử dụng trong các tầu ngầm hạt nhân Chúng sử dụng nước thường làm chất tải nhiệt

và làm chậm Thiết kế khác biệt mang tính điển hình của loại lò này là dùng nước trong chu trình làm nguội vòng một đi qua tâm lò với áp suất rất cao và chu trình thứ hai được sử dụng là hơi được sinh ra để chạy tuôc bin

Hình 1.3: Sơ đồ công nghệ hai vòng tuần hoàn của lò PWR

Nước trong vùng hoạt có thể đạt tới nhiệt độ 3250C, khi đó nước cần phải ở mức áp suất 150 lần áp suất khí quyển để ngăn chặn việc làm sôi nước, áp suất được duy trì nhờ hơi trong bộ điều áp Trong chu trình vòng I nước cũng đóng vai trò của chất làm chậm nên nếu nước trở thành hơi thì sẽ làm cho phản ứng phân

hạch bị giảm xuống Hiệu ứng phản hồi âm này là một trong những đặc trưng an toàn nội tại của loại lò PWR Hệ thống dập lò thứ cấp thực hiện việc bổ sung thêm

bo vào vòng sơ cấp

Vòng thứ cấp được duy trì ở áp suất thấp hơn và nước sẽ sôi trong các bộ trao đổi nhiệt của thiết bị sinh hơi Hơi nước làm quay tuôc bin máy phát để sản xuất điện, sau đó lại được làm ngưng tụ thành nước với nhiệt độ thấp hơn và qua các bộ trao đổi nhiệt để quay trở lại vòng sơ cấp

Yêu cầu độ sạch của nước vòng hai rất cao, do vậy để bảo đảm các chỉ tiêu kinh tế, tất cả hơi nước sau khi sinh công ở tua bin đều được ngưng tụ và đưa trở lại chu trình công nghệ Do vậy, vòng hai của nhà máy ĐHN cũng là một chu trình kín, nước bổ sung là một lượng nhỏ để bù hao hụt do rò thoát

số mối hàn ít nhất Thùng lò được thiết kế để làm việc trong một thời gian dài từ

40 đến 60 năm Các thông số của lò PWR công suất 1160 MWe được trình bày trong bảng 3

Bảng 1.3: Một số thông số chính của loại lò PWR - 1160 MWe

Thông số cơ bản của lò PWR

Đường kính phía trong thùng lò 4,394 m

Đường kính thanh nhiên liệu 9,5 mm

Chiều dài thanh nhiên liệu 3,65 m

Tổng chiều dài bó nhiên liệu 4,06 m

Vật liệu ống thanh nhiên liệu Zircaloy-4

Thông lượng chất tải nhiệt qua lò 60.103 t/h

Nhiệt độ chất tải nhiệt vào/ra lò 289/325 0C

Ở lò PWR, khối các ống bảo vệ và hệ thống điều khiển được bố trí ở phía trên vùng hoạt Điều này cho phép các thanh điều khiển có thể tự rơi vào vùng hoạt để dập lò khi cần thiết

Các lò PWR có các bó nhiên liệu với số lượng thanh nhiên liệu trong mỗi bó từ 200-300 tuỳ thuộc cấu hình của bó nhiên liệu (15 x 15, 16 x 16, 17 x 17, v.v.), các bó nhiên liệu được sắp trong thùng lò chịu áp lực theo chiều thẳng đứng Tổng số bó nhiên liệu vào khoảng 150-250 và tổng trọng lương khoảng 80-100 tấn uranium

Các bó nhiên liệu của lò PWR cũng như của lò BWR trong trường phái thiết

kế của các nước phương Tây có dạng hình hộp vuông, còn trong các lò do Nga thiết kế có dạng hình hộp lục giác đều, trong đó bố trí ô mạng vuông hay tam giác Các thanh nhiên liệu có dạng hình ống bên trong xếp các viên nhiên liệu UO2 có đường kính 8 mm và chiều cao 10 mm Giữa vỏ bọc và viên nhiên liệu là rãnh khí

He, phía trên có lò xo nén giữ và khoảng trống chứa khí phóng xạ thoát ra trong phản ứng hạt nhân Các thanh nhiên liệu hợp lại thành các bó nhiên liệu Các bó nhiên liệu nạp vào lò có thể có hoặc không có vỏ hộp bọc ngoài tùy từng lò Các hộp này được đục lỗ để tạo dòng chảy ngang có tác dụng dàn đều trường nhiệt độ vùng hoạt

Hình 1.5: Các bó nhiên liệu của lò PWR theo trường phái Phương Tây và Nga

Nhà máy ĐHN với lò PWR có sơ đồ công nghệ hai vòng Trong sơ đồ công nghệ này nhất thiết phải có thiết bị sinh hơi là thành phần phân chia hai vòng Có thể nói thiết bị sinh hơi thuộc vòng một hay thuộc vòng hai đều đứng

Hình 1.6: Thiết bị sinh hơi kiểu đứng (phương Tây) và kiểu ngang (Nga)

Trong thiết bị sinh hơi, để truyền được nhiệt từ vòng một sang vòng hai cần phải có chênh lệch nhiệt độ giữa nước vòng một (không được sôi) và nước sôi thuộc vòng hai Để tránh sôi nước trong vòng một, áp suất của nó phải đủ lớn, thường là cao hơn nhiều so với áp suất vòng hai Do vậy, tính kinh tế nhiệt của nhà máy hai vòng bao giờ cũng thấp hơn nhà máy một vòng có áp suất trong lò như nhau

Thiết bị sinh hơi là một thành phần cần thiết trong nhà máy ĐHN với lò PWR

Nó cách ly sự lan truyền chất phóng xạ từ vòng một sang vòng hai, giúp cho việc vận hành nhà máy được thuận tiện hơn Nhưng mặt khác, thiết bị sinh hơi là một khâu yếu trong nhà máy ĐHN với lò PWR Trong thiết bị này, có hàng ngàn ống trao đổi nhiệt, nhiều hỏng hóc thường hay xẩy ra với các ống này như tắc nghẽn, đứt gẫy, thủng do ăn mòn và cọ xát gây rò nước có phóng xạ từ vòng một sang vòng hai Để khắc phục những hỏng hóc này, thường đòi hỏi phải mất thời gian, tốn kém và phải dừng nhà máy, gây ảnh hưởng đến kinh tế

Thoáng nhìn người ta có cảm giác nhà máy ĐHN hai vòng cần vốn đầu tư nhiều hơn nhiều so với nhà máy một vòng Nhưng do yêu cầu đảm bảo an toàn phóng xạ, phải xử lý (trao đổi ion) toàn bộ lưu lượng nước ngưng tụ (sau tua bin)

đã làm cho chỉ số quan trọng như giá công suất đặt mỗi KW của nhà máy một vòng hầu như xấp xỉ với nhà máy hai vòng

1.4 Lò nước sôi BWR - Boiling Water Reactor

Về mức độ phổ biến cũng như các hãng cung cấp, các nước sử dụng thì lò nước sôi BWR chỉ đứng sau lò nước áp lực PWR Nguyên lý thiết kế và hoạt động căn bản của các lò nước sôi là sử dụng chu trình trực tiếp Nước trong vùng hoạt lò phản ứng được làm sôi nhờ phản ứng phân hạch và sinh ra hơi nước trực tiếp chạy tuôc bin máy phát Nước trong thùng lò bao gồm hai phần: nước và hơi nước, do

đó việc sử dụng chu trình trực tiếp thể hiện sự khác biệt với các công nghệ khác ở những đặc tính cơ bản sau:

- Không có máy sinh hơi (chu trình trực tiếp)

- Giảm được áp lực trong lò trong khi vẫn đạt được hiệu suất cao

- Phần lưu chuyển của các vật chất phóng xạ rộng hơn

Hình 1.7: Sơ đồ công nghệ một vòng tuần hoàn với lò nước sôi - BWR

BWR cũng là một loại lò với nước nhẹ vừa là chất tải nhiệt vừa là chất làm chậm và có thùng lò chịu áp lực Tuy nhiên, khác với lò PWR, trong lò BWR có

sự sôi thể tích ngay trong lò

Thùng lò BWR có hình thức gần giống như lò PWR nhưng có các thong số khác hơn Vùng hoạt lò BWR tương tự như lò PWR không đồng nhất và được tập

hợp từ các bó nhiên liệu đặt sát nhau trong giỏ vùng hoạt So với lò PWR cùng công suất, kích thước vùng hoạt của lò BWR lớn hơn

Hình 1.8: Thùng lò nước sôi - BWR Bảng 1.4: Một số thông số chính của loại lò BWR - 1100 MWe

Đường kính phía trong thùng lò 6,375 m

Đường kính thanh nhiên liệu 13 mm

Chiều dài thanh nhiên liệu 3,71 m

Tổng chiều dài bó nhiên liệu 4,46 m

Vật liệu ống thanh nhiên liệu Zircaloy-2

Thông lượng chất tải nhiệt qua lò 48.103 t/h

Nhiệt độ chất tải nhiệt vào/ra lò 216/286 0C

Hình 1.9: Các bó nhiên liệu và thanh điều khiển của lò BWR

Các thanh nhiên liệu của lò BWR về hình thức cũng giống như các thanh nhiên liệu của lò PWR, chỉ khác là chúng có đường kính to hơn và vỏ bọc dày hơn Các bó nhiên liệu của lò BWR được bọc trong hộp kín hoàn toàn, không đục

lỗ để loại trừ các dòng chảy ngang

Do đặc thù của sơ đồ công nghệ khác với lò PWR, các hệ thống điều khiển và bảo vệ của lò BWR được bố trí ở phần dưới của lò và trong thành phần của hệ thống điều khiển có sử dụng các bơm để thay đổi lưu lượng nước tuần hoàn qua vùng hoạt để điều chỉnh công suất lò Động cơ của các thanh điều khiển và bảo vệ nằm ngoài vỏ thùng lò và luôn có năng lượng dự trữ để thắng lực trọng trường và đưa các thanh này vào vùng hoạt khi bị mất điện cấp

Ưu điểm cơ bản của nhà máy ĐHN với lò BWR là có sơ đồ công nghệ một vòng, nhờ vậy cấu trúc đơn giản và tính kinh tế cao vì các thông số của hơi nước trước khi vào tua bin và ở trong lò gần như bằng nhau (chỉ hơn kém nhau ở phần tiêu hao trên đường ống) Nhược điểm cơ bản của nhà máy với lò BWR là tất cả thiết bị phải làm việc trong điều kiện có phóng xạ, do vậy, việc vận hành phức tạp hơn và lượng chất thải phóng xạ cũng nhiều hơn

1.5 Lò nước nặng PHWR

Phần lớn các lò PHWR (Pressurized Heavy-Water-moderated Reactor) có cấu hình tiêu chuẩn như nhau Lò có 380 kênh công tác nằm ngang được sắp xếp

trong ô mạng hình vuông Thiết bị điều khiển, thiết bị dập lò và các thiết bị đo trong vùng hoạt đều nằm trong ống được bố trí thẳng đứng hay nằm ngang (xen

kẽ giữa các kênh nhiên liệu) Môi trường làm việc là nước nặng có áp suất thấp, nhiệt độ thấp

Hình 1.10: Các bó nhiên liệu và kênh ngang của lò PHWR

Vùng hoạt được bao bọc trong một bể kín bằng thép, hình trụ, nằm ngang, gọi

là bể calandria Đến lượt mình, bể calandria lại nằm trong một khoang bê tông kín chứa đầy nước nhẹ Mỗi kênh công tác là một ống lồng, ống ngoài gọi là ống calandria làm bằng zircaloy Ống trong gọi là ống chịu áp, chứa 12 bó nhiên liệu

và nước nặng tải nhiệt, ống này làm bằng hợp kim zirconi-niobi Các kênh công tác nằm ngang song song với trục và xuyên qua bể calandria

Khoảng không giữa ống chịu áp và ống calandria trong mỗi kênh công tác là khí CO2 Chất tải nhiệt là nước nặng chảy trong kênh nhiên liệu (kênh chịu áp) tải nhiệt sinh ra từ phản ứng hạt nhân về máy sinh hơi Nước nặng trong bể calandria được sử dụng để làm chậm nơtron nhanh sinh ra từ phản ứng phân hạch Chất làm chậm là nước nặng tuần hoàn liên tục qua bể calandria và máy trao đổi nhiệt để giải phóng nhiệt sinh ra trong chất làm chậm khi lò làm việc Các cơ cấu trên đầu vào và đầu ra bảo đảm cho việc phân bố nhiệt độ của chất tải nhiệt trong bể

calandria được đồng đều, áp suất trên bề mặt của nước nặng lớn hơn áp suất khí quyển một ít

Hình 1.11: Sơ đồ công nghệ của lò nước nặng PHWR

Hệ thống chất làm chậm nơtron độc lập hoàn toàn với hệ thống tải nhiệt lò phản ứng Hệ thống này bao gồm hai bơm và hai máy trao đổi nhiệt và nối với:

Bể chứa nước nặng giúp cho chất làm chậm duy trì ở mức cần thiết, bù cho sự

co dãn do giao động nhiệt gây ra và bù rò thoát trong quá trình làm việc Nước nặng trong bể calandria còn có chức năng như một bể làm mát trong trường hợp sự

cố mất chất tải nhiệt mà hệ thống làm mát vùng hoạt bị hỏng Những vật liệu trong

bể calandria và hệ thống làm chậm nơtron có tiếp xúc với nước nặng là thép không

gỉ hay các hợp kim zirconi Những vật liệu này thích hợp với môi trường nhiệt độ thấp và có độ axít nhẹ Trong lò PHWR việc dàn đều công suất đạt được bằng cách cho nhiên liệu cháy khác nhau theo từng vùng, kết hợp với sử dụng các thanh điều chỉnh

Các lò PHWR sử dụng nhiên liệu chuẩn Mỗi bó nhiên liệu là tập hợp của 37 thanh nhiên liệu có vỏ bọc làm bằng hợp kim zircaloy, bên trong chứa các viên

UO2 thiên nhiên

Vật liệu vùng hoạt và chất làm chậm nơtron là nước nặng đã làm cho lò PHWR tiết kiệm nơtron tối đa và sử dụng triệt để nhiên liệu Khi nhiên liệu cháy

và hàm lượng U-235 giảm, plutoni sinh ra sẽ cung cấp một lượng độ phản ứng bổ sung và góp khoảng một nửa sản lượng nhiệt

Đặc điểm thay nhiên liệu khi lò làm việc đã loại bỏ nhu cầu phải có độ phản ứng dư lớn, tức là số thanh bù của hệ thống điều khiển giảm Mặt khác sự phân bố công suất trong vùng hoạt đồng đều hơn

1.6 Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân

Bắt đầu từ những năm 2000 trở lại đây, các NMĐHN được phân loại thành các thế hệ :

* Thế hệ I: Các lò phản ứng nguyên mẫu (prototypes),

* Thế hệ II: Các NMĐHN đã xây dựng và đang vận hành,

* Thế hệ III và III+ : Các lò phản ứng tiên tiến,

ứng Calder Hall được đưa vào vận hành vào năm 1956 với công suất ban đầu là 50

MW Nhà máy ĐHN thương mại đầu tiên tại Mỹ là Shippingport vận hành vào năm 1957, với công suất 60 MW Nhiều lò phản ứng thế hệ I chỉ là đơn chiếc, như

lò Fermi I ở Mỹ, chứ không đại diện cho một kiểu thiết kế nào cả Trong khi với thế hệ II các lò có khuynh hướng xây dựng hàng loạt, mặc dù được thiết kế riêng biệt nhưng áp dụng cùng một nguyên lý thiết kế

Thế hệ II

Các lò thế hệ II là một số thiết kế được phát triển từ các lò phản ứng thế hệ I

Đã có nhiều thay đổi đáng kể trong thiết kế và kể cả có một số kiểu hoàn toàn mới

so với thế hệ trước Các lò phản ứng được xây dựng vào đầu những năm 1970 và

1980 và hiện tại vẫn đang được vận hành thương mại Các lò phản ứng nước nhẹ ở

Mỹ, Pháp, các lò CANDU ở Canada là những ví dụ về các lò thế hệ II

Thế hệ III

Các lò thế hệ thứ III là các thiết kế cải tiến (advanced-design), bao gồm:

- Các lò nước sôi cải tiến (ABWR) do GE thiết kế và được xây dựng tại Nhật Bản;

- Các lò cải tiến hệ System 80+ do CE (Combustion Engineering) nay thuộc Westinghouse thiết kế;

- Các lò PWR cải tiến (APWR), do Westinghouse, MHI thiết kế;

- Các lò WWER-1000: AES-91, AES-92 của Nga thiết kế;

- Các lò có thiết kế thụ động như AP600 của Westinghouse

- Các lò EPR (Evolutionary Pressurized / European Pressurized Reactor) – là một thiết kế tiến hóa kết hợp giữa các thiết kế và kinh nghiệm vận hành các lò N4 của Framatome và KONVOI của Siemens, Đức

Một số thiết kế đã được phát triển ở Mỹ và được Cơ quan pháp quy Hoa Kỳ (US-NRC) cấp phép vào những năm 1990 Các lò ABWR và APWR đã/đang được xây dựng và vận hành ở nhiều nước khác nhau Một số thiết kế khác cũng đang trong giai đoạn xin cấp chứng nhận thiết kế của NRC như US EPR

Các cải tiến quan trọng so với thế hệ II bao gồm:

- Hoàn thiện công nghệ về nhiên liệu;

- Đưa vào các hệ thống an toàn thụ động;

- Các thiết kế được tiêu chuẩn hóa;

Thế hệ III+

Các thiết kế thế hệ III+ nói chung là mở rộng khái niệm thiết kế của thế hệ III trong đó đưa vào các đặc tính an toàn thụ động cải tiến (advanced passive safety) Các thiết kế này có thể duy trì trạng thái an toàn mà không cần sử dụng các thành phần điều khiển chủ động nào Chúng có thể đã được phát triển ở những giai đoạn khác nhau vào những năm 1990 và hiện tại bắt đầu được cấp phép xây dựng Các

lò phản ứng có thể được vận hành vào những năm 2010 Các thiết kế thế hệ III+ bao gồm:

- Các lò Advanced CANDU Reactor (ACR);

- Lò AP1000 – dựa trên thiết kế AP600 của Westinghouse;

- Lò Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) – dựa trên thiết

Đặc trƣng an toàn qua các thế hệ

Một số đặc trưng về an toàn của các thế hệ công nghệ lò nêu trong bảng 6

Bảng 1.5: Một số yêu cầu về phát triển các thế hệ công nghệ lò

Xác suất thoát xạ ra

II

Các HT an toàn chủ

động cải tiến : Đặt bẫy

corium & Quản lý sự cố

+ Toà nhà bảo vệ

<10-4 - 10-6 <10-6 - 10-7

Sizewell, N4, Convoy, System80+, AES-91,

EPR, ABWR, AP-1000, ESBWR, SIR, AES-92

IV

Hoàn toàn thiết kế mới:

Hầu như không có khả

Những lò thế hệ III và III+ có các đặc tính sau:

* Tiêu chuẩn hoá thiết kế cho mỗi loại để rút ngắn quá trình cấp phép, giảm chi phi phí đầu tư và giảm thời gian xây dựng

* Thiết kế đơn giản hơn và vững chắc hơn làm chúng dễ vận hành và ổn định trong hệ thống có nhiều dao động

* Hệ số sẵn sàng hoạt động cao hơn và tuổi thọ dài hơn - mức điển hình là

60 năm

* Xác suất tai nạn nóng chảy vùng hoạt giảm

* Tác động tới môi trường ở mức tối thiểu

* Độ sâu cháy cao hơn và từ đó giảm nhiên liệu sử dụng và lượng thải phát sinh

* Sử dụng chất hấp thụ có thể cháy được nhằm tăng thời gian sử dụng nhiên liệu Khác biệt lớn nhất so với các thiết kế hiện thời là nhiều nhà máy hạt nhân thế

hệ mới tích hợp được đặc điểm an toàn thụ động hoặc nội tại, không đòi hỏi sự kiểm soát chủ động của con người hay sự can thiệp của nhân viên vận hành để tránh tai nạn khi có trục trặc

1.7 Một số thiết kế lò phản ứng cải tiến (advanced)

1.7.1 Lò nước sôi cải tiến - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)

Hình 1.13: Sơ đồ nguyên lý nhà máy ĐHN dùng lò nước sôi cải tiến

Hiện tại có 4 lò dang vận hành tại Nhật (Kashiwazaki-Kariwa -6 & 7, Hamaoka-5 và Shika- 2), 7 lò trong kế hoạch tại Nhật, 2 lò đang được xây dựng tại Đài Loan Lò nước sôi cải tiến thuộc loại:

* Công nghệ gốc của GE, tiếp thu bởi Hitachi & Toshiba

* Lò thế hệ III đầu tiên được vận hành thương mại

* Đã được cấp phép tại Mỹ, Nhật Bản, Đài Loan

* Công suất 1380 MWe - 1500 MWe

* Thời gian xây dựng được rút ngắn

Các đặc trưng thiết kế:

- Thiết kế một vòng, đối lưu cưỡng bức với công suất 1,300 Mwe;

- Thiết kế kết hợp các đặc tính thiết kế của lò BWR ở châu Âu, Nhật Bản và Mỹ;

- Sử dụng các bơm tái tuần hoàn trong lò (giảm thiểu các điểm vào thùng lò);

- Các hệ thống an toàn số hóa, các hệ thống logic và điều khiển số hóa dựa trên các bộ vi xử lý (microprocessor-based);

- Thiết kế cũng bao gồm các nâng cao về an toàn như bảo vệ chống lại sự quá

áp của vỏ nhà lò phản ứng (RCV), hệ thống tích nước độc lập và thụ động, ba động cơ diesel khẩn cấp v.v

Hình 1.14: Thùng lò nước sôi cải tiến ABWR

1.7.2 Lò nước áp lực cải tiến AP600 và AP1000 của Westinghouse

AP600:

- Thiết kế lò PWR 600 MW mang đặc tính thụ động tiên tiến (Advanced Passive) kết hợp các hệ thống an toàn thụ động và thiết kế hệ thống được đơn giản hóa

- Các hệ thống thụ động sử dụng cơ chế đối lưu tự nhiên trong các tình huống

sự cố mà không cần các bơm, không cần các động cơ diesel hay các hệ thống hỗ trợ khác

AP1000:

- Thiết kế AP1000 là phiên bản lớn hơn của AP600 với công suất 1100 MWe

- Thiết kế tương tự như AP600 nhưng sử dụng thùng lò (reactor vessel) cao hơn để phù hợp với thiết kế bó nhiên liệu dài hơn và các thiết bị sinh hơi, bình điều áp lớn hơn

- Các hệ thống an toàn thụ động của AP1000 được đơn giản hóa thiết kế so với các lò cùng công suất khác, nó sử dụng ít hơn khoảng 50% các van, 35% ít hơn các bơm, 70% ít hơn các cáp truyền dẫn, làm giảm thời gian xây dựng và lắp đặt đi rất nhiều

- Hiện tại AP1000 là thiết kế thế hệ III+ duy nhất được cấp phép tại Mỹ và Trung Quốc sẽ là nước đầu tiên xây dựng các NMĐHN lò AP1000

Hình 1.15: Thiết kế nhà lò AP1000

1.7.3 Lò nước áp lực cải tiến tiêu chuẩn châu Âu EPR

- Có tên gọi tại châu Âu là European Pressurized Water Reactor và xin cấp phép ở Mỹ với tên gọi Evolutionary Power Reactor với công suất 1,600 Mwe và thiết kế cải tiến

- Các đặc tính thiết kế bao gồm bốn hệ thống an toàn kỹ thuật với năng lực 100% mỗi hệ

- Vỏ nhà lò sử dụng tường kép (double-walled containment), và bẫy vùng hoạt ( “core catcher”) để giam giữ và làm nguội các vật liệu vùng hoạt trong tình huống tai nạn gây hỏng thùng lò phản ứng

- Lò EPR đầu tiên đã được xây dựng tại địa điểm Olkiluoto, Phần Lan và địa điểm Flammanville, Pháp

Hình 1.16: Bố trí NMĐHN dùng lò EPR

1.8 Các loại lò VVER của Nga

Trong năm 2008, Nga đang vận hành 31 tổ máy với tổng công suất là 23.200

MW, sản lượng ĐHN năm 2007 của Nga là 158,3 tỷ kWh Hiện nay, Nga có thể cung cấp loại lò VVER với các dải công suất khác nhau, cụ thể:

* Loại lớn 1.000 – 1.200 MW là lò AES-91 AES-92 và AES-2006

* Loại trung bình 300-700 MW là VVER-300, VVER-640

* Loại nhỏ dưới 300 MW là VVER-150

1.8.1 Các thế hệ lò VVER cũ

V-230 là thế hệ đầu tiên của lò VVER-440, được phát triển trong khoảng thời

gian 1956-1970, do vậy không có gì phải ngạc nhiên là có nhiều phần phải cải tiến cho thích hợp với các tiêu chuẩn hiện đại Các hệ thống an toàn có độ dư gấp đôi Tai nạn thiết kế cơ bản lớn nhất là vỡ ống tải nhiệt có đường kính 100 mm cùng với mất điện hoàn toàn

V-213 cũng có công suất là 444 MW như V-230, loại này được phát triển vào

những năm 1970-1976, hệ thống an toàn có độ dư gấp ba và được thiết kế để đối phó với đứt ống tải nhiệt có đường kính 500 mm với mất điện hoàn toàn V- 213

có hệ thống triệt bọt khí (V-230 chỉ có hệ thống van xả)

VVER-1000 có công suất là 1.000 MW được phát triển trong những năm

1970-1980, được thiết kế để đối phó với sự cố xảy ra cùng một lúc vỡ ống đường kính lớn, động đất theo thiết kế cơ bản và mất điện hoàn toàn

Sau tai nạn tréc-nô-bưn, một số cải tiến đã được thực hiện để nâng cao an toàn cho các lò VVER-1000 như:

* Thay đổi thủ tục khởi động lò với việc tăng cường sử dụng phần dưới

các thanh;

* Chuyển sang thay 1/3 nhiên liệu và sử dụng các thanh hấp thụ cháy dần

trong nhiên liệu mới;

* Hoàn thiện việc cung cấp axít bor khi sự cố;

* Dự phòng việc xả hyđo khỏi thùng lò và các máy sinh hơi;

* Tháo nước khỏi nhánh chữ U trong phần lạnh của vòng một

1.8.2 Các thế hệ VVER cải tiến

VVER-88 là dự án được bắt đầu sau tai nạn Tréc-nô-bưn để nâng cấp các nhà

máy sắp xây và các nhà máy mới khởi công Đồng thời việc nâng cấp cũng được tiến hành cho các tổ lò đang hoạt động VVER-88 được triển khai cho các tổ lò

500 MWe và 1000 MWe Các hoàn thiện an toàn bao gồm:

* Thải nhiệt dư liên tục theo nguyên lý thụ động (bằng máy trao đổi nhiệt bằng không khí bên ngoài nhà lò) để đối phó với mất điện kéo dài (24 giờ);

* Kiểm soát đo đạc hyđo sinh ra trong nhà lò;

* Lọc không khí thoát ra khỏi nhà lò;

* Thêm các hệ thống làm nguội vùng hoạt, đặc biệt là các thùng tích nước được nén dưới áp suất, dùng cho các điều kiện khẩn cấp

VVER-91 công suất 1000 MWe là loại lò thế hệ thứ 3, dựa trên cơ sở thiết

kế của VVER-88, kết hợp các hệ thống an toàn chủ động và thụ động, sử dụng các thiết bị điều khiển của phương Tây Nga đã cung cấp cho Trung Quốc 2 lò loại này

Hình 1.17: Thùng lò VVER-1000 loại AES-91

VVER-92 công suất 1000 MWe là loại lò thế hệ thứ 3+, là thế hệ VVER mới

hoàn toàn, được triển khai vào cuối những năm 1990 với mục tiêu nâng cao tính kinh tế và hoàn thiện triệt để an toàn Lò phản ứng V-392 (AES-92), là thành công lớn của các thế hệ lò VVER của Nga Ấn Độ đã mua 2 lò V-392 của Nga

Lò V-392 có nhiều ưu điểm về an toàn như: Sử dụng hệ thống an toàn thụ động kết hợp với hệ thống an toàn chủ động Đặt bẫy corium nhằm giảm thiểu hậu quả khi có sự cố nóng chảy vùng hoạt Xác suất nóng chảy vùng hoạt của lò V-392 rất thấp: 5,6 10-8 Công nghệ điện hạt nhân của Nga sử dụng lò hơi nằm ngang (thiết bị màu trắng trong hình 18)

Hình 1.18: Hệ cung cấp hơi của NMĐHN với lò VVER

Các thanh nhiên liệu của lò VVER của Nga có thiết kế hình lục giác (của phương tây thiết kế hình vuông) Thanh nhiên liệu được thiết kế chuẩn cho tất cả các loại lò VVER

Hình 1.19: Thanh nhiên liệu của lò VVER

Bảng 1.6: Một số đặc trưng của các lò thế hệ 3+:

Thông số Lò V-392 của

Nga

Lò AP-1000 của Hoa Kỳ

Lò EPR của Pháp&Đức

- Đặt bẫy corium giảm hậu quả khi

có sự cố nóng chảy vùng hoạt

- Hệ an toàn thụ động

- Hệ an toàn chủ động

- Hệ thống hầm chứa sản phẩm nóng chảy khi có

sự cố nóng chảy vùng hoạt Xác suất nóng

chảy vùng hoạt 5,6 10

-8

5,94 10-8 4.10-7

AES-2006 công suất 1200 MWe là loại lò thế hệ mới nhất của Nga, nó kết

hợp tối ưu các hệ thống an toàn chủ động và an toàn thụ động trên cơ sở kinh nghiệm của AES-91 và AES-92 Loại lò này đang xây dựng tại Novovoronezh của Nga

Hình 1.20: Hệ thống thiết bị chính của AES-2006

Hình 1.21: AES-2006 tại Novovoronezh

Bảng 1.7: Các thông số thiết kế cơ bản của loại VVER-1000

Đặc tính chung của lò

Mật độ năng lượng trung bình 118,9 - 76,6 kW/l

Chu kỳ đảo nhiên liệu(nhiên liệu ở 3 năm trong lò) 6700-8000 giờ hiệu quả

Áp suất hơi ở đầu ra bình sinh hơi 7,35 MPa

Nhiệt độ nước cấp đầu vào bình sinh hơi 220 0C

Xác suất nóng chảy vùng hoạt lò khi sự cố 10-6 – 10-7 1/ năm.lò

Đặc tính chung của vùng hoạt

Số bó thanh nhiên liệu 163 – 253

Số bó thanh nhiên liệu có chứa thanh điều khiển 121

Đường kính ngoài của thanh nhiên liệu 9,1 mm

Số kênh đo nhiệt độ 54 ( kết hợp với thanh đo n)

Tổng độ hấp thụ của các thanh điều khiển 11,5 %

Hệ số độ phản ứng nhiệt độ của nhiên liệu - 1,9.10-5/1/độ C

Hệ số độ phản ứng nhiệt độ của chất tải nhiệt 0 đến - 70.10-5

Chiều dài vỏ lò 11700 mm

Đường kính bên trong vỏ lò nơi đặt vùng hoạt 4135 – 5400 mm

Đặc tính của bình sinh hơi

Nhiệt độ chất tải nhiệt đầu ra bình sinh hơi 296 0C

Độ ẩm của hơi sinh ra tại đầu ra bình sinh hơi 0,25

Vật liệu của ống góp (phần có gắn với các ống trao

1.9 Kết luận:

Năng lượng nguyên tử là một trong những nguồn năng lượng tiềm năng đáp ứng được nhu cầu về năng lượng ở Việt Nam để phát triển nền kinh tế Mặt khác nó lại không phát thải các khí CO2, NOx, SOx gây ô nhiễm không khí Tuy nhiên các vấn

đề về an toàn và chi phí đầu tư được đặt lên hàng đầu Với khoa học công nghệ ngày càng phát triển, các loại lò phản ứng hạt nhân được cải tiến để đáp ứng tốt hơn các nhu cầu an toàn và sự lựa chọn sử dụng hợp lý đặc biệt đối với nước ta trong bối cảnh hiện tại

CHƯƠNG 2 CHU TRÌNH NHIỆT VÀ SỰ TRAO ĐỔI NHIỆT TRONG

NHÀ MÁY ĐIỆN NGUYÊN TỬ 2.1 Sơ đồ hệ thống trao đổi nhiệt nhà máy điện nguyên tử

Hình 2.1: Sơ đồ khối của một nhà máy điện

Hình 2.1 thể hiện sơ đồ khối hệ thống trao đổi nhiệt nhà máy điện nguyên tử

Gồm hai vòng liên tiếp: vòng nước tải nhiệt gọi là vòng sơ cấp và vòng

hơi-nước gọi là vòng lưu chất làm việc

Nước tải nhiệt nhận nhiệt từ lò phản ứng và truyền nhiệt này tới lưu chất đang làm việc trong lò hơi

Hơi nước được sử dụng trong một chu trình Rankine để quay tuabin và phát ra điện

Hình 2.2: Sơ đồ khối của một hệ thống BWR

m

Hỗn hợp hơi- nýớc

Bộ tách hõi

Hõi bảo hòahòa

Bơm nước cấp

Lõi