Phân tích an toàn thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân PWR

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN *** LÊ TRẦN CHUNG PHÂN TÍCH AN TỒN THỦY NHIỆT LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN PWR LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC HÀ NỘI 2011 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN LÊ TRẦN CHUNG PHÂN TÍCH AN TỒN THỦY NHIỆT LỊ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN PWR Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân lượng cao Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS LÊ CHÍ DŨNG MỤC LỤC MỤC LỤC DANH MỤC HÌNH VẼ DANH MỤC BẢNG BIỂU DANH MỤC THUẬT NGỮ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN MỞ ĐẦU Lý chọn đề tài Mục đích nghiên cứu Đối tượng nghiên cứu Giới hạn phạm vi nghiên cứu Nhiệm vụ nghiên cứu Phương pháp nghiên cứu Cấu trúc luận văn CHƯƠNG TỔNG QUAN VỀ SỰ SỐ LOCA TRONG LÒ PHẢN ỨNG PWR 1.1 Lò phản ứng PWR 10 1.2 Giới thiệu cố LOCA 12 1.3 Lý thuyết tính tốn thủy nhiệt 20 CHƯƠNG SỰ CỐ MẤT NƯỚC TẢI NHIỆT VỚI VẾT NỨT CĨ KÍCH THƯỚC NHỎ (SB - LOCA ) 26 2.1 Sự cố nước tải nhiệt vết nứt nhỏ SB-LOCA 26 2.2 Các pha chuyển tiếp cố SB–LOCA 28 2.3 Các tượng vật lý cố SB–LOCA làm cho vùng hoạt bị phơi trần 44 CHƯƠNG CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN THỦY NHIỆT RELAP .47 3.1 Tổng quan chương trình RELAP5 47 3.2 Cấu trúc chương trình RELAP5 49 3.3 Cách chạy chương trình RELAP5 68 CHƯƠNG PHÂN TÍCH SỰ CỐ SB – LOCA TRONG LỊ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁP LỰC ZION CỦA MỸ 69 4.1 Tổng quan nhà máy điện ZION 69 4.2 Mô hình hóa lị nước áp lực ZION code RELAP5 72 4.3 Phân tích cố SB–LOCA 74 KẾT LUẬN 91 TÀI LIỆU THAM KHẢO 93 PHỤ LỤC 94 DANH MỤC HÌNH VẼ Hình 1.1 Sơ đồ minh họa lò phản ứng PWR Hình 1.2 Hiện tƣợng tắt dòng nƣớc làm mát vùng hoạt khẩn cấp Hình 1.3 Ảnh hƣởng hƣớng vết nứt đến dòng chảy qua vết nứt Hình 1.4 Ảnh hƣởng hoạt động bơm lên trình chuyển tiếp mức hai pha thùng lị có vết nứt kênh nóng Hình 1.5 Hệ thống ECCS lò phản ứng PWR Hình 2.1 Hình vẽ mơ tả dịng đơn pha Hình 2.2 Hình vẽ mơ tả dịng hai pha Hình 2.3: Các mơ hình làm mát tn hồn tự nhiên lị PWR Hình 2.4 Hình vẽ mơ tả tƣợng đối lƣu tự nhiên Hình 2.5 Hiện tƣợng hóa ngƣng tụ suốt giai đoạn giảm mực nƣớc Hình 2.6 Minh họa tắt nƣớc đƣợc bơm từ hệ thống ECCS vòng lò phản ứng PWR Hình 2.7 Dịng thuận nghịch nƣớc nƣớc Hình 2.8 Sơ đồ hệ thống lị phản ứng cuối giai đoạn lấp đầy trở lại đầu giai đoạn làm ngập trở lại Hình 2.9 Các chế độ sôi Hình 2.10 Sự rơi màng chất lỏng nhúng lạnh bề mặt lớp vỏ nhiên liệu Hình 2.11 Hiện tƣợng làm ngập trở lại thùng lò,sự tiếp xúc nƣớc với cấu trúc phía vùng hoạt Hình 2.12 Sự tạo thành bể khoang vùng hoạt giai đoạn lấp đầy trở lại Hình 2.13 Mơ tả hiệu ứng Loop seal clearing Hình 3.1 Cấu trúc chƣơng trình RELAP5 Hình 3.2.Cách chia mắt lƣới cấu trúc nhiệt Hình 4.1 Nhà máy điện hạt nhân ZION Hình 4.2 hình vẽ bó nhiên liệu Hình 4.3 hình vẽ nhiên liệu Hình 4.4 Mơ hình mơ lị ZION chƣơng trình RELAP5 Hình 4.5: Biểu đồ mô tả đƣờng cong áp suất, mực nƣớc, nhiệt độ cố cố SB–LOCA với vết nứt % Hình 4.6 Áp suất vịng sơ cấp thứ cấp Hình 4.7 Mức nƣớc Accumulator Hình 4.8 Lƣu lƣợng nƣớc ngồi qua vết nứt Hình 4.9 Lƣu lƣợng nƣớc qua bơm LPI Hình 4.10 Đƣờng cong suy giảm áp suất theo kích thƣớc vết nứt khác Hình 4.11 Nƣớc ngồi vết nứt với kích thƣớc vết nứt khác Hình 4.12 Đƣờng cong suy giảm mức nƣớc ACC theo kích thƣớc vết nứt Hình 4.13 Tốc độ dịng qua bơm áp suất thấp theo kích thƣớc vết nứt Hình 4.14 Mức nƣớc thùng lị với vết nứt có kích thƣớc khác Hình 4.15 Nhiệt độ vỏ nhiên liệu với vết nứt có kích thƣớc khác 83 Hình 4.16 Đƣờng suy giảm áp suất vòng sơ cấp cố SB–LOCA với vết nứt có kích thƣớc inch (2 %) Hình 4.17 Mực nƣớc thùng lò cố SB–LOCA với vết nứt có kích thƣớc 2% (4 inch) Hình 4.18 Đƣờng cong nhiệt độ vỏ nhiên liệu cố SB–LOCA với vết nứt % (4 inch) Hình 4.19 Mức nƣớc ACC cố SB-LOCA có vết nứt có kích thƣớc % (4inch) Hình 4.20 Tốc độ dòng bơm LPI cố SB–LOCA với vết nứt 2% Hình 4.21 Áp suất vịng sơ cấp trƣờng hợp khởi động trễ AFW Hình 4.22 Lƣu lƣợng nƣớc qua vết nứt trƣờng hợp khởi động trễ AFW Hình 4.23 Mực nƣớc ACC trƣờng hợp khởi động trễ AFW Hình 4.24 Mực nƣớc thùng lị trƣờng hợp khởi động trễ AFW DANH MỤC BẢNG BIỂU Bảng 3.1: Định dạng Card RELAP5 51 Bảng 3.2 : Các card input cho thành phần thủy động 56 Bảng 3.3: Các card input cho cấu trúc nhiệt 60 Bảng 4.1 Các liệu lò ZION 68 DANH MỤC THUẬT NGỮ VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN Thuật ngữ tiếng anh Accumulator Cold leg Core barrel Core bypass Core vessel Dowmcomer Hot leg Loop seal Lower plenum Pressurizer MỞ ĐẦU Lý chọn đề tài Trên giới nói chung Việt Nam nói riêng nguồn lƣợng tự nhiên nhƣ dầu mỏ, than, khí đốt ngày cạn kiệt việc sử dụng ngày tăng ngƣời, thời gian ngắn thơi ngƣời khơng cịn nguồn lƣợng tự nhiên ban tặng ngƣời chìm bóng tối Nhƣng may mắn thay nguồn lƣợng từ phản ứng hạt nhân đƣợc khám phá nhà máy điện hạt nhân đời Nhà máy điện hạt nhân trở thành lựa chọn hàng đầu (so với lƣợng mặt trời, gió, địa nhiệt) nhiều quốc gia Việt Nam khơng nằm ngồi xu Ngày 25/11/2009, Quốc hội thông qua chủ trƣơng đầu tƣ xây dựng nhà máy điện hạt nhân Việt Nam Ngày 31/10/2010, Chính phủ ký hiệp định xây dựng Nhà máy điện hạt nhân theo cơng nghệ Nga ngày đó, Thủ tƣớng Chính phủ hai nƣớc Việt Nam Nhật Bản trao đổi ý kiến khả xây dựng Nhà máy điện hạt nhân số công nghệ Nhật Bản Nƣớc ta có kinh nghiệm vận hành quản lý lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu Đà Lạt Tuy nhiên, nhà máy điện hạt nhân lĩnh vực mẻ Với đặc trƣng cơng suất lớn, nhà máy điện hạt nhân địi hỏi cấp độ an toàn cao nhiều Các nghiên cứu Việt Nam vận hành an toàn nhà máy điện điều kiện vận hành bình thƣờng, cố tai nạn hạn chế Để đảm bảo vận hành an toàn nhà máy điện hạt nhân, vấn đề cần phải đƣợc nghiên cứu kỹ trƣớc nhà máy điện hạt nhân vào hoạt động Các kết nghiên cứu khuân khổ luận văn đáp ứng số hiểu biết q q trình vận hành phân tích an tồn thủy nhiệt lị phản ứng hạt nhân Mục đích nghiên cứu - Nghiên cứu đặc trƣng lò phản ứng trạng thái chuyển tiếp, tƣợng vất lý, thủy nhiệt cố làm nƣớc tải nhiệt với vết nứt có kích thƣớc nhỏ (SB-LOCA) lị phản ứng nƣớc áp lực - Tìm hiểu đặc trƣng an tồn thụ động lò phản ứng nƣớc áp lực - Sử dụng chƣơng trình tính tốn thủy nhiệt RELAP5 vào việc mơ tính tốn an tồn cố SB-LOCA - Phân tích tình lị ZION, đề xuất phƣơng án xử lý có cố SB – LOCA Đối tƣợng nghiên cứu Các tƣợng vật lý, thủy nhiệt đặc trƣng chuyển tiếp cố làm nƣớc tải nhiệt với vết nứt có kích thƣớc nhỏ (SB-LOCA), sử dụng chƣơng trình RELAP5, phân tích cố lị nƣớc áp lực ZION Giới hạn phạm vi nghiên cứu Trong luận văn đƣợc thực nghiên cứu trạng thái chuyển tiếp lị phản ứng nƣớc áp lực Các tính toán thủy nhiệt cố làm nƣớc tải nhiệt với vết nứt có kích thƣớc nhỏ đƣợc thực lò phản ứng PWR- 1200 chƣơng trình tính tốn thủy nhiệt RELAP5/Mod 3.3 Nhiệm vụ nghiên cứu Phân tích tƣợng vật lý, thủy nhiệt đặc trƣng chuyển tiếp cố làm nƣớc tải nhiệt với vết nứt có kích thƣớc nhỏ, đánh giá khả giảm hậu cố làm nƣớc tải nhiệt với vết nứt có kích thƣớc nhỏ hệ thống an tồn thụ động cơng nghệ lị phản ứng nƣớc áp lực Phƣơng pháp nghiên cứu *) Phương pháp nghiên cứu tài liệu: - Các cơng trình nghiên cứu cố làm nƣớc tải nhiệt với vết nứt có kích thƣớc nhỏ lị phản ứng PWR tác giả nƣớc phát triển lĩnh vực điện hạt nhân sử dụng chƣơng trình RELAP5 - Các tài liệu cố SB–LOCA số nƣớc nhƣ Mỹ, Nhật Bản,… * internals 13510000 13510100 13510101 13510201 13510301 13510401 13510501 13510502 * upper head - hemisphere shell ,vessel wall, internals * hemispherical shell * vessel wall 13570000 13570100 13570101 13570201 13570301 13570401 13570501 13570601 13570602 13570701 13570801 * internals 13560000 13560100 13560101 13560201 13560301 13560401 13560501 13560502 13560503 13560504 13560601 13560602 13560701 13560801 13560901 **** steam generator u tubes ******************************************************************* * heat structure thermal property data * ******************************************************************* * composition type and data format * ******************************************************************* ******************************************************************* *** * thermal conductivity data (btu/sec-ft/deg f) and volumetric heat * capacity data (btu/ft**3-deg f) versus temperature for above * composition * * * ******************************************************************* * core fuel * temperature thermal conductivity 20100101 32.0 2.284e-3 20100102 332.6 2.1235e-3 20100103 440.6 8.951e-4 20100104 500.0 8.2806e-04 20100105 650.0 6.4194e-04 20100106 800.0 5.4361e-04 20100107 950.0 5.7750e-04 20100108 1100.0 4.2278e-04 20100109 1250.0 7.7722e-04 20100110 1400.0 7.3889e-04 20100111 1500.0 8.0739e-04 20100112 1700.0 8.7789e-04 20100113 1850.0 4.5628e-04 20100114 2000.0 3.3556e-04 20100115 2150.0 5.1661e-04 20100116 2300.0 4.0472e-04 20100117 2450.0 3.5306e-04 188.6 108 2.284e-3 20100118 20100119 20100120 20100121 20100122 20100123 20100124 * temperature 20100151 20100152 20100153 20100154 20100155 20100156 20100157 20100158 20100159 20100160 20100161 20100162 20100163 20100164 20100165 20100166 * core fuel gap * temperature thermal conductivity 2010020132.02.4487788e-04 20100202 5400.0 * temperature 2.4487788e-04 heat capacity 109 20100251 32.0 20100252 5400.0 0.000065 0.000065 * core fuel cladding * temperature thermal conductivity 20100301 20100302 20100303 20100304 20100305 20100306 20100307 20100308 20100309 20100310 20100311 * temperature 20100351 20100352 20100353 20100354 20100355 * inconel * temperature 20100401 20100402 * 20100451 20100452 20100453 temperature 20100454 * stainless steel * temperature 20100501 20100502 * temperature 20100551 20100552 20100553 20100554 20100555 20100556 20100557 20100558 20100559 ******************************************************************* * general table no 20200200 * 20200201 20200202 20200203 20200204 20200205 20200206 20200207 20200208 20200209 20200210 * 20200300 * time (sec) 20200301 20200302 20200303 20200304 20200305 $ ***************************************************** $ space independent reactor kinetics data 30000000 point 30000001 gamma-ac 3600 30000002 ans79-1 30000011 30000501 45.0 30000601 1600.0 30000701 335010000 30000702 335020000 30000703 335030000 30000704 335040000 30000705 335050000 30000706 335060000 30000801 3360001 30000802 3360002 30000803 3360003 30000804 3360004 30000805 3360005 30000806 3360006 *********************************************** 112 * end of input deck - problem end * *********************************************** * use control variables to compute various masses 20500100 cormass sum 0.0624306 0.0 20500101 0.0 133.85 rho 335010000 116.60 rho 335020000 20500102 116.60 rho 335030000 116.60 rho 335040000 20500103 116.60 rho 335050000 114.04 rho 335060000 20500200 upmass sum 0.0624306 0.0 20500201 0.0 254.25 rho 340010000 235.41 rho 345010000 20500202 135.35 rho 350010000 277.79 rho 350020000 20500203 277.79 rho 350030000 235.41 rho 350040000 20500300 lpmass sum 0.0624306 0.0 20500301 0.0 236.00 rho 322010000 236.00 rho 323010000 20500302 304.00 rho 325010000 164.00 rho 330010000 20500400 dnmass sum 0.0624306 0.0 20500401 0.0 57.056 rho 315010000 58.338 rho 315020000 20500402 58.338 rho 315030000 58.338 rho 315040000 20500403 58.338 rho 315050000 66.968 rho 315060000 20500404 38.987 rho 315070000 89.065 rho 315080000 20500405 66.042 rho 305010000 41.239 rho 300010000 20500406 41.239 rho 310010000 80.244 rho 310020000 20500407 38.054 rho 310030000 22.635 rho 310040000 20500408 39.874 rho 320010000 40.770 rho 320020000 20500409 40.770 rho 320030000 40.770 rho 320040000 20500410 40.770 rho 320050000 46.802 rho 320060000 20500500 uhmass sum 0.0624306 0.0 20500501 0.0 122.25 rho 355010000 122.25 rho 356010000 20500502 122.25 rho 356020000 122.25 rho 356030000 20500600 ihlmass sum 0.0624306 0.0 113 20500601 0.0 51.487 rho 100010000 60.025 rho 100020000 20500701 0.0 290.88 rho 108010000 290.88 rho 108020000 20500801 0.0 72.342 rho 112010000 74.967 rho 112020000 20500901 0.0 168.00 rho 113010000 93.000 rho 114010000 20501001 0.0 359.82 rho 150010000 359.82 rho 150020000 20501101 0.0 17.162 rho 200010000 20.008 rho 200020000 20501102 20.008 rho 200030000 32.000 rho 200040000 20501103 27.079 rho 200050000 20501200 bsgpmass sum 0.0624306 0.0 20501201 0.0 96.961 rho 204010000 96.961 rho 204020000 114 20501202 20501203 20501204 20501205 20501300 20501301 0.0 24.114 rho 208010000 24.989 rho 208020000 20501302 20501303 20501400 20501401 0.0 56.000 rho 209010000 31.000 rho 210010000 20501402 20501403 20501500 20501501 0.0 1147.0 rho 170010000 1438.6 rho 170020000 20501502 20501503 20501504 20501505 20501506 20501600 20501601 0.0 382.33 rho 270010000 479.55 rho 270020000 20501602 20501603 20501604 20501605 20501606 20501700 20501701 0.0 1.0 20501702 20501703 20501800 ilpm 20501801 20501802 20501803 20501900 blpm 20501901 20501902 20502000 prim 20502001 20502002 20502100 corle 20502101 20502102 -1 20502103 -1 20502200 uple 20502201 20502202 -1 20502203 -2 ******************************************************************* * Additional control input ******************************************************************* 20503100 20503101 20503102 20503103 * s/g secondry collapsed water level (downcomer) 20503200 20503201 20503202 20503300 20503301 20503302 * s/g secondry collapsed water level (riser) 20503400 20503401 20503402 20503403 20503404 20503500 20503501 20503502 20503503 20503504 * Break indycator 20504100 20504101 * RCP123 trip indycator 20504200 20504201 * Intact loop (triple) mass flow divided by 20504300 '123-flow' sum 1.0 0.0 20504301 0.0 0.3333 mflowj 113020000 * reactor coolant average temperature, K 20504400 tavg-i sum1.0568.41 20504401 0.00.5tempf 100010000 205044020.5tempf 118020000 20504500 tavg-b sum1.0568.41 117 20504501 20504502 * Intact loop (triple) feedwater mass flow divided by 20504600 'f 20504601 * Intact loop (triple) aux.feedwater mass flow divided by 20504700 'a 20504701 * RPV collapsed water level 20504800 r 20504801 20504802 20504803 20504804 20504805 20504806 20504807 20504808 20504809 20504810 * Intact loop (triple) steam mass flow divided by 20504900 20504901 * RCP4 trip indycator 20505000 20505001 20510100 20510101 20510200 20510201 * critical heat flux ratio, htchfr 20510300 20510301 Eop 119 ... tốn thủy nhiệt giúp có nhìn động thủy nhiệt lị phản ứng hạt nhân Việc xác định thông số động thủy nhiệt q trình chuyển tiếp lị phản ứng hạt nhân quan trọng, địi hỏi xác Lý thuyết tính tốn thủy nhiệt. .. ban pháp quy Hoa Kỳ (US NRC) an toàn hạt nhân vận hành nhà máy điện hạt nhân - Các tài liệu vật lý thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân khác *) Phương pháp quan sát: Sử dụng chƣơng trình tính tốn thủy. .. trƣng an tồn lò phản ứng nƣớc nhẹ tự động dừng hoạt động bị nƣớc Đặc trƣng tƣơng ứng với hệ số độ phản ứng âm phần trống (phần thể tích chiếm nƣớc khí) lò phản ứng Khi nƣớc tải nhiệt, nhiệt tích