Nghiên cứu các hiện tượng cơ – nhiệt tại đáy thùng lò phản ứng hạt nhân trong

MỤC LỤC DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT iii DANH MỤC CÁC KÍ HIỆU CHÍNH .v DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU vi DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ vi PHẦN MỞ ĐẦU CHƯƠNG I - SỰ CỐ NÓNG CHẢY VÙNG HOẠT LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 1.1 Ý nghĩa nghiên cứu hư hỏng thùng lò phản ứng điều kiện cố nghiêm trọng 1.2 Các trình tượng vật lý cố nóng chảy vùng hoạt lò phản ứng .5 1.2.1 Tiến trình cố nghiêm trọng dẫn đến nóng chảy vùng hoạt lò phản ứng 1.2.2 Các giai đoạn sớm trình nóng chảy vùng hoạt 1.2.3 Các giai đoạn sau trình nóng chảy vùng hoạt 11 1.2.4 Các trình xảy khoang đáy thùng lò phản ứng 15 1.3 Cơ sở liệu thực nghiệm .18 1.4 Tai nạn nhà máy điện hạt nhân TMI-2 20 1.5 Các tiếp cận mô hình chương trình phân tích cố nghiêm trọng 22 CHƯƠNG II - MÔ HÌNH HÓA VÙNG HOẠT NÓNG CHẢY 25 2.1 Mở đầu 25 2.2 Mô hình hóa không gian thành phần vật liệu 25 2.3 Các phương trình bảo toàn .26 2.3.1 Các phương trình bảo toàn khối lượng 27 2.3.2 Các phương trình bảo toàn mômen động lượng .30 2.3.3 Các phương trình bảo toàn lượng 30 2.4 Truyền, dẫn nhiệt tương tác thành phần vùng hoạt nóng chảy 31 2.4.1 Phương trình trạng thái nhiệt cho chất rắn, nóng chảy khí 32 i   2.4.2 Truyền nhiệt khí chất rắn chất nóng chảy 33 2.4.3 Dẫn nhiệt hiệu dụng xạ 34 2.4.4 Các tương tác vật liệu, nóng chảy đông đặc 34 2.4.5 Ôxi hóa Zircaloy 36 CHƯƠNG III - MÔ PHỎNG LÒ PWR BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MELCOR 37 3.1 Lò PWR nhánh Westinghouse .37 3.1.1 Thùng lò phản ứng thiết bị bên 37 3.1.2 Bó nhiên liệu (FA) 39 3.1.3 Bơm tải nhiệt (RCP) 40 3.1.4 Thiết bị sinh (SG) .40 3.1.5 Bình điều áp (PZR) 42 3.1.6 Các bình tích áp hệ thống ECCS .43 3.2 Chương trình MELCOR mô hình hư hỏng vùng hoạt đáy thùng lò phản ứng 44 3.2.1 Chương trình MELCOR 44 3.2.2 Mô hình chảy nến .45 3.2.3 Mô hình hư hỏng cấu trúc đỡ .47 3.2.4 Mô hình đáy thùng lò .49 3.3 Sơ đồ nút hóa NMĐHN thùng lò phản ứng .51 CHƯƠNG IV - KẾT QUẢ TÍNH TOÁN MÔ PHỎNG VÀ ĐÁNH GIÁ HƯ HẠI THÙNG LÒ PHẢN ỨNG BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MELCOR .53 4.1 Mô trạng thái dừng 54 4.2 Kết mô kịch SBO .59 4.2.1 Các giả thiết điều kiện ban đầu 59 4.2.2 Kịch SBO với việc nước tải nhiệt từ hở vòng đệm bơm RCP 61 4.2.3 Tiến trình thoái hóa vùng hoạt đánh giá bể nóng chảy khoang đáy thùng lò kịch SBO rò bơm RCP 67 4.2.4 Kịch SBO với SBLOCA 70 CHƯƠNG V - KẾT LUẬN 74 TÀI LIỆU THAM KHẢO 76 ii   DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT   ACC Accumulator Bình tích nước cao áp AFWS Auxiliary Feed Water System Hệ nước cấp phụ trợ BAF Bottom of Active Fuel Đáy phần nhiên liệu BH Bottom Head Đáy thùng lò CCFL Counter Current Flow Limit Giới hạn dòng ngược CRD Control Rod Drive Cơ cấu lái điều khiển DBA Design Basic Accident Sự cố thiết kế DCH Direct Conatinment Heating Đốt nóng tực tiếp nhà lò ECCS Emergency Core Cooling System Hệ làm nguội tâm lò khẩn cấp EDG Emergency Diesel Generator Máy phát diesel khẩn cấp EVCR Ex-Vessel Corium Retention Giữ corium bên thùng lò FA Fuel Assembly Bó nhiên liệu FCI Fuel Coolant Interaction Tương tác nhiên liệu-chất tải nhiệt HPIS High Pressure Injection Phun áp suất cao (Phun cao áp) IET Integral Effect Test Thực nghiệm tổng thể ICI In-core Instrumentation Đo lường bên lò IVR In-Vessel Retention Giữ corium bên thùng lò LH Lower Head Đáy thùng lò LOCA Loss of Coolant Accident Sự cố chất tải nhiệt LBLOCA Large Break LOCA LOCA vỡ lớn LPIS Low Pressure Injection Phun áp suất thấp (Phun thấp áp) LWR Light Water Reactor Lò phản ứng nước nhẹ MCCI Molten Corium Concrete Interaction Tương tác bê tông – chất nóng chảy MCR Main Control Room Phòng điều khiển MFW Main Feed water Nước cấp NMĐHN Nuclear Power Plan Nhà máy điện hạt nhân iii   PD Particulate Debris Mảnh vụn dạng hạt PORV Pilot Operated Relief Valve Van xả an toàn PWR Pressurized Water Reactor Lò phản ứng nước áp lực PZR Pressurizer Bình điều áp RCS Reactor Coolant System Hệ thống tải nhiệt RPV Reactor Pressure Vessel Thùng lò phản ứng SA Severe Accident Sự cố nghiêm trọng SAM Severe Accident Management Quản lý cố nghiêm trọng SAMG SA Management Guidelines Hướng dẫn quản lý cố SAR Safety Analysis Report Báo cáo phân tích an toàn SBLOCA Small Break LOCA LOCA vỡ nhỏ SBO Station Blackout Mất điện toàn nhà máy SET Separate Effect Test Thực nghiệm hiệu ứng riêng rẽ SG Steam Generator Bình sinh SIS Safety Injection System Hệ phun an toàn TMI-2 Three Mile Island PWR, Unit Tổ máy số NMĐHN TMI TAF Top of the active fuel Đỉnh phần nhiên liệu (Đỉnh vùng hoạt) V&V Verification and Validation Kiểm chứng xác thực iv   DANH MỤC CÁC KÍ HIỆU CHÍNH Ký hiệu Ý nghĩa Đơn vị a Hệ số khuếch tán nhiệt, a = λ/(ρ.cp) m2/s c, cp Nhiệt dung riêng J/(kg K) E Môđun đàn hồi N/m2 g gia tốc trọng trường m/s2 h, H Enthalpy J/kg p Áp suất N/m2 Q Mật độ công suất thể tích W/m3 q Mật độ thông lượng nhiệt W/m2 Rm Hằng số khí, Rm = 8314.3 J/(kmol K)  Hệ số truyền nhiệt W/(m2 K)   Phần thể tích (volume fraction) m3/m3   Ứng suất đàn hồi N/m2   Độ xốp m3/m3   Hệ số giãn nở nhiệt 1/K Tốc độ truyền khối (thể tích) kg/(m3 s) G   Độ nhớt động lực học (dynamic viscosity) kg/(m2s)   Độ thấm (permeability) m2   Hệ số dẫn nhiệt W/(m K)    Độ truyền qua (passability) m   Độ nhớt động học (kinematic viscosity) m2/s   Mật độ kg/m3   Phần khối lượng (mass fraction) kg/kg v   DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU   Bảng 1 Tóm tắt số chương trình thực nghiệm liên quan đến cố nặng thùng lò phản ứng [7] 20 Bảng Các thông số thiết kế lò phản ứng PWR nhánh WH [19] .37 Bảng Các thông số thiết kế thùng lò phản ứng 38 Bảng 3 Các thông số thiết kế bó nhiên liệu 40 Bảng Các thông số thiết kế bình sinh (SG) 41 Bảng Các thông số thiết kế bình điều áp (PZR) 42 Bảng Các thông số thiết kế bình tích áp (ACC) .43 Bảng Kết mô trạng thái dừng cho lò WH 4-LOOP PWR .55 Bảng Tiến trình thời gian cố SBO rò bơm RCP .63 Bảng Phân bố khối lượng mảnh vỡ (PD) xuống đáy thùng lò (16.6h) 67 Bảng 4 Nhiệt độ (0K) lớp mảnh vụn đáy thùng lò thời điểm 16.6h 69 Bảng Các kiện kịch SBO+SBLOCA 71 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1 Các tương tác hóa học tạo thành pha lỏng vùng hoạt lò phản ứng trình tăng nhiệt độ .11 Hình Cấu hình vùng hoạt điển hình trình nóng chảy 14 Hình Giữ chất nóng chảy bên thùng lò .17 Hình Cấu hình trạng thái cuối thùng lò TMI-2 [2] 22 Hình Các thành phần trình pha khí, rắn nóng chảy 27 Hình 2 Mô hình chất nóng chảy đông đặc chi phối cân nhiệt mặt tiếp giáp rắn / nóng chảy 35 Hình Mặt cắt đứng thùng lò (trái) mặt cắt ngang vùng hoạt (phải) 39 Hình Cấu tạo thông số thiết kế bơm tải nhiệt (RCP) Westinghouse 41 Hình 3 Các bước trình chảy nến 46 Hình Sự tạo thành khối ghẽn dòng mô hình chảy nến .47 vi   Hình Mô hình đáy thùng lò phản ứng 49 Hình Sơ đồ nút hóa hệ RCS lò PWR nhánh 51 Hình Các thành phần vùng hoạt (trái) Sơ đồ nút hóa vùng hoạt khoang đáy thùng lò phản ứng sử dụng gói COR (phải) 52  Hình Công suất nhiệt lò trạng thái dừng 56 Hình Nhiệt độ chất tải nhiệt lối vào (TLIQ 580) lối (TLIQ 500) trạng thái dừng 56 Hình Áp suất hệ thống RCS .57 Hình 4 Mức nước PZR 57 Hình Lưu lượng nước tải nhiệt chân lạnh (lối vào) 58 Hình Áp suất phần thứ cấp bình sinh .58 Hình Sơ đồ lớp đệm chống rò gỉ RCP 60 Hình Khối lượng vật liệu vùng hoạt khoang đáy RPV 60 Hình Tốc độ dòng rò khỏi bơm RCP 63 Hình 10 Thay đổi mức nước thùng lò phản ứng (Phần thùng lò – 350, vùng hoạt – 340 khoang đáy – 320) .64 Hình 11 Thay đổi mức nước vùng hoạt lò phản ứng với nguồn điện DC bị sau [25] 64 Hình 12 Nhiệt độ vỏ bọc đáy (BAF(x07) đỉnh TAF(x11) vùng hoạt 65 Hình 13 Khối lượng tổng cộng UO2 (đường phía trên), Zircaloy (đường phía dưới) ZrO2(đường đứt đoạn) vùng hoạt .65 Hình 14 Phát sinh khí hydro vùng hoạt lò phản ứng: Tính toán (trái) theo [25](phải) 66 Hình 15 Tiến trình cố xảy thùng lò PWR cố SBO rò bơm RCP 68 Hình 16 Nhiệt độ lớp vỏ đáy thùng lò .69 Hình 17 Biến thiên áp suất hệ RCS .71 Hình 18 Lưu lượng dòng vỡ cố SBO+SBLOCA 72 Hình 19 Biến thiên nhiệt độ nhiên liệu cố SBLOCA+SBO 72 vii   PHẦN MỞ ĐẦU Tính cấp thiết đề tài Đánh giá, phân tích an toàn hạt nhân yếu tố quan trọng đảm bảo an toàn NMĐHN Sự cố nghiêm trọng vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân bao gồm nhiên liệu hạt nhân bị hư hỏng hay bị tan chảy vấn đề ngành công nghiệp hạt nhân nghiên cứu, lý thuyết thực nghiệm Kể từ sau tai nạn nhà máy điện hạt nhân Fukushima, Nhật bản, năm 2011, nghiên cứu cố nghiêm trọng đặc biệt quan tâm Nhiều vấn đề quan trọng đưa giải pháp giảm thiểu, khắc phục quản lý cố nghiêm trọng, đánh giá tính toàn vẹn thùng lò phản ứng v.v đề cập nghiên cứu mà yêu cầu bổ sung báo cáo phân tích an toàn (SAR) cho dự án NMĐHN theo yêu cầu quan pháp quy hạt nhân Đề tài thực với mục đích tìm hiểu nghiên cứu tiến trình cố nghiêm trọng xảy bên thùng lò phản ứng, đánh giá khối lượng corium nóng chảy thời gian hư hỏng thùng lò phản ứng số kịch cố Ý nghĩa đề tài 2.1 Ý nghĩa khoa học Tiếp cận công cụ phần mềm đại kết hợp với hiểu biết tiến trình cố xảy lò phản ứng hạt nhân, đặc biệt cố nghiêm trọng với vùng hoạt nóng chảy góp phần vào việc triển khai áp dụng công cụ mô số lĩnh vực nghiên cứu, phân tích an toàn hạt nhân 2.2 Ý nghĩa thực tiễn Các kiến thức hiểu biết hỗ trợ cho tác giả nhóm nghiên cứu việc xây dựng triển khai nhóm nghiên cứu cố nghiêm trọng viện Năng lượng nguyên tử Việt nam   Các kinh nghiệm kết nghiên cứu mô tiếp tục triển khai nghiên cứu cho lò phản ứng dự án NMĐHN Ninh Thuận Đối tượng, mục đích, phương pháp nội dung nghiên cứu 3.1 Đối tượng nghiên cứu Các thực nghiệm tiêu biểu tương tác bể nóng chảy thùng lò phản ứng hạt nhân Thùng lò phản ứng nước áp lực PWR điển hình Westinghouse với nhánh tải nhiệt, công suất 1000MWe Mô số hệ thống tải nhiệt lò PWR áp dụng chương trình MELCOR cho kịch cố SBO 3.2 Mục đích nghiên cứu Nghiên cứu tượng trình xảy cố nóng chảy vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân Tính toán tác động cơ-thủy-nhiệt đáy thùng lò phản ứng nhằm đánh giá tính toàn vẹn thùng lò phản ứng cho kịch cụ thể 3.3 Phương pháp nghiên cứu Tổng quan nghiên cứu thực nghiệm giới cố nghiêm trọng liên quan đến bể nóng chảy tương tác với thành thùng lò nhằm có nhìn chung nghiên cứu thực nghiên cứu, phân tích an toàn hạt nhân Nghiên cứu tượng trình xảy cố nghiêm trọng, Tìm hiểu mô hình tính toán cơ-nhiệt sử dụng mô số thông qua nghiên cứu sử dụng chương trình MELCOR Mô tương tác cơ-nhiệt đánh giá tính toàn vẹn thùng lò điều kiện nóng chảy vùng hoạt lò phản ứng   3.4 Nội dung nghiên cứu cấu trúc luận văn Với mục tiêu nghiên cứu tiến trình cố nghiêm trọng tương tác xảy thùng lò phản ứng nhằm đánh giá tính toàn vẹn đáy thùng lò Các nôi dung nghiên cứu trình bày chương, đó: Chương I trình bày kiến thức chung tượng trình tiến triển cố nghiêm trọng với vùng hoạt bị nóng chảy Các giai đoạn tượng phân tích phần quan trọng chương dành trình bày cách hệ thống chương trình nghiên cứu thực nghiệm cố nghiêm trọng giai đoạn đầu xảy bên thùng lò phản ứng Chương II trình bày mô hình hóa vùng hoạt nóng chảy với hệ phương trình bảo toàn Các mô hình truyền nhiệt, dẫn nhiệt xạ xảy tương tác nhiên liệu, chất nóng chảy với nước tải nhiệt bên thùng lò phản ứng Chương III trình bày kết nghiên cứu áp dụng chương trình MELCOR mô tiến triển cố nghiêm trọng cho mô hình lò PWR nhánh Westinghouse Xây dựng sơ đồ nút hóa hệ thống tải nhiệt mô trạng thái vận hành bình thường NMĐHN Chương IV trình bày kết nghiên cứu đánh giá tính toàn vẹn đáy RPV cố nghiêm trọng Bắt đầu từ kịch cố SBO, tính toán mô thực với giả thiết rò gỉ từ bơm tải nhiệt đánh giá hiệu bình tích áp cung cấp nước thụ động cho vùng hoạt lò phản ứng cố SBO+SBLOCA Chương V đưa số nhận xét kết luận, đánh giá kết nghiên cứu   Bảng Tiến trình thời gian cố SBO rò bơm RCP Sự kiện MELCOR Reference [25] SBO, s 0 Rò bơm RCP, s 0 Vùng hoạt bắt đầu bị hở nước, h 4.3 6.5 Bắt đầu hư hỏng lớp vỏ bọc, h 8.16 8.0 Mâm đỡ vùng hoạt bị hỏng, h 10.13 11.3 Di chuyển mảnh vỡ xuống đáy thùng lò, h 16.6 14.3 Đáy thùng lò bị vỡ, h 18.85 17.9   Hình Tốc độ dòng rò khỏi bơm RCP So sánh mức nước vùng hoạt (phần 340, hình 4.10) với mức nước vùng hoạt (hình 4.11) cho thấy mức nước vùng hoạt hình 4.11 không làm đầy hoàn toàn trở lại giả thiết sát thực tốc độ rò gỉ bơm ngày tăng bù trừ với việc có nguồn điện DC , thời gian vùng hoạt xảy chậm (8,3 so với 13 giờ)   63     Hình 10 Thay đổi mức nước thùng lò phản ứng (Phần thùng lò – 350, vùng hoạt – 340 khoang đáy – 320)   Hình 11 Thay đổi mức nước vùng hoạt lò phản ứng với nguồn điện DC bị sau [25]   64     Hình 12 Nhiệt độ vỏ bọc đáy (BAF(x07) đỉnh TAF(x11) vùng hoạt     Hình 13 Khối lượng tổng cộng UO2 (đường phía trên), Zircaloy (đường phía dưới) ZrO2(đường đứt đoạn) vùng hoạt 65   Hình 14 Phát sinh khí hydro vùng hoạt lò phản ứng: Tính toán (trái) theo [25](phải) Phát thải khí hydro phản ứng oxi hóa lớp vỏ bọc zircaloy với nước nhiệt độ cao nguồn gây nổ khí hydro thùng lò nhà lò phản ứng Tai nạn Fukushima minh chứng điển hình Các nhầ máy điện hạt nhân ngày trang bị tái kết hợp hydro nhằm triệt tiêu khí hydro nhà lò Các tính toán cho kết khoảng gần 600kg khí hydro sinh kịch cố tương tự với kết thu [25] Hình 4.14 biểu diễn lượng khí hydro kịch đồ thị tham chiếu tương ứng Việc áp dụng MELCOR cho kết đánh giá lượng vật liệu nóng chảy có đáy thùng lò phản ứng với nhiệt độ bể nóng chảy làm cho đánh giá tính toàn vẹn tương tác cơ-nhiệt khoang đáy thùng lò phần mềm CFD Vùng hoạt xem hở nước mức nước giảm xuống đến đỉnh phần nhiên liệu bó nhiên liệu (TAF) Khi đó, vật liệu cấu trúc nhiên liệu UO2 bắt đầu bị nung nóng Do nhiệt độ lớp vỏ bọc tăng nhanh, trình ôxi hóa xảy Hệ lớp vỏ bọc bị hư hỏng, hư hỏng vỏ bọc nhiên liệu phần đỉnh (TAF) đáy (BAF) bó nhiên liệu tương ứng với mức 12 biểu diễn hình 4.12 Ngoài ra, lượng lớn khí hydro phát sinh phản ứng hóa học zircaloy nước, nước Các tai nạn TMI-2 đặc biệt tai nạn Fukushima cho thấy việc nổ khí hydro nhà lò khó tránh khỏi không trang bị hệ thống khử khí hydro 66   4.2.3 Tiến trình thoái hóa vùng hoạt đánh giá bể nóng chảy khoang đáy thùng lò kịch SBO rò bơm RCP Nhiệt độ lớp vỏ bọc nhiên liệu nóng lên đạt nhiệt độ nóng chảy, lớp vỏ bọc bắt đầu bị chảy nến từ phía phần đỉnh vùng hoạt bị hở nước Sự kiện xảy vành vào khoảng 8.17 giờ, sau chúng bắt đầu lan sang khu vực khác thấy hình 4.15 Hơi nước vật liệu vùng hoạt tương tác với nhiệt độ cao làm phát sinh khí hydro Khối lượng khí hydro tăng hình 4.14 Bảng Phân bố khối lượng mảnh vỡ (PD) xuống đáy thùng lò (16.6h) R1 L5 PD-UO2 PD-ZrO2 L4 PD-UO2 PD-ZrO2 L3 PD-UO2 PD-ZrO2 L2 PD-UO2 PD-ZrO2 L1 PD-UO2 PD-ZrO2 R2 R3 R4 2812 330.5 14377.2 1729.4 5493 408.3 - 4658.6 562.8 14639.2 1137.4 5712.5 202 - 6624.5 559.1 13110.8 246.1 4266.9 524.9 - 4170.5 200.9 - - - 1838.5 44.7 - - -   Bảng 4.3 cho phân bố khối lượng mảnh vỡ di chuyển xuống đáy thùng lò thời điểm 16,6 h Các mảnh vỡ bao gồm nhiên liệu nóng chảy (PD-UO2) ôxit kim loại (PD-ZrO2) tập trung chủ yếu mức L3 L4 Thời điểm 16,6h nằm khoảng (14,7 – 17,7h) hình 4.15 cho thấy giai đoạn mảnh vỡ tràn xuống khoang đáy gây hư hại thùng lò, trước chất nóng chảy phun khỏi thùng lò.    67       T = 29400 s (8.17h) Bắt đầu hư hỏng vành T = 31620 (8.78 h) Mảnh vỡ xuống đáy       T = 36200 s (10.06h) Sụp đổ vành   T = 36450 s (10.13h) Hư hỏng vành T = 38200 s (10.6h) Sụp đổ vành   T = 38230 s (10.62h) Sụp đổ vành     T = 53050 s (14.7h) Mảnh vụn tràn xuống khoang đáy     T = 63720 s (17.7h) Chất nóng chảy phun khỏi RPV T = 90000 s (25h) Hư hỏng RPV sau 25h Hình 15 Tiến trình cố xảy thùng lò PWR cố SBO rò bơm RCP 68   Bảng 4 Nhiệt độ (0K) lớp mảnh vụn đáy thùng lò thời điểm 16.6h L5 L4 L3 L2 L1 L0-1 L0-2 L0-3 L0-4 R1 1803.6 1796.3 1707.8 1452.2 1123.5 1322.3 1333.2 1324.1 1273.8 R2 1486.9 1350.2 1168.1 1291.3 1293.2 1271.7 1229.6 R3 1629.8 1587.8 1320.9 1240.2 1266.7 1214.4 1175.2 R4 791.5 799.0 761.1 727.6 Tổng khối lượng mảnh vỡ dạng hạt khoang đáy thùng lò thời điểm thùng lò bị hư hại vào khoảng (bảng 4.3) 83649.8 kg ( 83,7 tấn) Nhiệt độ bể nóng chảy thành đáy thùng lò cho bảng 4.4 Đáy thùng lò chia thành lớp (L0-1, L0-2, L0-3 L0-4) từ Phân bố nhiệt độ lớp đáy thùng lò biểu diễn hình 4.17 Nhiệt độ vành trung tâm (R1, R2, R3) cao so với vành R4 Nhiệt độ lớp thứ (L0-2) cao lớp bên (L0-1) không tiếp giáp với lớp mảnh vỡ nước luân chuyển Hình 16 Nhiệt độ lớp vỏ đáy thùng lò 69   4.2.4 Kịch SBO với SBLOCA Do cố điện toàn nhà máy nên hệ thống an toàn chủ động dựa nguồn điện giả thiết không hoạt động Trong thực tế vận hành, nguồn điện lưới bị mất, nhà máy điện hạt nhân trang bị máy phát diesel khẩn cấp (EDG) hệ thống bình ắc quy với nguồn điện AC đủ để trì hoạt động tối cần thiết hệ thống thiết yếu nhà myas cung cấp điện cho phòng điều khiển trung tâm (MCR), hệ thống kiểm soát phóng xạ v.v Thực tế xảy tai nạn nhà máy điện hạt nhân Fukushima cho thấy, với EDG nguồn AC bị tác dụng xảy kiện hư hỏng chung, động đất sóng thần triệt tiêu lực hệ thống đảm bảo an toàn nhà máy Kịch nghiên cứu tình tai nạn giả định giả thiết xảy vỡ nhỏ với đường kính 2.54cm (1”) chân lạnh kèm theo SBO Có thể coi tình vỡ nhỏ tương tự rò gỉ vòng đệm bơm RCP theo [25] Tuy nhiên, kịch có vết vỡ kịch rò gỉ xảy bơm RCP Để đánh giá hiệu bình tích áp, tiến hành khảo sát hai kịch bản: có bình tích áp đưa nước vào thùng lò Sự cố kích hoạt việc xảy SBLOCA SBO Ngay sau lò phản ứng dập hệ thống điều khiển, sau hệ thống tuabin ngắt, đường nước cấp phía thứ cấp bình sinh ngắt bơm RCP dừng theo quán tính quay bánh đà Áp suất hệ thống tải nhiệt RCS bắt đầu giảm hệ thống phun cao áp thấp áp hệ thống làm nguội tâm lò khẩn cấp (ECCS) không hoạt động SBO Khi áp suất hệ sơ cấp giảm đến giá trị đặt van dường ống nối với bình tích áp, nước từ bình đổ vào thùng lò theo đường chân lạnh van tự động mở Tiến trình kiện có bình tích áp bình tích áp cho bảng 4.5 Với việc vận hành bình tích áp, thời gian hư hỏng thành phần thùng lò rõ ràng kéo dài (khoảng 10 70   giờ) so với tình bình tích áp bị nước nứt vỡ đường ống van không mở dự kiến Các kết tính toán mô cố SBLOCA phù hợp mặt tượng luận với giai đoạn xả áp, đối lưu tự nhiên, phá vỡ đoạn nghẽn dòng, sôi làm ngập vùng hoạt Các phân tích cố LOCA nghiên cứu trình bày số tài liệu, báo cáo nhóm nghiên cứu Trung tâm An toàn hạt nhân, viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam [26], [27] Bảng Các kiện kịch SBO+SBLOCA Sự kiện Bình tích áp hoạt động Bình tích áp không hoạt động Bình tích áp bắt đầu phun nước, h 6.76 - Hư hỏng mâm đỡ vùng hoạt, h 21.3 10.92 Đáy lò bị thủng, h 24.6 14.19 Tiến trình kiện thể qua áp suất hệ thống sơ cấp, tốc độ dòng vỡ thông số khác đồ thị 4.18 -4.20   Có ACC    Không có ACC  Hình 17 Biến thiên áp suất hệ RCS Có thể thấy rằng, bình tích áp hoạt động, vùng hoạt sau hở nước phun nước hệ thống Do lượng nước bình tích áp có hạn (4 x 24.07m3) nên sau khoảng thời gian nhiệt phân rã không lấy tiếp 71   tục làm bốc nước sau khoảng 10 muộn so với nước cấp từ bình tích áp, vùng hoạt bắt đầu bị hư hại Sau khoảng 14.19 bình tích áp (ACC) thùng lò hoàn toàn bị hư hại, với bình tích áp trợ giúp, sau 24.6 (sau ngày đêm) thùng lò bị hư hại Đây khoảng thời gian quý giá để nhà máy khắc phục cố SBO nhân viên vận hành tiến hành biện pháp ngăn chặn cố goiamr thiểu hậu   Khi có ACC  Không có ACC  Hình 18 Lưu lượng dòng vỡ cố SBO+SBLOCA     Có ACC    Không có ACC  Hình 19 Biến thiên nhiệt độ nhiên liệu cố SBLOCA+SBO Hệ thống bình tích lũy (ACC) rõ ràng đóng vai trò quan trọng cố LOCA Chính số thiết kế hệ thống ACC lò 72   hệ VVER-1000/V392 ACC bổ sung thêm nhiều bình với giai đoạn phun nước vào thùng lò khác nhằm trì việc làm ngập vùng hoạt lò phản ứng thời gian dài [28], [29] Như vậy, việc áp dụng chương trình MELCOR cho mô hình lò PWR nhánh Westinghouse với cố điện toàn nhà máy (SBO) kèm theo hai kịch bản: rò gỉ bơm RCP vỡ nhỏ SBLOCA Trong kịch SBO+rò gỉ bơm RCP, đáy thùng lò bị hư hại sau khoảng 18 Trong tường hợp SBO+SBLOCA, đáy thùng lò bị hư hại sau 14 ACC không khả dụng sau 24 có nước bổ sung từ ACC Kịch vỡ 2.54cm (1”) chọn đề nghị [25] nhằm so sánh với kết rò gỉ bơm RCP Có thể thấy rò gỉ bơm RCP tương tự SBLOCA với kích thước vỡ nằm khoảng - 2” Các kết tính toán cho thấy, thời gian hư hỏng đáy thùng lò phản ứng phụ thuộc vào nhiều yếu tố: - Kích thước chỗ vỡ hay tốc độ rò gỉ khỏi vòng đệm kín bơm tải nhiệt - Hiệu hệ thống an toàn khả dụng hệ thống này, đặc biệt hệ thống ECCS - Phản ứng nhân viên vận hành trước tình cố theo hướng dẫn quản lý cố thiết kế (DBA) hay cố nghiêm trọng (SAMG)   73   CHƯƠNG V - KẾT LUẬN   Do thời gian kiến thức hạn chế, luận văn cố gắng trình bày cách hệ thống vấn đề sau: Thông qua việc hệ thống hóa số thực nghiệm tiêu biểu liên quan đến nghiên cứu hình thành, tương tác bể nóng chảy với thành thùng lò, qua cho thấy tranh toàn cảnh nghiên cứu thực nghiệm cố nghiêm trọng ngành công nghiệp điện hạt nhân, kết ý nghĩa chúng, khó khăn thách thức việc mô cố nghiêm trọng thùng lò phản ứng hạt nhân Các tượng nhiệt xảy tiến trình cố nghiêm trọng, khái quát mô hình hóa tương tác vật liệu cấu tạo vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân nhiên liệu gốm UO2, vỏ bọc zircaloy, cấu trúc hỗ trợ vùng hoạt cấu tạo thùng lò, điều khiển v.v với thay đổi pha rắn, lỏng làm sở cho việc tìm hiểu mô hình áp dụng chương trình tính toán mô Mô hình lò phản ứng nước áp lực PWR nhánh (4-loop) tải nhiệt điển hình Westinghouse đề xuất nghiên cứu luận văn tính tiêu biểu thiết kế lò PWR chiếm đa số lò vận hành giới số liệu tham chiếu tương đối đầy đủ Phần mềm MELCOR sử dụng luận văn thực khuôn khổ hợp tác nghiên cứu viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam viện Nghiên cứu Năng lượng nguyên tử Hàn Quốc [30] lần sử dụng viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam Các kết báo cáo Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ X đăng Tạp chí Nuclear Science and Technology VAES (Hội Năng lượng Nguyên tử Việt nam) Các kết mô cho cố SBO rò gỉ bơm tải nhiệt vai trò bình tích áp nghiên cứu chương trình MELCOR có tham chiếu tới nghiên cứu tương tự phòng thí nghiệm SNL nhằm đánh giá lực sử dụng độ tin cậy số kết thu 74   Các kết mô cho thấy với việc phun nước tái thiết lập sau có di chuyển hoàn toàn chất nóng chảy xuống khoang đáy thùng lò lớp mảnh vỡ làm nguội kịp thời để giữ mảnh vụn vật liệu nóng chảy bên thùng lò Những bất định kết phân tích, mô thực nghiên cứu bao gồm: Tiến trình nóng chảy hình thành tắc nghẽn vùng hoạt lò phản ứng tiêu chuẩn hư hỏng mâm đỡ vùng hoạt gây bất định lớn chuẩn đoán thời gian hư hỏng cấu trúc đỡ di chuyển vật liệu xuống đáy thùng lò mô hình tương đối đơn giản sử dụng thông số thô chương trình MELCOR Phần mảnh vỡ lại chúng vun thành đống khoang đáy thùng lò mô cách xác giả thiết lớp mảnh vụn phân mảnh hoàn toàn Các mô hình chi tiết phải có nghiên cứu thực nghiệm phân mảnh cần thiết Tính chất vật liệu cấu trúc xác ống dẫn thiết bị đo xuyên qua đáy thùng lò mô chủ yếu theo tiêu chuẩn sai hỏng nhiệt mô 3D trường hợp thực cần thiết Tuy nhiều bất định mô hình thông số, chương trình MELCOR áp dụng mô trình thoái hóa vùng hoạt lò phản ứng Với kịch cố cụ thể, chương trình cung cấp thông tin khối chất nóng chảy từ vùng hoạt xuống khoang đáy thùng lò phản ứng Với việc xác định khối lượng, thành phần vật liệu nóng chảy phân bố nhiệt độ khoang đáy thùng lò, tính toán chi tiết công cụ CFD chương trình chuyên dụng nêu sử dụng kết thông số đầu vào để đánh giá cách chi tiết, xác chế hư hỏng đáy thùng lò phản ứng 75   TÀI LIỆU THAM KHẢO B.R Sehgal Accomplishments and challenges of the severe accident research Nuclear Engineering and Design 210 (2001) J M Broughton, P Kuan, D A Petti and E L Tolman A scenario of the TMI-2 accident Nuclear Technology, Vol 87, pp 34-53 (1989) J M Seiler Analytical model for CHF in narrow gaps in vertical and hemisphericalgeometries Nuclear Engineering and Design, Special Issue on Debris Coolability, 2006 T.G.Theofanous et al In-vessel coolability and retention of core melt U.S Department of Energy Report, DOE/ID-10460, Vols and (1996) B.R Sehgal, R.R Nourgaliev and T.N Dinh Characterization of heat transfer processes in a melt pool convection and vessel-creep experiment Nuclear Engineering and Design, Vol 211, pp 173 - 187 (2002) V Asmolov, et al Challenges left in the area of in-vessel melt retention Nuclear Engineering and Design, Vol 209, pp 87 – 96 (2001) F Kretzschmar, B Fluhrer Behavior of the Melt Pool in the Lower Plenum of the Reactor Pressure Vessel FZKA 7382, April 2008 K Trambauer, C Bals, J.–D Schubert and H Austregesilo ATHLET-CD Mod 1.1 -Cycle K User’s Manual GRS-P-2/Vol 1, October 2003 F Fichot et al ICARE/CATHARE a computer code for analysis of severe accidents in LWRs IPSN/DRS/SEMAR, SEMAR 00/03, 2001 10 The SCDAP/RELAP5-3D code manual INEEL/EXT-02/00589, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, May 2002 11 MELCOR Computer Code Manuals, Ver 1.8.6 Rev.3 of NUREG/CR-6119, SAND2005-5713, Sandia National Laboratories,2005 12 R E Henry et al Modular accident analysis program User’s manual vols Fauske & Associates, Burr Ridge, IL, 1983 13 H.-J Allelein, J.P van Dorsselaere, K Neu, B Schwinges and F Jacq ASTEC validation and application in the EVITA project ICAPP, 2002 14 Michael Buck Modelling of the Late Phase of Core Degradation in Light Water Reactors, Universität Stuttgart, November 2007 15 S Ergun Fluid flow through packed columns Chem Eng Progress, Vol 48, No 2, (1952) 16 V Gnielinski, vt „verfahrenstechnik“ 16, No 1, pp 36-39 (1982) 17 S Imura and E Takegoshi Effect of gas pressure on the thermal conductivity of packed beds Heat Transfer Japanese Research, Vol 3, No 4, (1974) 18 A.V.Luikov, A.G Shashkov, L.L.Vasiliev and Yu E Fraiman Thermal conductivity of porous systems Int Journal Heat Mass Transfer, Vol 11 (1968) 76   19 P Hofmann et al Dissolution of UO2 by molten zirkaloy and its modelling Int Symposium on Severe Accidents in Nuclear Power Plants, March 1988 20 J A Dahlheimer, E E Elhauge et al The westinghouse pressurized water reactor nuclear power plant Westinghouse Electric Corporation, 1984 21 Westinghouse Technology Manual Reactor Coolant System, USNRC Technical Training Center, RV0598 22 C.D.Fletcher et al SCDAP/RELAP5 Thermal-Hydraulic Evaluations of the Potential for Containment Bypass During Extended Station Blackout Severe Accident Sequences in a Westinghouse Four-Loop PWR, NUREG/CR-6995 March 2010 23 Jacopo Buongiorno PWR Description: Engineering of Nuclear System, MIT 24 Resolution of Generic Safety Issues: Issue 23: Reactor Coolant Pump Seal Failures (Rev 1) ( NUREG-0933, Main Report with Supplements 1–34 ) 25 S.G Ashbaugh et al “Simulation of Mixed Oxide (MOX) Versus Low Enrichment Uranium (LEU) Fuel Severe Accident Response Using MELCOR, Sand2005-4361c 26 Lê Đại Diễn, Nguyễn Việt Hùng, Nguyễn Thị Tú Oanh, Lê Trí Dân So sánh đặc tính vật liệu vỏ nhiên liệu cố chất tải nhiệt nhà máy điện hạt nhân Hội nghị Cơ học toàn quốc lần thứ IX, Hà Nội, 89/12/2012 27 Lê Đại Diễn et al Loss of Coolant Accident Analysis of APR1400 Reactor, Nuclear Science and Technology, No.2 (2011), pp 27-36 28 Lê Đại Diễn cộng Mô hệ thống cấp nước hai giai đoạn cố LOCA vỡ lớn lò VVER1000/V392 Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ X, Vũng Tàu 15-16/8/2013 29 Lê Đại Diễn, Bùi Thị Hoa, Võ Thị Hương Áp dụng chương trình melcor cho toán cố nặng lò PWR nhánh Westinghouse đánh giá tính toàn vẹn đáy thùng lò phản ứng Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ X, Vũng Tàu 15-16/8/2013 30 Lê Đại Diễn cộng Báo cáo tổng kết hợp tác Nghị định thư VINATOMKAERI “Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn nhà máy điện hạt nhân lò phản ứng nước nhẹ điều kiện chuyển tiếp cố nặng” (20122013) Hà Nội, 6-2014.  77   ... Mục đích nghiên cứu Nghiên cứu tượng trình xảy cố nóng chảy vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân Tính toán tác động cơ- thủy -nhiệt đáy thùng lò phản ứng nhằm đánh giá tính toàn vẹn thùng lò phản ứng cho... nghĩa nghiên cứu hư hỏng thùng lò phản ứng điều kiện cố nghiêm trọng Đáy thùng lò phản ứng áp lực (RPV) chịu tải nhiệt áp lực đáng kể trường hợp cố nóng chảy vùng hoạt Các đáp ứng học đáy thùng lò. .. khai nghiên cứu cho lò phản ứng dự án NMĐHN Ninh Thuận Đối tượng, mục đích, phương pháp nội dung nghiên cứu 3.1 Đối tượng nghiên cứu Các thực nghiệm tiêu biểu tương tác bể nóng chảy thùng lò phản