Phân tích các đặc trưng của thanh nhiên liệu sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân VVER AES 2006

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN ĐINH VĂN CHIẾN PHÂN TÍCH CÁC ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU SỬ DỤNG TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN VVER AES-2006 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Hà Nội - 2015 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN ĐINH VĂN CHIẾN PHÂN TÍCH CÁC` ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU SỬ DỤNG TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN VVER AES-2006 Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử Mã số: 60 44 0106 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS TRẦN ĐẠI PHÚC Hà Nội - 2015 Lời cảm ơn Luận văn kết trình học tập Trường Đại học Khoa học Tự nhiên - Đại học Quốc gia Hà Nội trình thực tập Cục Năng lượng nguyên tử (NLNT) Trong đó, đặc biệt q trình tham gia Đề tài độc lập cấp Nhà nước “Nghiên cứu ảnh hưởng q 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 q thầy giáo tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 2011-2013, chuyên ngành Vật lý nguyên tử, thầy cô Khoa Sau đại học – Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, lãnh đạo Cục Năng lượng nguyên tử tận tình giúp đỡ, tạo điều kiện cho em trình học tập hồn thành luận văn Đặc biệt em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến TS Trần Đại Phúc - Cố vấn khoa học Cục NLNT, người có 40 năm kinh nghiệm làm việc quan hàng đầu lĩnh vực công nghệ điện hạt nhân giới (Canada, Pháp Mỹ, Bỉ, ) định hướng truyền đạt kiến thức chuyên môn, kinh nghiệm vô quý báu nghiên cứu khoa học giúp em thực hoàn thành luận văn Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn khơng tránh khỏi thiếu sót, mong nhận ý kiến đóng góp bổ sung quý thầy cô Hà Nội, tháng năm 2015 Học viên Đinh Văn Chiến MỤC LỤC DANH MỤC THUẬT NGỮ DANH MỤC BẢNG BIỂU DANH MỤC HÌNH VẼ MỞ ĐẦU CHƢƠNG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN VVER-AES2006 1.1 Q trình phát triển cơng nghệ lị phản ứng hạt nhân VVER 1.2 Đặc điểm lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 CHƢƠNG ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 12 2.1 Đặc điểm thiết kế nhiên liệu hạt nhân 12 2.2 Đặc trưng xạ nhiên liệu 15 2.3 Đặc trưng nhiệt nhiên liệu 17 2.3.1 Sự phân bố nhiệt độ nhiên liệu .17 2.3.2 Sự thay đổi cấu trúc viên gốm nhiên liệu 20 2.3.3 Q trình mỏi rão hóa vật liệu 24 2.4 Đặc trưng thủy nhiệt động nhiên liệu 25 2.4.1 Thông lượng nhiệt tới hạn q trình dời khỏi vùng sơi nhân .26 2.4.2 Sự ăn mòn cọ xát vỏ bọc nhiên liệu với lưới định vị 31 2.4.3 Biến đổi hình học nhiên liệu tác dụng thủy lực .32 2.5 Đặc trưng q trình oxy hóa hydro hóa nhiên liệu 36 2.5.1 Quá trình oxy hóa 36 2.5.2 Q trình hydro hóa 43 CHƢƠNG CHƢƠNG TRÌNH TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU FRAPCON-3.549 3.1 Tổng quan chương trình FRAPCON-3.5 49 3.1.1 Mục tiêu tính tốn chương trình FRAPCON-3.5 49 3.1.2 Các giới hạn chương trình FRAPCON-3.5 .50 3.2 Cấu trúc phương pháp tính tốn code FRAPCON-3.5 51 3.2.1 Cấu trúc code 51 3.2.2 Lưu đồ tính tốn code .52 3.2.3 Cấu trúc input đầu vào .55 3.3 Mơ hình code FRAPCON-3.5 55 3.3.1 Mơ hình nhiệt động 55 3.3.2 Mơ hình học 59 3.3.3 Mô hình phát tán khí phân hạch 62 3.3.4 Mơ hình oxy hóa hydro hóa 63 CHƢƠNG PHÂN TÍCH ĐẶC TRƢNG THANH NHIÊN LIỆU TVS-2006 65 4.1 Đặc điểm thiết kế nhiên liệu TVS-2006 65 4.2 Tiêu chuẩn chấp nhận sử dụng phân tích 68 4.2.1 Tiêu chuẩn độ bền .69 4.2.2 Tiêu chuẩn độ biến dạng .70 4.2.3 Tiêu chuẩn nhiệt - vật lý .71 4.2.4 Tiêu chuẩn ăn mòn 71 4.3 Phương pháp phân tích mơ hình hóa 72 4.3.1 Phương pháp phân tích 72 4.3.2 Mơ hình hóa nhiên liệu TVS-2006 72 4.4 Đánh giá thiết kế nhiên liệu TVS-2006 73 4.4.1 Kết tính tốn - nhiệt .73 4.4.2 Kết tính tốn độ bền 80 4.4.3 Kết tính tốn biến dạng hình học 85 4.4.4 Kết tính tốn q trình oxy hóa hydro hóa 88 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 90 TÀI LIỆU THAM KHẢO 94 PHỤ LỤC 97 DANH MỤC THUẬT NGỮ Từ viết tắt Tiếng Anh Tiếng Việt BWR Boiling Water Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước sôi 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 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 Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor/WaterCooled Water-Moderated Energy Reactor Lò phản ứng hạt nhân nước áp lực kiểu Nga ε Strain Biến dạng ζ Stress Ứng suất US NRC VVER (WWER) DANH MỤC BẢNG BIỂU Bảng 1 Một số thơng số thiết kế lị phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 .9 Bảng Các thông số vùng hoạt VVER-AES2006 10 Bảng Các khối code FRAPCON-3.5 51 Bảng Các thông số thiết kế nhiên liệu TVS-2006 66 Bảng Dữ liệu phân bố công suất dọc trục tương đối nhiên liệu .73 Bảng Các kết tính tốn - nhiệt nhiên liệu TVS-2006 75 Bảng 4 Các kết tính tốn độ bền nhiên liệu 82 Bảng Các kết tính tốn biến dạng hình học nhiên liệu .86 Bảng Các kết tính tốn độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy .89 DANH MỤC HÌNH VẼ Hình 1 Các hệ phát triển lò phản ứng hạt nhân VVER Hình Mơ hình tổ hợp thiết bị vịng sơ cấp lị phản ứng VVER-AES2006 .11 Hình Bó nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 11 Hình Thanh nhiên liệu theo thiết kế Hoa Kỳ-Châu Âu (KSPN-Hàn Quốc) 13 Hình 2 Bó nhiên liệu theo thiết kế Hoa Kỳ-Châu Âu (Westinghouse) 13 Hình Thanh nhiên liệu tiêu chuẩn sử dụng lò phản ứng VVER-1000 14 Hình Các khuyết tật mạng lưới làm thay đổi tính chất vật liệu .17 Hình Phân bố nhiệt độ nhiên liệu chất làm mát 19 Hình Sự thay đổi vi cấu trúc nhiên liệu UO2 phụ thuộc nhiệt độ .22 Hình Sự biến đổi hình dạng viên gốm vỏ nhiên liệu lò phản ứng 23 Hình Ảnh hưởng nhiên liệu tới vỏ bọc E110RXA giai đoạn 23 Hình Thanh bó nhiên liệu bị cong vênh lị phản ứng .24 Hình 10 Đường cong đặc trưng mơ hình sơi bể 28 Hình 11 Thơng lượng nhiệt tới hạn lị PWR BWR .30 Hình 12 Hư hỏng cọ xát vỏ bọc lưới định vị 31 Hình 13 Tỷ lệ dạng ăn mòn khác vỏ bọc nhiên liệu Mỹ 31 Hình 14 Biến dạng hình học nhiên liệu, (a) kiểu chữ S, (b) kiểu chữ C 32 Hình 15 Quan hệ độ cong bó độ lệch khỏi kích thước khe hở 33 Hình 16 Độ cong bó nhiên liệu ba lò phản ứng Ringhals (Thụy Điển) 35 Hình 17 Hướng biên độ uốn cong nhiên liệu .35 Hình 18 Giản đồ pha Zr-O 37 Hình 19 Sơ đồ vi cấu trúc zirconi oxit tạo thành điều kiện khác 38 Hình 20 Sơ đồ diễn biến q trình oxy hóa kim loại vỏ bọc 39 Hình 21 Ăn mòn tạo lớp đồng sau chu kỳ 40 Hình 22 Cơ chế ăn mòn dạng hạch 41 Hình 23 Tác động gốc hoạt động tạo thành từ trình phân hủy phóng xạ nước tới q trình ăn mịn kim loại vỏ bọc .43 Hình 24 Ảnh hưởng hàm lượng hydro tới độ dẻo Zircaloy-2 .45 Hình 25 Ảnh hưởng hàm lượng hydro tới độ bền kéo Zircaloy-2 46 Hình 26 Ảnh hưởng hàm lượng hydro đến tính chất học Zircaloy-4 nhiệt độ phòng 46 Hình 27 Ảnh hưởng hàm lượng hydro tới độ dẻo vật liệu Zry-4 SRA Zry-2 RXA không bị chiếu xạ nhiệt độ 20 oC 47 Hình 28 Ảnh hưởng hàm lượng hydro tới độ dẻo vật liệu Zry-4 SRA Zry-2 RXA không bị chiếu xạ nhiệt độ 300 oC 47 Hình 29 Ảnh hưởng hàm lượng hydro chiếu xạ tới độ dẻo vật liệu Zry-2 RXA nhiệt độ 300 oC 48 Hình Lưu đồ tính tốn code FRAPCON-3.5 52 Hình Lưu đồ gọi thủ tục code FRAPCON-3.5 54 Hình 3 Phân bố nhiệt độ nhiên liệu hạt nhân .56 Hình Lưu đồ tính tốn nhiệt độ nhiên liệu vỏ bọc .57 Hình Phân bố điểm lưới sai phân 59 Hình Lưu đồ tính tốn biến dạng đàn hồi 62 Hình Thanh nhiên liệu hạt nhân TVS-2006 68 Hình Tốc độ sinh nhiệt tuyến tính nhiên liệu TVS-2006 73 Hình Nhiệt độ trung bình nhiên liệu chu kỳ vận hành 76 Hình 4 Nhiệt độ trung bình tâm nhiên liệu theo chiều dọc nhiên liệu .76 Hình Nhiệt độ trung bình lớp vỏ bọc theo chiều dọc nhiên liệu .77 Hình Nhiệt độ bề mặt bên lớp vỏ bọc theo chiều dọc nhiên liệu 77 Hình Lưới nhiệt độ trung bình nhiên liệu 78 Hình Tỷ lệ phát tán khí phân hạch nhiên liệu 78 Hình Tỷ lệ phát tán khí phân hạch theo trục nhiên liệu 79 Hình 10 Áp suất khí bên nhiên liệu 79 Hình 11 Độ cháy trung bình nhiên liệu chu kỳ vận hành .80 Hình 12 Độ cháy theo chiều dọc nhiên liệu .80 Hình 13 Ứng suất hiệu dụng vỏ bọc theo trục nhiên liệu 83 Hình 14 Ứng suất tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu 83 Hình 15 Biến dạng tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu 84 Hình 16 Biến dạng đàn hồi tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu .84 Hình 17 Biến dạng đàn hồi hướng trục theo trục nhiên liệu 85 Hình 18 Biến dạng đàn hồi hướng tâm theo trục nhiên liệu 85 Hình 19 Độ giãn dài vỏ bọc nhiên liệu trình vận hành .87 Hình 20 Tốc độ rão vỏ bọc theo trục nhiên liệu 87 Hình 21 Tốc độ phồng nở nhiên liệu theo trục nhiên liệu 88 Hình 22 Độ dày lớp oxit bề mặt vỏ bọc theo trục nhiên liệu 89 Hình 23 Hàm lượng hydro tích lũy vỏ bọc theo trục nhiên liệu .89 Hình 15 Biến dạng tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu Hình 16 Biến dạng đàn hồi tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu 84 Hình 17 Biến dạng đàn hồi hướng trục theo trục nhiên liệu Hình 18 Biến dạng đàn hồi hướng tâm theo trục nhiên liệu 4.4.3 Kết tính tốn biến dạng hình học Trong chu kỳ vận hành, độ giãn dài cực đại cột nhiên liệu 5,02 mm độ giãn dài cực đại nhiên liệu điều kiện vận hành 30,23 mm 85 Các nghiên cứu phân tích thực nghiệm độ giãn dài bó nhiên liệu nhiệt chiếu xạ (~0,15%) khoảng cách độ hở đầu nhiên liệu khối đỉnh bó trạng thái nóng ~61,6 mm (khơng tính đến độ giãn dài nhiên liệu) Biên dự trữ an toàn độ giãn dài nhiên liệu K = 61,6/30,23 = 2,04 Khi trạng thái vật liệu vỏ bọc chịu mức áp suất đạt đến tới hạn tích lũy thời gian dài biến dạng rão phồng nở lớp vỏ bọc nhiên liệu dễ dàng bị gãy vụn Các kết tính tốn cho thấy tốc độ rão cực đại vỏ bọc 6,48.10-11 m/m/s tốc độ phồng nở cực đại lớp vỏ bọc 8,64.10-11 m/m/s Các kết tính tốn độ biến dạng nhiên liệu đưa Bảng 4.5 Hình 4.19-4.21 Bảng Các kết tính tốn biến dạng hình học nhiên liệu Tham số Hiệu dụng Độ bất định Cực đại PSAR Giá trị giới hạn Biên dự trữ an toàn, K Biên an toàn chuẩn, [K] Độ giãn dài cột nhiên liệu, mm 3,18 1,84 5,02 - - - - Độ giãn dài nhiên liệu, mm 18,31 11,92 30,23 47,7 61,6 2,04 - Tốc độ rão vỏ bọc, m/m/s 5,78 0,70 6,48 - - - - Tốc độ phồng nở, m/m/s 7,63 1,01 8,64 - - - - 86 Hình 19 Độ giãn dài vỏ bọc nhiên liệu trình vận hành Hình 20 Tốc độ rão vỏ bọc theo trục nhiên liệu 87 Hình 21 Tốc độ phồng nở nhiên liệu theo trục nhiên liệu 4.4.4 Kết tính tốn q trình oxy hóa hydro hóa Trong q trình vận hành, độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy lớp vỏ bọc gây ảnh hưởng khả truyền nhiệt toàn vẹn lớp vỏ bọc nhiên liệu Hàm lượng hydro cao lớp vỏ bọc hợp kim zirconi làm tăng độ giòn đồng thời làm suy giảm đặc tính bền vật liệu Các kết tính tốn q trình oxy hydro hóa vỏ bọc nhiên liệu cho thấy độ dày lớp oxit cực đại bề mặt vỏ bọc 20,21 μm, biên dự trữ an toàn K= 2,97 Hàm lượng tích lũy hydro cực đại 73,42 ppm, biên dự trữ an toàn K= 5,45 Các kết tính tốn cho thấy lớp vỏ bọc nhiên liệu đáp ứng tin cậy khả vận hành nhiên liệu TVS-2006 điều kiện vận hành ổn định lị phản ứng VVER-AES2006 Các kết tính tốn độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy lớp vỏ bọc đưa Bảng 4.6 Hình 4.22 - 4.23 88 Bảng Các kết tính tốn độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy Tham số Hiệu dụng Độ bất định Cực đại PSAR Giá trị giới hạn Biên dự trữ an toàn, K Biên an toàn chuẩn, [K] Độ dày lớp oxit, μm 15,11 5,10 20,21 30 60 2,97 1,5 Hàm lượng hydro, ppm 68,05 5,37 73,42 60-80 400 5,45 - Hình 22 Độ dày lớp oxit bề mặt vỏ bọc theo trục nhiên liệu Hình 23 Hàm lượng hydro tích lũy vỏ bọc theo trục nhiên liệu 89 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Phân tích an tồn lị phản ứng NMĐHN vấn đề bao trùm nhiều tượng, trình phức tạp xảy vùng hoạt Chúng bao gồm toàn diễn biến xảy mặt - lý - hóa - nhiệt - xạ trang thiết bị lò phản ứng Đồng thời, mối quan hệ tương tác qua lại lẫn dẫn tới phức tạp việc nắm bắt hiểu rõ chế hoạt động, vận hành, đảm bảo đáp ứng chức an toàn Trong giới hạn nghiên cứu luận văn trình bày khía cạnh phân tích an tồn lị phản ứng hạt nhân an tồn hiệu nhiên liệu Trong đó, đối tượng nghiên cứu cơng nghệ lị phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 với loại nhiên liệu sử dụng TVS-2006 Khi nghiên cứu, tìm hiểu trình phát triển loại cơng nghệ lị phản ứng VVER Liên Bang Nga nhà máy điện hạt nhân, thấy hoàn thiện ngày cao, đáp ứng độ tin cậy nhu cầu sử dụng người mặt kỹ thuật đảm bảo an toàn Bắt đầu từ phiên thiết kế VVER440 với công suất 440 MWe thiết kế tiên tiến với mức công suất điện cao VVER-1000, VVER-1200 (AES-2006), phiên thiết kế có cách tiếp cận vấn đề an toàn khác lắp đặt bẫy vùng hoạt, sử dụng hệ thống an tồn chủ động thụ động, tối ưu hóa hệ thống nhiên liệu,… tập trung lại hướng đến mục tiêu cao đạt an tồn tối ưu Điều thể đặc điểm thiết kế mang tính đặc trưng riêng phận thành phần hệ thống nhiên liệu với bó dạng lục lăng, sử dụng viên gốm nhiên liệu UO2-Gd2O3 hay bình sinh kiểu ngang cho phép tăng khơng gian tích trữ nước vịng thứ cấp so với kiểu bình sinh thẳng đứng loại lò theo thiết kế Châu Âu - Hoa Kỳ Điều làm tăng khả tải nhiệt xảy cố với khả cung cấp chất làm mát đường nước cấp khẩn cấp tới bình sinh Ngồi ra, bình sinh kiểu ngang giúp giảm thiểu chiều cao nhà lị, cải thiện khả chống chịu địa chấn hệ thống,… 90 Thanh nhiên liệu nguồn phát nhiệt, đồng thời nơi phát sinh ngun nhân gây an tồn lị phản ứng Cách tiếp cận an toàn hạt nhân hiệu phải xuất phát từ hiểu biết sâu sắc đầy đủ vật liệu cấu trúc nhiên liệu, thay đổi nhiều mặt quan hệ tương tác phức tạp diễn nhiên liệu điều kiện vận hành Khi đối chiếu đặc điểm thiết kế nhiên liệu Liên Bang Nga (VVER) theo thiết kế Hoa Kỳ - Châu Âu (PWR), người ta thấy có nhiều điểm chung Những thay đổi tính chất nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu lò phản ứng VVER điều kiện vận hành bình thường tương tự nhiên liệu lò phản ứng PWR theo thiết kế Hoa Kỳ Châu Âu Do vậy, nội dung trình bày luận văn phần phản ánh đầy đủ trạng thái nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu loại lò phản ứng VVER PWR theo thiết kế Hoa Kỳ - Châu Âu điều kiện vận hành bình thường 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 lị 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 toàn diện trạng thái đặc trưng viên gốm vỏ bọc nhiên liệu điều kiện vận hành lị phản ứng Trong đó, FRAPCON-3.5 code có độ tin cậy cao thẩm định, cấp phép sử dụng US.NRC nhằm đánh giá đặc trưng nhiên liệu trạng thái vận hành ổn định lò phản ứng Hiện nay, FRAPCON-3.5 sử dụng việc: - Thẩm định độc lập thiết kế nhiên liệu nhà chế tạo; 91 - Liên kết với code phân tích chuyển tiếp để thẩm định độc lập kết phân tích an tồn trường hợp LOCA/RIA nhà chế tạo nhiên liệu đưa đánh giá an toàn; - Cung cấp thư viện liệu đầu vào nhiên liệu cho chương trình tính tốn nơtronic phân tích chuyển tiếp; - Nghiên cứu tính khả thi việc tăng công suất độ cháy nhiên liệu; - Hỗ trợ vận hành Dựa nghiên cứu, tìm hiểu, code FRAPCON-3.5 áp dụng để tính tốn đặc trưng nhiên liệu TVS-2006 sử dụng lò phản ứng VVER-1200 (AES-2006) trạng thái vận hành bình thường 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 vấn đề bao gồm: Tiêu chuẩn độ bền, tiêu chuẩn độ biến dạng, tiêu chuẩn nhiệt vật lý tiêu chuẩn ăn mịn Các phân tích cho thấy kết tính tốn chương trình FRAPCON-3.5 dự đốn tốt đặc trưng nhiên liệu TVS-2006 điều kiện vận hành ổn định 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 thơng tin lịch sử công suất thiết kế độ bất định PSAR-AES2006 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 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 92 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, cần phải phát triển tính tốn với điều kiện chuyển tiếp cố/tai nạn lò phản ứng Trong đó, với điều kiện chuyển tiếp đặc trưng tốn nhảy mức cơng suất, với điều kiện cố/tai nạn đặc trưng toán LOCA/RIA Các tính tốn cần phải sử dụng code phân tích điều kiện chuyển tiếp, cố/tai nạn khác FRAPTRAN-1.5 [5] [6], nhiên, code FRAPCON-3.5 phải sử dụng để tính tốn điều kiện ban đầu cho trình chuyển tiếp hay cố/tai nạn 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 nhiên liệu VVER-AES2006 điều kiện vận hành bình thường lị 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 liên quan đến điện hạt nhân 93 TÀI LIỆU THAM KHẢO A Altshuller (2009), NPP-2006 with reactor VVER-1200/491, Saint Petersburg Institute, Rusia Charles Patterson, Friedrich Garzarolli, Ron Adamson (2010), Processes going on in nonfailed Rod during Normal Operation, A.N.T International, Sweden Geelhood K.J., W.G Luscher and C.E Beyer (2014), FRAPCON-3.5: A Computer Code for the Calculation of Steady-State, Thermal-Mechanical Behaviour of Oxide Fuel Rods for High Burn-up, NUREG/CR-7022, Vol.1, US NRC, USA Geelhood K.J., W.G Luscher and C.E Beyer (2014), FRAPCON-3.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7022, Vol.2, US NRC, USA Geelhood K.J., W.G Luscher and J.M Cuta (2014), FRAPTRAN-1.5: A Computer Code for the Transient Analysis of Oxide Fuel Rods, NUREG/CR-7023, Vol.1, US NRC, USA Geelhood K.J and W.G Luscher (2014), FRAPTRAN-1.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7023, Vol.2, US NRC, USA H Bailly, D Menessier and C Prunier (1996), Le combustible nucléaire des réacteurs eau sous pression et des réacteurs nơtrons rapides: Conception et Comportement, CEA EYROLLES, Paris, France IAEA (2007), Computational Analysis of the Behaviour of Nuclear Fuel Under Steady State, Transient and Accident Conditions, IAEA-TECDOC-1578, Vienna Jacopo Buongiorno (2010), “PWR Description”, MIT OpenCourseWare, USA 10 Jinzhao Zhang (2013), “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 94 11 K.L Murty (2013), Materials Ageing and Degradation in Light Water Reactors, Mechanisms and Management, Woodhead Publishing Limited, USA 12 Kopytov I.I., S.B.Ryzhov, Yu.M Semchenkov et al (2009), Prelimary safety analysis report Novovoronezh NPP-2 Power Unit 1, Rusia 13 Massoud T Simnad (2002), Nuclear Reactor Materials and Fuels, University of California, San Diego 14 Molchanov V.L (2009), Nuclear fuel VVER reactors Actual state and trends, Russia 15 Nuclear engineering international (2004), Fuel review: Design data, USA 16 Olander D.R (1975), Fundamental aspects of nuclear reactor elements, USA 17 ROSATOM (2011), Concept Solutions by the example of Leningrad NPP-2, Design AES-2006, Rusia 18 ROSATOM (2009), The AES-2006 reactor plant, a strategic choice, Rusia 19 Todd Allen (2012), Nuclear fuel performance, University of Wisconsin, USA 20 Todreas N.E & al (1990), Nuclear systems: Thermal hydraulic fundamentals, Hemisphere pushing corporation 21 TVEL (2011), Nuclear fuel for VVER reactors, fuel company of Rosatom, Russia 22 Vitaly Ermolaev (2009), “Introduction to the AES-2006 NPP design based on VVER (PWR) technology”, AES-2006 Intended for Loviisa3, Rusia 23 X.A Andrushenko, A.M Aphrov, B.IU Vaciliev, V.N Genheralov, K.B Koxounov, IU.M Shemchenkov, V.Ph Ukraixev (2010), NPP with VVER-1000 reactor types, Moskva, Rusia 24 Yegorova L., G.Abyshov et al (1999), Data Base on the Behavior of High Burn-up Fuel Rods with Zr-1%Nb Cladding and UO2 Fuel (VVER Type) under Reactivity Accident Conditions, NUREG/IA-0156, Vol.3, US NRC, USA 95 25 Yu Wenchi & al (2011), “PWR fuel element stability analysis”, 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Chengdu, China 96 PHỤ LỤC INPUT MÔ PHỎNG ĐẶC TRƢNG THANH NHIÊN LIỆU TVS-2006 TRONG TRẠNG THÁI VẬN HÀNH BÌNH THƢỜNG ******************************************************************* * FRAPCON-3.5, Steady-state fuel rod analysis code * * * * CASE DESCRIPTION: TVS-2006 fuel rod for VVER-AES2006 *UNIT FILE DESCRIPTION * * -Output: * * Output : * * STANDARD PRINTER OUTPUT * * Scratch: * * SCRATCH INPUT FILE FROM ECH01 * * Input: FRAPCON-3.5 INPUT FILE (UNIT 55)BY CHIENDINH ******************************************************************* * GOESINS: FILE05='nullfile', STATUS='UNKNOWN', FORM='FORMATTED', CARRIAGE CONTROL='NONE' * * GOESOUTS: FILE06='TVS2006-Nominal.out', STATUS='UNKNOWN', CARRIAGE CONTROL='LIST' FILE66='TVS2006-Nominal.plot', STATUS='UNKNOWN', FORM='FORMATTED',CARRIAGE CONTROL='LIST' /******************************************************************* TVS-2006 fuel rod for VVER_AES2006 reactor $frpcn im=29, nr=17, ngasr=45, na=50, mechan=2 $end $frpcon dco=0.0091, thkcld=0.000685, thkgap=0.000065, totl=3.730, cpl=0.252 dspg=0.0075692, dspgw=0.00100076, vs=40 hplt=0.01150112, rc=0.0006, hdish=0, dishsd=0.0032 chmfrw=0.0008242, chmfrh=0.0003 enrch=4.4, imox=0, comp=0 fotmtl=2.005, gadoln=0, ppmh2o=0, ppmn2=0.007 den=97.2, deng=0.5, roughf=0.000002, rsntr=123.16, tsint=1872.594444 icm=5, cldwks=0.0, roughc=0.0000005, catexf=0.05, chorg=0.6 fgpav=2100000, idxgas=1, nunits=0 iplant=-2, pitch=0.01275, icor=0, crdt=0, crdtr=0, flux=10*22100000000000000 crephr=10, sgapf=31, slim=0.05, qend=0.3, ngasmod=2 jdlpr=1, nopt=0, nplot=1, ntape=0, nread=0, nrestr=0 97 ProblemTime= 0.1, 0050.1, 0100.1, 0150.1, 0200.1, 0250.1, 0300.1, 0343.2 0393.2, 0443.2, 0493.2, 0543.2, 0593.2, 0643.2, 0686.4 0736.4, 0786.4, 0836.4, 0886.4, 0936.4, 0986.4, 1029.6 1079.6, 1129.6, 1179.6, 1229.6, 1279.6, 1329.6, 1372.8 qmpy= 24.4988, 24.2788, 24.0588, 23.8388, 23.6187, 23.3987, 23.1787, 22.9886 21.6278, 20.2669, 18.9061, 17.5452, 16.1844, 14.8235, 13.6477 13.2892, 12.9306, 12.5721, 12.2136, 11.8550, 11.4965, 11.1867 11.1867, 11.1867, 11.1867, 11.1867, 11.1867, 11.1867, 11.1867 nsp=0 p2=16200000.0, tw=571.35, go=3930.0 iq=0, fa=1 x(1)= 0.000, 0.1865, 0.5595, 0.9325, 1.3055, 1.6785 1.865, 2.0515, 2.4245, 2.7975, 3.1705, 3.5435, 3.730 qf(1)= 0.500, 0.50, 0.83, 1.07, 1.25, 1.35 1.357, 1.35, 1.25, 1.07, 0.83, 0.50, 0.50 x(50)= 0.000, 0.1865, 0.5595, 0.9325, 1.3055, 1.6785 1.865, 2.0515, 2.4245, 2.7975, 3.1705, 3.5435, 3.730 qf(50)= 0.500, 0.50, 0.83, 1.07, 1.25, 1.35 1.357, 1.35, 1.25, 1.07, 0.83, 0.50, 0.50 jn=13, 13 jst= 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, 1, $end 98 ... tả hệ phát triển lò phản ứng hạt nhân VVER Hình 1 Các hệ phát triển lò phản ứng hạt nhân VVER [22] 1.2 Đặc điểm lò phản ứng hạt nhân VVER- AES2 006 Lò phản ứng hạt nhân VVER- AES2 006 phiên thiết... CHƢƠNG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN VVER- AES2 006 1.1 Q trình phát triển cơng nghệ lò phản ứng hạt nhân VVER 1.2 Đặc điểm lò phản ứng hạt nhân VVER- AES2 006 CHƢƠNG ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU... sơ cấp lị phản ứng VVER- AES2 006 [22] Hình Bó nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân VVER- AES2 006 [12] 11 CHƢƠNG ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 2.1 Đặc điểm thiết kế nhiên liệu hạt nhân [9] [15]