Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera Xác định phân bố dược chất phóng xạ trong phantom nema bằng máy SPECT gamma camera
ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN MINH NHẬT MÔ PHỎNG SỰ CỐ MẤT NƯỚC LÀM MÁT LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁP LỰC BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ TP HỒ CHÍ MINH – 2012 ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN MINH NHẬT MÔ PHỎNG SỰ CỐ MẤT NƯỚC LÀM MÁT LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁP LỰC BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử, Hạt nhân Năng lượng cao Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ Người hướng dẫn khoa học: TS VÕ HỒNG HẢI TP HỒ CHÍ MINH - 2012 i LỜI CẢM ƠN Luận văn kết trình học tập nghiên cứu trường Đại học Khoa học tự nhiên Thành phố Hồ Chí Minh Với tình cảm chân thành, tác giả xin gửi lời tri ân đến quý thầy cô giáo tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 20 chuyên ngành Vật lý hạt nhân Đặc biệt tác giả xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến thầy hướng dẫn TS Võ Hồng Hải, người tận tình hướng dẫn, giúp đỡ tác giả nghiên cứu đề tài hoàn chỉnh luận văn Xin cảm ơn thầy PGS TS Châu Văn Tạo, trưởng môn Vật lý hạt nhân trường Đại học Khoa học tự nhiên Thành phố Hồ Chí Minh Người có ý kiến đóng góp tạo điều kiện, mơi trường làm việc tốt để tác giả hoàn thành luận văn Xin cảm ơn Th.S Nguyễn Quang Duy hỗ trợ cho tác giả nhiều tài liệu quan trọng luận văn Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn khơng tránh khỏi thiếu sót, mong nhận ý kiến đóng góp bổ sung q thầy Thành phố Hồ Chí Minh, ngày 15 tháng 09 năm 2012 Tác giả luận văn Nguyễn Minh Nhật ii MỤC LỤC Trang LỜI CẢM ƠN i MỤC LỤC ii DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT vi DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU vii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ viii MỞ ĐẦU xi CHƯƠNG - TỔNG QUAN VỀ NĂNG LƯỢNG HẠT NHÂN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT VẬT LÝ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 1.1 Tình hình lượng điện hạt nhân giới nói chung Việt Nam nói riêng .1 1.1.1 Trên giới 1.1.2 Việt Nam 1.2 Lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ áp lực hai vòng 1.2.1 Giới thiệu lò nước nhẹ áp lực hai vòng 1.2.2 Cấu trúc lò phản ứng nước nhẹ áp lực hai vòng .7 1.2.2.1 Nguyên tắc thiết kế nhà máy .7 1.2.2.2 Cấu tạo nguyên lý hoạt động nhà máy 1.3 Vật lý lò phản ứng hạt nhân .23 1.3.1 Neutron 23 1.3.2 Tán xạ hấp thụ neutron 25 1.3.3 Phản ứng phân hạch hạt nhân .26 1.3.4 Phản ứng dây chuyền 29 iii 1.3.4.1 Khái niệm .29 1.3.4.2 Điều khiển phản ứng dây chuyền 30 1.3.4.3 Chu trình neutron công thức hệ số 31 1.4 Cơ sở vật lý điều khiển lò phản ứng 34 1.4.1 Độ phản ứng 34 1.4.2 Động học lò phản ứng 35 1.4.2.1 Những đáp ứng lò phản ứng với thay đổi bước độ phản ứng dương 35 1.4.2.2 Chu kỳ lò phản ứng 35 1.4.2.3 Vai trò neutron trễ .36 1.4.2.4 Phương trình động học lò điểm .38 1.4.3 Sự thay đổi độ phản ứng ảnh hưởng nhiệt độ khoảng trống 38 1.4.3.1 Độ phản ứng hàm cơng suất lò 38 1.4.3.2 Cơ sở vật lí ảnh hưởng nhiệt độ tới độ phản ứng 39 1.4.4 Nhiễm độc sản phẩm phân hạch 41 1.4.4.1 Những ảnh hưởng nhiễm độc sản phẩm phân hạch tới độ phản ứng 42 1.4.4.2 Sự tích tụ độ phản ứng Xenon 42 1.4.4.3 Sự tích tụ Iốt Xenon tới hàm lượng cân 43 1.4.4.4 Những hiệu ứng tức thời Xenon 45 CHƯƠNG - GIỚI THIỆU PHẦN MỀM MÔ PHỎNG PCTRAN PWR CỦA MICRO SIMULATION TECHNOLOGY PHIÊN BẢN 4.0.8 46 2.1 Giới thiệu phần mềm PCTRAN- 4.0.8 .46 2.2 Hệ thống nhà máy nước áp lực hai vòng phần mềm PCTRAN PWR, phiên 4.0.8 47 iv 2.2.1 Hệ thống nhà máy PWR PCTRAN .52 2.2.2 Kiểm soát cơng suất lò 52 2.2.3 Kiểm sốt mực nước bình điều áp 52 2.2.4 Kiểm sốt áp suất bình điều áp .53 2.2.5 Kiểm sốt bình sinh 53 2.2.6 Hệ thống bảo vệ lò 54 2.2.7 Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp 54 2.2.8 Hệ thống nhà lò .54 CHƯƠNG - MƠ TẢ SỰ CỐ VÀ PHƯƠNG PHÁP MƠ PHỎNG LỊ PWR- VÒNG BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN 55 3.1 Sự cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động 56 3.1.1 Mô tả cố 56 3.1.2 Thiết lập điều khiển mô .57 3.1.3 Chạy mô .57 3.2 Sự cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động hai van cung cấp nước bị khóa 59 3.2.1 Mô tả cố 59 3.2.2 Thiết lập điều khiển mô .59 3.2.3 Chạy mô .59 3.3 Sự cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động, hai van cung cấp nước bị khóa hai máy bơm tải nhiệt (RCP) bị hỏng 60 3.3.1 Mô tả cố 60 3.3.2 Thiết lập điều khiển mô .60 3.3.3 Chạy mô .61 v CHƯƠNG - PHÂN TÍCH KẾT QUẢ MƠ PHỎNG .62 4.1 Sự cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh bị ngừng hoạt động .63 4.1.1 Kết mô 63 4.1.2 Phân tích kết mô cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh bị ngừng hoạt động 70 4.2 Sự cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động hai van cung cấp nước bị khóa 71 4.2.1 Kết mô 71 4.2.2 Phân tích kết mơ cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động hai van cung cấp nước bị khóa .78 4.3 Sự cố hệ thống máy bơm nước cấp ngừng hoạt động, hai van cung cấp nước bị khóa hai máy bơm tải nhiệt (RCP) bị hỏng 79 4.3.1 Kết mô 79 4.3.2 Phân tích kết mơ cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động, hai van cung cấp nước bị khóa hai máy bơm tải nhiệt (RCP) bị hỏng .87 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 88 DANH MỤC CƠNG TRÌNH KHOA HỌC .90 TÀI LIỆU THAM KHẢO .92 PHỤ LỤC 93 Phụ lục 1: Bảng thông số PCTRAN 93 Phụ lục 2: Hình mẫu thiết bị lò áp lực nước nhẹ Westinghouse 95 vi DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT ACC Accumulators Bộ tích trữ BWR Boiling Water Reactor Lò phản ứng nước sơi CANDU Canada Deuterium Uranium CVCS Chemical and Volume Control System ECCS Emergency Core Cooling Systems HPSI High Pressure Safety Injection IAEA International Atomic Energy Agency Cơ quan NLNT quốc tế IC Initial Conditions Điều kiện ban đầu LPSI Low Pressure Safety Injection MST Micro Simulation Technology NMĐHN Nhà máy điện hạt nhân PCTRAN Personal Computer Transient Analyzer PHWR Pressurized Heavy- Water- moderated Reactor Hệ thống kiểm sốt hóa chất Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp Hệ thống phun an toàn áp suất cao Hệ thống phun an toàn áp suất thấp Công ty sản xuất phần mềm Phần mềm mô Lò nước nặng PRZ Pressurizer Bình điều áp PWR Pressurized Water Reactor Lò nước áp lực RCP Reactor Coolant Pumps Máy bơm chất tải nhiệt RWST Refueling Water Storage Tank Bể lưu trữ dự phòng SG Steam Generator Bình sinh TBV Turbine Bypass Valve Van vòng tuốc bin TCV Turbine Control Valve Van điều khiển tuốc bin vii DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1: Phân bố điện hạt nhân giới (Tính đến 31.12.2011) .3 Bảng 1.2: Tiết diện tán xạ, hấp thụ phân hạch số hạt nhân 26 Bảng 1.3: Năng lượng ngưỡng lượng liên kết số hạt nhân 27 Bảng 3: Các thông số lò phản ứng điều kiện hoạt động bình thường 56 Bảng : Kịch mơ cố theo thời gian 62 viii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1: Sơ đồ cấu trúc hệ thống lò phản ứng nước áp lực PWR- vòng .6 Hình 1.2: Sơ đồ nhà máy điện hạt nhân PWR- vòng Hình 1.3: Sơ đồ cấu trúc lò phản ứng hạt nhân .8 Hình 1.4: Cấu tạo bình sinh 14 Hình 1.5: Cấu tạo máy bơm tải nhiệt 15 Hình 1.6: Cấu tạo bình điều áp .17 Hình 1.7: Hệ thống bơm nước an toàn 20 Hình 1.8: Hệ thống phun làm mát thùng bao 21 Hình 1.9: Kích thước cấu tạo ngun tử 24 Hình 1.10: Sơ đồ phân rã beta neutron .24 Hình 1.11: Sơ đồ đơn giản nguyên lý phản ứng phân hạch 28 Hình 1.12: Hình vẽ biểu diễn sơ đồ hệ số nhân chu trình neutron .33 Hình 2.1: Các trạng thái máy bơm giao diện hệ thống 47 Hình 2.2: Các trạng thái van giao diện hệ thống .48 Hình 2.3: Các trạng thái quạt làm mát giao diện hệ thống 48 Hình 2.4: Các trạng thái máy bơm giao diện hệ thống 48 Hình 2.5: Giao diện phần mềm .49 Hình 3.1: Menu Restart/ Initial Condition 57 Hình 3.2: Danh sách điều kiện ban đầu cửa sổ IC .57 Hình 3.3: Máy bơm chuyển từ hoạt động sang ngừng hoạt động .58 Hình 3.4: Danh sách vẽ biểu đồ 58 Hình 3.5: Van cung cấp nước hoạt động chuyển sang ngừng hoạt động .60 Hình 3.6: Máy bơm RCP hoạt động chuyển sang ngừng hoạt động 61 Hình 4.1: Giao diện phần mềm mô tai nạn 720 giây 63 Hình 4.3: Lưu lượng nước bay bình sinh A (WSTA) 66 Hình 4.2: Lưu lượng nước bơm vào bình sinh A (WFWA) 66 Hình 4.5: Áp suất bình sinh A (PSGA) 66 Hình 4.4: Mực nước bình sinh A (LSGA) .66 82 Nước khơng bơm vào bình sinh A từ lúc cố 4.2 đến xảy cố 4.3, hình 4.37 Vì nước bình sinh A cạn nên khơng tiếp tục để sinh làm quay tuốc bin Áp suất bình ln ổn định 65,5 (kg/cm2), hình 4.38 Nhiệt độ chân lạnh A tăng mạnh nhiệt độ chân nóng A, hình 4.39 Điều quan sát trực tiếp hình chương trình Khi máy bơm tuần hoàn bị ngắt, toàn lượng nước bơm vào để làm mát lò khơng Nên lưu lượng nước làm mát chảy vào lò thể tích chất lỏng lõi lò giảm 0, hình 4.40 4.41 Nước lò cạn nên khơng nước sinh Vì vậy, nhiệt độ hệ thống làm mát lò giữ nhiệt độ khoảng 3470C, hình 4.42 Bảng số liệu cho thấy áp suất lò cao nhiệt độ tăng nên hệ thống bơm điều áp giảm tránh gây nổ lò, hình 4.43 Mặc dù hệ thống HPIP ECCS bật lên lưu lượng nước bơm vào khơng nhiều trước, hình 4.44 4.45 Thơng lượng neutron giảm dần từ bị dập lò cố này, hình 4.46 Nước làm mát lò bị giảm đáng kể nên nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu tăng nhiệt độ liên tục, đạt đến 22250C, hình 4.46 Khi mực nước hạ xuống thấp làm cho nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu lộ ngồi khơng khí Sự phản ứng hóa học vỏ Zicrom với nước lò làm cho vỏ bọc bị nóng chảy ngày nhiều, hình 4.47 Khối lượng khí H2 sinh nhiều Điều làm cho áp suất lò cao gây nguy hiểm cho nhà lò, hình 4.48 Sự cố máy bơm tải nhiệt bị hỏng làm cho nhiệt độ lõi lò tăng nhanh Chính việc nóng chảy vỏ bọc nhiên liệu- có tác dụng giữ chất phóng xạ khơng ngồi- làm cho hàm lượng Iốt, Xenon, Krypton ngồi tăng nhanh chóng lõi lò so với cố 4.1 4.2, hình 4.50, 4.51, 4.52 83 18 200 16 S 12 S ) 14 150 10 VOL Lưu lư Th 100 50 WRCA 0 2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.39: Thể tích chất lỏng hệ thống làm mát lò (VOL) 2000 4000 6000 C) 350 340 330 320 Nhi 310 300 S 290 TAVG 280 270 2000 4000 6000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.38: Lưu lượng dòng chảy làm mát lò qua vòng A (WRCA) 360 8000 8000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.40: Nhiệt độ trung bình hệ thống làm mát lò (TAVG) 100 0.020 80 0.015 60 S 0.025 S WHPI 0.010 LVPZ 40 0.005 20 0.000 2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.42: Lưu lượng nước bơm vào lò từ máy bơm áp lực cao (WHPI) Đ Lưu lư 84 0 2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.41: Độ biến đổi mực nước bình điều áp (LVPZ) 100 0.025 80 0.020 60 Thông lư PWNT 20 WECS S 40 Lưu lư 0.015 0.010 0.005 0.000 0 2000 4000 6000 8000 10000 12000 2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 14000 Thời gian (s) Hình 4.43: Thơng lượng neutron sinh (PWNT) Thời gian (s) Hình 4.44: Lưu lượng nước bơm vào máy bơm làm mát khẩn cấp (WECS) 85 100 2500 80 C) 2000 60 1500 40 500 S FRCL Đ TFPK TPCT S Nhi 1000 20 0 0 2000 4000 6000 8000 10000 12000 2000 4000 6000 200 150 S 100 MH2 Kh 12000 14000 Hình 4.45: Độ nóng chảy vỏ bọc nhiên liệu (FRCL) Hình 4.46: Nhiệt độ cao nhiên liệu (TFPK) vỏ bọc nhiên liệu (TPCT) 50 2000 10000 Thời gian (s) Thời gian (s) 8000 14000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.47: Khối lượng khí H2 sinh từ phản ứng Zr - H2O (MH2) 86 100 XE131M XE133M XE133 XE135M XE135 XE138 S 10 1 0.1 I131 I132 I133 I134 I135 0.1 S Ho Ho 10 0.01 2000 4000 6000 8000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.48: Hoạt độ đồng vị Xenon sinh hệ thống sơ cấp 2000 4000 6000 8000 S KR83M KR85M KR85 KR87 KR88 Ho 10 0.1 4000 6000 8000 14000 Hình 4.49: Hoạt độ đồng vị Iốt sinh hệ thống sơ cấp 100 2000 12000 Thời gian (s) 1000 10000 10000 12000 14000 Thời gian (s) Hình 4.50: Hoạt độ đồng vị Krypton sinh hệ thống sơ cấp 87 4.3.2 Phân tích kết mơ cố hệ thống máy bơm nước cấp cho bình sinh ngừng hoạt động, hai van cung cấp nước bị khóa hai máy bơm tải nhiệt (RCP) bị hỏng Thơng lượng neutron hồn tồn bị hấp thụ điều khiển từ dập lò, hình 4.46 Tại 10000 giây, máy bơm tải nhiệt gặp cố làm cho lưu lượng nước làm mát bơm vào hệ thống lò suy giảm nhiều, hình 4.40 Việc làm mát lò thực nhiều hệ thống làm mát độc lập đa dạng: hệ thống làm nước lò phản ứng, hệ thống khử nhiệt phân rã, hệ thống làm mát cách ly lõi lò, hệ thống làm mát chất lỏng dự phòng, hệ thống làm mát lõ lò khẩn cấp (hình 4.45).Vì nhiệt độ lõi lò cao nên nước lò nóng, dẫn đến áp suất lõi lò tăng Hệ thống bình điều áp hạ thấp xuống cách điều chỉnh lưu lượng nước bình điều áp để tránh áp suất tăng q cao lò, hình 4.43 Nước làm mát khơng bơm vào được, mà nhiệt độ lõi lò chưa hạ thấp, nên lúc xảy tượng nước hóa Và mực nước hệ thống làm lạnh lò hạ xuống nhanh chóng, hình 4.41 Thanh nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu bắt đầu lộ bề mặt nước Nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu vượt 12000C, gây phản ứng Zircaloy nước lõi lò Phản ứng oxi hóa tạo khí H2 ngày nhiều, hình 4.47, 4.48, 4.49 Áp suất ngày tăng lò Vì để đảm bảo an tồn cho nhà lò nên hệ thống van cứu trợ van an tồn bình điều áp mở nhằm giảm bớt áp suất lò Tuy nhiên, việc xả khí ngồi làm cho khí H2 phản ứng với O2 khơng khí gây cố nghiêm trọng thời điểm 13545 giây 13716 giây Lúc hình chương trình chuyển sang màu cam 88 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ KẾT LUẬN Luận văn hoàn thành tiến độ đạt yêu cầu đề tài đề ra: Tìm hiểu cấu trúc lò áp lực nước nhẹ vòng - Các bó nhiên liệu - Các điều khiển - Chất làm chậm neutron - Chất tải nhiệt chất làm mát lò - Bình sinh - Máy bơm tải nhiệt lò phản ứng (Máy bơm tuần hồn) - Bình điều áp - Thùng lò - Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp - Hệ thống phun làm mát thùng bao - Hệ thống chi viện nước cho lò tạo nước - Nhà lò Tìm hiểu lý thuyết sở vật lý điều khiển lò phản ứng - Độ phản ứng - Động học lò phản ứng Qua q trình khảo sát cấu trúc lò, nguyên lý hoạt động lò, nguyên lý hoạt động phận cấu trúc lò, giúp ta thấy hệ thống hoạt động cách đồng nhằm mang lại hiệu tối ưu Mô cố với phần mềm Với giả thiết lò phản ứng nước áp lực vòng gặp cố liên tiếp mô phỏng, thấy có thay đổi lớn nhiệt độ, cơng suất, thông lượng neutron hoạt độ sinh đồng vị phóng xạ Việc nước làm mát lò từ việc ngắt máy bơm tải nhiệt cho thấy tầm quan trọng nước làm mát Điều minh chứng vụ động đất sóng thần xảy liên tiếp nhà máy 89 điện Fukushima- Nhật Bản vào ngày 11/3 khiến hệ thống điện tuốc bin bị ngắt, làm cho nước làm mát vào lò Sau thời gian, gây nóng chảy nhiên liệu nổ lò số số KIẾN NGHỊ Lò PWR có độ an tồn tính khả dụng cao Vì vậy, loại lò phù hợp để chọn xây dựng nhà máy điện hạt nhân Việt Nam tình hình kinh tế Việc sử dụng phần mềm PCTRAN để mơ tai nạn lò phản ứng mang lại kết đáng tin cậy Điều tốt công tác giảng dạy, đào tạo nhân lực để vận hành nhà máy điện hạt nhân tương lai Việt Nam 90 DANH MỤC CƠNG TRÌNH KHOA HỌC Đã báo cáo Oral Hội nghị khoa học công nghệ hạt nhân cán trẻ ngành lượng nguyên tử lần thứ hai, tổ chức ngày 01/10/2012 Hà Nội KHẢO SÁT TAI NẠN LÒ ÁP LỰC PWR CHO TRƯỜNG HỢP MÁY BƠM NƯỚC CẤP GẶP SỰ CỐ BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG PCTRAN NGUYỄN MINH NHẬT (1), VÕ HỒNG HẢI (2) (2) Bộ môn Vật lý hạt nhân, trường Đại học khoa học tự nhiên, TP Hồ Chí Minh Email: nmnhat1987@gmail.com Tóm tắt: Tai nạn xảy với lò phản ứng lúc ta biết trước thời điểm Sự cố mang lại hậu nghiêm trọng hay khơng phụ thuộc vào phận gặp cố Nếu người vận hành lò thiếu kinh nghiệm, chun mơn khơng phản ứng kịp thời trước phản ứng lò tai nạn trở nên tồi tệ Vì vậy, nay, có nhiều chương trình mơ tai nạn lò phản ứng hạt nhân nhằm dự báo, ngăn chặn giảm cố xuống mức an toàn cần thiết PCTRAN (Personal Computer Transient Analyzer) phần mềm mô tai nạn nhà máy điện hạt nhân sử dụng số nước giới như: Đức, Nhật Bản, Hàn Quốc Trong báo cáo này, thực khảo sát tai nạn hệ thống máy bơm cung cấp nước cho bình sinh lò phản ứng gặp cố Các thông số vật lý: thơng lượng neutron, nhiệt độ lõi lò, nhiệt độ nhiên liệu, hoạt độ phóng xạ khảo sát Từ khóa: PCTRAN, PWR 91 STUDYING ACCIDENT OF ONE FEEDWATER PUMP ON PWR- LOOP BY PCTRAN SOFTWARE SIMULATOR NGUYEN MINH NHAT (1), VO HONG HAI (2) (2) Nuclear Physics Department, University of Science, Ho Chi Minh City Email: nmnhat1987@gmail.com Abstract: Predicting accidents caused by nuclear power plants is very important to nuclear reactor operators Until now, there have been several simulation softwares developed on accidents of nuclear reactor PCTRAN (Personal Computer Transient Analyzer), one of the simulation software on accidents of the nuclear power plant, is used in some countries such as Germany, Japan, Korea, etc In this report, we investigate an accident of feedwater pump of steam generator broken down We study for pressurized water reactor (PWR), type PWR- loop Physical parameters of power neutron flux, the temperature of reactor core, the temperature of fuel rods, etc are observed and presented Keyword: PCTRAN, PWR 92 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt: [1] Nguyễn Quang Duy (2010), Tìm hiểu cấu trúc mơ cố lò phản ứng nước áp lực vòng phần mềm PCTRAN, Trường Đại học Cần Thơ [2] Ngô Quang Huy (2005), Vật lý lò phản ứng hạt nhân, Nhà xuất Đại học Quốc gia Hà Nội [3] Bộ khoa học công nghệ Năng lượng nguyên tử Việt Nam (2011), Báo cáo nghiên cứu công nghệ điện hạt nhân Tiếng Anh: [4] IAEA (2003), CNSC Science and Reactor Fundamentals- Reactor Physics [5] John R Lamarsh and Anthony J Baratta, Introduction to Nuclear Engineering, Third Edition [6] M Ragheb (2006, 2008), NPRE 402/ ME 405 Nuclear Power Engineering [7] Mitsubishi Heavy Industries LTd (03/2007), Mitsubishi Nuclear Power Technologies, Conference on New Nuclear Units in Hungary [8] IAEA Workshop on NPP Simulators for Education Bucharest (July 2006), Personal Computer Transient Analyzer For a Two- loop PWR, Romania [9] State-of-the-art Report Nuclear Energy Agency NEA (2009), Nuclear Fuel Behaviour in Loss-of-coolant Accident (LOCA) Conditions [10] USNRC Technical Training Center, Reactor Concepts Manual- Pressurized Water Reactor Systems Website: [11] http://www.microsimtech.com/pctran/ [12] http://www.iaea.org/NuclearPower/Technology/Training/Simulators/ [13] http://www.iaea.org/pris/ 93 PHỤ LỤC Phụ lục 1: Bảng thông số PCTRAN ID 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 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 (kt/hr) Flow Reactor coolant loop B (kt/hr) Pressure Steam generator A (kg/cm2) Pressure Steam generator B (kg/cm2) 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) Units sec °C °C °C °C °C kt/hr kt/hr kg/cm2 kg/cm2 t/hr t/hr t/hr t/hr M3 % % t/hr t/hr kJ/kg kJ/kg Name TIME TAVG THA THB TCA TCB WRCA WRCB PSGA PSGB WFWA WFWB WSTA WSTB VOL LVPZ VOID WLR WUP HUP HLW ID 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 Label 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) Temp Loop B subcooling margin (°C) Clad failure (%) Press Reactor building (kg/cm2) Press Partial RB air (kg/cm2) Temp Reactor building (°C) Units t/hr t/hr MW M M MW MW % % % t/hr t/hr °C MW M °C °C % kg/cm2 kg/cm2 °C Name WHPI WECS QMWT LSGA LSGB QMGA QMGB NSGA NSGB TBLD WTRA WTRB TSAT QRHR LVCR SCMA SCMB FRCL PRB PRBA TRB 94 ID Label 43 Level RB sump water (M) 44 Ratio Departure from nuclear boiling Units M - Name LWRB DNBR 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 MW t/hr t/hr t/hr KW kg % %dk/k %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 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) ID Label 64 Flow Low pressure injection (RHR) (t/hr) 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 Flow Charging (t/hr) Rad Monitor RB air (mSv/h) Rad Monitor Steam Line (mSv/h) Rad Monitor Condenser Off-gas (mSv/h) Rad Monitor Aux Building Air (mSv/h) Concentration RC Kr-87 Eq (Bq/gm) Concentration RC I-131 Eq (Bq/gm) 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) Mass Total Leakage out of SGs (kg) Dose Rate EAB Thyroid (mSv/hr) Dose Rate EAB Whole Body (mSv/hr) Press RCS (kg/cm2) Flow SG A MSV/ADV Flow SG B MSV/ADV Flow Letdown (t/hr) Units Name t/hr WLPI t/hr mSv/h mSv/h mSv/h mSv/h Bq/gm Bq/gm GBq/s GBq/s GBq/s Kg Kg mSv/hr mSv/hr kg/cm2 t/hr t/hr t/hr WCHG RM1 RM2 RM3 RM4 RC87 RC131 STRB STSG STTB RBLK SGLK DTHY DWB P WRLA WRLB WLD 95 Phụ lục 2: Hình mẫu thiết bị lò áp lực nước nhẹ Westinghouse Bình sinh Bình điều áp Hệ thống làm mát lò (Steam Generator) (Pressurizer) (Reactor Coolant System) 96 Mặt cắt thùng lò phản ứng Máy bơm tuần hoàn Nhiên liệu lắp đặt (Reactor Vessel Cutaway) (Reactor Coolant Pump) (Fuel Installed) ... chọn cơng nghệ lò áp lực nước nhẹ để xây dựng Trong đề tài này, tìm hiểu loại lò mơ cố xảy lò 1.2 Lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ áp lực hai vòng 1.2.1 Giới thiệu lò nước nhẹ áp lực hai vòng Lò nước. .. Việt Nam 1.2 Lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ áp lực hai vòng 1.2.1 Giới thiệu lò nước nhẹ áp lực hai vòng 1.2.2 Cấu trúc lò phản ứng nước nhẹ áp lực hai vòng .7 1.2.2.1... HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN MINH NHẬT MÔ PHỎNG SỰ CỐ MẤT NƯỚC LÀM MÁT LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁP LỰC BẰNG PHẦN MỀM PCTRAN Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử, Hạt nhân Năng lượng cao