4.2.1. Các giả thiết và điều kiện ban đầu
Trong nghiên cứu này, sự cố mất điện toàn nhà máy (SBO) bắt đầu bằng việc mất nguồn điện lưới và sau đó là nguồn điện bên trong nhà máy được giả
thiết xảy ra đồng thời. Khi xảy ra sự cố, các thanh điều khiển ngay lập tức được
đưa vào vùng hoạt để dập lò. Tiếp theo các bơm tải nhiệt chính (RCP) dừng do không còn nguồn điện và đồng thời cũng do tín hiệu dập lò đã được khởi phát, phía thứ cấp nguồn nước cấp (MFW) cũng dừng lại. Do trong thùng lò vẫn tồn tại một lượng nhiệt dư do phân rã phóng xạ của các mảnh phân hạch nên về
nguyên tắc các hệ thống tải nhiệt dư được khởi động và hệ thống bơm nước cấp phụ trợ (AFWS) được kích hoạt. Tuy nhiên, do giả thiết SBO nên hệ thống AFWS được giả thiết không còn làm việc do không có nguồn điện và do đó phần thứ cấp của các SG sẽ nhanh chóng bị khô nước, khả năng trao đổi nhiệt giữa phần sơ cấp và phần thứ cấp do đó cũng bị suy giảm nhanh chóng. Nước trong thùng lò sẽ sôi do nhiệt không được lấy đi.
Do mất điện, hệ thống bơm cấp nước cho các hệ thống trong nhà máy, đặc biệt là các bơm cao áp nút kín các lớp đệm chống rò cho RCP (hình 4.7) sẽ ngừng hoạt động. Điều này dẫn tới việc nước trong hệ thống tải nhiệt với áp suất khá cao sẽ bịđẩy ra ngoài qua các lớp đệm này. Nước rò thoát khỏi bơm tải nhiệt theo thiết kế cỡ 1.2 kg/s cho mỗi bơm. Do nước tải nhiệt rò thoát ra ngoài, lượng nước trong thùng lò sẽ bị suy giảm.
Sự suy giảm lượng nước bên trong thùng lò không chỉ do rò thoát khỏi bơm mà còn do một lượng lớn bị hóa hơi. Vùng hoạt của lò sẽ dần bị hở nước, các bó thanh nhiên liệu bị hở sẽ bị hư hại nếu sự cố mất điện không được phục hồi kịp thời. Thông thường, hệ thống tiêm nước an toàn (SIS) khi có điện sẽ chủđộng phun nước vào lò khi có sự cố mất nước tải nhiệt. Tuy vậy, trong hệ thống làm nguội tâm lò khẩn cấp (ECCS) chỉ có phần thụ động duy nhất là các bình tích áp được giả thiết hoạt động. Khi áp suất trong hệ thống tải nhiệt giảm đến giá trị thấp hơn áp lực
trong các bình tích nước được nén bởi khí nitơ, các van sẽ tự động mở ra và nước trong các bình này sẽđi vào thùng lò phản ứng qua các chân lạnh.
Hình 4. 7 Sơđồ các lớp đệm chống rò gỉ của RCP
Hình 4. 8 Khối lượng vật liệu vùng hoạt và khoang đáy RPV
Mô hình vùng hoạt và khoang đáy thùng lò phản ứng được nút hóa trong gói COR với 4 vùng theo bán kính và 12 mức theo chiều cao (hình 3.7), trong đó
theo mô tả vùng hoạt và mức trên cùng mô tả phần đầu của các bó nhiên liệu (không có UO2). Khối lượng tổng cộng các thành phần vật liệu ban đầu được cho trong hình 4.8.
4.2.2. Kịch bản SBO với việc mất nước tải nhiệt từ hở vòng đệm bơm RCP
Theo [25], các kết quả đưa ra trong tài liệu WASH-1400 đã chứng tỏ rằng những nứt vỡ với đường kính tương đương từ 0.5 đến 2” (1.27 – 5cm) trong hệ
thống tải nhiệt sơ cấp RCS là những sự kiện quan trọng có thể dẫn đến các sự cố
nghiêm trọng làm nóng chảy vùng hoạt. Với các thiết kế của các bơm tải nhiệt RCP nhưđang sử dụng trong các nhà máy điện hạt nhân hiện nay thì khi mất bơm cao áp phun nước hàn kín các vòng đệm có thể xem như sự cố mất chất tải nhiệt với vết vỡ
nhỏ (SBLOCA).
Khối lượng nước trong vùng hoạt của lò và khoang đáy thùng lò giảm và sau
đó lại được bổ sung bởi nước cấp từ các bình tích áp khi áp suất hệ thống giảm đến giá trị ngưỡng mở các van. Khoảng 8 giờ sau khi dập lò, vùng hoạt bị hở nước trở
lại và những hư hỏng nhiên liệu bắt đầu. Trong mô phỏng này, các thanh nhiên liệu
ở vành 1 bắt đầu bị hỏng và sau 9.7 giờ nó bị sập hoàn toàn. Tiến trình sự cố hư
hỏng vùng hoạt được mô phỏng từ các kết quả tính toán trên hình 4.17.
Các vòng đệm kín của bơm RCP có thể bị hư do nhiệt độ cao làm cho việc thoát nước tải nhiệt từ bên trong hệ thống ra ngoài ngày càng tăng. Trong mô phỏng này, các rò gỉ từ RCP được giả thiết là không thay đổi với lưu lượng từ mỗi bơm khoảng 1.21 kg/s. Các kết quả tính toán được so sánh với các tính toán cho sự cố
tương tự trong [25] được nêu ra trong bảng 4.2. Các kết quả mô phỏng thực hiện trong [25] có một sốđiểm cần lưu ý. Thứ nhất, tốc độ dòng rò thoát ra khỏi bơm có hiệu chỉnh theo thời gian. Thứ hai, các tham số tính toán mô phỏng được thực hiện cho các lò phản ứng cụ thể thuộc lớp PWR 4 nhánh và vì vậy sẽ có các số liệu thiết kế cụ thể khác biệt với các số liệu thiết kế tham chiếu mà chúng tôi sử dụng.
Áp suất hệ thống RCS giảm sau khi dập lò và sau đó tăng lên do tăng lượng hơi và tích tụ của nhiệt phân rã. Thay đổi mức nước trong thùng lò phản ứng được
nước và vùng hoạt bắt đầu bị hở nước. Tuy nhiên, khi áp suất hệ RCS giảm tới giá trị thấp hơn áp lực trong các bình tích áp (4.24Mpa), nước được xả từ các bình tích áp vào thùng lò phản ứng qua đường chân lạnh làm mực nước trong vùng hoạt (CV340) tăng trở lại. Khi nước từ các ACC đã đổ hết, mức nước trong vùng hoạt giảm dần cho dến khoảng 8,3 giờ sau sự cố vùng hoạt hoàn toàn bị hở nước. Khoảng 14 giờ sau, thùng lò hoàn toàn không còn nước. Do lượng nước ngày một giảm nên dòng nước thoát ra ngoài qua các bơm RCP cũng giảm đáng kể sau thời gian 10 giờ như biểu diễn ở hình 4.10.
Trong chương trình MELCOR các thanh nhiên liệu được xem như nguyên vẹn cho đến khi lớp vỏ bọc zircaloy và các viên nhiên liệu UO2 đạt đến các nhiệt độ
nóng chảy. Sự tan chảy của các thanh nhiên liệu, quá trình và các hiện tượng xảy ra
đã được mô tả ở các phần trên. Tuy nhiên, do cấu tạo của vùng hoạt lò phản ứng, việc các vành nhiên liệu có thể bị hư hỏng một cách tổng quát được mô phỏng trong MELCOR được cho bởi các yếu tố sau:
+ Vỏ bọc nhiên liệu và viên nhiên liệu bị nóng chảy (yếu tố nhiệt độ) (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
+ Các cấu trúc đỡ (bằng thép) phía dưới các bó nhiên liệu có thể bị hỏng (do có nhiệt độ nóng chảy thấp hơn) sẽ kéo theo hư hỏng vùng hoạt (yếu tố cơ học)
Các mảnh vỡ dạng hạt được tạo thành do hư hỏng vỏ bọc các thanh nhiên liên liệu. Với sự hư hỏng cấu trúc đỡ vùng hoạt, chất corium nóng chảy thoát xuống khoang đáy thùng lò và nung nóng các ống dẫn các thiết bị đo bên trong lò (ICI). Các ống dẫn ICI bị nóng lên và hư hỏng của chúng dẫn đến hư hỏng của đáy thùng lò. Tiến trình các sự kiện được nêu trong bảng 4.2. Các kết quả mô phỏng quan trọng được chỉ ra trong các hình 4.13 đến hình 4.16.
Các tính toán được thực hiện với giả thiết rò gỉ các bơm RCP ở tốc độ
1,21kg/s (tương ứng với tiết diện rò gỉ không đổi). Theo các tính toán với tốc độ
dòng rò 1,21kg/s có thay đổi theo thời gian và giả thiết nguồn điện DC phục vụ các máy phát EDG bị mất sau 3 giờ [25]. Tức là các hệ thống HPIS và LPIS vẫn có khả
Bảng 4. 2 Tiến trình thời gian trong sự cố SBO và rò bơm RCP Sự kiện MELCOR Reference [25] SBO, s 0 0 Rò bơm RCP, s 0 0 Vùng hoạt bắt đầu bị hở nước, h 4.3 6.5 Bắt đầu hư hỏng lớp vỏ bọc, h 8.16 8.0 Mâm đỡ vùng hoạt bị hỏng, h 10.13 11.3 Di chuyển mảnh vỡ xuống đáy thùng lò, h 16.6 14.3 Đáy thùng lò bị vỡ, h 18.85 17.9 Hình 4. 9 Tốc độ dòng rò khỏi bơm RCP
So sánh mức nước trong vùng hoạt (phần 340, hình 4.10) với mức nước trong vùng hoạt (hình 4.11) cho thấy mức nước trong vùng hoạt trong hình 4.11 không được làm đầy hoàn toàn trở lại do giả thiết sát thực hơn về tốc độ rò gỉ bơm ngày một tăng được bù trừ với việc có nguồn điện DC , và cũng vì vậy thời gian hết nước trong vùng hoạt xảy ra chậm hơn (8,3 giờ so với 13 giờ).
Hình 4. 10 Thay đổi mức nước trong thùng lò phản ứng (Phần trên thùng lò – 350, vùng hoạt – 340 và khoang đáy – 320)
Hình 4. 11 Thay đổi mức nước trong vùng hoạt lò phản ứng với nguồn điện DC bị mất sau 3 giờ [25]
Hình 4. 12 Nhiệt độ vỏ bọc tại đáy (BAF(x07) và đỉnh TAF(x11) vùng hoạt
Hình 4. 13 Khối lượng tổng cộng UO2 (đường phía trên), Zircaloy (đường phía dưới) và ZrO2(đường đứt đoạn) trong vùng hoạt
Hình 4. 14 Phát sinh khí hydro trong vùng hoạt của lò phản ứng: Tính toán (trái) và theo [25](phải)
Phát thải khí hydro do phản ứng oxi hóa của lớp vỏ bọc zircaloy với hơi nước ở nhiệt độ cao là nguồn cơ bản gây ra nổ khí hydro trong thùng lò hoặc nhà lò phản ứng. Tai nạn Fukushima là một minh chứng điển hình. Các nhầ máy điện hạt nhân ngày nay đều được trang bị các bộ tái kết hợp hydro nhằm triệt tiêu khí hydro trong nhà lò. Các tính toán cho kết quả khoảng gần 600kg khí hydro được sinh ra trong kịch bản sự cố và tương tự với kết quả thu được trong [25]. Hình 4.14 biểu diễn lượng khí hydro trong kịch bản và đồ thị tham chiếu tương ứng.
Việc áp dụng MELCOR cho kết quả đánh giá lượng vật liệu nóng chảy có thể có trong đáy thùng lò phản ứng cùng với nhiệt độ của bể nóng chảy làm căn cứ
cho các đánh giá tính toàn vẹn và các tương tác cơ-nhiệt tại khoang đáy thùng lò bằng các phần mềm CFD.
Vùng hoạt được xem như hở nước khi mức nước giảm xuống đến đỉnh của phần nhiên liệu trong các bó nhiên liệu (TAF). Khi đó, các vật liệu cấu trúc và nhiên liệu UO2 bắt đầu bị nung nóng. Do nhiệt độ lớp vỏ bọc tăng nhanh, quá trình ôxi hóa xảy ra. Hệ quả là các lớp vỏ bọc bị hư hỏng, sự hư hỏng của vỏ bọc thanh nhiên liệu ở các phần đỉnh (TAF) và đáy (BAF) của các bó nhiên liệu tương ứng với các mức 12 và 7 nhưđược biểu diễn trong hình 4.12. Ngoài ra, một lượng lớn khí hydro phát sinh trong các phản ứng hóa học giữa zircaloy và nước, hơi nước. Các tai nạn TMI-2 và đặc biệt là tai nạn Fukushima cho thấy việc nổ khí hydro trong
4.2.3. Tiến trình thoái hóa vùng hoạt và đánh giá bể nóng chảy tại khoang
đáy thùng lò trong kịch bản SBO và rò bơm RCP
Nhiệt độ lớp vỏ bọc nhiên liệu nóng lên và đạt nhiệt độ nóng chảy, lớp vỏ
bọc bắt đầu bị chảy nến từ phía trên phần đỉnh vùng hoạt bị hở nước. Sự kiện xảy ra ở vành 1 vào khoảng 8.17 giờ, sau đó chúng bắt đầu lan sang các khu vực khác như thấy trong các hình 4.15. Hơi nước và các vật liệu vùng hoạt tương tác với nhau ở nhiệt độ cao làm phát sinh khí hydro. Khối lượng khí hydro tăng như
chỉ ra trong hình 4.14.
Bảng 4. 3 Phân bố khối lượng mảnh vỡ (PD) xuống đáy thùng lò (16.6h)
R1 R2 R3 R4 L5 PD-UO2 PD-ZrO2 2812 330.5 14377.2 1729.4 5493 408.3 - - L4 PD-UO2 PD-ZrO2 4658.6 562.8 14639.2 1137.4 5712.5 202 - - L3 PD-UO2 PD-ZrO2 6624.5559.1 13110.8246.1 4266.9 524.9 - - L2 PD-UO2 PD-ZrO2 4170.5200.9 -- - - - - L1 PD-UO2 PD-ZrO2 1838.544.7 -- - - - -
Bảng 4.3. cho phân bố khối lượng các mảnh vỡ di chuyển xuống đáy thùng lò ở thời điểm 16,6 h. Các mảnh vỡ bao gồm nhiên liệu nóng chảy (PD-UO2) và ôxit kim loại (PD-ZrO2) tập trung chủ yếu ở các mức L3 và L4. Thời điểm 16,6h nằm trong khoảng (14,7 – 17,7h) như hình 4.15 cho thấy đây là giai đoạn các mảnh vỡ tràn xuống khoang đáy và gây hư hại thùng lò, trước khi chất nóng chảy phun ra khỏi thùng lò.
T = 29400 s (8.17h) Bắt đầu hư hỏng vành 1 T = 31620 (8.78 h) Mảnh vỡđi xuống đáy T = 36200 s (10.06h) Sụp đổ vành 1 T = 36450 s (10.13h) Hư hỏng vành 2 T = 38200 s (10.6h) Sụp đổ vành 2 T = 38230 s (10.62h) Sụp đổ vành 3 T = 53050 s (14.7h) Mảnh vụn tràn xuống khoang đáy T = 63720 s (17.7h) Chất nóng chảy phun ra khỏi RPV T = 90000 s (25h) Hư hỏng RPV sau 25h (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
Bảng 4. 4 Nhiệt độ (0K) lớp mảnh vụn và đáy thùng lò tại thời điểm 16.6h R1 R2 R3 R4 L5 1803.6 1486.9 1629.8 - L4 1796.3 1350.2 1587.8 - L3 1707.8 1168.1 1320.9 - L2 1452.2 - - - L1 1123.5 - - - L0-1 L0-2 L0-3 L0-4 1322.3 1333.2 1324.1 1273.8 1291.3 1293.2 1271.7 1229.6 1240.2 1266.7 1214.4 1175.2 791.5 799.0 761.1 727.6
Tổng khối lượng các mảnh vỡ dạng hạt tại khoang đáy thùng lò tại thời điểm thùng lò bị hư hại vào khoảng (bảng 4.3) 83649.8 kg ( 83,7 tấn). Nhiệt độ của bể
nóng chảy và thành đáy thùng lò được cho trong bảng 4.4. Đáy thùng lò được chia thành 4 lớp (L0-1, L0-2, L0-3 và L0-4) từ trong ra ngoài. Phân bố nhiệt độ lớp ngoài cùng của đáy thùng lò được biểu diễn trong hình 4.17. Nhiệt độ các vành trung tâm (R1, R2, R3) cao hơn so với vành R4. Nhiệt độ lớp thứ 2 (L0-2) cao hơn lớp bên trong (L0-1) do không tiếp giáp với các lớp mảnh vỡ và nước luân chuyển.
4.2.4. Kịch bản SBO với SBLOCA
Do sự cố mất điện toàn bộ nhà máy nên các hệ thống an toàn chủ động dựa trên nguồn điện được giả thiết không hoạt động được. Trong thực tế vận hành, khi nguồn điện lưới bị mất, nhà máy điện hạt nhân được trang bị các máy phát diesel khẩn cấp (EDG) và hệ thống các bình ắc quy với nguồn điện AC đủ để duy trì các hoạt động tối cần thiết của các hệ thống thiết yếu nhất trong nhà myas như cung cấp
điện cho phòng điều khiển trung tâm (MCR), các hệ thống kiểm soát phóng xạ v.v. Thực tếđã xảy ra trong tai nạn nhà máy điện hạt nhân Fukushima cho thấy, ngay cả
với các EDG và nguồn AC cũng có thể bị mất tác dụng khi xảy ra các sự kiện hư
hỏng chung, động đất và sóng thần đã triệt tiêu các năng lực của các hệ thống đảm bảo an toàn của nhà máy.
Kịch bản nghiên cứu trong tình huống tai nạn giảđịnh này được giả thiết xảy ra vỡ nhỏ với đường kính 2.54cm (1”) tại chân lạnh kèm theo SBO. Có thể coi tình huống vỡ nhỏ này tương tự như rò gỉ các vòng đệm trong các bơm RCP theo [25]. Tuy nhiên, trong kịch bản này chỉ có một vết vỡ trong khi ở kịch bản rò gỉ xảy ra ở
cả 4 bơm RCP. Để đánh giá hiệu năng của các bình tích áp, chúng tôi tiến hành khảo sát hai kịch bản: có và không có các bình tích áp đưa nước vào thùng lò.
Sự cố được kích hoạt bằng việc xảy ra SBLOCA và SBO. Ngay sau đó lò phản ứng được dập bằng hệ thống các thanh điều khiển, sau đó hệ thống tuabin
được ngắt, các đường nước cấp phía thứ cấp của các bình sinh hơi cũng được ngắt và các bơm RCP sẽ dừng theo quán tính quay của bánh đà. Áp suất trong hệ
thống tải nhiệt RCS bắt đầu giảm và các hệ thống phun cao áp và thấp áp của hệ
thống làm nguội tâm lò khẩn cấp (ECCS) không hoạt động do SBO. Khi áp suất hệ sơ cấp giảm đến giá trị đặt của van trên dường ống nối với các bình tích áp, nước từ các bình này sẽ đổ vào thùng lò theo đường chân lạnh khi van tự động mở. Tiến trình các sự kiện khi có các bình tích áp và không có các bình tích áp
được cho trong bảng 4.5. Với việc vận hành của các bình tích áp, thời gian hư