THỦY NHIỆT TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

THỦY NHIỆT TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN Giới thiệu I I.1 Yêu cầu chức an toàn lò phản ứng hạt nhân I.2 Các phân tích thủy nhiệt tâm lò I.3 Khó khăn thiết kế thủy nhiệt tâm lò Năng lượng sinh từ phản ứng phân hạch hạt nhân Suất phân hạch Nhiệt phân rã Phân bố nguồn nhiệt Lưu lượng nước làm mát truyền nhiệt bó nhiên liệu Phân bố Enthalpy kênh nhiệt Phân bố nhiệt độ kênh pha đơn Sự dẫn nhiệt bó nhiên liệu Phân bố nhiệt theo trục nhiên liệu Hệ số thể tích trống kênh nước sôi II III IV V VI VII VIII IX X XI XI.1 Cân đồng (HEM) XI.2 Mô hình dòng chảy hỗn hợp XI.3 Vùng trước vùng sôi nhân XII Nhiệt truyền tới nước làm mát XII.1 Một pha đơn XIII Dòng chảy hai pha XIV Độ suy giảm áp lực XIV.1 a) b) XIV.2 Dòng chảy pha đơn Phương trình Darcy Weisbach Sơ đồ Moody Dòng chảy hai pha XV Thông lượng nhiệt tới hạn XV.1 Khởi sôi hạt nhân XV.2 Sự khô bề mặt XV.3 Ngăn cản sôi lò phản ứng XVI XVI.1 Phân bố lượng theo bán kính XVI.2 Phân bố lượng theo trục XVI.3 Sự truyền nhiệt bó nhiên liệu hạt nhân XVI.4 Sự giới hạn phân bố công suất XVI.5 Hệ số hoạt độ phản ứng XVI.5.1 Điều khiển hoạt độ phản ứng XVI.6 Nhiệt độ nhiên liệu (tác động hiệu ứng Doppler) XVI.7 Hệ số làm chậm XVI.7.a Hệ số làm chậm tỷ khối XVI.7b Hệ số làm chậm khoảng trống XVI.7c Thông lượng nhiệt tới hạn XVI.7d Các tượng liên quan tới DNB XVI.7e Các yêu cầu liên quan tới thiết bị XVI.7f tuyến tính cao XVI.7g Lò phản ứng hạt nhân hoạt động mức công suất sinh nhiệt Các tiêu chí khác XVII XVIII Sự bảo vệ kênh tâm lò XVIII.1 Các điều kiện giới hạn vận hành XVIII.2 Các thiết bị lò phản ứng hạt nhân PWR XIX Protection chains ΔTe & ΔTOP XIX.1 Trạng thái ổn định ΔI = XIX.2 Trong điều kiện chuyển tiếp XIX.3 Sai số thiết bị cài đặt XIX.4 Tính toán liên quan tới độ dao động công suất XIX.5 Sự giảm lưu lượng dòng chảy XX XXI XXII Tác động thủy nhiệt tâm lò phản ứng XXII.1 Sự dội lại dòng chảy dòng chảy nhiễu loạn XXII Hiện tượng Vortex-Shedding XXII.3 Những lý thuyết XXII.4 Sự cộng hưởng tác động tượng Vortex-Shedding XXII.5 Sự cộng hưởng tác động kênh bên bơm Blades XXII Tác động dòng chảy theo vận tốc XXII.7 Tìm hiểu phương trình Connor, số β Connor XXII.8 Giới hạn biên an toàn tác động vận tốc dòng chảy XXII.9 Sự nhiễu loạn dòng chảy dối gây dao động XXII.10 Dòng chảy theo trục gây dao động XXII.11 Dòng chảy ngang gây dao động XXII.12 Wear Analysis in the fuel assembly XXII.13 Lý thuyết Archard mài mòn XVII.14 Ăn mòn va chạm XVII.15 Ăn mòn trượt XVII.16 Ăn mòn học XVII.17 Sự nhiễu loạn dòng chảy kênh XVII.18 Hệ số masat dòng chảy nhiễu loạn XVII.19 Sự giảm áp lực bó nhiên liệu XVII.20 Hệ số masat dọc theo trục bó nhiên liệu Pass XVII.21 XVII.22 Sự giảm áp lực màng lưới XVII.23 Lateral resistance across bare rods arrays XXIII Tác động thủy lực lên nhiên liệu tâm lò XVIII.1 Sự dao động dòng chảy nước làm mát XXIII.2 Cơ chế sai hỏng XXIII.2.1 I Sai hỏng ăn mòn học Giới thiệu Một khía cạnh quan trọng phân tích tâm lò phản ứng hạt nhân liên quan tới việc xác định tối ưu hóa dòng chảy nước làm mát suy giảm áp lực tâm lò Mặt khác, với thông lượng dòng chảy cao dẫn tới truyền nhiệt tốt hệ số thông lượng nhiệt tới hạn (CHF) Mặt khác, dòng chảy thông lượng lớn tạo suy giảm áp lực lớn dọc theo tâm lò, theo việc cần có bơm công suất lớn tải trọng lực tác động lên khối tâm lò lớn Bởi vậy, quy tắc thủy động học phân tích thủy nhiệt tìm điều kiện vận hành hợp lý để đảm bảo an toàn kinh tế việc vận hành nhà máy điện hạt nhân Chương giới thiệu phương pháp để xác định phân bố nguồn nhiệt nhiệt độ khối thiết bị lò phản ứng hạt nhân Trong phân tích an toàn nhà máy điện hạt nhân, lượng nhiệt sinh tâm lò phản ứng phải biết xác để tính toán phân bố nhiệt độ để xác định biên an toàn Những phân tích thực cho tất trường hợp xảy như: điều kiện vận hành, lò phản ứng khởi động dập lò… để loại bỏ toàn nhiệt phân rã sau lò phản ứng tắt Phần đầu đưa phương pháp để tính toán nguồn nhiệt sinh lò phản ứng hạt nhân với điều kiện khác Phần đưa tính toán thông số enthalpy nước làm mát, nhiệt độ nhiên liệu, tỷ số vùng trống, suy giảm áp lực thông lượng nhiệt tới hạn (CHF) bó nhiên liệu I.1 Yêu cầu chức an toàn lò phản ứng hạt nhân Các chức an toàn đảm bảo vởi thiết kế thủy nhiệt sau: • • • • Sự lưu thông nước làm mát qua nguồn nhiệt từ nhiên liệu; Sự nhiễm sản phẩm phân hạch phóng xạ (các actinides sản phẩm phân hạch) tòa nhà bảo vệ Điều khiển hoạt độ tâm lò: không ảnh hưởng tới thiết kế thủy nhiệt Tản nhiệt sinh nhiên liệu hạt nhân: Mục đích thiết kế thủy nhiệt đảm bảo tải nhiệt sinh tâm lò việc chuyển lượng sinh từ nhiên liệu Truyền nhiệt từ nhiên liệu tới dòng nước làm mát điều kiện vận hành bình thường điều kiện tai nạn Thiết kế thủy nhiệt không cần yêu cầu thiết kế riêng biệt Tuy nhiên, để đảm bảo chức an toàn yêu cầu cho việc áp dụng trương trình đảm bảo chất lượng để hỗ trợ mặt tài liệu kiểm soát hoạt động có liên quan Kiểm tra sơ bộ: Các giả thuyết kịch chấp nhận phân tích an toàn phải kiểm soát trình kiểm tra vật lý tâm lò Trong số kịch thử nghiệm ấy, ví dụ đo đạc tốc độ dòng chảy thời gian rơi cụm bó điều khiển … thực Các thí nghiệm khác thực in totality only on the head of the train serial Trong đối tượng sau, việc cần thiết để thực thí nghiệm nhằm đảm bảo đặc điểm thủy nhiệt tỏng tâm lò phải tương tự head train serial Tốc độ dòng chảy sơ cấp thời gian rơi bó điều khiển phải đo đạc lại Mục đích thiết kế thủy nhiệt để đảm bảo truyền nhiệt phân bố nhiệt sinh tâm lò, ví dụ tản nhiệt vòng sơ cấp hệ thống bơm an toàn ( theo trường hợp) để đảm bảo tiêu chí an toàn I.2 Các phân tích thủy nhiệt tâm lò Năng lượng giải phóng tâm lò có nguồn gốc từ phân ứng phân hạch urani làm giàu U225 plutoni Pu238 dạng động mảnh sản phẩm phân hạch cuối chúng sinh nhiệt nhiên liệu hạt nhân Nhiệt sinh nhiên liệu phải tải nhiên liệu lò phản ứng sử dụng chúng thông qua hệ thống phụ trợ để chuyển chúng thành lượng điện I.3 Các hạn chế thiết kế thủy nhiệt tâm lò Mục đích thiết kế tâm lò liên quan đến hạn chế quan trọng mặt thủy nhiệt Hạn chế quan trọng trì nhiệt độ tâm lò ngưỡng nhiệt độ nóng chảy vật liệu sử dụng tâm lò Đó điều đặc biệt quan trọng nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu Cũng có giới hạn truyền nhiệt nhiên liệu nước làm mát, tốc độ truyền nhiệt trở lên lớn, thông lượng nhiệt tới hạn đạt dẫn tới sôi Điều nguyên nhân dẫn tới tăng nhanh nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu Sự suy giảm áp lực dọc tâm lò phải giữ theo yêu cầu bơm để giảm mức tối thiểu tác động thủy lực (rung động) khối tâm lò Tất vấn đề đề cập phải phân tích theo toàn đời tâm lò, tất khối thiết bị tâm lò, với phân bố công suất thay đổi độ cháy nhiên liệu chế độ vận hanh tâm lò, phân bố nhiệt độ có thay đổi nhỏ Thêm vào đó, với việc tiết diện nơtron kiểm soát vật lý nơtron lò phản ứng phụ thuộc mạnh vào nhiệt độ tỷ khối, yếu tố kết hợp mạnh mẽ với thủy nhiệt tính chất nơtron tâm lò phản ứng II Năng lượng sinh từ phản ứng phân hạch hạt nhân Liên quan tới chùm tia nơtron đơn n mật độ nơtron (số nơtron m3) Nếu v tốc độ nơtron Snv số nơtron qua vật liệu có diện tích 1m2 giây Với s diện tích hiệu dụng nơtron đơn năng, phản ứng lượng nơtron, S diện tích hiệu dụng tất số hạt nhân 1m3 bia Vậy ta có Snv số tương tác nơtron với hạt nhân 1m3 vật liệu giây Đặc biệt, tốc độ phân hạch Σf nv = ΣfФ, Σf =nv thông lượng nơtron (sẽ giải thích sau) Σf= Nσf , N số phản ứng phân hạch m3 σf m2/hạt nhân tiết diện phản ứng phân hạch nơtron Trong lò phản ứng, nơtron sinh lượng đơn chúng có lượng giải rộng với thông lượng dòng tiết diện tương ứng theo lượng khác Trong lò phản ứng nhiệt với thể tích V xảy V Σf Ф phản ứng phân hạch, Σf Ф giá trị trung bình tiết diện phân hạch vĩ mô thông lượng nơtron tương ứng Để tính toán công suất lò phản ứng điều cần thiết phải biết lượng trung bình nơtron sinh phân hạch Bảng đưa giá trị đặc trưng urani-235 Table II.1: Phân bố lượng nơtron phân hạch U-235 10-12 J = MeV Kinetic energy of fission products 26.9 168 Instantaneous gamma-ray energy 1.1 Kinetic energy of fission nơtrons 0.8 Beta particles from fission products 1.1 Gamma rays from fission products 1.0 Neutrinos 1.6 10 Total fission energy 32 200 Chúng ta thấy, tổng lượng sinh phân hạch 32 pJ Điều có nghĩa cần có khoảng 3.1x1010 phân hạch giây để tạo công suất nhiệt 1W công suất nhiệt phản ứng tính biểu thức sau: P (W) = VΣfФ / 3.1x1010 (W) Thực vậy, công suất nhiệt có lò phản ứng hạt nhân tỷ lệ với số hạt nhân phân hạch, N, thông lượng nơtron f Cả hai thông số thay đổi theo loại lò phản ứng việc tính toán xác chúng tính toán xác công suất tâm lò Mật độ công suất (là tổng công suất chia cho thể tích sinh lượng) lò phản ứng hạt nhân cao so với nhà máy điện thông thường Giá trị đặc trưng mật độ công suất loại lò PWR 75 MW/m3, với lò tái sinh sử dụng nơtron nhanh làm mát Na giá trị đạt tới 530 MW/m3 III Suất phân hạch Sự phân hạch urani-235 tạo tới 80 sản phâm phân hạch Khối lượng mảnh phân hạch khoảng từ 72 tới 161 ( tạo đồng vị terbium) Suất phân hạch sản phâm phân hạch urani-235, plutoni-239 đồng vị urani plutoni đưa hình III.1 Hình III.1: Ứng suất phân hạch hàm nguyên tử khối sản phẩm phân hạch Ta thấy tất trường hợp có nhóm sản phẩm phân hạch: nhóm hạt “nhẹ” có nguyên tử có khối lượng từ 80 đến 110 nhóm hạt nặng có hạt có khối lượng nguyên tử hạt từ 125 tới 155 Hình III.2: Minh họa khái niệm Một tỷ lệ lớn sản phẩm phân hạch phóng xạ phát tia gamma, thêm vào có xạ beta Số lượng hoạt độ sản phẩm phân hạch tổng lượng sản phẩm phân hạch sinh trình lò phản ứng vận hành dừng lò thông số quan trọng nhiều năm: dùng để đánh giá lượng xạ để xác định suy lượng đồng vị phóng xạ nhiên liệu sau lấy khỏi lò phản ứng Những thông tin cần để đánh giá thời gian để làm mát nhiên liệu trước tái chế Sau đưa lượng lớn hoạt độ phản ứng âm vào tâm lò phản ứng (ví dụ, đưa điều khiển vào), thông lượng nơtron giảm xuống nhanh chóng theo phương trình sau: Φ(t) = Ф0{(β / β – ρ) e (λρ / β – ρ)t - (ρ / β – ρ))e (β – ρ / l)t } (IV.1) Với f (t ) thông lượng nơtron thời điểm t sau lò phản ứng dập, f thông lượng nơtron lò phản ứng vận hành mức công suất danh định, r bước thay đổi hoạt độ phản ứng, b hệ số nơtron trễ, l thời gian sống nơtron tức thời l có nghĩa số bán rã nơtron trễ Đối với LWP sử dụng urani-235 nhiên liệu phân hạch, giá trị đặc trưng hệ số l = 0.08 s-1, b = 0.0065 l = 10-3s Giả thiết bước thay đổi hoạt độ phản ứng âm r = -0.09, thay đổi tương đối thông lượng nơtron là: Ф(t) / Ф0 = 0.067 e -0.075t + 0.933 e -96.5t (IV-2) Ký hiệu thứ phương trình (4-3) nhỏ sau t = 0.01 giây có ký hiệu thứ tính tính toán Có thể thấy, thông lượng nơtron ( công suất sinh ra) tăng tới 6.7% so với giá trị ban đầu sau giảm theo hàm e mũ chu kỳ thời gian T = 1/0.075 = 13.3 giây Sau dập lò phản ứng thông lượng nơtron giảm xuống tới giá trị bỏ qua, lượng nhiệt tiếp tục sinh phân hạt beta phóng xạ tia gamma từ sản phẩm phân hạch Hình IV-2 cho thấy nhiệt phân từ sản phẩm phân hạch theo thời gian sau dập lò Đường cong, đường mà bao bọc khoảng thời gian từ tới 106 năm dập lò đường lý thuyết đặc trưng cho nước làm mát tâm lò mà hoạt động với công suất không đổi khoảng thời gian dài với độ làm giàu ban đầu nhiên liệu 4.5% với độ cháy 50 GW.ngày/TấnU dập lò tức thời Phân bố đa dạng mẫu đưa sơ đồ nhiên liệu cháy Hình IV-1: Công suất nhiệt sinh từ sản phẩm phân hạch (W/tấnHM) theo thời gian dập lò 10 Hình XVIII.2C.13: Vị trí đặt dọc trục SPNDs Hình XVIII.2C.14: Sơ đồ thiết bị ghi nhận SNPDs 110 Hình XVIII.2C.14: Chi tiết thiết bị ghi nhận Aeroball SNPDs Hình XVIII.2C.15: Sơ lược thời gian sử lý AMS 111 Hình XVIII.2C.16: Bàn đo AMS Hình XVIII.2C.17: Bàn đo AMS sử dụng KONVOI NPP 112 XIX Protection chains ΔTe & ΔTOP Hệ thống bảo vệ phải kích hoạt có cảnh báo thông số tâm lò vượt mức quy định Điều dẫn tới hai chế bảo vệ: - Chuỗi dây truyền Δtte nhiệt độ cao - Chuỗi Δtop (sự vượt công suất) Các ngưỡng tạo từ thông số Sự xác định chuỗi thực khâu: Xác định điểm thiết lập chuỗi ΔTop & Δtte trạng thái ổn định với sai lệch dọc trục A.O =0; Kiểm tra chắn giá trị tính toán tình trạng chuyển tiếp định thời gian chễ ΔI = 0; Tính tới sai số thiết bị tỷ lệ; Tính tới không cân dọc trục công suất cuỗi bảo vệ 113 XIX.1 Trạng thái ổn định ΔI = Việc thiết lập điểm liên quan tới trạng thái dừng mô tả phần trước Điều ảnh hưởng dạng phân bố công suất (dạng cosin) với = 1.55 & FΔH = 1.55 [ + 0.2 ( – p )] XIX.2 Điều kiện trạng thái chuyển tiếp Đề bù đặp khoảng thời gian trễ thời điểm đo đạc điểm tâm lò thời gian trễ hệ thống lưu giữ cảnh báo, điều cần thiết phải tạo chế hoạt động “tắt trễ” hệ thiết bị Điều kiện có tính tới việc kiểm soát RCCA lò phản ứng dẫn tới hệ số “k” thay đổi, để tránh lan truyền sôi nhân Hơn nữa, để nâng cao mức thời gian phản ứng Δop, khái niệm vi phân đươc tính tới XIX.3 Sai số thiết bị cài đặt Việc tính tới sai số liên quan tới việc chuẩn thông số hoạt động thông thường XIX.4 Tính tới không cân lượng dọc trục Khi tính tới cân phân bố dọc trục công suất dẫn tới thay đổi công suất tuyến tính Hình sau đưa chúng dạng thay đổi công suất tuyến tính fte & fsp cho chuỗi Những thay đổi công suất tuyến tính đưa giá trị cụ thể chúng thay đổi theo chu kỳ nhiên liệu Hình XIX.5.1: Dạng thay đổi công suất tuyến tính áp dụng cho ΔTop & Δte (chu kỳ chu kỳ khác) 114 XIX.5 Sự giảm lưu lượng dòng chảy Khả chiếm ưu tần số công suất tình trạng vận hành cấp dẫn tới dòng chảy vòng sơ cấp từ 93.8% tới 102.2% so với mức lưu lượng thông thường Nếu không xác định xác mức ngưỡng ΔTte & Δop, bảo vệ cảnh báo rủi không thỏa mãn trường hợp điều khiển bị rút Pn, lưu lượng dòng chảy giảm Điều dẫn tới xuất khái niệm phụ thuộc vào lưu lượng dòng chảy: Đối với ΔTop: khái niệm dương coi lưu lượng dòng chảy giảm để thu công suất tuyến tính điểm nóng độc lập với lưu lượng dòng chảy Đối với ΔTte: Khái niệm âm lưu lượng dòng chảy giảm để đảm bảo DNBR >1.3 Các yếu tố thủy nhiệt vật lý neutron A Nhiệt lượng Năng lượng tạo NSSS kết từ việc giải phóng nhiệt từ lượng phân hạch bó nhiên liệu Nước làm mát lò phản ứng mà có dòng chảy bao quanh nhiên liệu nung nóng nhiệt sinh chuyển chúng thành lượng bình sinh Nhiệt 115 tích lũy từ tâm lò tới nước làm mát có đặc điểm biên độ Đối với lò công suất 1600Mwe loại NSSS thông số là: Công suất lò Q = 4590 MWth Tốc độ dòng chảy M = 83.380 t/h Độ tăng enthalpy Giá trị trung bình : Bó nhiên liệu 19 MW Một nhiên liệu 72 KW Mật độ công suất trung bình thanh: B Công suất sinh nhiệt tuyến tính q’ 166 W/cm Thông lượng nhiệt bề mặt q’’ 57 W/cm2 Mật độ lượng q’’’ 241 W/cm3 Vật lý neutron Sự phân bố công suất tâm lò không đồng có khoảng lớn chênh lệch vùng, điều phân bố không đồng thông lượng neutron tâm lò Để nhắc lại vấn đề này, thông lượng neutron biểu thị theo đơn vị n/cm2 liên quan tới điểm nhiên liệu với công suất nhiệt theo phương trình sau: q’’’ = ∑f Øth x 3.2 x 10 -11 Trong :∑f tiết diện phân hạch hiệu dụng có đơn vị cm-1 Øth thông lương neutron nhiệt có đơn vị n/cm2.s Hoặc P(W) = (VΣf Фth) / 3.1x1010 Dang thông lượng neutron Trong việc liên quan tới thông lượng neutron, điều cần phải phân biệt phân bố thông lượng neutron theo trục theo bán kính a) Phân bố thông lượng neutron theo bán kính: 116 Đối với lò đồng (tính theo trường hợp lý thuyết), phân bố thông lượng neutron theo bán kính hàm Bessel J0 (dạng 1) Bởi có mặt vành phản xạ neutron (đó nước bao quanh tâm lò khối cấu trúc kim loại nắp đặt tâm lò) độ làm giàu nhiên liệu vùng tâm lò khác lên phân bố thông lượng neutron theo bán kính hàm phức tạp so với hàm Bessel thấy hình Theo kịch quản lý nhiên liệu sử dụng vào năm 1980 việc xếp nhiên liệu trường hợp này, độ làm giàu bó nhiên liệu cao thường tập trung phía chu vi tâm lò tâm công suất phẳng (dạng hình 2) Các kịch quản lý nhiên liệu đại gần sử dụng yêu cầu nhiên liệu có vùng có độ làm giàu cao nạp tâm lò độ làm giàu thấp nạp chu vi tâm lò để giảm rò rỉ neutron tăng hoạt độ cho lò cới tăng thời gian chu trình nhiên liệu (dạng hình 3) Hiển nhiên, việc tăng hệ số công suất đỉnh tâm lò Các phân tích biên an toàn phải xem xét lại để tính biên an toàn chấp nhận Hình XX.1: Phân bố thông lượng neutron theo bán kính 117 b) Phân bố thông lượng neutron dọc trục Khi lò đồng thời điểm đầu nhiên liệu (BOL) mức công suất (dạng hình 1) đường cong phân bố công suất có dạng hàm cosinus Khi mức công suất lò tăng dần đến mức công suất tối đa danh định, nhiệt độ nước làm mát có xu hướng cao đầu tâm lò có giảm dần xuống đáy (dọc theo tâm lò nhiệt độ trung bình biến đổi theo mức công suất), việc làm chậm neutron có ảnh hưởng nhiều phía xuống tâm lò mật độ nước phía tâm lò cao (do từ lên việc làm chậm neutron thay đổi mật độ nước làm mát) Điều dẫn tới có tăng dần dọc trục mà tạo thay đổi nhỏ phân bố công suất từ phía lên tâm lò (dạng hình 2) Sau vài tháng vận hành mức công suất tối đa danh định, độ cháy nhiên liệu tăng nhanh vùng mà nơi có hoạt độ thông lượng neutron cao tâm lò Mặt khác, độ cháy nhiên liệu tăng chậm đầu tâm lò Hiện tượng gọi đường cong trục“bướu đôi”(hình dạng 3) Điều đặc trưng trường hợp EOL XX.2: Phân bố dọc trục thông lượng neutron 118 Với điều thấy hình trên, việc chèn điều khiển đề thay đổi dạng đường cong phân bố thông lượng nhiệt dọc trục cách làm cho điểm có vị trí thông lượng nhiệt cực đại thành điểm có thông lượng nhiệt thấp tâm lò Sự điều khiển đạt việc tăng giá trị thông lượng vùng giống Đó điều cần thiết sau thấy để đảm báo thông lượng nhiệt điểm không vượt giá trị giới hạn Việc điều chỉnh cần thiết để việc hoạt động mức bình thường lò mà cẩn độ nhúng tối thiểu điều khiển tâm lò, điều cho phép đồng cao độ cháy nhiên liệu đảm bảo tăng nhanh chóng hoạt độ âm trường hợp khẩn cấp lò Tuy nhiên, với thay đổi hoạt độ, thay đổi nhanh chóng mức công suất phải đền bù RCCA Điều có nghĩa vị trí điều khiển phải cố định trèn điều khiển phải sử dụng Để giữ cụm bó điều khiển vị trí hình mà gọi vị trí tham chiếu, chúng phải có tác dụng điều khiển hoạt độ lò cách 119 hiệu việc sử dụng boron Boron sử dụng lò dới dạng acid boric, pha loãng nước lò Do đó, việc thây đổi hoạt độ phản ứng chậm đặc biệt liên quan tới thay đổi độ cháy nhiên liệu, tính từ dập lò trạng thái nóng tới dập lò trạng thái lạnh, việc lạm chậm mức thay đổi công suất lò đền bù lượng boron điều chỉnh theo Việc điều chỉnh hoạt độ boron chậm (thường lớn 10 phút) để thay đổi toàn nồng độ boron mà không ảnh hưởng đến phân bố công suất Hạn chế việc liên quan tới việc ảnh hưởng boron nước tới thiết bị lò phản ứng Ngay sau tăng công suất lò phản ứng lần sau thay nhiên liệu, mức công suất tối đa danh định, nông độ boron nước làm mát khoảng 1000 ppm suốt trình hoạt động nhiên liệu thay nạp nhiên liệu Nhiên liệu có độ cháy trung bình giảm nồng độ boron khoảng 3-4 ppm ngày Hình XX.3: phân bố thông lượng neutron dọc trục có chèn RCCA 120 c) Ảnh hưởng Xenon Một vài sản phẩm phân hạch có khả bắt giữ mạnh neutron chúng coi chất độc lò phản ứng Điều cụ thể trường hợp Xenon 135, nguyên tố coi nguyên nhân gây thay đổi hoạt độ tâm lò khoảng vài giờ, điều dẫn tới khó khăn điều khiển công suất tâm lò (ảnh hưởng toàn bộ) điều chỉnh phân bố công suất (ảnh hưởng cục bộ) Xenon ảnh hưởng tượng sau: Khi khởi động: Nếu khởi động lò trạng thái mà Xe sau dập lò vài ngày, tích lũy Xe 135 phải tính tới sử lý cách rút bớt RCCA giảm nồng độ boron taamlof để trì mức thông lượng neutron mong muốn, nồng độ Xe tăng đến mức cân Khi tăng công suất: Bắt đầu thời điểm mà Xe trạng thái cân hàm lượng, điều cần thiết tăng tức thời lượng boron nhúng điều khiển vào mức công suất tăng thu sau điều khiển rút dần Giảm công suất: Bắt đầu từ tình mà Xe trang thái cân hàm lượng, để thu việc giảm công suất đề cập bên trên, có nhiều điều phải ý xuất hiện tượng “đỉnh Xenon” Sau lò gặp cố, giới hạn việc quay trở lại trạng thái tới hạn đạt mức công suất mong muốn vòng vài Phân bố ổn định công suât: Sự tạo Xe phụ thuộc vào bán rã đồng vị I 135, vị trí lò Xe phụ thuộc vào diễn biến mức thông lượng điểm cụ thể Phân bố Xe tâm lò ảnh hưởng tới phân bố công suất nguyên nhân gây bất ổn định sau Hình sau cho thấy diễn biến hoạt độ âm Xe theo thời gian hàm mức công suất Hình XX.4: Diễn biến ảnh hưởng hiệu ứng âm Xe 121 XXI Các trương trình tính toán thủy nhiệt lò phản ứng Ngay từ ngày đầu sử dụng công hệ hạt nhân, trương trình tính toán sử dụng để hỗ trợ thiết kế phân tích an toàn Việc sử dụng trương trình tính toán có hai hướng: sử dụng cho kỹ sư hạt nhân để phân tích lĩnh vực liên quan tới vật lý, có liên quan mạnh mẽ mảng khác (vật lý neutron, dòng chảy đa pha, cấu trúc động học, hóa học…) tồn Mặt khác công nghiệp hạt nhân áp dụng tiêu chuẩn cao hoạt động an toàn NPPs, diều cần tới tính toán có độ xác cao liên quan tới điều kiện vận hành Các trương trình tính toán sử dụng gần chia thành nhóm sau: • Trương trình tính toán mô lò phản ứng: Các trương trình mô phát triển dựa lý thuyết (khuếch tán, vận chuyển, Monte Carlo) mo hình thủy nhiệt Ví dụ POLCA (Westinghouse, ban đầu ABB-Atom), SIMULATE, etc Trương trình tính toán vận chuyển sử dụng đẻ tính tiết diện vi mô netron sử dụng trương trình tính toán khuếch tán Ví dụ PHOENIX, CASMO, DOT, ANISN, etc 122 • • Trương trình tính toán động học lò phản ứng: Ví dụ trương trình PARCS dùng để giải phương trình khuếch tán nhóm neutron theo theo thời gian không gian chiều Trong hình học tọa độ Cartesian sử dụng phuong pháp nút để thu phân bố thông lượng neutron Trương trình sử dụng để phân tích hoạt độ ban đầu liên quan tới tai nạn lò nước nhẹ mà có ảnh hưởng khaongr không Nó chạy độc lập chạy trương trình RELAP5 Trương trình phân tích thủy nhiệt: Nhóm trương trình quan trọng gọi trương trình phân tính theo kênh, trương trình sử dụng dòng chảy trung bình kênh áp dụng mô hình để tính lưu lượng, moment lượng trao đổi kênh Các trương trình sử dụng là: THINC-IV, COBRA, VIPRE, COMETHE, THYC, FLICA, BUNGLE, MONA-3, FRAPCON, etc Điều kiện áp dụng dặc trưng cho trương trình để tính hệ số khoảng trống, độ suy giảm áp lực biên giới hạn CHF Các trương trình tính toán liên quan tới tai nạn: vài trương trình tính toán sử dụng để tính toán diễn biến nạn lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ như: are MELCOR, SCDAP/RELAP5, TRACE, ATHLET CATHARE 123 124 [...]... 11 (IV.4) trong đó ʘ = (t – top) / top là thời gian tương đối sau khi dập lò Phương trình (IV-4) được thấy trong hình IV-2 đối với lò phản ứng có thời gian vận hành top từ 1 tháng tới 1 năm V Phân bố nguồn nhiệt Năng lượng sinh ra từ phản ứng phân hạch hạt nhân được phân bố theo các sản phâm phân hạch với đặc điểm khác nhau về năng lượng và thời gian trễ Trong việc thiết kế nhiệt của tâm lò, năng lượng... năng lượng Đối với một vận tốc vô hướng, nhiệt độ và phân bố tính chất dòng chất lỏng dọc theo tiết diện kênh, nhiệt độ sẽ được tính: Tlb = ƒACρlCpl V ldA / ƒAρlCplVldA (VIII.2) Phân bó nhiệt độ dọc theo kênh được đưa ra trong hình VIII.1 Hình VIII.1: Phân bố nhiệt độ trong kênh nhiệt đồng nhất với hằng số sinh nhiệt tuyến tính không đổi Trong tâm lò phản ứng hạt nhân, phân bố công suất theo trục có thể... nhiệt, nó được giả thiết rằng 90% năng lượng phân hạch sinh ra sẽ tích lại trong nhiên liệu, trong đó 10% sẽ phân bố trong nước làm mát và vành che chắn VI Lưu lượng dòng nước làm mát và truyền nhiệt trong bó thanh nhiên liệu Bó thanh nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân thường có cấu trúc hình học rất phức tạp Để phân tích thủy nhiệt toàn bó nhiên liệu cần có công cụ tính toán phức tạp Nhìn chung có... gian sau khi lò phản ứng dập theo điều kiện vận hành lò từ 1 đến 12 tháng Mật độ công suất thay đổi do bức xạ beta và gamma có thể tính toán xấp xỉ theo phương trình sau: q” / q”0 = 0.065 { t - top) -0.2 - t -0.2} (IV.3) trong đó q”0 là mật độ công suất của lò phản ứng ở trạng thái vận hành ổn định trước khi dập lò, q’’ là mật độ công suất nhiệt phân rã, t là thời gian sau khi lò phản ứng dập [giây]... tâm lò, do đó nguồn nhiệt sinh ra sẽ thay đổi theo vị trí tâm lò Mô hình đơn giản nhất là sự phân bố nguồn nhiệt trong mô hình lò đồng nhất Đây là phân bố thông lượng một nhóm nơtron trong hệ hình học: Ф(r, z) = Ф0J0 {2.405r / R}cos{πz / H} (V.2) Trong đó Ф0 là thông lượng nơtron tại tâm của lò và R và H là các hệ số ngoại suy kích thước tâm lò để điều chỉnh liên quan tới sự phản xạ nơtron ở vành phản. .. (VIII.6) Hình VIII.3: Phân bố theo trục nhiệt độ của nước làm mát theo thông lượng nhiệt phân bố dạng cosine IX Truyền nhiệt trong bó thanh nhiên liệu Mô hình lò phản ứng hạt nhân chứa thanh nhiên liệu dạng hình trụ mà chứa các viên gốm nhiên liệu được đặt trong ống kim loại (được gọi là vỏ bọc) Tiết diện toàn bộ của mạng hình vuông của các thanh nhiên liệu được đưa ra trong hình 410 Để thuận tiện phân tích,... truyền nhiệt sẽ giảm (h giảm và T vỏ bọc tăng) Vùng 0 tới 1: tương ứng với cơ chế đối lưu Dòng chảy dạng lỏng, hệ số truyền nhiệt sẽ là hằng số theo lưu lượng dòng chảy Sự chênh lệch nhiệt độ giữa bề mặt và tâm của dòng chảy tỷ lệ với thông lượng nhiệt truyền qua Vùng 2: tương ứng với cơ chế sôi nhân, đó là vùng trao đổi nhiệt mạnh bởi vì độ dốc (hệ số trao đổi nhiệt lớn) cho thấy rằng lượng lớn nhiệt. .. mạng tam giác (VI.4) Với trường hợp của bó thanh nhiên liệu trong lò nước sôi BWR, đường kính thủy nhiệt có thể tính dựa trên tổng chu vi vùng nước và tổng tiết diện của bó thanh nhiên liệu Giả thiết rằng bó thanh nhiên liệu trong hình 4-5, đường kính thủy nhiệt sẽ được tính: Dh = 4A / Pw = (4w2 – Nπd2) / (4w + Nπd) (VI.5) Trong đó N là số thanh trong một bó nhiên liệu, w là độ rộng của hộp (m) và d là... nước làm mát có giá trị cực đại trong khu vực Điều kiện làm việc của kênh nóng được định nghĩa theo tỷ số điều kiện trung bình tâm lò tại một khu vực Những tỷ số này, khái niệm kênh hệ số kênh nóng hoặc hệ số công suất đỉnh sẽ đề cập chi tiết trong chương tới Tuy nhiên, nó có để cập sớm hơn tại chương này để nói về thiết kế nhiệt nhà máy qua các hệ số này Trong lò phản ứng nhiệt, nó được giả thiết rằng... vỏ bọc tiếp tục giảm 27 Trong vùng này, sự hóa hơi có nguồn gốc do sôi nhân và bão hòa bởi nhiệt độ khi nhiệt độ vừa vượt qua nhiệt độ bão hòa Vùng 5: Chất lỏng tại bề mặt vỏ bọc bị biến mất, sự trao đổi nhiệt giảm Sự sôi nhân tạo các mảng mỏng (sự chênh lệch nhiệt độ của bề mặt vỏ bọc có xu hướng giảm) Vùng 6: Chất lỏng tại bề mặt vỏ bọc biến mất, gây ra sự giảm hệ số truyền nhiệt Màng mỏng bề mặt ... điện hạt nhân Chương giới thiệu phương pháp để xác định phân bố nguồn nhiệt nhiệt độ khối thiết bị lò phản ứng hạt nhân Trong phân tích an toàn nhà máy điện hạt nhân, lượng nhiệt sinh tâm lò phản. .. XVI.7g Lò phản ứng hạt nhân hoạt động mức công suất sinh nhiệt Các tiêu chí khác XVII XVIII Sự bảo vệ kênh tâm lò XVIII.1 Các điều kiện giới hạn vận hành XVIII.2 Các thiết bị lò phản ứng hạt nhân. .. giây để tạo công suất nhiệt 1W công suất nhiệt phản ứng tính biểu thức sau: P (W) = VΣfФ / 3.1x1010 (W) Thực vậy, công suất nhiệt có lò phản ứng hạt nhân tỷ lệ với số hạt nhân phân hạch, N, thông