Sử dụng chương trình fraptran1 5 đánh giá an toàn thanh nhiên liệu hạt nhân trong trạng thái chuyển tiếp của lò phản ứng AES 2006

PHÙNG KHẮC TOÀN BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI - PHÙNG KHẮC TOÀN CHUYÊN NGÀNH KỸ THUẬT HẠT NHÂN SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH FRAPTRAN1.5 ĐÁNH GIÁ AN TOÀN THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN TRONG TRẠNG THÁI CHUYỂN TIẾP LÒ PHẢN ỨNG AES-2006 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Chuyên nghành: Kỹ thuật hạt nhân KHOÁ 2015B Hà Nội – Năm 2018 BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI - PHÙNG KHẮC TỒN SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH FRAPTRAN1.5 ĐÁNH GIÁ AN TOÀN THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN TRONG TRẠNG THÁI CHUYỂN TIẾP LÒ PHẢN ỨNG AES-2006 Chuyên ngành: Kỹ thuật hạt nhân LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC KỸ THUẬT HẠT NHÂN NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: PGS.TS NGUYỄN TUẤN KHẢI Hà Nội – Năm 2018 Lời cam đoan Tôi xin cam đoan cơng trình khoa học chưa cá nhân tổ chức công bố Tất số liệu luận văn trung thực, khách quan có nguồn gốc rõ ràng Các kết nghiên cứu luận văn tự tìm hiểu, phân tích đánh giá cách trung thực, khách quan phù hợp với thực tiễn Việt Nam Các kết phân tích chưa công bố nghiên cứu khác Tôi xin chịu trách nhiệm cơng trình nghiên cứu Hà Nội, tháng 04 năm 2018 Học viên Phùng Khắc Toàn Lời cảm ơn Luận văn kết trình học tập Trường Đại học Bách Khoa Hà Nội trình tham gia nghiên cứu, thực Đề tài độc lập cấp Nhà nước “Nghiên cứu ảnh hưởng trình vận hành đến tính chất nhiên liệu vỏ nhiên liệu lò phản ứng VVER-1000“ Cục NLNT chủ trì thời gian đào tạo hướng dẫn TS Jinzhao Zhang quan kỹ thuật lượng điện TRACTEBEL (GDF SUEZ - Vương quốc Bỉ) Với tình cảm chân thành, em xin bày tỏ lịng biết ơn đến quý thầy cô giáo tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 2015B, chuyên ngành Kỹ thuật hạt nhân, thầy cô Viện Đào tạo Sau đại học – Trường Đại học Bách khoa Hà Nội, Lãnh đạo Viện Kỹ thuật hạt nhân Vật lý môi trường – Trường Đại học Bách Khoa Hà Nội, Lãnh đạo Cục Năng lượng nguyên tử tận tình giúp đỡ, tạo điều kiện cho em trình học tập hoàn thành luận văn Đặc biệt em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến PGS.TS Nguyễn Tuấn Khải định hướng truyền đạt kiến thức chuyên môn, kinh nghiệm vô quý báu nghiên cứu khoa học giúp em thực hoàn thành luận văn Các kết dựa luận văn em đồng nghiệp Trung tâm Thông tin Tư vấn hạt nhân, Cục Năng lượng nguyên tử viết thành báo: “Using FRAPTRAN1.5 code for safety evaluation of TVS-2006 fuel rod under transient conditions of VVER-AES2006 reactor” tạp chí Nuclear Science and Technology chấp nhận đăng số 3, Vol năm 2015 Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn không tránh khỏi thiếu sót, mong nhận ý kiến đóng góp bổ sung quý thầy cô bạn Hà Nội, tháng 04 năm 2018 Học viên Phùng Khắc Toàn MỤC LỤC DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT DANH MỤC BẢNG BIỂU DANH MỤC HÌNH VẼ MỞ ĐẦU 11 CHƯƠNG ẢNH HƯỞNG CỦA SỰ CỐ RIA TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐẾN THANH NHIÊN LIỆU 17 1.1 Sự cố RIA lò phản ứng hạt nhân 17 1.2 Tác động cố RIA lên nhiên liệu thông qua PCMI 19 1.3 Những kết thử nghiệm cố RIA giới 24 CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU FRAPTRAN1.5 31 2.1 Tổng quan chương trình FRAPTRAN 1.5 31 2.1.1 Mục đích phạm vi tính tốn chương trình FRAPTRAN1.5 31 2.1.2 Thơng tin input output 32 2.2 Các mơ hình tính tốn chương trình FRAPTRAN1.5 33 2.2.1 Xây dựng mơ hình nhiên liệu 33 2.2.2 Mơ hình tính tốn thủy nhiệt 34 2.2.3 Mơ hình tính tốn học vật lý 41 2.3 Bài tốn benchmark sử dụng chương trình FRAPTRAN 1.5 tính tốn an tồn cố RIA 53 2.3.1 Dữ liệu ban đầu toán 54 2.3.2 Các kết tính tốn 54 CHƯƠNG PHÂN TÍCH AN TỒN THANH NHIÊN LIỆU LỊ PHẢN ỨNG VVER-AES2006 TRONG SỰ CỐ RIA 58 3.1 Đặc điểm thiết kế nhiên liệu lò phản ứng VVER-AES2006 58 3.2 Phương pháp phân tích mơ hình hóa 61 3.2.1 Phương pháp phân tích 61 3.2.2 Mơ hình hóa nhiên liệu lò phản ứng VVER-AES2006 61 3.3 Tính tốn an tồn nhiên liệu lị phản ứng VVER-AES2006 cố RIA 63 3.3.1 Các điều kiện ban đầu tính tốn an tồn nhiên liệu hạt nhân lò phản ứng VVER-AES-2006 63 3.3.2 Diễn biến cố RIA 65 3.3.3 Điều kiện biên áp dụng cố 66 3.3.4 Tiêu chí an tồn cố RIA 70 3.3.5 Kết tính tốn 70 3.3.6 Kết luận 81 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 82 TÀI LIỆU THAM KHẢO 84 PHỤ LỤC 86 DANH MỤC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT Từ viết tắt BWR Tiếng Anh Tiếng Việt Lò phản ứng hạt nhân nước sơi Boiling Water Reactor Bó nhiên liệu hạt nhân BTNLHN Bó điều khiển BTDK CHF Critical Heat Flux Thông lượng nhiệt tới hạn DNB Departure from Nuclear Boiling Dời khỏi sôi nhân IAEA International Atomic Energy Agency Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế LOCA Loss of Coolant Accident Tai nạn/sự cố chất tải nhiệt LWR Light Water Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ Lò phản ứng hạt nhân LPUHN FGR Fission Gas Release Phát tán khí phân hạch NO Normal Operation Vận hành bình thường PCI Pellet Cladding Interaction Tương tác viên gốm - vỏ bọc PCMI Pellet Cladding Mechanical Interaction Tương tác học viên gốm-vỏ bọc PWR Pressurized Water Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước áp lực RIA Reactivity Initiated Accident Tai nạn/sự cố khởi phát độ phản ứng SCC Stress Corrosion Cracking Rạn nứt ăn mòn ứng suất United State Nuclear Regulatory Commission Ủy ban Pháp quy hạt nhân Hoa Kỳ US NRC Vodo-Vodyanoi VVER Energetichesky Reactor/Water(WWER) Cooled Water-Moderated Energy Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước áp lực kiểu Nga DANH MỤC BẢNG BIỂU Bảng 1 Các thí nghiệm nhiên liệu LWR trước bị chiếu xạ 25 Bảng Lựa chọn chế độ truyền nhiệt mối quan hệ thành phần 38 Bảng 2 Kết dự đoán biến dạng nhiên liệu UO2 MOX lò phản ứng CABRI NSRR 55 Bảng Kết dự đoán biến dạng nhiên liệu UO2 lò phản ứng CABRI NSRR 56 Bảng Các thông số thiết kế nhiên liệu lò phản ứng VVER-AES2006 58 Bảng Dữ liệu phân bố công suất dọc trục tương đối nhiên liệu .63 Bảng 3 Chuỗi biến cố diễn .66 Bảng Điều kiện biên 66 Bảng So sánh kết FRAPTRAN kết cua PSAR .80 DANH MỤC HÌNH VẼ Hình 1 Quá trình học phá hủy nhiên liệu lớp vỏ xảy RIA 20 Hình Tác động khí phân hạch từ viên nhiên liệu lên lớp vỏ 22 Hình Tác động hydrua hóa PCMI lên lớp vỏ nhiên liệu 23 Hình Nứt nẻ PCMI hydrua hóa xuất đầu trinh chuyển tiếp, nhiệt độ lớp vỏ thấp 23 Hình Quá trình gây nứt lớp vỏ nhiên liệu PCMI 24 Hình Viên nhiên liệu bị vỡ vụn quan sát CABRI 27 Hình Hình dạng nứt gãy thử nghiệm REP-Na1 tượng PCMI 28 Hình Hình dạng nứt gãy thử nghiệm HBO-1 tượng PCM 28 Hình Hình dạng nứt gãy thử nghiệm 804-1 PBF tượng PCMI .29 Hình 10 Kết nứt gãy lớp vỏ thử nghiệm 803-1 (0 GWd/tU) 29 Hình 11 Biến đổi trạng thái lớp oxi hóa 29 Hình 12 Hiện tượng tụ hợp kim hydrua lớp vỏ hợp kim zircaloy 30 Hình 13 Những kết thử nghiệm thực từ năm 1965 đến năm 2000 Hoa Kỳ, Nhật Bản Pháp .30 Hình 1.Ví dụ mơ hình nhiên liệu “nốt hóa” 34 Hình 2 Giản đồ mơ hình nhiệt độ nhiên liệu lớp vỏ nhiên liệu .35 Hình Mối liên hệ thơng lượng nhiệt bề mặt nhiệt độ bề mặt .38 Hình Mơ tả mơ hình BALON2 47 Hình Ứng lực Hoop vị trí nổ vỡ xác định mơ hình BALON2 48 Hình Kết dự đoán biến dạng nhiên liệu UO2 MOX lò phản ứng CABRI NSRR 55 Hình Kết dự đốn biến dạng nhiên liệu UO2 lò phản ứng CABRI NSRR 56 Hình Thanh nhiên liệu hạt nhân TVS-2006 60 Hình Mơ hình nốt hóa nhiên liệu dọc trục 62 Hình 3 Vị trí bó nhiên liệu hạt nhân vùng hoạt chu kỳ thứ 64 Hình Vị trí bó nhiên liệu hạt nhân vùng hoạt chu kỳ cân 64 Hình Số bó nhiên liệu vùng hoạt, vị trí bó kênh nóng 65 Hình Cơng suất vùng hoạt 67 Hình Áp suất vùng hoạt 68 Hình Tốc độ dịng làm mát lối vào kênh nóng 68 Hình Nhiệt độ chất làm mát vùng hoạt 69 Hình 10 Enthalpy nhiên liệu 69 Hình 11 Độ giãn dài nhiên liệu 72 Hình 12 Độ giãn dài theo trục nhiên liệu 73 Hình 13 Ứng suất tác dụng lên lớp vỏ nhiên liệu .73 Hình 14 Nhiệt độ bề mặt nhiên liệu .74 Hình 15 Nhiệt độ bề mặt dọc trục nhiên liệu .75 Hình 16 Nhiệt độ dọc trục tâm nhiên liệu 75 Hình 17 Nhiệt độ tâm nhiên liệu 76 Hình 18 Nhiệt độ tâm nhiên liệu theo hồ sơ PSARs 76 Hình 19 Nhiệt trung bình dọc trục lớp vỏ nhiên liệu 77 Hình 20 Nhiệt độ mặt ngồi nhiên liệu 78 Hình 21 Enthalpy dọc trục nhiên liệu 79 Hình 22 Enthalpy dọc trục nhiên liệu 79 Hình 23 Enthalpy nhiên liệu từ hồ hơ PSARs .80 10 b Nhiệt độ trung bình tâm nhiên liệu Trong cố RIA, nhiệt độ nhiên liệu tăng tăng nhanh ảnh hưởng tới tính chất nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu Việc tính tốn nhiệt độ nhiên liệu cần thiệt để đảm bảo nhiên liệu khơng bị nóng chảy Kết tính tốn thể hình 3.14, hình 3.15, hình 3.16 hình 3.17 cho thấy Nhiệt độ bể mặt nhiên liệu tâm nhiên liệu phân bố khơng đồng đều, nóng khoảng node thứ Nhiệt độ lớn bề mặt nhiên liệu khoảng 827oC (1100 K), Nhiệt độ trung bình lớn tâm nhiên liệu vào khoảng 2.473oC (~2.750 K) khơng vượt q tiêu chí an tồn (dưới 2.540oC) Nhiên liệu chưa nóng chảy Hình 14 Nhiệt độ bề mặt nhiên liệu 74 Hình 15 Nhiệt độ bề mặt dọc trục nhiên liệu Hình 16 Nhiệt độ dọc trục tâm nhiên liệu 75 Hình 17 Nhiệt độ tâm nhiên liệu Hình 18 Nhiệt độ tâm nhiên liệu theo hồ sơ PSARs 76 c Nhiệt độ trung bình lớp vỏ nhiên liệu Kết tính tốn nhiệt độ lớp vỏ nhiên liệu thể hình 3.19 hình 3.10 cho thấy Nhiệt độ bề mặt nhiệt độ trung bình lớp vỏ bọc nhiên liệu phân bố khơng đồng đều, nóng khoảng node thứ Nhiệt độ lớn bề mặt lớp vỏ bọc khoảng 697oC (970 K), Nhiệt độ trung bình lớn lớp vỏ nhiên liệu vào khoảng 377oC ± 5oC (~650 K) khơng vượt q tiêu chí an tồn (1.200oC) Hình 19 Nhiệt trung bình dọc trục lớp vỏ nhiên liệu 77 Hình 20 Nhiệt độ mặt nhiên liệu d Enthalpy nhiên liệu Kết tính tốn nhiệt độ lớp vỏ nhiên liệu thể hình 3.21 hình 3.22 cho thấy Enthalpy nhiên liệu phân bố khơng theo trục nhiên liệu, enthalpy có giá trị lớn vị trí nốt thứ đạt khoảng 580 kJ/kg, giá trị không vượt tiêu chí an tồn 830 kJ/kg 78 Hình 21 Enthalpy dọc trục nhiên liệu Hình 22 Enthalpy dọc trục nhiên liệu 79 Hình 23 Enthalpy nhiên liệu từ hồ hơ PSARs • Kết tính tốn cho thấy khơng có tồn nhiên liệu bị nóng chảy (đối với nhiên liệu sử dụng, nhiệt nóng chảy thấp 2.540 oC với nhiên liệu 2.840˚С), nhiệt độ nhiên liệu thu 2.473oC± 10oC; • Nhiệt độ lớp vỏ nhiên liệu trung bình lớn ~627 °С ± 5oC khơng vượt q 1200°С; • Enthalpy nhiên liệu trung bình không vượt 830kJ/kg nhiên liệu sử dụng 963kJ/kg nhiên liệu sạch: 580kJ/kg Bảng So sánh kết FRAPTRAN kết cua PSAR Điều kiện Thông số Kết từ Kết vận hành FRAPTRAN từ PSAR Enthalpy nhiên liệu RIA 580 Độ lệch, % 546 +6,03 Nhiệt độ nhiên liệu lớn nhất, 2.473 o C 2.450 +1,0 Nhiệt độ trung bình lớn lớp vỏ nhiên liệu, o C 373 +1,1 80 377 3.3.6 Kết luận Nhìn chung, nhiên liệu AES-2006 đảm bảo khả an toàn điều kiện RIA Mặc dù, nhiệt độ nhiên liệu lớp vỏ nhiên liệu cao gần giá trị giới hạn đưa PSAR (2473oC 627oC) Việc phân tích tính tốn cho nhiên liệu điều kiện cần thực với chương trình tính tốn phương pháp tính tốn khác để có đánh giá khẳng định thêm kết Các kết tính tốn tính tốn từ FRAPTRAN có độ lệch khoảng 1% đến 6% điều kiện RIA so sánh với kết đưa PSAR Phạm vi giới hạn độ tin cậy tính tốn cho trường hợp chấp nhận Với mục tiêu báo cáo, điều quan trọng giá trị thông số từ so sánh kết FRAPTRAN với PSAR có độ lệch nhỏ Vì vậy, kết FRAPTRAN tính báo cáo chấp nhận Độ lệch giảm bớt lịch sử cơng suất chu kỳ tính xác Các phân tích cho thấy kết tính tốn chương trình FRAPTRAN1.5 dự đốn tốt thơng số thủy nhiệt, học nhiên liệu lò phản ứng AES-2006 cố RIA Các giá trị tính tốn tham số quan tâm thấp giá trị giới hạn cho thấy biên dự trữ an toàn lớn biên dự trữ chuẩn Một vài sai khác kết tính tốn áp suất khí nhiên liệu chưa đầy đủ thông tin lịch sử công suất thiết kế độ bất định PSARAES2006 phương pháp phân tích Ngồi ra, cần phải xem xét lại liệu đưa từ tài liệu đối chiếu phân tích dựa phản hồi kinh nghiệm vận hành thiết kế 81 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Một nhiên liệu đặc trưng nhiều thông số chịu ảnh hưởng nhiều tượng - lý - hóa - nhiệt - xạ Một yếu tố vừa nguyên nhân làm biến đổi yếu tố khác, đồng thời lại chịu hậu tác động trực tiếp gián tiếp nhiều yếu tố khác nhau, chúng liên quan với thông qua tượng đa dạng phức tạp xảy vùng hoạt lò phản ứng Các code tính tốn xây dựng dựa nhiều sở liệu thu từ trình vận hành thực tiễn từ thử nghiệm phức tạp với chi phí lớn, tạo cơng cụ giúp phân tích đánh giá tương đối tồn diện trạng thái đặc trưng viên gốm vỏ bọc nhiên liệu điều kiện vận hành lò phản ứng Trong đó, FRAPTRAN1.5 code có độ tin cậy cao thẩm định, cấp phép sử dụng US.NRC nhằm đánh giá đặc trưng nhiên liệu trạng thái chuyển tiếp lò phản ứng Hiện nay, FRAPTRAN1.5 sử dụng việc: - Thẩm định độc lập thiết kế nhiên liệu nhà chế tạo; - Phân tích chuyển tiếp để thẩm định độc lập kết phân tích an toàn trường hợp LOCA/RIA nhà chế tạo nhiên liệu đưa đánh giá an toàn; - Nghiên cứu tính khả thi việc tăng cơng suất độ cháy nhiên liệu; - Hỗ trợ vận hành Dựa nghiên cứu, tìm hiểu, code FRAPTRAN1.5 áp dụng để tính tốn đặc trưng nhiên liệu TVS-2006 sử dụng lò phản ứng VVER-AES-2006 cố RIA Các kết tính tốn phân tích, đánh giá theo tiêu chuẩn giới hạn vận hành đưa quan pháp quy hạt nhân Liên Bang Nga Trong đó, bật lên thơng số chính, quan trọng như, nhiệt độ tâm nhiên liệu, nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu Enthalpy trung bình nhiên liệu Như vậy, luận văn tiến hành nghiên cứu, phân tích đặc trưng lý - hóa - nhiệt - xạ nhiên liệu hạt nhân áp dụng đánh giá thiết kế 82 nhiên liệu VVER-AES2006 điều kiện cố RIA lò phản ứng Các kết nghiên cứu luận văn tài liệu tham khảo bổ ích quan vận hành nhà máy điện quan quản lý nhà nước việc đưa tiêu chuẩn dẫn nhằm đảm bảo yêu cầu an toàn cho vận hành nhà máy điện hạt nhân Đồng thời, luận văn tài liệu hữu ích đặc trưng - lý hóa - nhiệt - xạ nhiên liệu quan nghiên cứu hay trường đại học có chuyên nghành điện hạt nhân Tuy nhiên, luận văn tồn số hạn chế: Chưa đánh giá độ bất định phương pháp tính tốn Việc đánh giá độ bất định yêu cầu đầy đủ thông số đầu vào đầu chương trình FRAPTRAN Trong đó, số liệu động học lò thủy nhiệt thiếu hồ sơ PSAR không cung cấp đầy đủ, tác giả lấy gần theo kết hồ sơ PSARs số thông số đưa vào từ kết chương trình FRAPCON3.5 Qua trình nghiên cứu thực luận văn tác giả có số đề xuất, kiến nghị sau: - Để có độ tin cậy cao kết phân tích, cần phải nghiên cứu cách sâu sắc cấu trúc, phương pháp mơ hình hóa code; kiểm tra độ tin cậy thông số đầu vào input; thực tính tốn liên kết với code vật lý nơtron, code thủy nhiệt nhằm bổ sung điều kiện biên lịch sử công suất; - Để đánh giá cách toàn diện đặc trưng nhiên liệu trình chuyển tiếp, cần phải phát triển tính tốn với điều kiện chuyển tiếp cố/tai nạn lị phản ứng Trong đó, với điều kiện chuyển tiếp đặc trưng tốn nhảy mức cơng suất, với điều kiện cố/tai nạn đặc trưng tốn LOCA - Cần có mơ hình tính toán đầy đủ kết hợp với chương trình tính tốn nơtronic thủy nhiệt (RELAP5, CORBAR, SRAC, MCNP,…) để có số liệu tin cậy hồn chỉnh giúp cho việc đánh giá an toàn nhiên liệu toàn diện 83 TÀI LIỆU THAM KHẢO A Shestopalov, K Lioutov, L Yegorova, “Adaptation of USNRC's FRAPTRAN and IRSN's SCANAIR Transient Codes and Updating of MATPRO Package for Modeling of LOCA and RIA Validation Cases with Zr-1%Nb (VVER type) Cladding”, Nuclear Safety Institute of the Russian Research Centre "Kurchatov Institute", 2003 Alfred Strasser, Aquarius Services, Sleepy Hollow, NY, USA Friedrich Garzarolli Fürth, Germany Peter Rudling ANT International, Skultuna, Sweden: Processes going on in Nonfailed Rod during Accident Conditions (LOCA and RIA), Volume II A.R.Massih, L.O.Jernkvist, J.E.Lindback, G.Zhou: Analysis of PCI of LWR Fuel rods during power ramps, Beijing, China, 7-12/08/2005 Federal Atomic Energy Agency, “Novovoronezh NPP-2 Power unit No.1: Preliminary Safety Analysis Report”, 2011 P.J.Pankaskie: The Impact of Pellet-Cladding Interaction on Fuel Integrity – A Status Report, USNRC, 02/1978 Jimmy Sudjana, Zeynab Umidova, Jinzhao Zhang, Maxime Haedens and Christophe Schneidesch, "Evaluation of PWR Rod Ejection Accident Margins Using PANTHER/COBRA and FRAPTRAN," Proceedings of LWR Fuel Performance Meeting TopFuel 2013, Charlotte, NC, USA, September 15 - 19, 2013 Jinzhao Zhang, “Simulation of fuel behaviors under LOCA and RIA using FRAPTRAN code and uncertainty analysis with DAKOTA” IAEA Technical Meeting on Modeling of Water-Cooled Fuel Including Design Basis and Severe Accidents, China, November, 2013 K.J Geelhood, W.G Luscher, C.E Beyer, J.M Cuta, “FRAPTRAN 1.5: A Computer Code for the Transient Analysis of Oxide Fuel Rods”, NUREG/CR-7023, 84 Vol.2 Rev.1 and PNNL-19400, Vol.2 Rev.1, Pacific Northwest National Laboratory, P.O Box 999, Richland, WA 99352, 2014 K.J Geelhood, W.G Luscher and C.E Beyer, “FRAPTRAN 1.5: Integral Assessment”, NUREG/CR-7022, Vol.2, US NRC, 2014 10 K.J Geelhood, W.G Luscher and C.E Beyer, “FRAPCON-3.4: A Computer Code for the Calculation of Steady-State, Thermal-Mechanical Behavior of Oxide Fuel Rods for High Burnup”, NUREG/CR-7022, Vol.1, US NRC, 2014 11 Martin A.Zimmermann: Nuclear fuel - Fuel behavior under RIA and LOCA, 20/12/2007 12 Zir-11 special topic report: Pellet-cladding interaction (PCI and PCMI), ANT international, Sweden, 10/2006 85 PHỤ LỤC INPUT MƠ PHỎNG ĐẶC TRƯNG THANH NHIÊN LIỆU LỊ PHẢN ỨNG VVER-AES2006 TRONG SỰ CỐ RIA ************************************************************************ * FrapTran, transient fuel rod analysis code * * * * * * CASE DESCRIPTION: AES2006 RIA * * * * UNIT FILE DESCRIPTION * * -* Input: * 15 * Water properties data * * * * Output: * * 66 * STANDARD PRINTER OUTPUT * STRIPF FILE FOR GRAFITI * * * * Scratch: * * * SCRATCH INPUT FILE FROM ECHO1 * * * * Input: FRAPTRAN INPUT FILE COPYRIGHTED BY PHUNG KHAC TOAN * * * ************************************************************************ * * GOESINS: FILE05='nullfile', STATUS='scratch', FORM='FORMATTED', CARRIAGE CONTROL='LIST' * FILE15='sth2xt', STATUS='old', FORM='UNFORMATTED' * * * FILE06='RIA-re.out', STATUS='UNKNOWN', CARRIAGE CONTROL='LIST' FILE66='RIA-re.plot', 86 * STATUS='UNKNOWN', FORM='FORMATTED',CARRIAGE CONTROL='LIST' FILE22='fort.22' , STATUS='old', FORM='FORMATTED' /*********************************************************************** Transient $begin ProblemStartTime = 0.0, ProblemEndTime = 1800, ncards=1 $end $iodata unitin=1, inp=1, trest=118609920 unitout=1, res=0, pow=0 dtpoa(1)=0.01, 0, 0.01, 1, dtplta(1)=0.01, 0, 0.0001, 0.35, $end $solution dtmaxa(1)=0.00001, 0.0, 0.00001, 1.0 dtss=1.e5, prsacc=0.005, tmpac1=0.005, maxit=200, noiter=200, epsht1=0.001, naxn=12, nfmesh=15, ncmesh=2, dtss=1.e5 $end $design RodLength=3.73, RodDiameter=0.0091, FuelPelDiam=0.0076, gapthk=0.000065, pitch=0.01275, pdrato=1.32, rnbnt=1.0, totnb=312, vplen=0.00001093, scd=0.007, swd=0.00127, spl=0.233003, ncs=45.0, pelh=0.012, dishv0=0.0, rshd=0.0, dishd=0.0, fotmtl=2.01, frden=0.95, OpenPorosityFraction=0.005, roughf=2.0, tsntrk=2046.15, CladType=8, coldw=0.5, roughc=0.5, cldwdc=0.04, cfluxa=0.11e21, tflux=0.2e3, gfrac(1)=1.0, gappr0=2100000.0, tgas0=298.15, $end $power 87 RodAvePower=42.5,0.0, 54.5,0.03, 42.5,0.04, 42.5,1.0, AxPowProfile=0.5,0.0, 0.5,0.19, 0.83,0.56, 1.0,0.93, 1.0,1.31, 1.1,1.68, 1.1,2.05, 1.0,2.42, 1.0,2.8, 0.83,3.17, 0.5,3.54, 0.5,3.67, 0.5,3.73 $end $model internal='on', metal='on', cathca=1, deformation='on', noball=0, heat="on", cenvoi=1, rvoid=0.0006, zvoid1=0.0, zvoid2=3.73, gasflo=0, $end $boundary coolant='on', geomet=1, dhe=0.0105, dhy=0.0105, achn=9.7559e-5, lowpl=3, hinta(1)= 1530000.0, 0.0, 1550000.0, 0.03, 425000.0, 1.0, pressu=3, pbh1(1)= 16180000.0, 0.0, 16680000.0, 0.03, 16330000.0, 1.0, massfl=2, gbh(1)= 4057.97, 0.0, 1932.37, 1.0, $end $tuning $end 88 ...BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI - PHÙNG KHẮC TỒN SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH FRAPTRAN1.5 ĐÁNH GIÁ AN TOÀN THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN TRONG TRẠNG THÁI CHUYỂN TIẾP... MCNP,…) để có số liệu tin cậy hoàn chỉnh giúp cho việc đánh giá an toàn nhiên liệu toàn diện 16 CHƯƠNG ẢNH HƯỞNG CỦA SỰ CỐ RIA TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐẾN THANH NHIÊN LIỆU Trong trình vận hành... tới an tồn hạt nhân Vì vậy, việc đánh giá tác động q trình chuyển tiếp lị phản ứng đến đặc tính nhiên liệu hạt nhân cần thiết nhằm đảm bảo an toàn nhiên liệu suốt trình vận hành Trong trình chuyển