Khắc phục sự cố máy bơm tải nhiệt ở vòng sơ cấp cho lò áp lực WWER 1000 bằng phần mềm WWER 1000

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN KHOA VẬT LÝ-VẬT LÝ KỸ THUẬT BỘ MÔN VẬT LÝ HẠT NHÂN - - KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC Đề Tài: KHẮC PHỤC SỰ CỐ BƠM TẢI NHIỆT Ở VÒNG SƠ CẤP CHO LÕ ÁP LỰC WWER-1000 BẰNG PHẦN MỀM WWER-1000 HỒ THỊ ÁNH NGỌC i LỜI CẢM ƠN Trƣớc tiên, xin gửi lời cảm ơn chân thành đến thầy hƣớng dẫn TS Võ Hồng Hải, với giúp đỡ hƣớng dẫn thầy hoàn thành luận văn tiến độ đề Xin cảm ơn cô TS Lê Bảo Trân, ngƣời có có ý kiến đóng góp tạo điều kiện môi trƣờng để hoàn thành luận văn Xin cảm ơn quý thầy cô giảng dạy cung cấp cho nhiều kiến thức năm trƣờng Đại học Khoa học Tự nhiên Cuối cùng, xin cảm ơn gia đình, bạn bè, ngƣời bên cạnh ủng hộ tinh thần suốt trình hoàn thành luận văn Thành phố Hồ Chí Minh, ngày tháng Tác giả luận văn Hồ Thị Ánh Ngọc năm ii MỤC LỤC Trang LỜI CẢM ƠN i MỤC LỤC ii DANH MỤC CÁC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT v DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU vi DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ .vii MỞ ĐẦU ix Chƣơng 1: TỔNG QUAN VỀ NĂNG LƢỢNG ĐIỆN HẠT NHÂN, LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN WWER-1000 VÀ VẬT LÝ LÒ PHẢN ỨNG 1.1 Tình hình lƣợng điện hạt nhân giới Việt Nam 1.1.1 Trên giới 1.1.2 Việt Nam 1.2 Lò phản ứng hạt nhân WWER-1000 1.2.1 Giới thiệu chung 1.2.2 Nguyên tắc hoạt động 1.2.3 Cấu trúc lò 1.2.3.1 Lõi lò phản ứng 1.2.3.2 Các máy bơm tải nhiệt 10 1.2.3.3 Bình sinh 10 1.2.3.4 Điều áp 11 1.2.3.5 Hệ thống bảo vệ điều khiển hoạt động lò 12 iii 1.2.3.6 Hệ thống an toàn 13 1.3 Vật lý lò phản ứng 13 1.3.1 Neutron 13 1.3.2 Tán xạ hấp thụ neutron 14 1.3.3 Làm chậm neutron 14 1.3.4 Phản ứng phân hạch hạt nhân 16 1.3.5 Công thức thừa số công thức thừa số 17 1.3.6 Độ phản ứng 18 Chƣơng 2: GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MẾM MÔ PHỎNG LÒ PHẢN ỨNG WWER1000 19 2.1 Giới thiệu phần mềm 19 2.2 Thiết lập điều kiện mô 19 2.3 Các điều khiển mô 20 2.4 Các giao diện phần mềm mô 20 2.4.1 Giao diện phần mềm (CPS) 21 2.4.2 Giao diện hiển thị (TAB) 23 2.4.3 Giao diện vòng sơ cấp (2C) 24 2.2.4 Giao diện hệ thống cung cấp nƣớc dòng chảy (TK) 25 Chƣơng 3: KHẮC PHỤC SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH Ở VÒNG SƠ CẤP NGỪNG HOẠT ĐỘNG 27 3.1 Mô tả cố 28 3.2 Chạy mô 28 Chƣơng 4: PHÂN TÍCH VÀ ĐÁNH GIÁ KẾT QUẢ MÔ PHỎNG 31 KẾT LUẬN 37 TÀI LIỆU THAM KHẢO 38 iv PHỤ LỤC 40 Phụ lục 1: Bảng danh sách biến mô lò phản ứng WWER-1000 40 Phụ lục 2: Danh sách mục bảng thông báo giao diện TAB mô lò phản ứng WWER-1000 43 v DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT WWER NLĐHN ĐHN NMĐHN PWR FA MCP RCP SG IAEA IC CR SDP EP PP AUU MSC ROM ACP Water Water Energy Reactor Năng Lƣợng Điện Hạt Nhân Điện Hạt Nhân Nhà Máy Điện Hạt Nhân Pressurized Water Reactor Fuel Assemblies Main Circulation Pumps Reactor Coolant Pumps Steam Generator International Atomic Energy Agency Initial Conditions Control Rod Simulator display page Emergency Protection Preventive Protection Accelerated unit unloading Main Steam Collector Power Limiting Controller Automatic Power Controller Lò nƣớc áp lực Các bó nhiên liệu Các máy bơm lƣu thông Máy bơm tải nhiệt Bình sinh Cơ quan NLNT quốc tế Điều kiện ban đầu Các điều khiển Giao diện trình bày mô Sự bảo vệ khẩn cấp Sự bảo vệ ngăn chặn Bộ điều khiển thu Bộ điều khiển giới hạn lƣợng Bộ điều khiển lƣợng tự động vi DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1: Các thông số thiết kế loại lò WWER-1000 Bảng 3.1: Các thông số lò phản ứng điều kiện hoạt động bình thƣờng 28 Bảng 4.1: Kịch khắc phục cố máy bơm tải nhiệt vòng sơ cấp ngừng hoạt động 31 vii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1: Tỉ lệ lƣợng sử dụng giới từ năm 1970 đến năm 2020 Hình 1.2: Sơ đồ cấu trúc hệ thống lò phản ứng nƣớc áp lực WWER-1000 Hình 1.3: Sơ đồ nguyên lý cấu tạo lò phản ứng WWER-1000 Hình 1.4: Cấu trúc lò WWER-1000 với thiết bị sinh đặt ngang Hình 1.5: Cấu trúc lõi lò WWER-1000 Hình 1.6: Cấu tạo bình sinh 10 Hình 1.7: Cấu tạo điều áp 11 Hình 1.8: Sơ đồ phân rã beta neutron 13 Hình 1.9: Sơ đồ phân hạch hạt nhân 14 Hình 2.1: Cửa sổ mô với danh sách nhiệm vụ đào tạo 19 Hình 2.2: Trạng thái điều khiển mô 20 Hình 2.3: Giao diện phần mềm: giao diện điều khiển hoạt động lò (CPS) 21 Hình 2.4: Giao diện hiển thị (TAB) 23 Hình 2.5: Giao diện vòng sơ cấp 24 Hình 2.6: Giao diện cung cấp nƣớc dòng chảy (TK) 25 Hình 3.1: Máy bơm chuyển từ trạng thái đóng sang trạng thái mở 29 Hình 3.2: Giao diện TAB từ trạng thái tín hiệu nhấp nháy chuyển sang trạng thái đƣợc loại bỏ nhấp nháy khóa tín hiệu 29 Hình 3.3: Máy bơm TB10D02, van TB10S17, TB10S26, TB10S24 chuyển từ trạng thái đóng sang trạng thái mở 30 Hình 3.4: ACP chuyển từ trạng thái mở sang trạng thái tắt 30 Hình 3.5: Hai van TK70S11 TK70S14 chuyển từ trạng thái đóng sang mở 30 Hình 4.1: Vị tri nhóm điều khiển số 10 32 Hình 4.2: Độ phản ứng 32 Hình 4.3: Thông lƣợng neutron sinh 32 Hình 4.4: Công suất nhiệt lò 32 viii Hình 4.5: Mức nƣớc bình sinh 32 Hình 4.6: Phản ứng điều khiển tự động mức nƣớc bình sinh 32 Hình 4.7: Nhiệt độ chân nóng nhiệt độ chân lạnh bình sinh 33 Hình 4.8: Nhiệt độ chân nóng nhiệt độ chân lạnh bình sinh 33 Hình 4.9: Áp suất vùng hoạt 33 Hình 4.10: Áp suất điều áp 33 Hình 4.11: Nồng độ boron vòng sơ cấp 33 ix MỞ ĐẦU Ngày không phủ nhận lƣợng hạt nhân tiếp tục đóng vai trò quan trọng cho nhân loại, cách tạo khoảng 13% lƣợng điện giới Trong suốt 10 năm qua, lĩnh vực lƣợng toàn cầu, thiết lập đƣợc cân lƣợng giới, biến động hydrocarbon, lƣợng khí thải CO2 tăng lên, có nghĩa cần thiết phát triển phƣơng pháp phát điện thay Những yếu tố thúc đẩy phủ nhiều quốc gia phát triển chƣơng trình điện hạt nhân Một vấn đề khác phát triển chƣơng trình điện hạt nhân an toàn hết Các yêu cầu an toàn đƣợc quy định chặt chẽ, sau Fukushima chúng trở nên chặt chẽ Dù phải đối mặt với nhiều thách thức, nhƣng công nghệ điện hạt nhân lựa chọn quan trọng kỷ 21 Để đáp ứng nhu cầu kỷ 21, nhiều loại lò hệ đƣợc nghiên cứu phát triển Chính phủ nƣớc có ngành công nghiệp hạt nhân phát triển đầu tƣ tỷ USD cho công tác Nhiều loại lò đƣợc nghiên cứu thiết kế với mục tiêu tăng tính kinh tế, nâng cao độ an toàn giải vấn đề bã thải hoạt độ cao sống dài ngày [10] Theo ấn Triển vọng Năng lƣợng Thế giới (World Energy Outlook) Cơ quan Năng lƣợng Quốc tế (IEA) nhận định: Công suất phát điện hạt nhân toàn cầu đạt khoảng 580 GWe vào năm 2035 Con số 10% so với dự báo IEA năm trƣớc Sản xuất điện nguyên tử tăng gần 60%, từ 2756 TWh năm 2010 lên đến khoảng 4370 TWh vào năm 2035 [12] Việc cung cấp lƣợng, đặc biệt điện cách đầy đủ tin cậy không cần thiết cho phát triển kinh tế mà cần thiết cho ổn định trị xã hội Sự thiếu hụt lƣợng trầm trọng, lẫn tƣơng lai, thƣờng dẫn tới bất ổn mâu thuẫn tiềm tàng quốc gia quốc gia Bởi vậy, 30 Giây thứ 530, mở trang TK, bật máy bơm TB10D02, mở van TB10S17, TB10S26, TB10S24 để cung cấp boron vào vòng sơ cấp Hình 3.3: Máy bơm TB10D02, van TB10S17, TB10S26, TB10S24 chuyển từ trạng thái đóng sang trạng thái mở Nhóm CR 10 bắt đầu chèn vào lõi đạt vị trí 75% giây thứ 841, tắt máy bơm TB10D02 Đến giây thứ 1020, mở giao diện CPS sau tắt ACP Hình 3.4: ACP chuyển từ trạng thái mở sang trạng thái tắt Sau đó, đến giây thứ 1032, mở van TK70S11 van TK70S14 để pha loãng boron vòng sơ cấp Hình 3.5: Hai van TK70S11 TK70S14 chuyển từ trạng thái đóng sang trạng thái mở Khi thông lƣợng neutron N_POWER đạt 99% đóng van lại Mở ACP Mở giao diện TAB, loại bỏ nhấp nháy khóa tín hiệu chúng tồn Mở giao diện GRP, xuất thông số đƣợc quan tâm Giây thứ 7200, dừng mô 31 Chƣơng 4: PHÂN TÍCH VÀ ĐÁNH GIÁ KẾT QUẢ MÔ PHỎNG Trong chƣơng này, trình bày kết mô cố ghi nhận thông số lò sau gặp cố sau hoạt động bình thƣờng trở lại Đồng thời phân tích, tìm hiểu nguyên nhân dẫn đến cố đánh giá kết nhận đƣợc Bảng 4.1: Kịch khắc phục cố máy bơm tải nhiệt vòng sơ cấp ngừng hoạt động Thời gian giây 300 giây 340 giây 368 giây 530 giây 841 giây 1020 giây 5940 giây 7200 giây Diễn biến mô Tắt máy bơm tải nhiệt Quan sát chờ thông số lò trở nên ổn định Loại bỏ tín hiệu nhấp nháy tồn giao diện TAB Khởi động lại máy bơm tải nhiệt Bật máy bơm TB10D02, mở van TB10S17, TB10S26, TB10S24 để bơm boron vào mạch Nhóm CR 10 đạt vị trí 75%, tắt máy bơm TB10D02 Tắt ACP, mở van TK70S11 van TK70S14 để pha loãng boron vòng sơ cấp N_POWER đạt 99%, đóng van lại, mở ACP Dừng mô 32 Hình 4.1: Vị trí nhóm điều khiển số 10 Hình 4.2: Độ phản ứng Hình 4.3: Thông lƣợng neutron sinh Hình 4.4: Công suất nhiệt lò Hình 4.5: Mức nƣớc bình sinh Hình 4.6: Chỉ số điều khiển mức nƣớc bình sinh 33 Hình 4.7: Nhiệt độ chân nóng nhiệt độ chân lạnh SG2 Hình 4.9: Áp suất vòng sơ cấp Hình 4.11: Nồng độ boron vòng sơ cấp Hình 4.8: Nhiệt đô chân nóng nhiệt độ chân lạnh SG1 Hình 4.10: Áp suất điều áp 34 Khi máy bơm tải nhiệt ngừng hoạt động, vùng hoạt lò không đƣợc làm mát kịp thời, làm nhiệt độ vùng hoạt tăng lên Hệ thống bảo vệ ngăn chặn bắt đầu hoạt động cách nhóm điều khiển số 10 rơi từ từ vào lõi để hấp thụ bớt neutron làm cho tốc độ phản ứng phân hạch giảm xuống từ giảm lƣợng lò Tại giây thứ 84, vị trí nhóm điêu khiển số 10 đạt 34% sau không chèn vào lõi (Hình 4.1) Nhóm điều khiển số 10 luôn nằm vị trí (70-90) % để điều chỉnh thay đổi khả phản ứng nhỏ biến đổi nhiệt độ, nồng độ boron…khác với nhóm khác nằm vị trí 100% Độ phản ứng bắt đầu giảm đến mức thấp -0.033 %ΔK/K giây thứ 65 Ban đầu độ phản ứng có giá trị 0, tức lò hoạt động bình thƣờng trạng thái tới hạn Sau xảy cố, độ phản ứng bắt đầu giảm đột ngột có giá trị âm nghĩa lò phản ứng trạng thái dƣới tới hạn nhóm điều khiển số 10 chèn vào lõi hấp thụ bớt neutron dẫn đến tốc độ phản ứng lò giảm, (Hình 4.2) Thông lƣợng neutron, công suất nhiệt lò bắt đầu giảm xuống Thông lƣợng neutron đạt giá trị 65,2% thời gian 89 giây Lúc điều khiển lƣợng tự động ACP (chế độ bảo vệ ngăn chặn) bắt đầu bật lên để trì lƣợng lò mức xấp xỉ 66%, không cho phép lƣợng lò giảm xuống Thông lƣợng neutron đƣợc trì giá trị xấp xỉ 66% Công suất nhiệt đƣợc trì mức xấp xỉ 2000 MWth, (Hình 4.3, Hình 4.4) Sau cố→ nƣớc làm mát không đƣợc bơm vào lõi lò→mực nƣớc SG2 giảm đột ngột xuống mức 204 mm giây thứ 17,6, (Hình 4.5) Ngay tai nạn xảy ra, RL72S02 bắt đầu tăng lƣu lƣợng nƣớc vào SG2 Mức nƣớc SG2 tăng lên mức 237 mm giây thứ 63 (tăng mức quy định) Bộ điều khiển RL72S02 bắt đầu đóng van từ từ để giảm lƣu lƣợng nƣớc vào SG2 Lƣu lƣợng nƣớc SG2 tăng giảm liên tục với điều khiển RL72S02 Đến giây thứ 470 lƣu lƣợng nƣớc trở nên ổn định mức chênh lệch từ (226,1-226,6) mm, (Hình 4.5, hình 4.6) 35 Nhiệt độ chân nóng SG2 tăng lên 21 giây đầu từ 317oC lên 320oC nƣớc làm mát không đƣợc bơm vào lõi lò→lõi lò không đƣợc làm mát kịp thời→nhiệt độ lõi tăng lên nhiệt bên bó nhiên liệu tỏa Tại thời điểm giây thứ 45 nhiệt độ chân nóng SG2 giảm đột ngột xuống mức 272 oC thấp nhiệt độ chân lạnh trì đến giây thứ 388 nhờ vào hoạt động điều khiển nhóm số 10 RL72S02 (thay đổi mực nƣớc bình sinh hơi) →lõi lò đƣợc làm mát →nhiệt độ lõi giảm xuống Do chênh lệch nhiệt độ chân nóng chân lạnh nhánh dẫn đến dòng chảy bị đảo chiều, lúc chân lạnh đóng vai trò chân nóng với nhiệt độ 288oC, nƣớc nhiệt độ không đủ nhiệt để tạo làm quay tuabin dẫn đến giảm công suất lò (Hình 4.7) Nhiệt độ chân nóng nhiệt độ chân lạnh SG1có thay đổi nhƣng không đáng kể, (Hình 4.8) Khi xảy tai nạn, giây thứ áp suất vòng sơ cấp bắt đầu tăng lên nƣớc làm mát dẫn đến việc tăng nhiệt độ lõi Các van điều khiển hoạt động vòi phun điều áp bắt đầu hoạt động phun nƣớc vào điều áp để giảm áp suất điều áp→giảm áp suất lõi lò Khi áp suất giảm nhiều van đóng hoàn toàn lại Sau đó, phận sƣởi điện kích hoạt nung nóng nƣớc điều áp để làm tăng áp suất trở lại đến mức ổn định Cứ nhƣ phận sƣời điện hoạt động tắt mở liên tục để điều chỉnh mức điều áp điều áp nhƣ vòng sơ cấp, (Hình 4.9, Hình 4.10) Tại thời điểm giây thứ 300, chờ cho thông số nhƣ công suất lò, áp suất vòng sơ cấp… trở nên ổn định Sau tiến hành thực thao tác để lƣợng lò đạt 100% Loại bỏ khóa đƣợc tất tín hiệu giao diện TAB nghĩa ta loại bỏ giải đƣợc nguyên nhân gây tín hiệu Sau khởi động RCP-2 tay, thông số nhƣ áp suất mức nƣớc vòng lặp trở nên ổn định sau 60 giây 36 Sau mở máy bơm van, boron bắt đầu đƣợc thêm vào vòng sơ cấp dẫn đến nồng độ boron tăng lên, (Hình 4.11) Điều giúp hấp thụ bớt neutron lò dẫn đến giảm khả phản ứng từ giảm công suất lò Do boron đƣợc thêm vào, nên nhóm điều khiển số 10 bắt đầu đƣợc rút khỏi lõi lò từ từ Nhóm CR đạt vị trí 75% giây thứ 834 Sau đóng máy bơm, boron không đƣợc thêm vào vòng sơ cấp nữa, nhóm CR tiếp tục đƣợc rút từ từ dần khỏi lõi lò Lúc thông số lò dần ổn định Sau mở van TK70S11 TK70S14, boron mạch đƣợc pha loãng với nƣớc Việc pha loãng làm giảm nồng độ boron dẫn đến tăng khả phản ứng lò Từ thông lƣợng neutron, công suất nhiệt lò bắt đầu tăng lên Thông lƣợng neutron công suất lò đạt giá trị 99% giây thứ 5940 Đóng van pha loãng boron lại để trì tốc độ phản ứng ổn định Mở ACP để trì công suất lò Từ công suất lò đƣợc trì ổn định mà không tăng lên Lúc lò đạt công suất nhƣ lúc ban đầu Các thông số khác hoạt động ổn định Trong thời gian thông lƣợng neutron tăng lên nhóm CR10 gần nhƣ khỏi lò Sau thông lƣợng đạt giá trị mong muốn nhóm CR10 chèn vào lõi để thay đổi khả phản ứng chậm cách linh hoạt nhƣ ban đầu Khi công suất lò đạt giá trị nhƣ ban đầu nồng độ boron trì ổn định mức 7.37 g/kg Nồng độ boron thời điểm thấp nồng độ boron lò hoạt động bình thƣờng ảnh hƣởng đồng vị phóng xạ sinh lò Nhận xét: Việc máy bơm tải nhiệt RCP2 ngừng hoạt động dẫn đến thông lƣợng neutron giảm đến mức 66% Nnom Lò phản ứng đƣợc trì mức thông lƣợng điều khiển lƣợng tự động Dòng chảy đến SG2 giảm, nhiệt độ chân nóng thấp nhiệt độ chân lạnh Sự phân bố nhiệt độ nƣớc làm mát đầu lõi bị ảnh hƣởng điểm nóng vòng Sau thêm pha loãng boron vào vòng sơ cấp thông lƣợng neutron tăng lên Lò hoạt động bình thƣờng trở lại sau 5940 giây từ lúc xảy cố Theo đó, thông số lò đƣợc thiết lập 37 KẾT LUẬN Luận văn hoàn thành yêu cầu đề ra: - Tìm hiểu cấu trúc, nguyên lý hoạt động lò phản ứng nƣớc áp lực WWER1000 - Tìm hiểu phần mềm mô lò phản ứng nƣớc áp lực WWER-1000 - Mô cố máy bơm tải nhiệt vòng sơ cấp ngừng hoạt động, tiến hành khắc phuc cố cách điều khiển boron để công suất lò đạt gần 100% Các thông số khác nhƣ: độ phản ứng, thông lƣợng neutron, công suất nhiệt, nhiệt độ chân nóng, nhiệt độ chân lạnh, áp suất lò… đƣợc khảo sát đánh giá 38 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt: [1] ThS Nguyễn Minh Nhật (2012), Luận văn thạc sỹ, Đại học Khoa Học Tự Nhiên [2] PGS Ngô Quang Huy (2004), Vật lý lò phản ứng hạt nhân, Đại học Quốc gia Hà Nội [3] TS Huỳnh Trúc Phƣơng (2008), Vật lý lò phản ứng hạt nhân [4] Tổng quan hệ thông công nghệ nhà máy điện hạt nhân (2011) Bộ khoa học công nghệ Viện lƣợng nguyên tử Việt Nam Tiếng Anh: [5] John R Lamarsh and Anthory J Baratta (1982), Introduction to nuclea reengineering, Third Edition [6] Ryzhov S.B, Ermakov D.N, Repin A.I (2008), Belene NPP Reactor Plant V-466B [7] V H Sánchez-Espinoza (2008), Investigations of the VVER-1000 Coolant Transient Benchmark Phase with the Coupled Code System RELAP5/PARCS [8] U.S Department of Energy, Washington, D.C 2058 (1993), Nuclear Physics and reactor theory [9] IAEA (2011), WWER-1000, Reactor simulator workshop material [10] http://nangluongvietnam.vn/news/vn/dien-hat-nhan-nang-luong-tai-tao/dien-hatnhan/iea-du-bao-trien-vong-nang-luong-hat-nhan-den-nam-2035.html [11] http://www.vncold.vn/Web/Content.aspx?distid=2993 [12] http://nangluongvietnam.vn/news/vn/dien-hat-nhan-nang-luong-tai-tao/dien-hatnhan/nang-luong-hat-nhan-dong-vai-tro-quan-trong-cho-nhan-loai.html [13] http://review.siu.edu.vn/khoa-hoc-cong-nghe/dien-hat-nhan-o-viet-nam /246/357 [14] http://www.sunpp.mk.ua/en/energocomplex/sunpp/technical [15] http://www.eia.gov/ftproot/presentations/ieo2000/sld002.htm [16] http://www.sunpp.mk.ua/en/energocomplex/sunpp/technical 39 [17] http://www.intersectinsight.com/2013/04/construction-of-auxiliary-facilities-atbaltic-npp-site/ [18] http://globalatom.ru/uploads/images/3.png [19] http://www.cyberchemvn.com/cyberchem/cong-ngh-a-ng-dng/174-kin-thc-c-bn-vnng-lng-ht-nhan.html [20] http://niemtin.free.fr/dienvnhatnhan.htm 40 PHỤ LỤC Phụ lục 1: Bảng danh sách biến mô lò phản ứng WWER-1000 ID 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 Label Fuel burnup for selected Readings of ionizing chamber Readings of ionizing chamber Readings of ionizing chamber Coolant heating for monitoring FA Maximal assembly-wise non-uniformity Factor Non-uniformity factor for monitoring FA Maximal control volume-wise non-uniformity factor Control volume-wise non-uniformity factor for monitoring FA Reactor neutron power Offset Offset for selected FA Reactor period Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 1) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 10) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 2) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 3) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 4) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 5) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 6) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 7) Axial non-uniformity of neutron flux Kz Units MW*day % % % ˚C Name BURNUP_CAS CAMERA1 CAMERA2 CAMERA3 DT_CAS KQ KQ_CAS KV KV_CAS % % % sec N_POWER OFFSET OFFSET_CAS PERIOD PN_AX1 PN_AX10 PN_AX2 PN_AX3 PN_AX4 PN_AX5 PN_AX6 PN_AX7 PN_AX8 41 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 (section 8) Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 9) Pressure before Main steam valve Turbine stop & regulating valves Steam temperature before Main steam valve Pressure before Main steam valve Steam temperature before Main steam valve Pressure before Main steam valve Steam temperature before Main steam valve Pressure before Main steam valve 4, Steam temperature before Main steam valve Pressure in Main Steam Collector Reactivity Feed water flow rate to SG-1 Position of feed water regulator SG-2 Position of feed water regulator SG-1 Feed water flow rate to SG-2 Feed water flow rate to SG-3 Position of feed water regulator SG-3 Feed water flow rate to SG-4 Position of feed water regulator SG-4 Fuel enrichment for selected FA Reactor thermal power Primary circuit mean temperature Mean temperature of secondary circuit Flow rate of boron concentrate Flow rate of boron concentrate system time Effective simulation time Feed water & sealing water flow rate (pump 1) Feed water & sealing water flow rate (pump 2) Sealing water flow rate, t/h Feed water flow rate to primary circuit Purging water flow rate System time Thermal power for selected FA Flow rate from reactor cooling down system (planned) Flow rate from reactor cooling down system (emergency) Flow rate from high pressure emergency PN_AX9 kg/cm2 t/h t/h t/h t/h t/h Mw t/h RA11P02 RA11S03 RA11T01 RA12P02 RA12T01 RA13P02 RA13T01 RA14P02 RA14T01 RC11P01 REACTIVITY RL71F01 RL72S02 RL71S02 RL72F01 RL73F01 RL73S02 RL74F01 RL74S02 SORT_CAS T_POWER T1KONTUR T2KONTUR TB10F04 TB10F06 THOUR TIME_EFF TK21F02 TK22F02 TK30F02 TK40F01 TK80F01 TMIN TPOW_CAS TQ12F01 t/h TQ13F01 t/h TQ14F01 ˚C kg/cm2 ˚C kg/cm2 ˚C kg/cm2 ˚C kg/cm2 % t/h t/h t/h t/h % Mw ˚C ˚C t/h t/h h 42 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 reactor cooling down system System time Boron concentration Flow rate from SG emergency feed water system Temperature margin up to boiling Temperature margin up to boiling for selected FA Coolant temperature in hot leg Coolant temperature in cold leg Coolant temperature in hot leg Coolant temperature in cold leg Coolant temperature in hot leg Coolant temperature in cold leg Coolant temperature in hot leg Coolant temperature in cold leg Level in SG-1 Pressure in SG-1 Level in SG-2 Pressure in SG-2 Level in SG-3 Pressure in SG-3 Level in SG-4 Pressure in SG-4 Pressure in reactor (above the core) Level in pressurizer Pressure in pressurizer Pressure in bubbler-condenser Position of control rods AA- y-coordinate, BB -x-coordinate Sec g/kg t/h TSEC TV30Q01 TX10F01 ˚C ˚C TZAP TZAP_CAS ˚C ˚C ˚C ˚C ˚C ˚C ˚C ˚C Mm kg/cm2 Mm kg/cm2 Mm kg/cm2 Mm kg/cm2 kg/cm2 Mm kg/cm2 kg/cm2 YA11T01 YA12T01 YA21T01 YA22T01 YA31T01 YA32T01 YA41T01 YA42T01 YB10L14 YB10P10 YB20L14 YB20P10 YB30L14 Yb30P10 YB40L14 YB40P10 YC00P01 YP10L01 YP10P01 YP20P05 YSAASBB 43 Phụ lục 2: Danh sách mục bảng báo động mô lò phản ứng WWER-1000 ID 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 Label Emergency protection – reactor scram (AZ) EP from Control Room key by operator Neutron power is greater than setpoint Margin up to boiling (saturation) in primary circuit is less than 10˚C Pressure in reactor is less than 150 atm, while neutron power is greater than 75% Level in SG is less than 650 mm Pressure in main steam collector is greater than 80 atm Reactor period is less than 10 seconds Difference of saturation temperatures between primary and secondary circuits is greater than 75˚C Pressure in reactor is less than 140 atm Frequency in external electric network is less than 46 Hz Pressure in reactor is greater than 180 atm Less than MCPs are in operation Temperature in hot leg is greater than 330˚C Pressure drop at MCP is less than 2.5 atm Level in Pressurizer is less than 400 mm Preventive protection (PZ-1) PP from Control Room key by operator Neutron power is greater than setpoint Reactor period is less than 20 seconds Pressure in SG is greater than 70 atm Pressure in reactor is greater than 172 atm Frequency in external electric network is less than 49 Hz Temperature in hot leg is greater than 325˚C MCP trip Feed water pump trip Generator trip Power level limiting regulator (ROM) Thermal power is greater than setpoint2 Main steam valves are closed Preventive protection (PZ-2) Neutron power is greater than setpoint Pressure in reactor is greater than 165 atm Name EP EP from CR N > Setpoint dT s1 < 10 P1 < 150 N > 75 L SG – 650 P mss > 80 T < 10 dT s1-2 > 75 P1 < 140 F < 46 P1 > 180 < MCP T h.l > 330 dP MCP < 2.5 L Press < 400 PP-1 PP from CR N > Setpoint T < 20 P sg > 70 P1 > 172 F < 49 T1 > 325 MCP trip TDFWP trip Generator trip PCR N heat > Setpoint MSV closed PP-2 N > Setpoint P1 > 165 44 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 Dropping of control rod (failure) Fast reducing of reactor power (URB) AUU from Control Room key by operator Two MCP trip Feed water pump trip Generator trip Main steam valves are closed Steam generators preventive protection (PZ-1) Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm Level in Steam Generator is greater than 22 mm Level in Steam Generator is greater than 22 mm Level in Steam Generator is greater than 22 mm Level in Steam Generator is greater than 22 mm Main steam isolating valve is closed Main steam isolating valve is closed Main steam isolating valve is closed Main steam isolating valve is closed Main steam safety valve for SG1 is opened Main steam safety valve for SG2 is opened Main steam safety valve for SG3 is opened Main steam safety valve for SG4 is opened Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm Level in Steam Generator is greater than 62 mm Raising of radioactivity in secondary circuit Main Steam Collector Pressure in MSC is less than 52 atm Pressure in MSC is less than 56 atm Pressure in MSC is less than 62 atm Primary Circuit Level in pressurizer less than 500 mm Level in the tank of organized leakages is greater than 1500 mm Misbalance of feed water flow and purging water flow Main safety steam valve of pressurizer is opened CR drop AUU AUU from CR MCP trip TDFWP trip Generator trip MSV closed SG L SG1 > 39.5 L SG2 > 39.5 L SG3 > 39.5 L SG4 > 39.5 L SG1 > 22 L SG2 > 22 L SG3 > 22 L SG4 > 22 MSIV1 closed MSIV2 closed MSIV3 closed MSIV4 closed MSSV SG1 opened MSSV SG2 opened MSSV SG3 opened MSSV SG4 opened P SG1 > 84 P SG2 > 84 P SG3 > 84 P SG4 > 84 L SG1 > 62 ↑A II C MSC P mss < 52 P mss < 56 P mss < 62 1C L Press < 500 L TY20B01 > 1500 TK misbalance MSSV Press opened [...]... công nghệ WWER Đối với dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 2, Thủ tƣớng Chính phủ đã tuyên bố Nhật Bản sẽ là đối tác xây dựng Dự án này sử dụng công nghệ lò PWR của Hoa Kì [4] Trong đề tài này, chúng tôi sẽ tìm hiểu về loại lò WWER- 1000 và mô phỏng khắc phục sự cố máy bơm tải nhiệt chính ở vòng sơ cấp ngừng hoạt động cho lò WWER1 000 bằng phần mềm mô phỏng WWER- 1000 4 1.2 Lò phản ứng hạt nhân WWER- 1000 1.2.1... Hình 1.5: Cấu trúc lõi lò WWER- 1000 10 1.2.3.2 Các máy bơm tải nhiệt chính Mỗi nhánh tuần hoàn có một bình sinh hơi và một máy bơm tải nhiệt chính Chức năng của máy bơm tải nhiệt chính là đƣa nƣớc có nhiệt độ cao vào bình sinh hơi để trao đổi nhiệt và bơm nƣớc có nhiệt độ thấp vào thùng lò để làm mát lõi Máy bơm tải nhiệt chính có dạng thẳng đứng, Mỗi máy bơm đƣợc điều khiển bởi động cơ điện làm mát... dụng để chuyển nhiệt từ nƣớc làm mát vòng sơ cấp và tạo thành hơi bão hòa ở vòng thứ cấp Nƣớc làm mát ở vòng sơ cấp không đƣợc sôi vì khi nƣớc sôi sẽ tạo hơi làm cho phản ứng phân hạch giảm xuống còn 11 nƣớc làm mát ở vòng thứ cấp phải sôi để tạo hơi Vì vậy, thƣờng có sự chênh lệch áp suất lớn giữa vòng thứ cấp và sơ cấp Trong bình sinh hơi áp suất thƣờng ở 6,27 MPa, nhiệt độ chất tải nhiệt đầu vào... ra Các phần mềm mô phỏng về nhà máy điện cho phép ngƣời sử dụng đóng vai trò nhƣ ngƣời vận hành để điều khiển lò phản ứng hoạt động bình thƣờng sau khi gặp sự cố, cũng nhƣ dự đoán các tai nạn có thể xảy ra Trong đề tài này, chúng tôi sẽ sử dụng phần mềm mô phỏng WWER- 1000, do cơ quan năng lƣợng nguyên tử quốc tế (IAEA) cung cấp, thực hiện mô phỏng máy bơm tải nhiệt chính ở vòng sơ cấp gặp sự cố ngừng... Điện năng đến nơi tiêu thụ 8 Bơm cung cấp 8 1.2.3 Cấu trúc của lò Cấu trúc của lò phản ứng WWER- 1000 bao gồm các bộ phận chính sau: - Vỏ lò phản ứng - Vòng sơ cấp: các đƣờng ống lƣu thông chính, các máy bơm lƣu thông chính, các bình sinh hơi - Điều áp và hệ thống điều chỉnh áp suất vòng sơ cấp - Hệ thống cung cấp axit boric - Các đƣờng hơi vòng thứ cấp và các đƣờng ống cung cấp nƣớc - Hệ thống điều khiển... phân hạch trong nhiên liệu Nhiệt độ của đầu vào khoảng 288oC, áp lực nƣớc trong vòng sơ cấp khoảng 15.7 MPa kgf/cm2 Nƣớc đƣợc bơm vào lõi bằng các máy bơm tải nhiệt chính với tốc độ dòng chảy 80.000 m3/h Chất tải nhiệt sẽ đi qua tấm đĩa ở phía trên vào không gian giữa các ống thoát ra khỏi bình lò đến chân nóng Nhiệt độ của chất tải nhiệt tại chân nóng là 320oC Vòng thứ cấp không chứa phóng xạ Nó bao... SG, các đƣờng ống dẫn hơi, máy phát điện, bơm cung cấp, tuabine áp suất cao, tuabine áp suất thấp, bình ngƣng tụ và các bộ tăng nhiệt tái sinh Bình sinh hơi là thiết bị phổ biến cho cả vòng thứ cấp và 7 vòng sơ cấp Chất làm mát đƣợc làm nóng bởi năng lƣợng nhiệt đƣợc tạo ra trong lò di chuyển đến vòng thứ cấp thông qua các ống trao đổi nhiệt Hơi bão hòa ở nhiệt độ 274oC, áp suất trong SG là 6,27 MPa... bình sinh hơi nhờ vào máy bơm cung cấp Quá trình này đƣợc lặp lại nhƣ một chu trình kín [14] Hình 1.3: Sơ đồ nguyên lý và cấu tạo của lò phản ứng WWER- 1000 [16] 1 Hệ thống điều khiển và bảo vệ lò 9 Bình ngƣng tụ 2 Máy bơm tải nhiệt chính 10 Bơm tuần hoàn 3 Bình lò phản ứng 11 Hồ chứa nƣớc làm mát 4 Bình sinh hơi 12 Nhà lò 5 Lõi lò 13 Các đƣờng ống dẫn hơi 6 Tuabine 14 Máy biến áp 7 Máy phát điện 15 Điện... cung cấp axit boric khi gặp sự cố - Dự phòng việc xả hydro khỏi thùng lò và bình sinh hơi - Tháo nƣớc khỏi nhánh chữ U từ chân lạnh của vòng sơ cấp [4] 5 , Hình 1.2: Sơ đồ cấu trúc của hệ thống lò phản ứng nƣớc áp lực WWER- 1000 [17] Bảng 1.1: Các thông số thiết kế cơ bản của loại lò WWER- 1000 [9] STT 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 Các đặc tính chung Công suất nhiệt Công suất điện Áp. .. đo sự bắt đầu của lò phản ứng từ trạng thái tới hạn [8] 19 Chƣơng 2: GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM MÔ PHỎNG LÒ PHẢN ỨNG WWER- 1000 Trong chƣơng này, chúng tôi giới thiệu về phần mềm mô phỏng lò phản ứng WWER- 1000 Bên cạnh đó, chúng tôi chỉ rõ các ký hiệu, cách gọi tên của các bộ phận đƣợc thể hiện trong phần mềm thông qua các giao diện mô phỏng của chƣơng trình 2.1 Giới thiệu Phần mềm mô phỏng lò phản ứng WWER- 1000 ... công nghệ lò PWR Hoa Kì [4] Trong đề tài này, tìm hiểu loại lò WWER-1000 mô khắc phục cố máy bơm tải nhiệt vòng sơ cấp ngừng hoạt động cho lò WWER1000 phần mềm mô WWER-1000 4 1.2 Lò phản ứng... đo nhiệt độ 24 Hiệu nhiệt độ chất tải nhiệt đầu đầu vào vùng hoạt Áp suất vòng sơ cấp Nhiệt độ chất tải nhiệt khỏi lò Áp suất điều áp Nhiệt độ điều áp Thể tích nƣớc điều áp Thể tích điều áp 25... lõi lò WWER-1000 10 1.2.3.2 Các máy bơm tải nhiệt Mỗi nhánh tuần hoàn có bình sinh máy bơm tải nhiệt Chức máy bơm tải nhiệt đƣa nƣớc có nhiệt độ cao vào bình sinh để trao đổi nhiệt bơm nƣớc có nhiệt