Trong quá trình vận hành, độ dày lớp oxit và hàm lượng hydro tích lũy trong lớp vỏ bọc có thể gây ra các ảnh hưởng về khả năng truyền nhiệt cũng như sự toàn vẹn của lớp vỏ bọc nhiên liệu. Hàm lượng hydro cao trong lớp vỏ bọc hợp kim zirconi làm tăng độ giòn đồng thời làm suy giảm các đặc tính bền của vật liệu.
Các kết quả tính toán về quá trình oxy và hydro hóa vỏ bọc thanh nhiên liệu cho thấy độ dày lớp oxit cực đại trên bề mặt vỏ bọc là 20,21 μm, biên dự trữ an toàn K= 2,97. Hàm lượng tích lũy hydro cực đại bằng 73,42 ppm, biên dự trữ an toàn K= 5,45.
Các kết quả tính toán cho thấy lớp vỏ bọc thanh nhiên liệu đáp ứng tin cậy khả năng vận hành của thanh nhiên liệu TVS-2006 trong điều kiện vận hành ổn định của lò phản ứng VVER-AES2006.
Các kết quả tính toán độ dày lớp oxit và hàm lượng hydro tích lũy trong lớp vỏ bọc được đưa ra trong Bảng 4.6 và Hình 4.22 - 4.23.
89
Bảng 4. 6. Các kết quả tính toán độ dày lớp oxit và 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 4. 22. Độ dày lớp oxit trên bề mặt vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu
90
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ
Phân tích an toàn lò phản ứng trong các NMĐHN là vấn đề bao trùm nhiều hiện tượng, quá trình phức tạp xảy ra trong vùng hoạt. Chúng bao gồm toàn bộ những diễn biến xảy ra về mặt cơ - lý - hóa - nhiệt - bức xạ đối với các trang thiết bị lò phản ứng. Đồng thời, chính mối quan hệ tương tác qua lại lẫn nhau dẫn tới sự phức tạp trong việc nắm bắt và hiểu rõ mọi cơ chế hoạt động, vận hành, đảm bảo đáp ứng các chức năng an toàn. Trong giới hạn nghiên cứu của luận văn này đã trình bày một khía cạnh về phân tích an toàn lò phản ứng hạt nhân đó là về an toàn hiệu năng nhiên liệu. Trong đó, đối tượng nghiên cứu chính là về công nghệ lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 với loại thanh nhiên liệu sử dụng là TVS-2006.
1. Khi nghiên cứu, tìm hiểu quá trình phát triển loại công nghệ lò phản ứng VVER của Liên Bang Nga đối với các nhà máy điện hạt nhân, có thể thấy được sự hoàn thiện ngày càng cao, đáp ứng độ tin cậy và nhu cầu sử dụng của con người cả về mặt kỹ thuật cũng như đảm bảo sự an toàn. Bắt đầu từ phiên bản thiết kế VVER- 440 với công suất 440 MWe cho tới các thiết kế tiên tiến với mức công suất điện cao hơn VVER-1000, VVER-1200 (AES-2006), mỗi phiên bản thiết kế có những cách tiếp cận vấn đề an toàn khác nhau như lắp đặt bẫy vùng hoạt, sử dụng hệ thống an toàn chủ động và thụ động, tối ưu hóa hệ thống nhiên liệu,… nhưng tập trung lại vẫn hướng đến mục tiêu cao nhất đó là đạt được sự an toàn tối ưu nhất. Điều đó thể hiện ngay trong từng đặc điểm thiết kế mang tính đặc trưng riêng của mỗi bộ phận thành phần như hệ thống nhiên liệu với bó thanh dạng lục lăng, sử dụng viên gốm nhiên liệu UO2-Gd2O3 hay bình sinh hơi kiểu ngang cho phép tăng không gian tích trữ nước trong vòng thứ cấp so với kiểu bình sinh hơi thẳng đứng của các loại lò theo thiết kế của Châu Âu - Hoa Kỳ. Điều này làm tăng khả năng tải nhiệt khi xảy ra sự cố với sự mất khả năng cung cấp chất làm mát của đường nước cấp khẩn cấp tới bình sinh hơi. Ngoài ra, bình sinh hơi kiểu ngang còn giúp giảm thiểu chiều cao nhà lò, do đó cải thiện khả năng chống chịu địa chấn của hệ thống,…
91
2. Thanh nhiên liệu là nguồn phát nhiệt, đồng thời là nơi phát sinh các nguyên nhân gây mất an toàn lò phản ứng. Cách tiếp cận an toàn hạt nhân hiệu quả phải xuất phát từ sự hiểu biết sâu sắc và đầy đủ về vật liệu và cấu trúc thanh nhiên liệu, về những thay đổi nhiều mặt trong quan hệ tương tác phức tạp diễn ra trong thanh nhiên liệu ở các điều kiện vận hành. Khi đối chiếu các đặc điểm thiết kế thanh nhiên liệu của Liên Bang Nga (VVER) và theo thiết kế Hoa Kỳ - Châu Âu (PWR), người ta thấy có rất nhiều điểm chung. Những thay đổi tính chất nhiên liệu và vỏ bọc của thanh nhiên liệu lò phản ứng VVER trong điều kiện vận hành bình thường về cơ bản tương tự như thanh nhiên liệu lò phản ứng PWR theo thiết kế Hoa Kỳ - Châu Âu. Do vậy, những nội dung trình bày trong luận văn phần nào cũng đã phản ánh đầy đủ trạng thái nhiên liệu và vỏ bọc thanh nhiên liệu đối với cả 2 loại lò phản ứng VVER và PWR theo thiết kế Hoa Kỳ - Châu Âu trong điều kiện vận hành bình thường.
Một thanh nhiên liệu được đặc trưng bởi nhiều thông số và chịu ảnh hưởng của nhiều hiện tượng cơ - lý - hóa - nhiệt - bức xạ. Một yếu tố vừa là nguyên nhân làm biến đổi các yếu tố khác, đồng thời lại chịu hậu quả tác động trực tiếp hoặc gián tiếp của nhiều yếu tố khác nhau, chúng liên quan với nhau thông qua các hiện tượng rất đa dạng và phức tạp xảy ra trong vùng hoạt lò phản ứng.
3. Các code tính toán được xây dựng dựa trên nhiều cơ sở dữ liệu thu được từ quá trình vận hành thực tiễn và từ các thử nghiệm phức tạp với chi phí lớn, đã tạo ra công cụ giúp phân tích và đánh giá tương đối toàn diện trạng thái và đặc trưng của viên gốm và vỏ bọc nhiên liệu trong các điều kiện vận hành của lò phản ứng. Trong đó, FRAPCON-3.5 là code có độ tin cậy cao và đã được thẩm định, cấp phép sử dụng bởi US.NRC nhằm đánh giá đặc trưng của thanh nhiên liệu trong trạng thái vận hành ổn định của lò phản ứng. Hiện nay, FRAPCON-3.5 đang được sử dụng trong việc:
92
- Liên kết với code phân tích chuyển tiếp để thẩm định độc lập các kết quả phân tích an toàn trong trường hợp LOCA/RIA của nhà chế tạo nhiên liệu và đưa ra đánh giá an toàn;
- Cung cấp thư viện dữ liệu đầu vào của thanh nhiên liệu cho các chương trình tính toán nơtronic hoặc phân tích chuyển tiếp;
- Nghiên cứu tính khả thi về việc tăng công suất và độ cháy nhiên liệu; - Hỗ trợ vận hành.
4. Dựa trên những nghiên cứu, tìm hiểu, code FRAPCON-3.5 đã được áp dụng để tính toán đặc trưng của thanh nhiên liệu TVS-2006 sử dụng trong lò phản ứng VVER-1200 (AES-2006) ở trạng thái vận hành bình thường. Các kết quả tính toán được phân tích, đánh giá theo bộ tiêu chuẩn giới hạn vận hành đưa ra bởi cơ quan pháp quy hạt nhân của Liên Bang Nga. Trong đó, nổi bật lên là 4 vấn đề chính bao gồm: Tiêu chuẩn về độ bền, tiêu chuẩn về độ biến dạng, tiêu chuẩn về nhiệt - vật lý và tiêu chuẩn về ăn mòn.
Các phân tích cho thấy kết quả tính toán bằng chương trình FRAPCON-3.5 dự đoán khá tốt các đặc trưng của thanh nhiên liệu TVS-2006 trong điều kiện vận hành ổn định. Các giá trị tính toán của các tham số quan tâm đều thấp hơn giá trị giới hạn và cho thấy biên dự trữ an toàn lớn hơn biên dự trữ chuẩn. Một vài sai khác như về kết quả tính toán áp suất khí trong thanh nhiên liệu có thể là do chưa đầy đủ thông tin về lịch sử công suất thiết kế và các độ bất định trong PSAR-AES2006 cũng như các phương pháp phân tích. Ngoài ra, cũng cần phải xem xét lại dữ liệu được đưa ra từ tài liệu đối chiếu phân tích dựa trên phản hồi kinh nghiệm vận hành và thiết kế.
Qua quá trình nghiên cứu và thực hiện luận văn này tác giả có một số đề xuất, kiến nghị như sau:
- Để có độ tin cậy cao hơn về các kết quả phân tích, cần phải nghiên cứu một cách sâu sắc về cấu trúc, phương pháp mô hình hóa của code; kiểm tra độ tin cậy
93
của các thông số đầu vào input; thực hiện tính toán liên kết với các code vật lý nơtron, code thủy nhiệt nhằm bổ sung các điều kiện biên như lịch sử công suất;
- Để đánh giá một cách toàn diện đặc trưng của thanh nhiên liệu, cần phải phát triển các tính toán với điều kiện chuyển tiếp và sự cố/tai nạn của lò phản ứng. Trong đó, với điều kiện chuyển tiếp đặc trưng là bài toán nhảy mức công suất, với điều kiện sự cố/tai nạn đặc trưng là bài toán LOCA/RIA. Các tính toán này cần phải sử dụng một code phân tích điều kiện chuyển tiếp, sự cố/tai nạn khác như FRAPTRAN-1.5 [5] [6], tuy nhiên, code FRAPCON-3.5 vẫn phải được sử dụng để tính toán điều kiện ban đầu cho các quá trình chuyển tiếp hay sự cố/tai nạn.
Như vậy, luận văn này đã tiến hành nghiên cứu, phân tích các đặc trưng cơ - lý - hóa - nhiệt - bức xạ của thanh nhiên liệu hạt nhân và áp dụng đánh giá thiết kế thanh nhiên liệu VVER-AES2006 trong điều kiện vận hành bình thường của lò phản ứng. Các kết quả nghiên cứu của luận văn sẽ là tài liệu tham khảo bổ ích đối với cơ quan vận hành nhà máy điện cũng như cơ quan quản lý nhà nước trong việc đưa ra các tiêu chuẩn và chỉ dẫn nhằm đảm bảo các yêu cầu an toàn cho vận hành nhà máy điện hạt nhân. Đồng thời, luận văn cũng sẽ là một tài liệu hữu ích về các đặc trưng cơ - lý - hóa - nhiệt - bức xạ của thanh nhiên liệu đối với các cơ quan nghiên cứu hay các trường đại học có chuyên nghành liên quan đến điện hạt nhân.
94
TÀI LIỆU THAM KHẢO
1. A. Altshuller (2009), NPP-2006 with reactor VVER-1200/491, Saint Petersburg Institute, Rusia.
2. Charles Patterson, Friedrich Garzarolli, Ron Adamson (2010), Processes going on in nonfailed Rod during Normal Operation, A.N.T. International, Sweden.
3. 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.
4. Geelhood K.J., W.G. Luscher and C.E. Beyer (2014), FRAPCON-3.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7022, Vol.2, US NRC, USA.
5. 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.
6. Geelhood K.J. and W.G. Luscher (2014), FRAPTRAN-1.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7023, Vol.2, US NRC, USA.
7. H. Bailly, D. Menessier and C. Prunier (1996), Le combustible nucléaire des réacteurs à eau sous pression et des réacteurs à nơtrons rapides: Conception et Comportement, CEA. EYROLLES, Paris, France.
8. IAEA (2007), Computational Analysis of the Behaviour of Nuclear Fuel Under Steady State, Transient and Accident Conditions, IAEA-TECDOC-1578, Vienna. 9. 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.
95
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.
96
25. Yu Wenchi & al (2011), “PWR fuel element stability analysis”, 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Chengdu, China.
97
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 : *
* 6 STANDARD PRINTER OUTPUT *
* Scratch: *
* 5 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
98 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, 1, 1, 1 $end