Mô phỏng sự cố Loca

[Đồ án] Mô phỏng sự cố Loca

MÔ PHỎNG SỰ CỐ LOCA TRONG THỰC NGHIỆM ROSA/LSTF TEST 1.1 SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN THỦY NHIỆT CATHARE 2.0

TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI VIỆN KỸ THUẬT HẠT NHÂN VÀ VẬT LÝ MÔI TRƯỜNG

Đồ án tốt nghiệp

Sinh viên thực hiện: Đỗ Ngọc Điệp

Người hướng dẫn: ThS Lưu Nam Hải

 Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1.

 Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0

 Phân tích kết quả

3 Kết luận và kiến nghị.

 Nghiên cứu và học hỏi về công nghệ lò phản ứng hạt nhân là thiết yếu trongthời kỳ chuẩn bị cho việc xây nhà máy điện hạt nhân vào năm 2014 củaViệt Nam.

 Các vấn đề an toàn, sự cố trong vận hành lò phản ứng hạt nhân đóng vai tròquan trọng hàng đầu

 Tai nạn LOCA là điển hình

Mục đích nghiên cứu:

Tìm hiểu các đặc trưng chuyển tiếp và các hiện tượng vật lý, tham số thủynhiệt trong sự cố mất nước tải nhiệt của lò phản ứng nước áp lực với sự có mặtcủa hệ thống ECCS

Sử dụng chương trình tính toán thủy nhiệt trong mô phỏng và tính toán antoàn đối với sự cố mất nước tải nhiệt

Mở đầu

3

Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1.

Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0

Phân tích kết quả

- Phá hủy lớp vỏ thanh nhiên liệu

- Nóng chảy nhiên liệu

Nhiệt độ lớp vỏ thanh nhiên liệu tăng

Khôi phục khả năng tải nhiệt vùng hoạt

LSTF ROSA

Nội dung chính

PWR

LOCA

LSTF ROSA

CATHARE

2.0

Kết quả

Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA.

Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1

Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0

Phân tích kết quả

LSTF = L arge S cale T est F acility = Cơ sở thử nghiệm quy mô lớn

10

Thể tích khối tương đương

với 1/48 thể tích một PWR

thực.

Hai vòng tải nhiệt sơ cấp.

Chiều cao của hệ thống

tương đương trong một PWR

thực.

Sử dụng nguồn điện phát

Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1 (2/2)

Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1.

Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0

Phân tích kết quả

Khởi đầu từ năm 1979, xây dựng bởi:

 Trung tâm nghiên cứu năng lượng hạt nhân Pháp CEA (Atomic Energy Commission);

 Viện bảo vệ bức xạ và an toàn xạ hạt nhân Pháp IRSN (Institute of Radiation and Safety Nuclear);

 Tập đoàn điện lực Pháp EDF (Electricite De France);

 Tập đoàn thiết kế lò phản ứng hạt nhân Pháp FRAMATOME (The French NPP Designer).

CATHARE

Code for Analysis of

THermalhydraulicsduring an Accident

of Reactor and safety

Evaluation

Chương trình tính toán phântích các hiện tượng thủynhiệt trong một tai nạn giảđịnh của Lò phản ứng và

đánh giá an toàn

Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE2.0 (1/2)

Giả định các trường hợp tai nạn có thể xảy ra trong một lòphản ứng hạt nhân PWR

Điều tra các sự cố và điều hành nhà máy điện hạt nhân Cung cấp các tính toán với thời gian thực

Mục tiêu

Các yếu tố trong lò phản ứng

được mô phỏng bởi các mô-đun

0-D, 1-D, các mô-đun phụ mô

tả các điều kiện biên, các van,

các yếu tố nguồn cấp/xả nước.

Chương trình dựa trên mô

Hình 4 Cấu trúc mô phỏng CATHARE2.0

Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE2.0 (2/2)

Hình 5 Mô hình mô phỏng LSTF bằng CATHARE 2.0

Xây dựng LSTF/ROSA Test 1.1 bằng CATHARE 2.0

Mô tả kịch bản ROSA/LSTF Test 1.1 (1/2)

Công suất vùng hoạt bằng 1,4MW.

Các bơm vòng sơ cấp ngừng hoạt

động, áp suất trong hệ thống15,5MPa

và chứa 100% nước

Nước từ hệ thống ECCS được đưa

vào trong hệ thống sơ cấp bằng các

bơm.

Nhiệt độ nước của ECCS là 300 0 K

Giảm lượng nước trong thùng lò qua

từng bước.

Áp suất và mực nước trong bình sinh

hơi được điều khiển giữ không đổi.

Hình 6 Lưu lượng dòng bơm từ ECCS

Hình 7 Lưu lượng dòng xả ở đáy thùng lò

Sơ đồ cắt ngang vòng làm mát sơ cấp với vị trí ECCS và các cặp nhiệt:

Mô tả kịch bản ROSA/LSTF Test 1.1 (2/2)

Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1

Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0

Phân tích kết quả

Hình 8 Áp suất thùng lò từ thực nghiệm và từ CATHARE

Các biến đổi áp suất theo từng sự kiện với độ biến đổi khác nhau Điều này chứng tỏ sự ảnh hưởng rõ ràng của ECCS đối với áp suất toàn lò phản ứng.

Đường biểu đồ giữa kết quả thực nghiệm và tính toán CATHARE là tương đương nhau.

18

Áp suất thùng lò và bình sinh hơi

CATHARE

Thực nghiệm

Nhiệt độ kênh lạnh A

Các vị trí khác nhau có nhiệt độ biến đổi là khác nhau.

Độ biến đổi giữa vị trí ECCS và sau ECCS tới gần thùng lò là chênh

Vị trí 2.34m từ tâm thùng lò Vị trí 1.63m từ tâm thùng lò

Hình 10 Nhiệt độ kênh lạnh A

Nhiệt độ khoang lưu hồi

biến đổi hiện tượng là

tương đối phù hợp với

thực nghiệm.

21

Hình 12 Vị trí 0.09m từ đáy của kênh lạnh

Kết luận và kiến nghị (1/2)

22

• Sự cố LOCA là sự cố có thể gây hậu quả nghiên trọng đòi hỏi phải được xem xét trong phân tích an toàn nhà máy điện Một hệ thống rất quan trọng trong khắc phục hậu quả đó là ECCS Việc phân tích sự ảnh hưởng và tác động của ECCS tới các quá trình thủy nhiệt trong lò phản ứng khi có sự cố là cần thiết để có thể cải tiến, hoàn thiện tính đảm bảo an toàn lò phản ứng của ECCS.

• Qua mô phỏng bài toán ROSA TEST 1.1, từ các tham số thủy nhiệt thu được có thể nhận định sự biến đổi các hiện tượng thủy nhiệt trong sự cố LOCA với các mặt ảnh hưởng từ

ECCS tới hệ thống:

– Nhiệt độ nước vào từ ECCS

– Vị trí đặt đầu vào ECCS

– Lưu lượng nước vào từ ECCS

– Thời gian tác động và ảnh hưởng của ECCS theo từng giai đoạn áp suất và diễn biến.

Kết luận và kiến nghị (2/2)

23

• Kết quả mô phỏng bằng CATHARE tương đối phù hợp với kết quả thực nghiệm Điều này khẳng định khả năng mô phỏng của CATHARE đối với các hiện tượng thủy nhiệt trong sự cố làm mất chất tải nhiệt vùng hoạt (LOCAs) và các quá trình chuyển tiếp của một lò phản ứng

• Những sai số giữa kết quả tính toán và kết quả thực nghiệm tồn tại do:

– Sai số của chương trình tạo ra: sai số hình học và sai số thống kê.

– Sai số do các giá trị sử dụng trong mô phỏng được tính toán trước và được lấy trong thực nghiệm.

• Trong giới hạn của đồ án tốt nghiệp, giả định các sự kiện trong một sự cố LOCA là còn đơn lẻ Trên thực tế, sự cố LOCA xảy ra kèm theo nhiều sự kiện khác, phức tạp và bất lợi nhiều hơn Điều này mở ra các hướng nghiên cứu tiếp theo, hoàn thiện phương thức vận hành và cải tiến về công nghệ, nhằm nâng cao tính an toàn của lò phản ứng PWR.

Tài liệu tham khảo

24

[1] D.Bestion, G.Geffraye: The CATHARE Code, Pháp 04/2002.

[2] R Hosmer Norris, Florence F.Buckland, Nancy D.Fitzroy, Roy H.Roecker:

Data book – Heat Transfer and Fluid Flow, General Electric Company, Schenectady N.Y 1983.

[3] Thermohydraulic Safety Research Group, Nuclear Safety Research Center, Japan Atomic Energy Agency: Final Data Report of OECD/NEA ROSA Project

Test 1-1 (ECCS water injection under natural circulation condition: ST-NC-34 in JAEA), Nhật Bản 01/2008.

[4] The ROSA-V Group: ROSA-V Large scale test facility (LSTF) – System

description for the third and fourth simulated fuel assemblies, Japan Atomic Energy Research Institute 03/2003.

[5] Trần Thị Trang: Phân tích quá trình chuyển tiếp trong sự cố mất nước tải nhiệt

của lò phản ứng nước áp lực, Luận văn thạc sỹ khoa học, Hà Nội 2010.

Xin chân thành cảm ơn thầy cô và các bạn đã chú ý theo dõi!

25