Lap dan y phan tich nhan vat phuong dinh trong tac pham nhung ngoi sao xa xoi cua le minh khue tu do em co suy nghi gi ve the he tuoi tre viet nam trong cuoc khang chien chong mi cuu nuoc

Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training NGHIÊN CỨU SƠ BỘ HỆ THỐNG THỦY NHIỆT CỦA LỊ PHẢN ỨNG MƠ ĐUN NHỎ LOẠI NƯỚC ÁP LỰC SỬ DỤNG CHO TRẠM NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN NỔI PRELIMINARY STUDY OF THERMAL HYDRAULICS SYSTEM FOR SMALL MODULAR REACTOR TYPE PRESSURIZED WATER REACTOR USED FOR FLOATING NUCLEAR POWER PLANT CAO ĐÌNH HƯNG, PHẠM TUẤN NAM, HỒNG TÂN HƯNG, NGUYỄN VĂN HIỆN Viện Khoa học Kỹ thuật hạt nhân, 179 Hồng Quốc Việt, Nghĩa Đơ, Cầu Giấy, Hà Nội Email: caohung191@gmail.com Tóm tắt: Báo cáo trình bày kết tính tốn thủy nhiệt sử dụng chương trình RELAP5 cho thiết kế sơ hệ thống thủy nhiệt lị phản ứng mơ đun nhỏ loại nước áp lực (PWR) sử dụng trạm lượng hạt nhân (FNPP) Thiết kế sơ hệ thống thủy nhiệt cho lị PWR dựa cơng nghệ lò phản ứng ACPR50S Trung Quốc ACPR50S thiết kế Trung Quốc dự kiến lắp đặt trạm lượng hạt nhân họ Việc Trung Quốc triển khai FNPP Biển Đông gây lo ngại cho nước tiếp giáp Biển Đơng có Việt Nam Để phân tích đánh giá an tồn cho ACPR50S đặt FNPP cần tính tốn thơng số vật lý, thủy nhiệt lị phản ứng Tuy nhiên thơng tin ACPR50S nên phải xây dựng hệ thống thủy nhiệt sơ tương đương dựa cơng nghệ lị ACPR50S Ngồi thơng số tham khảo từ lị phản ứng ACPR50S thơng số cịn thiếu bổ sung dựa tính tốn lý thuyết sử dụng phương pháp tỉ lệ với lị PWR có sẵn thơng số đầy đủ Sơ đồ nút hóa hệ thống thủy nhiệt lị phản ứng thể hình Các tính tốn thực trạng thái hoạt động ổn định lị phản ứng Hình Sơ đồ nút hóa thiết kế sơ hệ thống thủy nhiệt lò PWR Một số kết mô ban đầu tốc độ dòng khối, nhiệt độ lối vào, lối vùng hoạt, áp suất vòng sơ cấp, thứ cấp phù hợp với thông số thiết kế ACPR50S Sai khác thông số quan trọng không lớn, ngoại trừ tốc độ dòng khối qua vùng hoạt lò phản ứng (8%), nhiên mức độ sai khác chấp nhận mô thủy nhiệt cho nhà máy điện hạt nhân Sự sai lệch không đáng kể cho thấy thiết kế sơ hệ thống thủy nhiệt lị mơ đun nhỏ loại nước áp lực RELAP mơ hình hóa hệ thống đảm bảo trạng thái vận hành ổn định Từ khóa: Hệ thống thủy nhiệt, lị phản ứng mơ đun nhỏ, RELAP5 Abstract: This paper presents results of thermal hydraulics calculation using RELAP5 computer code for preliminary design of thermal hydraulics system of small modular reactor type pressurized water reactor used for floating nuclear power plant (FNPP) The preliminary design of the thermal hydraulics system is based on the Chinese ACPR50S reactor technology ACPR50S is the design that China plans to install on first floating nuclear power stations In the fact that China can deploy FNPP in the East Sea will cause concerns for countries adjacent to the East Sea, including Vietnam The analysis and safety assessment for ACPR50S installed on FNPP, need to calculate the physical and thermal hydraulics parameters of the reactor However, there is very little information about ACPR50S, so it is necessary to design an equivalent preliminary thermal hydraulics system based on ACPR50S reactor 39 Figure Nodalization of thermal hydraulics PWR Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học Cơng nghệ hạt nhân tồn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 technology In addition to the reference parameters from the information of ACPR50S reactor, the missing parameters are added based on theoretical calculations as well as using the proportional method with the fully PWRs parameters The nodal diagram of the thermal hydraulics system is shown in Figure Calculations are performed in the steady state of the nuclear reactor Some parameters such as mass flow rate, inlet temperature, outlet temperature, primary and secondary loop pressure are consistent with the design parameters of ACPR50S reactor The difference of important parameters is not large, except for the mass flow rate through the reactor core (8%), but this difference is still acceptable in thermal hydraulics simulation for nuclear power plants The negligible deviation indicates that the preliminary design of the thermal hydraulics system of the small modular reactor type PWR is modeled by RELAP and that the system ensures a normal operating state Keywords: Thermal hydraulics system, small modular reactor, RELAP5 I MỞ ĐẦU Hiện khơng quốc gia giới tập trung phát triển lị phản ứng cơng suất nhỏ kiểu mô đun (SMR) nhiều ưu điểm loại lị so với lị cơng suất lớn vận hành thương mại Một ứng dụng bật SMR sử dụng trạm lượng hạt nhân để hoạt động xa bờ Trung Quốc nước đặc biệt quan tâm tới trạm lượng hạt nhân (FNPP), họ có thiết kế lị phản ứng kiểu SMR phù hợp để sử dụng FNPP Những FNPP Trung Quốc sử dụng công nghệ lị ACPR50S, phát triển Tập đồn Năng lượng Hạt nhân Tổng hợp Trung Quốc (CGNPC), với mục đích tạo thiết kế an tồn, khả thích ứng cao, có dạng mơđun đa dụng Thiết kế mong đợi giải pháp linh hoạt việc cấp nhiệt, điện tạo nước ngọt, cung cấp lượng hỗ trợ khẩn cấp cho vùng biển đảo [1] Như khả cao FNPP sử dụng cơng nghệ lị ACPR50S Trung Quốc triển khai Biển Đông để phục vụ việc cung cấp điện khử muối cung cấp nước cho quần đảo kiểm soát, giàn khoan dầu hoạt động biển [2] Điều gây lo ngại cho nước tiếp giáp Biển Đơng có Việt Nam Vì vậy, ngồi hiểu biết cơng nghệ lị ACPR50S phía Việt Nam cần tìm hiểu thêm tiêu chí an tồn phân tích đánh giá cố xảy với loại lị để trường hợp cần thiết có kế hoạch ứng phó, xử lý phù hợp Hiện nước chưa có nhiều nghiên cứu hướng tới đối tượng lò phản ứng ACPR50S Trung Quốc Một số nghiên cứu nước tìm hiểu thiết kế vật lý nhiên liệu lị ACPR50S từ cải tiến thiết kế nhiên liệu để đạt độ sâu cháy lớn [3] hay thực số tính tốn đặc trưng vật lý thủy nhiệt cho lị phản ứng mơ đun nhỏ sử dụng cho FNPP đối tượng tính tốn khơng phải lị ACPR50S Trung Quốc [4] Do việc tính tốn thủy nhiệt, tìm hiểu tiêu chí an tồn đánh giá an tồn sơ cho lị phản ứng ACPR50S Trung Quốc sử dụng FNPP cần thiết, mang tính thời cao Tuy nhiên việc thu thập thơng tin, số liệu xác hệ thống thủy nhiệt lị ACPR50S lại khơng thể đầy đủ 100% Vì nghiên cứu tính tốn, bổ sung thêm số liệu cần thiết thiếu, đủ để mơ cho hệ thống thủy nhiệt lị phản ứng mô đun nhỏ loại nước áp lực dựa cơng nghệ lị ACPR50S II ĐỐI TƯỢNG VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU Để mơ hệ thống thủy nhiệt lò nước áp lực tương tự lị ACPR50S ngồi thơng số có sẵn lị phản ứng ACPR50S, thơng số cịn thiếu tính tốn, bổ sung để có đủ thơng số cho mơ hình hóa lị phản ứng PWR có cơng suất tương đương 200 MWnhiệt Công cụ sử dụng nghiên cứu chương trình tính tốn RELAP5 Đây chương trình vốn sử dụng rộng rãi phục vụ việc phân tích an tồn thủy nhiệt cho lị phản ứng nước nhẹ [5] Chương trình RELAP5 sử dụng để mô trạng thái vận hành ổn định thiết kế sơ vòng sơ cấp lò phản ứng PWR dựa công nghệ ACPR50S Các liệu vật liệu sử dụng tính tốn mơ tham khảo từ thư viện số liệu vật liệu MATPRO (A Library of Materials Properties for LightWater-Reactor Accident Analysis) [6] Kết mô RELAP so sánh với thơng số có sẵn ACPR50S, tiêu chí thiết kế để lị phản ứng vận hành bình thường 40 Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training III MƠ HÌNH TÍNH TỐN Hình trình bày sơ đồ node-hóa vịng sơ cấp lị PWR chương trình tính tốn RELAP5 Các thành phần bao gồm: Vùng hoạt lị phản ứng (PIPE 335); khoang thùng lò (BRANCH 322), khoang thùng lò (PIPE 356), bypass (PIPE 320), downcommer (PIPE315), chân nóng (102 202), chân lạnh (116 212), bơm tuần hoàn (113 209), bình sinh hơi, bình điều áp (PIPE 150) Hình Sơ đồ rời rạc hóa hệ thống thủy nhiệt thiết kế sơ lò phản ứng PWR RELAP5 Bảng Các thành phần thủy lực cấu trúc nhiệt mô hệ thống thủy nhiệt lò phản ứng PWR Thành phần 322 335 320 315 356 150 108 204 Tên Khoang Vùng hoạt Bypass Downcommer Khoang Bình điều áp (PRZ) Phía sơ cấp bình sinh số Phía sơ cấp bình sinh số Loại Branch Pipe Pipe Annulus Pipe Pipe Pipe Pipe Số lượng node 10 10 8 170 270 184, 284 188, 288 2041 Phía thứ cấp bình sinh số Phía thứ cấp bình sinh số Nguồn nước cấp Đường Cấu trúc nhiệt bình sinh Cấu trúc nhiệt vùng hoạt downcommer Cấu trúc nhiệt kênh trung bình Cấu trúc nhiệt kênh nóng Pipe Pipe Time Dependent Volume Time Dependent Volume Heat Structure 8 1 16 Heat structure Heat Structure Heat Structure 10 10 3150 3360 3370 Vùng hoạt lò phản ứng Trong điều kiện vận hành bình thường, lị phản ứng tương đương ACPR50S với công suất 200 MWnhiệt sử dụng 37 bó nhiên liệu (FA), nước làm mát xung quanh, mô PIPE 335, cao 2.2 m diện tích dịng chảy 2.0 m2, chia làm 10 node PIPE 335 kết nối với cấu trúc nhiệt 3360 3370, tương ứng với kênh nóng kênh trung bình Diện tích trao đổi nhiệt 675 m 2, tương ứng với độ dài (37*264*2.2) mét Trong đó, có kênh nóng bó nhiên liệu có nhiệt độ cao (hệ số cơng suất 1,5), bó nhiên liệu cịn lại mơ hình hóa kênh trung bình Phân bố cơng suất theo chiều cao khơng đều, mơ hình hóa Hình 41 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình Phân bố cơng suất tương đối sử dụng q trình mơ Hệ thống sơ cấp Vịng sơ cấp có nhánh tuần hoàn, để đảm bảo cân nhiệt, lượng nhiệt sinh vùng hoạt (200 MWt) phải tải với tốc độ dòng qua vùng hoạt phù hợp, tốc độ dịng kiểm sốt bơm tuần hồn chính, với tốc độ bơm thiết lập 0.6 m3/s Bình sinh Nhiệt lượng trao đổi vòng sơ cấp thứ cấp thơng qua bình sinh bình sinh sử dụng cơng nghệ ACPR50S Giả sử bình sinh cao m rộng m Các ống xoắn trao đổi nhiệt có đường kính 9.84*10-3 m, bề dày 1.27*10-3 m Tổng chiều dài ống xoắn bình sinh 7616 m Nhiệt độ nước cấp 490 K, áp suất vịng thứ cấp trì 4.85 MPa, mơ TMDVOL 184 284, tương ứng với nhánh số Tốc độ đưa nước cấp vào bình sinh trì ổn định 67.0 kg/s TMDPJUN 183 283 Bình điều áp Bình điều áp (PRZ) mơ PIPE 150, với volume junction, giúp trì áp suất hệ sơ cấp 15.5 MPa Bình điều áp kết nối với chân nóng nhánh số 1, PIPE 102 Giả thiết chiều dài bình điều áp 7.2 m diện tích 3.4 m2 IV CÁC KẾT QUẢ TÍNH TỐN Diễn biến thủy nhiệt lò PWR khảo sát 10000 giây chương trình RELAP5, mơ hình đạt đến trạng thái ổn định, nghĩa thông số thay đổi không đáng kể Kết tính tốn cho thơng số thủy nhiệt quan trọng áp suất, nhiệt độ, tỉ phần rỗng tốc độ dòng khối thảo luận phần Tổng cơng suất lị phản ứng 200 MW-nhiệt, kết mô công suất thể Hình Năng lượng tạo làm tăng nhiệt độ chất làm mát vùng hoạt từ 575.2 K lên 600.6 K qua vùng hoạt lị phản ứng (Hình 4) với tốc độ dịng khối 1325 kg/s (Hình 5) Bình điều áp PRZ thiết lập áp suất 15.5 MPa chân nóng, áp suất vùng hoạt phải cao để tạo dịng chảy tuần hồn chất làm mát từ vùng hoạt tới chân nóng, điều thể qua Hình Thông lượng nhiệt khoảng vùng hoạt, kênh nóng kênh trung bình 561 kW/m2 375 kW/m2 (Hình 7), phù hợp với hệ số kênh nóng 1.5 42 Tiểu ban A: Lị phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training Hình Phân bố cơng suất dọc theo chiều cao vùng hoạt Hình Phân bố nhiệt độ dọc theo vùng hoạt lị phản ứng Hình Tốc độ dòng khối (mflowj) vùng hoạt (335) lò phản ứng SMR50 Hình Áp suất vịng sơ cấp Hình Nhiệt độ tâm nhiên liệu Hình Thơng lượng nhiệt truyền từ nhiên liệu vào chất làm mát Nhiệt tải từ vòng sơ cấp tới vòng thứ cấp thông qua cấu trúc nhiệt HS 2041 bình sinh Tốc độ dịng nước cấp 67 kg/s trì nhờ TMDPJUN 183 283, tương ứng với nhánh, SG vận hành áp suất 15.5 MPa vòng sơ cấp 4.85 MPa vịng thứ cấp (Hình 11) Ở phía sơ cấp, nhiệt độ chất làm mát giảm từ 600.5 K lối vào bình sinh nhiệt độ 574.77 K lối ra, thể Hình 9, nhờ nhiệt lượng mà nhiệt độ nước cấp vịng thứ cấp tăng lên hình thành Thơng lượng nhiệt đoạn bình sinh 212558 W/m 2, cân biên trái biên phải, Hình 10 43 Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ 14 Proceedings of Vietnam conference on nuclear science and technology VINANST-14 Hình Phân bố nhiệt độ phía sơ cấp bình sinh số Hình 10 Thơng lượng nhiệt đoạn bình sinh 212558 W/m2 Hình 11 Chênh lệch áp suất vòng sơ cấp thứ cấp Bảng So sánh kết mô với thông số thiết kế PWR dựa lị ACPR50S Thơng số Cơng suất lò phản ứng Áp suất vòng sơ cấp Tốc độ dòng khối qua vùng hoạt Nhiệt độ lối vào vùng hoạt Nhiệt độ lối vùng hoạt Áp suất vòng thứ cấp Nhiệt độ nước cấp Đơn vị MW MPa Kg/s K K MPa K Mục tiêu 200 15.5 1436.8 572.45 594.95 4.85 490 Mô 200 15.5 1325.0 575.2 600.6 4.85 490 Sai khác 0% 0% 8% 0% 1% 0% 0% Một cách khái qt, vịng tuần hồn sơ cấp lị PWR dựa cơng nghệ ACPR50S mơ chương trình tính tốn RELAP5 Để đánh giá định lượng kết thu được, Bảng so sánh thơng số thủy nhiệt quan trọng tính tốn thơng số thiết kế cần đạt Phần lớn thơng số có phù hợp kết mô giá trị thiết kế Khác biệt lớn nằm tốc độ dòng khối qua vùng hoạt, chênh lệch 8% Kết phức tạp vùng hoạt lò phản ứng, giả định liên quan đến hình học nhiên liệu, bố trí bó nhiên liệu vật liệu ảnh hưởng đến thông số thủy lực nhiệt động học Trong thời gian tới nhóm nghiên cứu tiếp tục tìm hiểu để khắc phục vấn đề V KẾT LUẬN Bài báo trình bày việc sử dụng chương trình tính tốn RELAP5 để mơ vịng sơ cấp lị phản ứng PWR dựa cơng nghệ ACPR50S chế độ vận hành ổn định, kết rằng: (1) RELAP5 mơ hình hóa thành phần quan trọng hệ thống sơ cấp, bao gồm: Vùng hoạt lò phản ứng, thùng lò, bơm tuần hồn chính, bình sinh hơi; hệ thống đạt đến trạng thái vận hành ổn định; (2) - Kết 44 Tiểu ban A: Lò phản ứng, Điện hạt nhân Đào tạo nguồn nhân lực Section A: Nuclear reactor, Nuclear power and Human resource training mô phù hợp với thông số mục tiêu thiết kế lị phản ứng PWR dựa cơng nghệ ACPR50S, sai khác thông số quan trọng không lớn, ngoại trừ tốc độ dòng khối qua vùng hoạt lò phản ứng (8%), nhiên mức độ sai khác chấp nhận mô thủy nhiệt cho nhà máy điện hạt nhân Kết sở để nhóm tiếp tục thực việc mơ cho toàn nhà máy điện hạt nhân (FNPP) sử dụng lò phản ứng nước áp lực PWR dựa cơng nghệ ACPR50S Trong nghiên cứu nhóm tiến hành mơ phân tích an tồn trường hợp xảy cố TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] IAEA, Advances in small modullar reactor technology developments, 2018 Edition [2] http://en.cgnpc.com.cn/encgn/c100044/nuclearpower.shtml [3] Hoàng Văn Khánh, Báo cáo tổng kết nhiệm vụ khoa học công nghệ cấp sở “Nghiên cứu thiết kế nhiên liệu có độ sâu cháy lớn cho lò phản ứng ACPR50S Trung Quốc” [4] Trần Việt Phú, Báo cáo tổng kết nhiệm vụ khoa học công nghệ cấp “Nghiên cứu công nghệ an toàn trạm lượng hạt nhân sử dụng lị mơ đun nhỏ” [5] Amit Mangal et al., Capability of relap5 code to simulate natural circulation behavior in test facilities, Progress in Nuclear Energy 61 (2012) 1-16 [6] SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual Volume IV: MATPRO A Library of Materials Properties for LightWater-Reactor Accident Analysis 45