Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN

Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN Khảo sát sự cố mất nước tải nhiệt và sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi của lò PWR bằng PCTRAN

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN   - THÁI THỊ THỦY TIÊN KHẢO SÁT SỰ CỐ MẤT CHẤT TẢI NHIỆT Ở CHÂN NÓNG, CHÂN LẠNH, SỰ CỐ VỠ ỐNG TRAO ĐỔI NHIỆT BÌNH SINH HƠI BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN PWR PHIÊN BẢN 4.0.8 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ TP Hồ Chí Minh – 2015 LỜI CẢM ƠN    Trong suốt trình học tập hồn thành luận văn này, tơi nhận quan tâm, giúp đỡ vô quý giá nhiều người Trước tiên, xin gửi lời cảm ơn chân thành đến quý thầy cô hết lòng dạy dỗ, truyền đạt kiến thức vơ quý báo suốt thời gian qua Xin gửi lời cảm ơn sâu sắc đến TS Lê Bảo Trân Cơ hướng dẫn tận tình, góp ý, hỗ trợ, truyền đạt kinh nghiệm quý giá trình nghiên cứu tạo điều kiện thuận lợi để tơi hồn thành luận văn Xin cảm ơn hội đồng bảo vệ dành thời gian đọc góp ý luận văn Xin cảm ơn gia đình bạn bè ln động viên, giúp đỡ thời gian học tập Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn không tránh khỏi thiếu sót Rất mong nhận ý kiến đóng góp, bổ sung q thầy để giúp luận văn hoàn thiện Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 09 năm 2015 Thái Thị Thủy Tiên i MỤC LỤC  Trang TRANG PHỤ BÌA i LỜI CẢM ƠN i MỤC LỤC i DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT iv DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU vii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ viii MỞ ĐẦU Chương -1 TỔNG QUAN VÀ CẤU TẠO LÒ 1.1 Tình hình lượng điện hạt nhân giới Việt Nam 1.1.1 Trên giới 1.1.2 Ở Việt Nam 1.2 Lò phản ứng nước áp lực 1.2.1 Lịch sử phát triển lò phản ứng nước áp lực 1.2.2 Nguyên tắc hoạt động lò phản ứng nước áp lực PWR 1.2.3 Cấu trúc nhà máy điện hạt nhân sử dụng loại lò PWR Chương - CƠ SỞ LÝ THUYẾT 20 2.1 Vật lý lò phản ứng hạt nhân 20 2.1.1 Neutron lò phản ứng 20 2.1.2 Tán xạ hấp thụ neutron 20 2.1.3 Phản ứng phân hạch hạt nhân 21 ii 2.1.4 Phản ứng dây chuyền 26 2.2 Cơ sở vật lý điều khiển lò phản ứng 28 2.2.1 Động học lò phản ứng 28 2.2.2 Độ phản ứng 29 2.2.3 Hiệu ứng công suất độ phản ứng 30 2.2.4 Sự thay đổi độ phản ứng ảnh hưởng nhiệt độ khoảng rỗng 31 2.4.5 Nhiễm độc 135Xe 36 Chương - PHẦN MỀM MÔ PHỎNG PCTRAN PWR PHIÊN BẢN 4.0.8 40 3.1 Giới thiệu phần mềm PCTRAN phiên 4.0.8 40 3.2 Lò phản ứng nước áp lực hai vòng phần mềm PCTRAN PWR 4.0.8 41 3.2.1 Giao diện phần mềm PCTRAN PWR phiên 4.0.8 41 3.2.2 Các thao tác sử dụng phần mềm 44 Chương - KHẢO SÁT SỰ CỐ LÒ PWR VÒNG BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN 48 4.1 Sự cố chất tải nhiệt chân nóng, chân lạnh 48 4.1.1 Mô tả cố 48 4.1.2 Thiết lập điều khiển mô 50 4.1.3 Phân tích kết mô cố chất tải nhiệt chân nóng, chân lạnh 51 4.1.4 Đánh giá cố chất tải nhiệt vỡ chân nóng, chân lạnh 61 4.2 Sự cố vỡ ống bình sinh 63 4.2.1 Mô tả cố 63 4.2.2 Thiết lập điều khiển mô 64 4.2.3 Phân tích kết mơ cố vỡ ống bình sinh A 64 iii 4.2.4 Khảo sát thời gian dập lò, suất liều cho tuyến giáp vùng EAB ứng với tỉ lệ vỡ khác ống trao đổi nhiệt bình sinh 72 4.2.5 Đánh giá cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh 73 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 74 TÀI LIỆU THAM KHẢO 76 PHỤ LỤC 78 iv DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT ACC Accumulators Bộ tích trữ BWR Boiling Water Reactor Lò phản ứng nước sơi BWST Borate Water Storage Tank Bồn chứa nước Borate CRDM Control Rod Drive Mechanism CVCS Chemical and Volume Control System DTHY Dose Rate EAB Thyroid EAB Exclusion Area Boundary Vùng biên khu vực quanh lò ECCS Emergency Core Cooling Systems Hệ làm mát lõi khẩn cấp FBR Fast Breeder Reactor Lò tái sinh nhanh FWIV Feedwater Isolation Valves Van nước cấp FWP Feedwater Pump Máy bơm nước cấp GCR Gas Cooled Reactor Lò khí graphit HPSI High Pressure Safety Injection HTR Power Pressurizer heater IAEA International Atomic Energy Agency IC Initial Condition Điều kiện ban đầu LOCA Loss Of Coolant Accident Tai nạn chất tải nhiệt LPSI Low Pressure Safety Injection LSGA Level SG A wide range Cơ cấu dịch chuyển điều khiển Hệ thống kiểm sốt hóa chất thể tích Suất liều cho tuyến giáp vùng biên khu vực quanh lò Hệ thống phun an tồn áp suất cao Cơng suất gia nhiệt bình điều áp Cơ quan lượng nguyên tử quốc tế Hệ thống phun an tồn áp suất thấp Mực nước bình sinh A v LVPZ Level Pressurizer Mực nước bình điều áp LWGR Light Water Graphite Reactor Lò graphit nước nhẹ MDAFWP Motor Driven Auxiliary Feedwater Pump Máy bơm nước cấp phụ MFWP Main Feedwater Pump Máy bơm nước cấp MSIV Main Steam Isolation Valves Van ống NMĐHN Nhà máy điện hạt nhân P Press RCS Áp suất hệ thống tải nhiệt PCTRAN Personal Computer Transient Analyzer Phần mềm mơ PHWR Pressurized Heavy Water Reactor Lò nước nặng áp lực PRB Press Reactor building Áp suất nhà lò PRZ Pressurizer Bình điều áp PWNT Power Neutron Flux Thơng lượng neutron PWR Pressurized Water Reactor Lò phản ứng nước áp lực QMWT Power Total megawatt thermal Công suất nhiệt toàn phần RBS Reactor Buiding Spray pump Máy bơm phun nhà lò RCP Reactor Coolant Pumps Máy bơm chất tải nhiệt RHR Residual Heat Removal pump Máy bơm loại bỏ nhiệt dư RPS Reactor Protection System Hệ thống bảo vệ lò RV Reactor Vessel Thùng lò RWST Refueling Water Storage Tank Bể lưu trữ nước dự phòng SG Steam Generator Bình sinh TAVG Temperature RCS average TBV Turbine Bypass Valve Van nhánh tuốc bin TCA Temperature Cold leg A Nhiệt độ chân lạnh A TCV Turbine Control Valve Van điều khiển tuốc bin THA Temperature Hot leg A Nhiệt độ chân nóng A Nhiệt độ trung bình hệ thống tải nhiệt vi Nhiệt độ cao nhiên TFPK Temp Peak fuel TPCT Temp Peak clad Nhiệt độ cao vỏ bọc TRB Temp Reactor building Nhiệt độ nhà lò VOL Volume RCS liquid WCFT Flow Accumulator Dòng từ tích trữ WCHG Flow Charging Dòng Charging WFWA Flow SG A feedwater WHPI Flow HPI Dòng áp suất cao WLPI Flow Low pressure injection Dòng tiêm áp suất thấp WLR Flow RCS leak WRCA Flow Reactor coolant loop A WSTA Flow SG A steam WTRA Flow SG A tube leak liệu Thể tích chất lỏng hệ thống tải nhiệt Dòng nước cấp cho bình sinh A Dòng rò rỉ khỏi hệ thống tải nhiệt Dòng nước vòng tuần hồn nối với bình sinh A Dòng hóa bình sinh A Dòng rò rỉ vỡ ống bình sinh A vii DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1 Số lượng công suất điện NMĐHN giới vận hành xây dựng tính đến 21/1/2015 Bảng 1.2 Các loại cơng nghệ lò phản ứng sử dụng giới tính đến 21/1/2015 Bảng 2.1 Tiết diện tán xạ, hấp thụ phân hạch số hạt nhân lượng neutron 0,025 eV 21 Bảng 2.2 Năng lượng ngưỡng Eng lượng liên kết B hạt nhân phân hạch 23 Bảng 2.3 Số neutron trung bình phân hạch 24 Bảng 3.1 Trạng thái hoạt động thiết bị giao diện PCTRAN 42 Bảng 4.1 Báo cáo tiến trình hoạt động lò cố chất tải nhiệt xảy chân nóng, chân lạnh với diện tích lỗ thủng 100 cm2 50 Bảng 4.2 Báo cáo tiến trình hoạt động lò cố vỡ ống bình sinh với tỉ lệ vỡ 100% 64 viii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1 Tỉ lệ đóng góp điện hạt nhân vào sản lượng điện quốc gia năm 2014 Hình 1.2 Sơ đồ nguyên lý hoạt động lò phản ứng nước áp lực (PWR) Hình 1.3 Sơ đồ khối nhà máy điện hạt nhân loại lò áp lực PWR Hình 1.4 Hệ thống phun nhà lò loại lò áp lực PWR 10 Hình 1.5 Hệ thống tải nhiệt lò phản ứng áp lực PWR vòng 10 Hình 1.6 Cấu trúc thùng lò 12 Hình 1.7 Sơ đồ mặt cắt bình sinh 13 Hình 1.8 Hệ thống điều chỉnh áp suất bình điều áp 14 Hình 1.9 Hệ thống làm mát lõi lò khẩn cấp 18 Hình 2.1 Cơ chế phân hạch hạt nhân 22 Hình 2.2 Mơ hình phát triển phản ứng dây chuyền U235 27 Hình 2.3 Sự giãn nở đỉnh cộng hưởng hiệu ứng Doppler 33 Hình 2.4 Sơ đồ động học đồng vị Xe135 36 Hình 3.1 Giao diện phần mềm PCTRAN PWR vòng phiên 4.0.8 41 Hình 3.2 Thanh trạng thái phần mềm PCTRAN PWR vòng 42 Hình 3.3 Menu Restart\Initial Condition 44 Hình 3.4 Danh sách điều kiện ban đầu cửa sổ Initial Conditions 44 Hình 3.5 Menu Code Control\Malfunctions 45 Hình 3.6 Cửa sổ danh sách cố 45 Hình 3.7 Cửa sổ thiết lập trạng thái cố 46 Hình 3.8 Cửa sổ Plot Variable Selection 46 Hình 3.9 Cửa sổ lựa chọn định dạng liệu xuất 47 Hình 3.10 Hệ thống kiểm sốt xạ phân bố liều mơ phần mềm PCTRAN PWR vòng 47 Hình 4.1 Giao diện PCTRAN PWR 4.0.8 vào giây 107 xảy cố chất tải nhiệt xảy chân nóng nối với bình sinh A 49 ix Lưu lượng nước (tấn/giờ) 18 90 WHPI 80 WRCA 40 Sự cố xảy 50 16 30 Dập lò 60 Sự cố xảy 17 70 Dập lò Lưu lượng nước (tấn/giờ) 100 15 20 10 14 500 1000 1500 2000 500 Thời gian (s) Hình 4.28 Lưu lượng nước từ máy 1500 2000 Hình 4.29 Lưu lượng nước bơm áp lực cao bơm vào vòng sơ cấp vòng tuần hồn A (WRCA) 200 140 Lưu lượng nước rò rỉ(tấn/giờ) 1000 Thời gian (s) WTRA 120 VOL 100 Sự cố xảy Thể tích (m3) 60 180 40 Dập lò 80 Dập lò Sự cố xảy 190 20 170 0 500 1000 1500 2000 500 1000 1500 2000 Thời gian (s) Hình 4.30 Lưu lượng nước rò rỉ Thời gian (s) Hình 4.31 Thể tích nước chỗ vỡ ống trao đổi nhiệt vòng sơ cấp (VOL) bình sinh A (WTRA) 66 330 160 155 290 280 140 135 130 125 120 Sự cố xảy Áp suất (bar) 300 145 Dập lò Sự cố xảy 310 P 150 THA TCA TAVG Dập lò Nhiệt độ (oC) 320 115 110 105 270 100 500 1000 Thời gian (s) 1500 2000 500 1000 Thời gian (s) 1500 Hình 4.32 Nhiệt độ chân nóng (THA), Hình 4.33 Áp suất vòng nhiệt độ chân lạnh (TCA), nhiệt độ sơ cấp (P) 2000 trung bình vòng sơ cấp (TAVG) Sự cố xảy 400 200 50 LVPZ 40 30 20 Dập lò 600 HTR Sự cố xảy 800 Mực nước bình điều áp (%) 60 Dập lò Cơng suất gia nhiệt (KW) 1000 10 0 500 1000 1500 2000 Thời gian (s) 500 1000 1500 2000 Thời gian (s) Hình 4.34 Cơng suất gia Hình 4.35 Mực nước bình nhiệt bình điều áp (HTR) điều áp (LVPZ) 67 2000 1200 800 400 0 500 1000 1500 1200 800 400 2000 Thời gian (s) 500 1000 1500 2000 Hình 4.36 Lưu lượng nước cấp cho Thời gian (s) Hình 4.37 Lưu lượng nước hóa bình sinh A (WFWA) bình sinh A (WSTA) 800 16 TFPK TPCT 700 12 600 Sự cố xảy Dập lò Nhiệt độ (oC) 14 Sự cố xảy LSGA 500 400 Dập lò Mực nước bình sinh A (m) Sự cố xảy Sự cố xảy 1600 WSTA 1600 Dập lò Lưu lượng hóa (tấn/giờ) WFWA Dập lò Lưu lượng nước cấp (tấn/giờ) 2000 300 200 10 500 1000 1500 2000 Thời gian (s) Hình 4.38 Mực nước bình sinh A (LSGA) 500 1000 1500 2000 Thời gian (s) Hình 4.39 Nhiệt độ cao nhiên liệu (TFPK) vỏ bọc nhiên liệu (TPCT)  Giây thứ 100, cố xảy Xét từ lúc xảy cố đến trước dập lò Vào thời điểm xảy cố (giây 100), áp suất hệ thống tải nhiệt cao áp suất bình sinh khoảng 100 bar Do chênh lệch áp suất, vị trí vỡ 68 ống trao nhiệt bình sinh hơi, lưu lượng lớn nước bị đẩy khỏi vòng sơ cấp vào bình sinh (hình 4.30) Điều gây mát chất tải nhiệt Áp suất vòng sơ cấp giảm (hình 4.33) Do áp suất vòng sơ cấp giảm nên vòi phun bình điều áp khơng hoạt động, khơng có phun nước từ vòi phun vào bình điều áp Nhằm hạn chế thay đổi áp suất, gia nhiệt bình điều áp tăng cơng suất hoạt động từ vài MW lên đến 932 MW (hình 4.34), dẫn đến mực nước bình điều áp giảm mạnh (hình 4.35) Dưới suy giảm mực nước bình điều áp, lưu lượng nước lớn dòng WCHG máy bơm HPI bơm vào bình điều áp (hình 4.27) Bình điều áp nối với vòng sơ cấp nên dòng WCHG có vai trò bổ sung nước vào vòng sơ cấp Vì lưu lượng nước rò rỉ khỏi vòng sơ cấp (hình 4.30) lớn dòng WCHG bơm vào vòng sơ cấp nên dẫn đến thể tích nước vòng sơ cấp giảm (hình 4.31) Mặc dù thể tích nước vòng sơ cấp giảm dòng WCHG liên tục bơm vào vòng sơ cấp nên lưu lượng nước vòng sơ cấp chu trình gắn với bình sinh A (WRCA) tăng lên (hình 4.29) Điều làm cho nhiệt độ chân nóng giảm nhẹ (hình 4.32) Sự rò rỉ chất tải nhiệt từ vòng sơ cấp sang vòng thứ cấp bên bình sinh với lượng nước cấp cho bình sinh giảm (hình 4.36) làm cho nhiệt độ bình sinh tăng lên Chất làm mát sau trao đổi nhiệt bình sinh vào chân lạnh Vì thế, rò rỉ chất tải nhiệt vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh làm nhiệt độ chân lạnh tăng nhẹ Sự giảm nhẹ nhiệt độ chân nóng, tăng nhẹ nhiệt độ chân lạnh làm cho nhiệt độ trung bình vòng sơ cấp gần khơng đổi (hình 4.32) Từ xảy cố đến dập lò, chất tải nhiệt vòng sơ cấp, suy giảm mực nước bình điều áp nguyên nhân làm cho áp suất vòng sơ cấp giảm (hình 4.33) Áp suất vòng sơ cấp giảm kéo theo dòng nước rò rỉ giảm (hình 4.30) Ở bình sinh hơi, lưu lượng nước cấp cho bình sinh giảm (hình 4.36) lưu lượng nước hóa gần khơng thay đổi (hình 4.37) làm cho mực nước bình sinh có xu hướng giảm Tuy nhiên, lượng nước rò rỉ thêm 69 vào bình sinh lớn lưu lượng thay đổi nước cấp nên mực nước bình sinh tăng lên (hình 4.38) Các giá trị độ phản ứng trì giá trị ban đầu (hình 4.24) chưa có chất hấp thụ neutron chèn thêm vào vùng hoạt Độ phản ứng không đổi kéo theo thông lượng neutron khơng đổi (hình 4.25) Phản ứng phân hạch dây chuyền diễn nên nhiệt độ cao nhiên liệu, vỏ bọc nhiên liệu không thay đổi (hình 4.39) Cơng suất nhiệt gần khơng đổi (hình 4.26)  Khoảng 233 giây sau cố, điều khiển chèn vào vùng hoạt dẫn đến dập lò Tại thời điểm van dẫn đến tuốc bin đóng  Xét từ dập lò đến giây 2000: Ngay sau van dẫn đến tuốc bin đóng, tuốc bin ngừng hoạt động Lập tức van xả mở để đưa xuống bể ngưng tụ Van FWIV FWIV đóng lại ngăn không cho nước cấp từ bể ngưng tụ bơm vào bình sinh A Sau dập lò, thay đổi độ phản ứng, thông lượng neutron cơng suất nhiệt cố vỡ ống bình sinh tương tự cố vỡ chân nóng, chân lạnh Độ phản ứng toàn phần mang giá trị âm (hình 4.24) Thơng lượng neutron cơng suất nhiệt giảm (hình 4.25, 4.26) Phản ứng phân hạch dây chuyền tắt dần dẫn đến nhiệt sinh từ phản ứng phân hạch giảm mạnh kéo theo nhiệt độ cao nhiên liệu giảm cách nhanh chóng, nhiệt độ cao vỏ bọc nhiên liệu giảm (hình 4.39) Sự đóng lại van FWIV1 khiến cho nước cấp tiếp tục bơm vào bình sinh A Điều làm cho lưu lượng nước cấp bơm vào bình sinh A giảm mạnh (hình 4.36) kéo theo lưu lượng nước bay giảm mạnh (hình 4.37) Trong đó, bình sinh hơi, nhiệt từ nước rò rỉ vào bình sinh làm cho nhiệt độ bình sinh A tăng nên nhiệt độ chân lạnh tăng nhanh Từ sau dập lò đến giây 346, nhiệt sinh từ phản ứng phân hạch giảm mạnh dẫn đến nhiệt độ chân nóng giảm (hình 4.32) Giây 347, áp suất vòng sơ cấp giảm xuống thấp 129,7 bar, máy bơm HPI dừng hoạt động, hai máy bơm HPI HPI đồng thời bật lên, tiến hành bơm nước vào vòng sơ cấp Do đó, từ thời điểm sau, khơng dòng nước 70 bơm vào vòng sơ cấp từ máy bơm HPI (hình 4.27) Dòng WHPI hai máy bơm HPI HPI bơm vào hệ thống tải nhiệt tăng mạnh (hình 4.28) Sự khởi động hai máy bơm an toàn áp suất cao làm tăng lưu lượng nước vòng tuần hồn A (WRCA) (hình 4.29) Nhiệt sinh từ phản ứng phân hạch dây chuyền với lưu lượng nước vòng tuần hồn A tăng lên làm cho nhiệt độ chân nóng nhiệt độ chân lạnh giảm sau tiến tới (hình 4.32) Vào giây 348, máy bơm MDAFW MDAFW bật lên, bơm nước từ bể cung cấp nước làm mát phụ vào bình sinh Tuy nhiên, lưu lượng nhỏ Từ giây 344 đến giây 364, gia nhiệt bình điều áp ngưng hoạt động (hình 4.34) thể tích nước vòng sơ cấp giảm (hình 4.31) kéo theo mực nước bình điều áp giảm (hình 4.35) Giây 365, bình điều áp khơng nước Từ sau dập lò đến giây 411, suy giảm nước cấp đến bình sinh A, lượng nước bay nhiều lượng nước rò rỉ vào bình sinh dẫn đến mực nước bình sinh A giảm Từ giây 411 trở sau, mực nước bình sinh tăng lên nước tiếp tục rò rỉ, vào tích trữ bình sinh (hình 4.38) Trước giây 447, nhiệt độ trung bình vòng sơ cấp (hình 4.32) mực nước bình điều áp (hình 4.35) giảm nhanh làm cho áp suất vòng sơ cấp giảm nhanh (hình 4.33) Giây 447, dòng WHPI bơm vào vòng sơ cấp lớn dòng nước rò rỉ Nước bơm vào tích lũy dần vòng sơ cấp dẫn đến thể tích nước vòng sơ cấp tăng lên (hình 4.31) Từ giây 447 trở sau, nhiệt độ chất tải nhiệt dần ổn định (hình 4.32), thể tích chất nước tăng lên làm cho lượng bình điều áp bị nén lại nên áp suất vòng sơ cấp tăng lên (hình 4.33) Thể tích nước vòng sơ cấp tiếp tục tăng lên, nước vào bình điều áp Giây 1251, mực nước bình điều áp bắt đầu tăng lên (hình 4.35) Sau dập lò, thay đổi áp suất vòng sơ cấp làm cho lưu lượng nước rò rỉ thay đổi theo (hình 4.30) 71 4.2.5 Khảo sát thời gian dập lò, suất liều cho tuyến giáp vùng EAB ứng với tỉ lệ vỡ khác ống trao đổi nhiệt bình sinh Các cố xảy giây 100 Khảo sát cố vỡ ống bình sinh xảy với tỉ lệ vỡ 30%, 40%, 50%, 100%, 200%, 500%, 1000% Kết DTHY - vỡ 30 % DTHY - vỡ 40 % DTHY - vỡ 50 % DTHY - vỡ 100 % DTHY - vỡ 200 % DTHY - vỡ 500 % DTHY - vỡ 1000 % 800 700 8000 600 6000 500 100 0 200 400 600 800 1000 1200 Dập lò vỡ 30% 200 Dập lò vỡ 40% 2000 Dập lò vỡ 50% 300 Dập lò vỡ 200% 400 4000 Dập lò vỡ 100% Suất liều cho tuyến giáp (mSV/giờ) 10000 Dập lò vỡ 500% Khoảng thời gian dẫn đến dập lò (s) ghi lại hình 4.40 4.41 100 1000 10000 Tỉ lệ vỡ (%) Hình 4.40 Khoảng thời gian dập lò Thời gian (s) Hình 4.41 Suất liều cho tuyến giáp ứng với tỉ lệ vỡ 30%, 40%, 50%, vùng EAB với tỉ lệ vỡ 30%, 40%, 100%, 200%, 500%, 1000% ống 50%, 100%, 200%, 500%, 1000% trao đổi nhiệt ống trao đổi nhiệt Hình 4.40 cho thấy, tỉ lệ vỡ nhỏ khoảng thời gian dẫn đến dập lò (tính từ có cố đến dập lò) dài Khi lò hoạt động bình thường, đồng vị iốt sinh từ phản ứng phân hạch dây chuyền Theo thời gian, số lượng đồng vị iốt vòng sơ cấp tăng dần Từ lúc xảy cố đến trước dập lò, chất tải nhiệt rò rỉ khỏi vòng sơ cấp mang theo đồng vị phóng xạ có iốt sang vòng thứ cấp Các đồng vị iốt theo van xả nước, đường xả máy bơm chân khơng bình ngưng tụ ngồi dẫn đến suất liều cho tuyến giáp vùng EAB tăng lên (hình 4.41) 72 Tỉ lệ vỡ nhỏ khoảng thời dẫn đến dập lò dài, đồng vị iốt vòng sơ cấp nhiều, lượng rò rỉ phóng xạ nhiều Suất liều DTHY lớn Với tỉ lệ vỡ nhỏ suất liều DTHY lớn (hình 4.41) Tại thời điểm dập lò, iốt sinh Tuy nhiên, thông lượng neutron giảm mạnh, phản ứng phân hạch dây chuyền tắt dần nên lượng iốt sinh dập lò nhiều so với khơng dập lò Điều làm cho suất liều DTHY giảm mạnh (hình 4.41) Vậy ứng với cố với tỉ lệ vỡ khác nhau, DTHY giảm mạnh dập lò 4.2.5 Đánh giá cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh Sau cố, độ phản ứng toàn phần giảm mạnh Thông lượng neutron công suất nhiệt, nhiệt độ cao nhiên liệu, nhiệt độ vòng sơ cấp gần đạt trạng thái ổn định Thể tích nước, áp suất vòng sơ cấp, mực nước bình điều áp, mực nước bình sinh lúc đầu giảm sau tăng lên Đối với tai nạn vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh hơi, nhiệt độ cao vỏ bọc nhiên liệu không vượt 1480 oC [7] Sau cố, nhiệt độ TPCT giảm mạnh thấp ngưỡng 1480 oC Vì thế, khơng làm hư hỏng vỏ bọc nhiên liệu khơng có rò thêm vật liệu phóng xạ vào vòng sơ cấp hỏng vỏ bọc nhiên liệu Theo tiêu chuẩn, giới hạn liều chấp nhận cho tuyến giáp cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh 300 rem (3000 mSV) [13] Với tỉ lệ vỡ 30%, 40%, 50%, 100%, 200%, 500%, 1000%, suất liều DTHY nằm giới hạn an toàn (do nhỏ 3000 mSV/2giờ) 73 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ KẾT LUẬN Trong luận văn, chúng tơi tìm hiểu cấu trúc lò phản ứng nước áp lực vòng, sở vật lý điều khiển lò phản ứng tiến hành mơ cố chất tải nhiệt (Loss of Coolant Accident) cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh A (Steam Generator A Tube Rupture) Qua phân tích cố chất tải nhiệt xảy chân nóng chân lạnh với diện tích lỗ thủng 100 cm2 3000 giây, nhận thấy hai cố chất tải nhiệt, tín hiệu dập lò xuất gần lúc Độ phản ứng, thông lượng neutron, thông số WCHG, WHPI, WCFT, nhiệt độ áp suất nhà lò thay đổi Suất liều cho tuyến giáp vùng EAB biến đổi nhau, không vi phạm tiêu chuẩn an toàn cho tuyến giáp Sự cố nước chân nóng chân lạnh với kích thước lỗ thủng 100 cm2 không gây hư hỏng vỏ bọc nhiên liệu Đối với cố chất tải nhiệt chân lạnh, nhận thấy áp suất vòng sơ cấp mau đạt trạng thái ổn định hơn, lưu lượng nước dòng áp lực thấp dao động với biên độ nhỏ so với cố chân lạnh Đồng thời, công suất nhiệt, nhiệt độ chân nóng, nhiệt độ chân lạnh, áp suất vòng sơ cấp mau đạt trạng thái ổn định Vậy, với cố vỡ nhỏ chân lạnh với kích thước lỗ vỡ 100 cm2 thơng số lò mau đạt trạng thái ổn định so với cố chân nóng Từ cố vỡ ống bình sinh A mô 2000 giây, với ống trao đổi nhiệt bình sinh bị vỡ hồn toàn cho thấy sau cố độ phản ứng toàn phần giảm mạnh Thông lượng neutron, công suất nhiệt, nhiệt độ cao nhiên liệu, nhiệt độ vòng sơ cấp giảm, dần đạt trạng thái ổn định Các thơng số thể tích nước, áp suất vòng sơ cấp, mực nước bình điều áp, mực nước bình sinh biến động, chưa ổn định Sự cố vỡ ống trao đổi nhiệt với tỉ lệ 100% không gây tổn thất vỏ bọc nhiên liệu 74 Qua cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh A với tỉ lệ vỡ vỡ 40%, 50%, 100%, 200%, 500%, 1000%, khảo sát thời gian dập lò theo tỉ lệ vỡ, khảo sát suất liều cho tuyến giáp vùng EAB Qua đó, nhận thấy khoảng thời gian dẫn đến dập lò (tính từ có cố đến dập lò) phụ thuộc vào tỉ lệ vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh Tỉ lệ vỡ nhỏ khoảng thời gian dài Với tỉ lệ vỡ 30%, 40%, 50%, 100%, 200%, 500%, 1000%, suất liều DTHY nằm giới hạn an toàn cho tuyến giáp Đảm bảo an toàn hạt nhân cho tuyến giáp KIẾN NGHỊ Phần mềm cung cấp kiến thức, kinh nghiệm vận hành lò phản ứng PWR, giúp hiểu sâu đáp ứng lò có cố Điều tạo tảng thuận lợi nghiên cứu, vận hành nhà máy điện thực tế Vì hữu ích đưa phần mềm vào công tác giảng dạy, đào tạo nhân lực để vận hành nhà máy điện hạt nhân tương lai Việt Nam Hiện nay, phần mềm quan lượng nguyên tử quốc tế cung cấp cho số quan, tổ chức hoạt động, nghiên cứu lĩnh vực hạt nhân Do đó, mở rộng đưa phần mềm vào đào tạo thêm lĩnh vực khác - lĩnh vực có liên quan có sử dụng nhà máy điện - tạo hiệu tối ưu nghiên cứu đào tạo nhân lực Mặc dù phần mềm nâng cấp với nhiều phiên số trường hợp tai nạn lò phần mềm chưa mơ Vì vậy, cần nghiên cứu, cải tiến đưa phiên nhằm khắc phục hạn chế phần mềm Để hiểu sâu đáp ứng lò PWR lò có cố, kết hợp khảo sát nhiều tai nạn lần chạy mô với mức độ cố khác 75 TÀI LIỆU THAM KHẢO  Tiếng Việt [1] Trần Quốc Dũng (2013), Giáo trình Vật Lý Lò Phản Ứng Hạt Nhân, thành phố Hồ Chí Minh, tháng 10 năm 2013 [2] Ngô Quang Huy (1995), Vật Lý Lò Phản Ứng Hạt Nhân, nxb Đại Học Quốc Gia Hà Nội [3] Huỳnh Tôn Nghiêm (2011), Động lực học lò phản ứng, Hà Nội [4] Nghị số 41/2009/QH12 ngày 25 tháng 11 năm 2009 Quốc hội chủ trương đầu tư dự án điện hạt nhân Ninh Thuận [5] Quyết định số 906/ QĐ-TTg ngày 17 tháng năm 2010 thủ tướng phủ việc phê duyệt định hướng quy hoạch phát triển điện hạt nhân Việt Nam giai đoạn đến năm 2030  Tiếng Anh [6] IBRAHIM.J, EWIM D.R., EDEOJA O.A (2013), “Simulation of Safety and Transient Analysis of a Pressurized Water Reactor using the Personal Computer Transient Analyzer”, Leonardo Electronic Journal of Practices and Technologies, pp.93-105 [7] International Atomic Energy Agency (IAEA) (2003), Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors, IAEA safety report series No 30 [8] Li-Chi Cliff Po (2011), Pesonal Computer Transient Analyzer for a two-loop PWR and Triga Reactor [9] Ragheb M (2006, 2008), NPRE 402/ ME 405 Nuclear Power Engineering [10] USNRC Technical Training Center, Reactor Concepts Manual- Pressurized Water Reactor Systems [11] U.S Nuclear Regulatory Commission (2003), Methods and Assumptions for evaluating radiological consequences of design basis accidents at light-water nuclear power reactors 76  Website [12] http://dienhatnhan.com.vn/?u=nws&su=d&cid=499&id=7651 [13] http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1302/ML13022A232.pdf [14] http://www.daotaohatnhan.com.vn/hoi-dap/362/Thanh -dieu -khien -trong-hethong-bao-ve-lo-phan-ung.html [15] https://www.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/NuclearShareofElectricityGeneration.aspx [16] http://www.inst.gov.vn/index.php/bai-viet/23/76/548/Diem-qua-su- phat- trien dien-hat -nhan-tren-the-gioi.html [17] http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/auxiliary-building.html [18] http://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part100/part100-0011.html 77 PHỤ LỤC Phụ lục: Các thông số PCTRAN PWR [5] 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 34 35 36 37 Label Time (sec) Temperature RCS average (°C) Temperature Hot leg A (°C) Temperature Hot leg B (°C) Temperature Cold leg A (°C) Temperature Cold leg B (°C) Flow Reactor coolant loop A (t/hr) Flow Reactor coolant loop B (t/hr) Pressure Steam generator A (bar) Pressure Steam generator B (bar) Flow SG A feedwater (t/hr) Flow SG B feedwater (t/hr) Flow SG A steam (t/hr) Flow SG B steam (t/hr) Volume RCS liquid (M3) Level Pressurizer (%) Void of RCS (%) Flow RCS leak (t/hr) Flow Przr PORV and safeties (t/hr) Spec Enthalpy Przr top discharge (kJ/kg) Spec Enthalpy RCS leak (kJ/kg) Flow HPI (t/hr) Flow Total ECCS (t/hr) Power Total megawatt thermal (MW) Level SG A wide range (M) Level SG B wide range (M) Power SG A heat removal (MW) Power SG B heat removal (MW) Level SG A narrow range (%) Level SG B narrow range (%) Power Turbine load (%) Flow SG A tube leak (t/hr) Flow SG B tube leak (t/hr) Temperature Przr saturation (°C) Power RHR removal rate (MW) Level Core water (M) Temp Loop A subcooling margin (oC) 78 Units sec °C °C °C °C °C t/hr t/hr bar bar t/hr t/hr t/hr t/hr M3 % % t/hr t/hr kJ/kg kJ/kg t/hr t/hr MW M M MW MW % % % t/hr t/hr °C MW M °C Name TIME TAVG THA THB TCA TCB WRCA WRCB PSGA PSGB WFWA WFWB WSTA WSTB VOL LVPZ VOID WLR WUP HUP HLW WHPI WECS QMWT LSGA LSGB QMGA QMGB NSGA NSGB TBLD WTRA WTRB TSAT QRHR LVCR SCMA ID 38 39 40 41 42 43 44 Label Temp Loop B subcooling margin (°C) Clad failure (%) Press Reactor building (bar) Press Partial RB air (bar) Temp Reactor building (°C) Level RB sump water (M) Ratio Departure from nuclear boiling Units °C % bar bar °C M - Name SCMB FRCL PRB PRBA TRB LWRB DNBR 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 Power Fan cooler heat removal (MW) Flow Total break entering RB (t/hr) Flow Pressurizer spray (t/hr) Flow Containment spray (t/hr) Power Pressurizer heater (KW) Mass H2 generated by Zr-H2O (kg) Concentration RB hydrogen (%) Reactivity Soluble boron (%dk/k) Reactivity Mod temperature (%dk/k) Reactivity Fuel (Doppler) (%dk/k) Reactivity Rod (%dk/k) Reactivity Total (%dk/k) Power Neutron Flux (%) Power Core thermal (%) Temp Submerged fuel average (°C) Temp Peak fuel (°C) Temp Average fuel (°C) Temp Peak clad (°C) Flow Accumulator (t/hr) MW t/hr t/hr t/hr KW kg % %dk/k %dk/k %dk/k %dk/k %dk/k % % °C °C °C °C t/hr QFCL WBK WSPY WCSP HTR MH2 CNH2 RHBR RHMT RHFL RHRD RH PWNT PWR TFSB TFPK TF TPCT WCFT 64 Flow Low pressure injection (RHR) (t/hr) t/hr WLPI 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 Flow Charging (t/hr) Rad Monitor RB air (CPM) Rad Monitor Steam Line (CPM) Rad Monitor Condenser Off-gas (CPM) Rad Monitor Aux Building Air (CPM) Activity RC Coolant (CPM) Concentration RC I-131 Eq (GBq/cc) Rad Rel Rate RB (GBq/s) Rad Rel Rate SG Valves (GBq/s) Rad Rel Rate Condenser Off-gas (GBq/s) Mass Total Leakage out of RB (kg) t/hr CPM CPM CPM CPM CPM GBq/cc GBq/s GBq/s GBq/s Kg WCHG RM1 RM2 RM3 RM4 RC87 RC131 STRB STSG STTB RBLK 79 ID 76 77 78 79 80 81 82 Label Mass Total Leakage out of SGs (kg) Dose Rate EAB Thyroid (mSv/hr) Dose Rate EAB Whole Body (mSv/hr) Press RCS (bar) Flow SG A MSV/ADV Flow SG B MSV/ADV Flow Letdown (t/hr) 80 Units Kg mSv/hr mSv/hr bar t/hr t/hr t/hr Name SGLK DTHY DWB P WRLA WRLB WLD ... cố nước tải nhiệt cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh lò PWR Chúng tơi thực cho loại lò phản ứng nước áp lực (PWR) vòng tuần hồn với chu trình sơ cấp gồm bình sinh Mục tiêu luận văn khảo sát cố. .. thống tải nhiệt lò phản ứng áp lực PWR vòng 10 Hệ thống tải nhiệt lò phản ứng nước áp lực PWR bao gồm thiết bị vòng sơ cấp: thùng lò, bình sinh hơi, bình điều áp, bơm nước tải nhiệt, ống tải nhiệt. .. vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh A Với tỉ lệ vỡ 100%, mô cố 2000 giây phân tích, đánh giá thơng số hoạt động lò Chúng tơi mơ cố vỡ ống trao đổi nhiệt bình sinh A với tỉ lệ vỡ khác để khảo sát