Phân tích đánh giá số hạng nguồn cho lò phản ứng PWR900 khi xảy ra sự cố LOCA và SBO

Bài viết Phân tích đánh giá số hạng nguồn cho lò phản ứng PWR900 khi xảy ra sự cố LOCA và SBO tiến hành nghiên cứu và dự báo số hạng nguồn phát thải vào không gian bên trong thùng lò phản ứng và ra bên ngoài thùng lò phản ứng cho công nghệ lò CPR1000 của Trung Quốc tham chiếu từ kết quả nghiên cứu cho lò PWR900 của Pháp với kịch bản sự cố Mất chất tải nhiệt do vỡ lớn (LBLOCA) xảy ra đồng thời với sự cố mất hoàn toàn nguồn điện (SBO) bằng chương trình MELCOR.

PHÂN TÍCH ĐÁNH GIÁ SỐ HẠNG NGUỒN CHO LỊ PHẢN ỨNG PWR900 KHI XẢY RA SỰ CỐ LOCA VÀ SBO BÙI THỊ HOA1*, ĐOÀN MẠNH LONG2, LÊ ĐẠI DIỄN2, PHẠM NGỌC ĐỒNG2 Trung tâm Năng lượng hạt nhân – Viện Khoa học Kỹ thuật hạt nhân, 179 Hoàng Quốc Việt, Cầu Giấy, Hà Nội *Email: hoa.hnk52@gmail.com Trung tâm Đào tạo hạt nhân - NTC, 140 Nguyễn Tuân-Thanh Xuân – Hà Nội Tóm tắt: Khi đánh giá an toàn cho nhà máy điện hạt nhân, vấn đề quan tâm trường hợp xảy cố nghiêm trọng mức độ hàm lượng phóng xạ, thường gọi với tên số hạng nguồn, phát thải từ nhà máy môi trường bên ngồi Việc nghiên cứu phân tích tốn số hạng nguồn có ý nghĩa quan trọng cơng tác phịng chống ứng phó cố hạt nhân Báo cáo bước đầu tìm hiểu phương pháp đánh giá số hạng nguồn đường dẫn tới rị rỉ số hạng nguồn ngồi mơi trường Bên cạnh đó, báo cáo trình bày kết sơ phân tích đánh giá số hạng nguồn cho lò phản ứng thuộc hệ II+ PWR900 Pháp – cải thiện mặt thiết kế để nâng công suất lên 1000MWe với tên gọi CPR1000 xây dựng nhà máy điện hạt nhân Cảng Phòng Thành Trung Quốc, xảy đồng thời cố Mất chất tải nhiệt (Loss of Coolant Accident – LOCA) Mất hoàn toàn nguồn điện (Station BlackOut – SBO) chương trình MELCOR Kết nghiên cứu cho thấy, sau 24 kể từ cố xảy ra, đáy thùng lò chưa bị hỏng, tổng lượng Hydrogen tạo khoảng 400 kg, tổng lượng sản phẩm phân hạch phóng xạ dạng khí 15 kg, có khoảng 12.8 kg nhóm khí (Xe) phân bố chủ yếu nhà lị Từ khóa: số hạng nguồn, cố nghiêm trọng, MELCOR, CPR1000 SOURCE TERM ANALYSIS AND EVALUATION FOR PWR900 DURING LOCA ALONG WITH SBO BUI THI HOA1, LE DAI DIEN2, PHAM NGOC DONG2, DOAN MANH LONG2 Nuclear Power Centre – Institute for Nuclear Science and Technology, 179 Hoang Quoc Viet, Ha Noi Email: hoa.hnk52@gmail.com Nuclear Training Centre, 140 Nguyen Tuan, Thanh Xuan, Ha Noi Abstract: The most concerned during severe accident in a nuclear power plant is intensity and concentration of radioactive materials, known as source term, released to environment The study and analysis on source term have an important role in severe accident management procedures The paper study on source term issue with two key contents: 1) Source term evaluation method; and 2) the impossible ways release radioactive material to environment Additionally, the paper present the primarily results on source term analysis and evaluation for French PWR900 - which was imported to China and improved to have a net power output of 1000 MWe, known as CPR1000 built in Fangchenggang Nuclear Power Plant during Loss of Coolant Accident along with Station Blackout by using MELCOR code Key words: Source term, severe accident, MELCOR, CPR1000 Tổng quan đánh giá số hạng nguồn Số hạng nguồn định nghĩa mức độ, hình thức, cách thức phát thải dạng hợp chất hóa học vật chất phát thải từ nguồn phóng xạ bên bên ngồi vỏ thùng lị phản ứng Lượng số hạng nguồn tạo phụ thuộc vào nồng độ chất phân hạch, thời gian hoạt động chu kỳ, công suất hoạt động diễn biến cố … [1] Số hạng nguồn giải phóng từ nhiên liệu hạt nhân trình gia nhiệt, nguyên vật liệu vùng hoạt từ phản ứng chất nóng chảy vùng hoạt với thành phần vật liệu bê tông khoang nhà lò (Cavity) trường hợp cố Trong vài thập kỷ qua, giới có nhiều nghiên cứu đánh giá số hạng nguồn cho nhà máy điện hạt nhân lò phản ứng nghiên cứu trường hợp xảy cố dẫn đến nóng chảy vùng hoạt, với chương trình thí nghiệm Phebus FP [2], STEP [3], ISTP [4] …; với chương trình tính tốn số phát triển để thực toán đánh giá vận chuyển số hạng nguồn chương trình MELCOR [5] sử dụng để đánh giá số hạng nguồn cho nhà máy điện hạt nhân Hoa Kỳ sử dụng nhiên liệu có độ làm giàu cao nhiên liệu MOX với nhiều kịch cố tập trung xoay quanh hai kịch cố Mất nguồn điện (SBO) cố Mất chất tải nhiệt (LOCA), chương trình ORIGEN2 (Mirza et al 2010) sử dụng để đánh giá số hạng nguồn cho lò phản ứng nghiên cứu số Parkistan, hay chương trình MAAP (Lee and Yu-Chih, 2008) sử dụng để nghiên cứu số hạng nguồn cho nhà máy điện hạt nhân Washington Đối với nhà máy điện hạt nhân Trung Quốc, toán đánh giá số hạng nguồn phát thải bên thùng lò phản ứng cho nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò phản ứng nước áp lực 600 MWt thực hiển Huang (Huang et al 2010) với kịch cố Mất nguồn điện (SBO), Mất nguồn nước cấp khẩn cấp (LOFW) Mất chất tải nhiệt vỡ lớn (LBLOCA) Đối với lò phản ứng áp lực nước nặng Ấn Độ (PHWR), số hạng nguồn đánh giá Chatter jee (Chatter jee et al 2010), cách kết hợp nhiều chương trình tính tốn: chương trình ORIGEN2 để xác định số hạng nguồn dự trữ, chương trình SCDAP/RELAP5 để phân tích thủy nhiệt, ASTAC cho tốn vận chuyển, CONTAIN đánh giá số hạng nguồn bên tòa nhà lò COSYMA để đánh giá liều chiếu Ở Việt Nam, nghiên cứu đánh giá số hạng nguồn thực năm gần đây, đánh giá phát tán phóng xạ khơng khí từ cố nhà máy điện hạt nhân cho dự án Ninh Thuận nhà máy điện hạt nhân Trung Quốc xây dựng gần biên giới với giả thiết ban đầu hàm lượng chất phóng xạ phát thải từ lị phản ứng ra, chưa tập trung vào đánh giá số hạng nguồn cho kịch cố cụ thể dẫn tới nóng chảy vùng hoạt hỏng vỏ thùng lị phản ứng dẫn tới phát tán phóng xạ mơi trường bên ngồi Vì báo tiến hành nghiên cứu dự báo số hạng nguồn phát thải vào khơng gian bên thùng lị phản ứng bên ngồi thùng lị phản ứng cho cơng nghệ lị CPR1000 Trung Quốc tham chiếu từ kết nghiên cứu cho lò PWR900 Pháp [8] với kịch cố Mất chất tải nhiệt vỡ lớn (LBLOCA) xảy đồng thời với cố hoàn toàn nguồn điện (SBO) chương trình MELCOR MELCOR với toán số hạng nguồn MELCOR phát triển phịng thí nghiệm quốc gia Sandia cho quan pháp quy Hoa Kỳ công cụ đánh giá rủi cho nhà máy điện hạt nhân, MELCOR có tính tới tốn phát thải sản phẩm phân hạch di chuyển chúng ngồi mơi trường tốn “số hạng nguồn” [6] Có thể nói số hạng nguồn sản phẩm tồn tính tốn cố MELCOR sử dụng để tính tốn hậu cố đầu vào quan trọng đánh giá rủi ro xác suất Các tính tốn q trình thủy nhiệt thối hóa vùng hoạt MELCOR để hỗ trợ cho tính tốn số hạng nguồn Gói RadioNuclide (RN) MELCOR tính tới giải phóng q trình vận chuyển son khí sản phẩm phân hạch trình cố, nhân tố đặc biệt quan trọng việc xác định hậu rủi ro Trong khối sản phẩm phân hạch từ lò phản ứng có sản phẩm phân hạch phóng xạ mảnh phân hạch khơng có tính phóng xạ Tuy nhiên để tính tốn mơ hình hóa khối lượng vận chuyển sản phẩm phóng xạ quan trọng cần phải mơ hình hóa trình chuyển khối thành phần sản phẩm phân hạch khơng có tính phóng xạ có ảnh hưởng tới khối lượng nhân phóng xạ Do đó, MELCOR xử lý dạng phân tử cho tất sản phẩm phân hạch mơ hình vận chuyển tất khối lượng vật chất khác bao gồm nước, vật liệu làm bê-tông, thành phần vật liệu vùng hoạt mà có tương tác với nhân phóng xạ Và thay theo dõi tất đồng vị phóng xạ, khối lượng tất đồng vị phân tử mơ khối, phần tử có tính chất hóa học tương tự nhóm vào nhóm để xử lý Ngồi MELCOR cịn tích hợp nhiều chương trình tính tốn để xử lý toán phát thải vận chuyển số hạng nguồn kể đến chương trình ORIGEN để tính dự trữ nhân phóng xạ ban đầu cho lớp toàn vùng hoạt phân bố chúng vùng hoạt, nhiên liệu vỏ nhiên liệu, khoang lò, nước, khơng khí…vv; CORSOR để tính giải phóng nhân phóng xạ từ vật liệu vùng hoạt; VANESA tính giải phóng nhân phóng xạ khoang lị từ tương tác chất nóng chảy vùng hoạt với bê tơng; MARREROS tính tốn q trình động học son khí, ngưng tụ bay sản phẩm phân hạch dạng khí; TRAP-MELT2 đánh giá tốc độ q trình Mơ tả mơ hình lị PWR900 tệp liệu đầu vào chương trình MELCOR Cơng nghệ lị phản ứng CPR1000 Trung Quốc thuộc lò phản ứng nước áp lực II+, phát triển từ cơng nghệ lị PWR900 Pháp, để tăng công suất điện đầu lên 1000MWe Do thiếu thơng tin cơng nghệ lị CPR1000 nghiên cứu sử dụng cơng nghệ lị PWR900 Pháp để nghiên cứu tham chiếu cho lò CPR1000 Lị phản ứng PWR900 Pháp cơng nghệ lị phản ứng nước áp lực vòng, vòng bao gồm đoạn ống nóng (hot leg), bình sinh thẳng đứng, chân lạnh (cold leg), bơm tuần hoàn (RCP), chân nóng Bình điều áp (PRZ) kết nối với vịng số thơng qua đoạn ống dâng áp (surge line) Vùng hoạt lò phản ứng bao gồm 157 bó nhiên liệu 48 bó điều khiển với vật liệu hấp thụ Ag-In-Cd Công suất nhiệt lò phản ứng khoảng 2700 MW, áp lực hệ thống sơ cấp khoảng 15,5 MPa, bề mặt truyền nhiệt SG khoảng 5000 m2 dung tích PRZ khoảng 40 m3 (Bảng 1) Van xả an toàn (SRV) van PORV lắp đặt PRZ kết nối với bể giảm áp (PRT) Các van SRV lắp đặt đường nối với bình sinh Hệ thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS) bao gồm: hệ thống cấp nước cao áp (HPIS), hạ áp (LPIS) với 03 bình tích nước trung áp (ACC) Hình 1: Sơ đồ node hóa lị PWR900 Khơng gian thể tích vịng sơ cấp lò PWR900 chia thành khu vực tương ứng: thể tích bên thùng lị phản ứng, thể tích vịng tuần hồn số số gộp vào làm gọi vịng 1; thể tích vịng tuần hồn số Thể tích khơng gian bên thùng lị phản ứng chia thành thể tích hữu hạn đặt tên số tương ứng với khu vực (Hình 1): lưu thơng đáy thùng lị (106), khu vực downcomer (105), khu vực bypass (102), khu vực vùng hoạt (101), khu vực lưu thơng phía vùng hoạt (103) khu vực nắp lị phản ứng (104 Các thể tích hữu hạn kết nối với đường dòng (FL) minh họa đường thẳng kết nối thể tích với Cấu trúc vùng hoạt khu vực đáy lò phản ứng chia thành vịng đồng tâm theo phương bán kính lị đánh số từ 15 bậc theo phương trục lị đánh số từ lên (Hình 2) Thể tích vịng tuần hồn mơ hình giống nhau, chia thành thể tích hữu hạn tương ứng với thể tích đoạn ống nóng (HL), thể tích bó ống trao đổi nhiệt chia thành hai thể tích hữu hạn ứng với lối vào lối bố ống, thể tích trung gian chứa bơm tuần hồn nối đầu từ bình sinh với đoạn ống lạnh thể tích đoạn ống lạnh Hình 2: Sơ đồ node hóa cấu trúc vùng hoạt khu vực đáy thùng lị Hệ thống bình điều áp bao gồm đoạn ống dâng, bình điều áp bể xả áp mơ hình thể tích kiểm sốt CV đặt tên tương ứng 401, 402 410 Hình Bình điều áp kết nối với bể xả áp 02 đường dòng với hệ thống van giảm áp (PORVs) hệ thống van an tồn bình điều áp mơ hình tệp liệu đầu vào (Hình 1) Thể tích thuộc vịng thứ cấp bình sinh chia thành CV tương ứng với khu vực downcomer, khu vực boiler, khu vực tách ẩm (separator) khu vực đỉnh bình sinh (SG dome) tương ứng vịng thể tích kiểm sốt 151, 152, 153 154; vịng 251, 252, 253 254 minh họa Hình Đường ứng vịng vịng mơ hình thành thể tích kiểm sốt 155 255, tuabin mơ hình thể tích kiểm sốt 156 Các hệ thống van cách ly van an tồn cho đường mơ hình tệp liệu đầu vào Hệ thống cấp nước an tồn thụ động bao gồm bình chứa nước nén áp suất 4.48 MPa mơ hình thể tích kiểm sốt bình gộp thành CV610 Nhánh có kết nối với bình điều áp CV620, đường dòng với van kiểm tra kết nối bình tích nước trung áp với đường chân lạnh mơ hình tệp liệu đầu vào Điều kiện ban đầu định nghĩa kịch Điều kiện ban đầu Các thông số đầu vào để tiến hành xây dựng mơ hình mơ tả hoạt động nhà máy chương trình MELCOR Điều kiện ban đầu để giả định kịch xảy tham số có giá trị ổn định so sánh với giá trị thiết kế Bảng 1: So sánh tham số Các tham số Giá trị từ chương trình MELCOR Giá trị thiết kế [8] Cơng suất nhiệt lò phản ứng (MW) 2900 2775 Áp suất mạch sơ cấp (MPa) 15.4 15.51 Nhiệt độ lớn nước chân lạnh (oK) 560 564.7 Nhiệt độ trung bình nước chân nóng( K) 592 601.6 Lưu lượng khối nước qua vùng hoạt (kg/s) 15500 13734 o Áp suất bình sinh (MPa) 6.04 6.6 Lưu lượng khối lối bình sinh (kg/s) 520 516.6 Định nghĩa kịch Kịch lựa chọn để nghiên cứu báo cố chất tải nhiệt vỡ lớn (LBLOCA) xảy đồng thời với cố hồn tồn nguồn điện (SBO) Giả thiết cho kịch đưa đây:  Sự cố chất tải nhiệt xảy vỡ đứt đơi đoạn ống lạnh vịng tuần hồn chứa bình điều áp với đường kính vết vỡ 698.5 mm;  Sự cố hoàn toàn nguồn điện dẫn tới toàn hệ thống an toàn chủ động không hoạt động, hệ thống máy phát điện, hệ thống pin dự phịng khơng hoạt động ngoại trừ pin cho hệ thống van an tồn bình điều áp van an tồn bình sinh hơi;  Hệ thống cấp nước khẩn cấp cho bình sinh khơng hoạt động;  Khơng tính tới nước rị rỉ vị trí chèn bơm tuần hồn vịng sơ cấp;  Áp suất bình sinh điều khiển hệ thống van an tồn để trì áp suất 6.7 MPa;  Do xảy vỡ lớn, áp suất mạch sơ cấp giảm nhanh chóng bỏ qua vai trị van an tồn bình điều áp kịch  Hệ bình tích nước trung áp (ACC) hoạt động áp suất vòng sơ cấp rơi xuống ngưỡng đặt khởi động hệ 4.48 MPa  Thời gian mô cố 24 Kết thảo luận Phân tích diễn biến cố Như đề cập trên, báo nghiên cứu kịch cố LBLOCA SBO 24 giờ, diễn biến kịch cố đưa Bảng Bảng : Tiến trình diễn biến cố Thời điểm Các kiên Sự cố bắt đầu 10.0s Dừng lò 10.1s Dừng bơm RCP 10.0s ACC kích hoạt 39.0s Thời điểm ACC 65.0 s Bắt đầu oxi hóa vỏ bọc nhiên liệu 2.3 Vùng hoạt 6.9 Bắt đầu giải phóng sản phẩm phân hạch viên nhiên liệu 2.4 Vật liệu bắt đầu nóng chảy di chuyển xuống thùng lị 19.4 Tổng lượng H2 tạo 397 kg Khi cố xảy ra, lò phản ứng dừng hoạt động mà cơng suất lị giảm nhanh mức cơng suất nhiệt sinh q trình phân rã Do vết vỡ lớn, áp suất bên lò phản ứng giảm nhanh tới giá trị áp suất bên hầm lị (Hình 4), với lượng nước lớn khỏi vịng sơ cấp thơng qua vị trí vỡ (Hình 3) Hình 3: Tốc độ dòng chất tải nhiệt xả nhà lò qua vết vỡ Hình 4: Áp vịng sơ cấp (màu đen) thứ cấp (màu đỏ) Việc hoàn toàn nguồn điện, dẫn tới hệ thống an toàn chủ động bị vơ hiệu hóa, cịn hệ thống an tồn thụ động đóng vai trị làm mát khẩn cấp cho vùng hoạt Do áp suất thùng lị phản ứng giảm nhanh, thời điểm bình ACC kích hoạch diễn sớm - sau 40 giây sau cố xảy (Hình 5), thời gian cấp nước bình ACC kéo dài khoảng 20 giây tái làm ngập vùng hoạt, nhiên q trình tái làm ngập khơng kéo dài lâu mà bình ACC hết nước, lượng nước bên vùng hoạt giảm dần sau khoảng vùng hoạt hồn tồn (Hình 6) Hình 5: Tốc độ dịng phun hệ tích nước cao áp Hình 6: Mức nước vùng hoạt Do có nước cấp từ bình HAs, mà lượng nước cấp bổ sung trì việc làm ngập vùng hoạt, mực nước vùng hoạt giảm dần , cấu trúc vùng hoạt bị hở nhiệt độ bắt đầu tăng Dưới điều kiện nhiệt độ cao tiếp xúc trực tiếp với nước, q trình ơxi hóa bắt đầu xảy thời điểm khoảng 2,3 (Hình 7), tổng cộng khối lượng H2 sinh sau 24 vào khoảng 400 kg (Hình 8) Hình 7: a) Tổng lượng nhiệt từ trình phân hạch phân rã (màu đỏ); b) Tổng lượng nhiệt sinh từ q trình oxi hóa Hình 8: Tổng lượng Hydrogen tạo từ q trình oxi hóa vùng hoạt Các phản ứng oxi hóa phản ứng tỏa nhiệt, góp phần làm gia tăng trình đốt nóng phá hủy cấu trúc vùng hoạt Sau 19.4 hỗn hợp vật liệu vùng hoạt bắt đầu di chuyển xuống khu vực đáy thùng lò Sau 24 khối lượng nhiên vật liệu khu vực đáy thùng lị gần 45 (Hình 10) Kết mô cho thấy sau 24 chưa xảy tượng hỏng vỏ đáy thùng lị Hình 9: Nhiệt độ nhiên liệu vịng tâm thùng lị Hình 10: Khối lượng vật liệu nóng chảy vùng hoạt di chuyển xuống đáy thùng lò Đánh giá số hạng nguồn khỏi thùng lị phản ứng Ở giai đoạn đầu diễn biến cố, vùng hoạt bắt đầu bị nước, nhiệt độ viên nhiên liệu tăng lên dẫn tới tượng phồng vỏ nhiên liệu làm đứt gãy vỏ liệu tạo điều kiện cho sản phẩm phân hạch dạng khí vào khơng gian bên thùng lị phản ứng sau vào khơng gian bên tịa nhà lị thơng qua vết vỡ Kết mơ cho thấy, chất phóng xạ dạng khí bắt đầu vào khơng gian bên thùng lị thời điểm gần sau cố Sau 24 mô phỏng, kết tính tốn dự đốn khối lượng son phóng xạ phát thải vào khơng gian bên thùng lò phản ứng tòa nhà lị đưa hình vẽ Hình 11 Hình 12 tổng lượng son phóng xạ có mơi trường nước khơng khí nhà lò khoảng 2.2 kg tổng khoảng 15 kg tổng son khí phóng xạ sảm phẩm phân hạch dạng khí có tính phóng xạ Tuy nhiên khối lượng chưa tính tới lượng son khí khí phóng xạ bám bề mặt cấu trúc nhiệt mặt vỏ cấu trúc hệ thống, tường nhà lị Hình 13 đến hình 18 biểu diễn tổng lượng nhân phóng xạ giải phóng có thùng lị nhà lị Có thể thấy rằng, tất sản phẩm phân hạch dạng khí từ nhiên liệu vùng hoạt nhiệt độ cao Trong điều kiện môi trường oxi hóa gia nhiệt nhiên nhiên liệu vùng hoạt thúc đẩy q trình giải phóng Cs, I hợp chất dễ bay CsI, CsOH, lượng CsOH CsI tạo sau 24 vào khoảng 6.5 Kg 1.2 Kg, phân bố chủ yếu vòng sơ cấp lượng I tạo khoảng 2.6 e-4 Kg, nhiên hầu hết đồng vị phóng xạ Cs I giải phóng q trình cố nặng, nên việc phân tích đánh giá nhân phóng xạ vơ quan trọng toán liên quan tới số hạng nguồn Lượng nhân phóng xạ Mo Te giải phóng chủ yếu thơng qua q trình oxi hóa vỏ nhiên liệu vào khoảng 2.3 kg kg Hình 11: Tổng lượng phóng xạ bám bề mặt cấu trúc nhiệt Hình 12: Tổng son phóng xạ sản phẩm phân hạch phóng xạ dạng khí có mơi trường nước khơng khí Hình 13: Tổng lượng Xe có vịng sơ cấp nhà lị Hình 14: Tổng lượng CsOH vòng sơ cấp nhà lị Hình 15: Tổng lượng I vịng sơ cấp nhà lị Hình 16: Tổng lượng Te vịng sơ cấp nhà lị Hình 17: Tổng lượng Mo có vịng sơ cấp nhà lị Hình 18: Tổng lượng CsI vòng sơ cấp nhà lị Kết luận Phân tích diễn biến cố đánh giá số hạng nguồn bước trình nghiên cứu giải phóng số hạng nguồn tồ nhà lị nhà máy điện hạt nhân nhằm hỗ trợ đánh giá phát tán nguồn phóng xạ ngồi mơi trường điều kiện cố, có dự báo an tồn xạ cho người dân mơi trường lân cận nhà máy Báo cáo đưa thơng số quan trọng liên quan tới q trình thối hóa vùng hoạt phát thải phóng xạ trường hợp cố chất tải nhiệt xảy đồng thời với kịch toàn nguồn điện cấp cho lò tham chiếu PWR900 thời điểm vùng hoạt bắt đầu bị thoải hóa thời điểm khoảng 2.3 giờ, phản ứng oxi hóa nhiên liệu bắt đầu xảy ra, sản phẩm phân hạch bắt đầu phát thải ngồi nhà lị Tổng lượng son phóng xạ sản phẩm phân hạch phóng xạ dạng vịng 24 sau cố cỡ khoảng 15 kg khoảng 12 kg nhóm khí hiếm, cịn lại nhóm sản phẩn phân hạch dễ bay I, Te, Mo hợp chất CsOH, CsI Tuy nhiên, kết đưa báo cáo dẫn chứng khả mô MELCOR cho tốn phân tích số hạng nguồn điều kiện cố chưa thể đưa kết dự đốn xác q trình hành vi số hạng nguồn điều kiện kịch giả định thực tế, độ tin cậy kết tính phụ thuộc lớn vào liệu đầu vào thông số thiết kế chi tiết nhà máy điện hạt nhân Đây nguồn liệu mà nhà nghiên cứu an tồn hạt nhân Việt Nam khơng có cịn thiếu nhiều thơng tin Với kết ban đầu đạt trình bày trên, nhóm tác giả mong muốn có số liệu đầu vào đầy đủ kiểm chứng không cho lò PWR 900 mà hướng tới lò CPR1000 để hỗ trợ đánh giá phát tán nhà máy điện hạt nhân nằm gần biên giới phía bắc Việt Nam Tài liệu tham khảo Khurram Mehboob et al., “US NRC progress in source term evaluation,” DOI: 10.1109/APPEEC.2012.6401509, January 2012 https://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Research-programmes/PHEBUSPF/Pages/Severe-accident-research-programme-PHEBUS-FP-3455.aspx https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:19092516 https://www.irsn.fr/EN/Research/Research-organisation/Research-programmes/SOURCETERM/Pages/SOURCE-TERM-programme-2991.aspx R.O Gauntt MELCOR Computer Code Manuals, Vol 1: Primer and Users’ Guide Sandia National Laboratories Albuquerque, NM 87185-0739, NUREG/CR-6119 2005 L.L Humphries MELCOR Computer Code Manuals, Vol 2: Reference Manual Version 2.2.9541 2017 Sandia National Laboratories Albuquerque, SAND2017-0876 NUREG-1465 Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants US NRC 1995 F Mascari, F Giannetti, P Balestra, A Zoino, G Caruso “Integral study of accident sequences with reference to NPPs next to the Italian borders” 10 ... phân tích thủy nhiệt, ASTAC cho toán vận chuyển, CONTAIN đánh giá số hạng nguồn bên tòa nhà lò COSYMA để đánh giá liều chiếu Ở Việt Nam, nghiên cứu đánh giá số hạng nguồn thực năm gần đây, đánh giá. .. kịch cố tập trung xoay quanh hai kịch cố Mất nguồn điện (SBO) cố Mất chất tải nhiệt (LOCA) , chương trình ORIGEN2 (Mirza et al 2010) sử dụng để đánh giá số hạng nguồn cho lò phản ứng nghiên cứu số. .. số hạng nguồn cho nhà máy điện hạt nhân Washington Đối với nhà máy điện hạt nhân Trung Quốc, toán đánh giá số hạng nguồn phát thải bên thùng lò phản ứng cho nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò phản