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
giờ) so với tình huống các bình tích áp bị mất nước hoặc nứt vỡ đường ống hoặc các van không mở như dự kiến.
Các kết quả tính toán mô phỏng sự cố SBLOCA phù hợp về mặt hiện tượng luận với các giai đoạn xả áp, đối lưu tự nhiên, phá vỡ đoạn nghẽn dòng, sôi và làm ngập vùng hoạt. Các phân tích sự cố LOCA đã được nghiên cứu và trình bày trong một số tài liệu, báo cáo của nhóm nghiên cứu tại Trung tâm An toàn hạt nhân, viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam [26], [27].
Bảng 4. 5 Các sự kiện trong kịch bản SBO+SBLOCA Sự kiện Bình tích áp hoạt động Bình tích áp không hoạt động Bình tích áp bắt đầu phun nước, h 6.76 - Hư hỏng mâm đỡ vùng hoạt, h 21.3 10.92 Đáy lò bị thủng, h 24.6 14.19 Tiến trình các sự kiện được thể hiện qua áp suất hệ thống sơ cấp, tốc độ dòng vỡ và các thông số khác như trong các đồ thị 4.18 -4.20.
Có ACC Không có ACC
Hình 4. 17 Biến thiên áp suất hệ RCS
Có thể thấy rằng, khi các bình tích áp hoạt động, vùng hoạt sau khi hở nước sẽđược phun nước bởi hệ thống này. Do lượng nước trong các bình tích áp có hạn (4 x 24.07m3) nên sau một khoảng thời gian nhiệt phân rã không được lấy đi sẽ tiếp
tục làm bốc hơi nước và sau khoảng 10 giờ muộn hơn so với khi không có nước cấp từ các bình tích áp, vùng hoạt bắt đầu bị hư hại. Sau khoảng 14.19 giờ nếu không có các bình tích áp (ACC) thùng lò hoàn toàn có thể bị hư hại, trong khi với các bình tích áp trợ giúp, sau 24.6 giờ (sau 1 ngày đêm) thùng lò mới bị hư hại. Đây là khoảng thời gian quý giá để nhà máy khắc phục sự cố SBO và các nhân viên vận hành tiến hành các biện pháp ngăn chặn sự cố và goiamr thiểu các hậu quả.
Khi có ACC Không có ACC
Hình 4. 18 Lưu lượng dòng vỡ trong sự cố SBO+SBLOCA
Có ACC Không có ACC
Hình 4. 19 Biến thiên nhiệt độ nhiên liệu trong sự cố SBLOCA+SBO
Hệ thống các bình tích lũy (ACC) rõ ràng đóng một vai trò rất quan trọng đối với các sự cố LOCA. Chính vì vậy trong một số thiết kế hệ thống ACC của các lò
thế hệ mới như VVER-1000/V392 các ACC còn được bổ sung thêm nhiều bình với các giai đoạn phun nước vào thùng lò khác nhau nhằm duy trì việc làm ngập vùng hoạt của lò phản ứng trong thời gian dài hơn [28], [29].
Như vậy, bằng việc áp dụng chương trình MELCOR cho mô hình lò PWR 4 nhánh của Westinghouse với sự cố mất điện toàn bộ nhà máy (SBO) kèm theo hai kịch bản: rò gỉ bơm RCP và vỡ nhỏ SBLOCA. Trong kịch bản SBO+rò gỉ
bơm RCP, đáy thùng lò bị hư hại sau khoảng 18 giờ. Trong tường hợp SBO+SBLOCA, đáy thùng lò bị hư hại sau 14 giờ khi các ACC không khả dụng và sau 24 giờ nếu có nước bổ sung từ các ACC. Kịch bản vỡ 2.54cm (1”) được chọn như đề nghị trong [25] nhằm so sánh với kết quả rò gỉ các bơm RCP. Có thể thấy các rò gỉ bơm RCP tương tự như các SBLOCA với kích thước vỡ nằm trong khoảng 1 - 2”. Các kết quả tính toán cho thấy, thời gian hư hỏng đáy thùng lò phản ứng phụ thuộc vào nhiều yếu tố:
- Kích thước chỗ vỡ hay tốc độ rò gỉ ra khỏi các vòng đệm kín của các bơm tải nhiệt.
- Hiệu năng của các hệ thống an toàn và sự khả dụng của các hệ thống này,
đặc biệt là hệ thống ECCS.
- Phản ứng của các nhân viên vận hành trước các tình huống sự cố theo các hướng dẫn quản lý sự cố trong thiết kế cơ bản (DBA) hay sự cố nghiêm trọng (SAMG).
CHƯƠNG V - KẾT LUẬN
Do thời gian và các kiến thức còn hạn chế, bản luận văn đã cố gắng trình bày một cách hệ thống các vấn đề cơ bản sau:
Thông qua việc hệ thống hóa một số thực nghiệm tiêu biểu liên quan đến nghiên cứu sự hình thành, tương tác của bể nóng chảy với thành thùng lò, qua đó cho thấy bức tranh toàn cảnh về các nghiên cứu thực nghiệm sự cố nghiêm trọng trong ngành công nghiệp điện hạt nhân, các kết quả và ý nghĩa của chúng, những khó khăn và thách thức trong việc mô phỏng các sự cố nghiêm trọng trong thùng lò phản ứng hạt nhân.
Các hiện tượng cơ nhiệt xảy ra trong tiến trình sự cố nghiêm trọng, khái quát về mô hình hóa các tương tác của các vật liệu cấu tạo của vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân như nhiên liệu gốm UO2, vỏ bọc zircaloy, các cấu trúc hỗ trợ vùng hoạt và cấu tạo thùng lò, thanh điều khiển v.v. với các thay đổi pha rắn, lỏng làm cơ sở cho việc tìm hiểu các mô hình áp dụng trong các chương trình tính toán mô phỏng.
Mô hình lò phản ứng nước áp lực PWR 4 nhánh (4-loop) tải nhiệt điển hình của Westinghouse được đề xuất nghiên cứu trong bản luận văn do tính tiêu biểu của thiết kế lò PWR chiếm đa số trong các lò đang vận hành trên thế giới hiện nay và các số liệu tham chiếu tương đối đầy đủ.
Phần mềm MELCOR được sử dụng trong bản luận văn này được thực hiện trong khuôn khổ hợp tác nghiên cứu giữa viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam và viện Nghiên cứu Năng lượng nguyên tử Hàn Quốc [30] và cùng là lần đầu tiên được sử dụng tại viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam. Các kết quả chính đã được báo cáo tại Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ X và đăng tại Tạp chí Nuclear Science and Technology của VAES (Hội Năng lượng Nguyên tử Việt nam). Các kết quả mô phỏng cho sự cố SBO và rò gỉ bơm tải nhiệt cũng như vai trò của các bình tích áp được nghiên cứu bằng chương trình MELCOR có tham chiếu tới các nghiên cứu tương tự của phòng thí nghiệm SNL nhằm đánh giá năng lực sử
Các kết quả mô phỏng cho thấy ngay cả với việc phun nước được tái thiết lập ngay sau khi có sự di chuyển hoàn toàn của chất nóng chảy xuống khoang đáy thùng lò thì lớp mảnh vỡ cũng không thểđược làm nguội kịp thời để có thể giữ các mảnh vụn và vật liệu nóng chảy bên trong thùng lò.
Những bất định chính trong các kết quả phân tích, mô phỏng được thực hiện trong nghiên cứu này bao gồm:
1. Tiến trình nóng chảy và hình thành các tắc nghẽn trong vùng hoạt lò phản
ứng và tiêu chuẩn hư hỏng mâm đỡ vùng hoạt gây ra sự bất định lớn trong chuẩn
đoán thời gian hư hỏng cấu trúc đỡ và sự di chuyển của vật liệu xuống đáy thùng lò do mô hình tương đối đơn giản và sử dụng các thông số thô trong chương trình MELCOR.
2. Phần các mảnh vỡ được tôi lại khi chúng vun thành đống trong khoang
đáy thùng lò cũng không thể mô phỏng một cách chính xác do giả thiết lớp mảnh vụn là phân mảnh hoàn toàn. Các mô hình chi tiết cũng như phải có các nghiên cứu thực nghiệm về sự phân mảnh là cần thiết.
3. Tính chất vật liệu và cấu trúc chính xác của các ống dẫn thiết bị đo xuyên qua đáy thùng lò cũng được mô phỏng chủ yếu theo tiêu chuẩn sai hỏng về nhiệt và do đó các mô phỏng 3D trong trường hợp này là thực sự cần thiết.
Tuy còn nhiều bất định trong các mô hình thông số, chương trình MELCOR
đã được áp dụng trong mô phỏng quá trình thoái hóa vùng hoạt của lò phản ứng. Với kịch bản sự cố cụ thể, chương trình cung cấp thông tin về khối chất nóng chảy từ vùng hoạt đi xuống khoang đáy thùng lò phản ứng. Với việc xác định khối lượng, thành phần các vật liệu nóng chảy và phân bố nhiệt độ tại khoang đáy thùng lò, các tính toán chi tiết hơn như các công cụ CFD hoặc các chương trình chuyên dụng như đã nêu có thể sử dụng các kết quả này như những thông số đầu vào để có thểđánh giá một cách chi tiết, chính xác hơn các cơ chế hư hỏng đáy thùng lò phản ứng.
TÀI LIỆU THAM KHẢO
1. B.R. Sehgal. Accomplishments and challenges of the severe accident research. Nuclear Engineering and Design 210 (2001)
2. J. M. Broughton, P. Kuan, D. A. Petti and E. L. Tolman. A scenario of the TMI-2 accident. Nuclear Technology, Vol. 87, pp. 34-53 (1989).
3. J. M. Seiler. Analytical model for CHF in narrow gaps in vertical and hemi- sphericalgeometries. Nuclear Engineering and Design, Special Issue on Debris Coolability, 2006.
4. T.G.Theofanous et al. In-vessel coolability and retention of core melt. U.S. Department of Energy Report, DOE/ID-10460, Vols. 1 and 2 (1996)
5. B.R. Sehgal, R.R. Nourgaliev and T.N. Dinh. Characterization of heat transfer processes in a melt pool convection and vessel-creep experiment. Nuclear Engineering and Design, Vol. 211, pp. 173 - 187 (2002).
6. V. Asmolov, et al. Challenges left in the area of in-vessel melt retention. Nuclear Engineering and Design, Vol. 209, pp. 87 – 96 (2001).
7. F. Kretzschmar, B. Fluhrer. Behavior of the Melt Pool in the Lower Plenum of the Reactor Pressure Vessel. FZKA 7382, April 2008
8. K. Trambauer, C. Bals, J.–D. Schubert and H. Austregesilo. ATHLET-CD Mod 1.1 -Cycle K User’s Manual. GRS-P-2/Vol. 1, October 2003.
9. F. Fichot et al. ICARE/CATHARE a computer code for analysis of severe accidents in LWRs. IPSN/DRS/SEMAR, SEMAR 00/03, 2001.
10.The SCDAP/RELAP5-3D code manual. INEEL/EXT-02/00589, Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, May 2002.
11.MELCOR Computer Code Manuals, Ver. 1.8.6. Rev.3 of NUREG/CR-6119, SAND2005-5713, Sandia National Laboratories,2005.
12.R. E. Henry et al. Modular accident analysis program. User’s manual. 2 vols. Fauske & Associates, Burr Ridge, IL, 1983.
13.H.-J. Allelein, J.P. van Dorsselaere, K. Neu, B. Schwinges and F. Jacq. ASTEC validation and application in the EVITA project. ICAPP, 2002.
14.Michael Buck. Modelling of the Late Phase of Core Degradation in Light Water Reactors, Universität Stuttgart, November 2007
15.S. Ergun. Fluid flow through packed columns. Chem. Eng. Progress, Vol. 48, No. 2, (1952).
16.V. Gnielinski, vt „verfahrenstechnik“ 16, No. 1, pp. 36-39 (1982).
17.S. Imura and E. Takegoshi. Effect of gas pressure on the thermal conductivity of packed beds. Heat Transfer Japanese Research, Vol. 3, No. 4, (1974).
18.A.V.Luikov, A.G. Shashkov, L.L.Vasiliev and Yu. E. Fraiman. Thermal conductivity of porous systems. Int. Journal Heat Mass Transfer, Vol. 11
19.P. Hofmann et al. Dissolution of UO2 by molten zirkaloy and its modelling. Int. Symposium on Severe Accidents in Nuclear Power Plants, March 1988.
20.J. A. Dahlheimer, E. E. Elhauge et al. The westinghouse pressurized water reactor nuclear power plant. Westinghouse Electric Corporation, 1984
21.Westinghouse Technology Manual. Reactor Coolant System, USNRC Technical Training Center, RV0598
22.C.D.Fletcher et al. SCDAP/RELAP5 Thermal-Hydraulic Evaluations of the Potential for Containment Bypass During Extended Station Blackout Severe Accident Sequences in a Westinghouse Four-Loop PWR, NUREG/CR-6995. March 2010.
23.Jacopo Buongiorno. PWR Description: Engineering of Nuclear System, MIT. 24.Resolution of Generic Safety Issues: Issue 23: Reactor Coolant Pump Seal
Failures (Rev. 1) ( NUREG-0933, Main Report with Supplements 1–34 )
25.S.G. Ashbaugh et al. “Simulation of Mixed Oxide (MOX) Versus Low Enrichment Uranium (LEU) Fuel Severe Accident Response Using MELCOR, Sand2005-4361c.
26.Lê Đại Diễn, Nguyễn Việt Hùng, Nguyễn Thị Tú Oanh, Lê Trí Dân. So sánh các đặc tính vật liệu vỏ thanh nhiên liệu trong sự cố mất chất tải nhiệt của nhà máy điện hạt nhân. Hội nghị Cơ học toàn quốc lần thứ IX, Hà Nội, 8- 9/12/2012.
27.Lê Đại Diễn et al. Loss of Coolant Accident Analysis of APR1400 Reactor, Nuclear Science and Technology, No.2 (2011), pp 27-36
28.Lê Đại Diễn và cộng sự. Mô phỏng hệ thống cấp nước hai giai đoạn trong sự cố
LOCA vỡ lớn lò VVER1000/V392. Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ X, Vũng Tàu 15-16/8/2013.
29.Lê Đại Diễn, Bùi Thị Hoa, Võ Thị Hương. Áp dụng chương trình melcor cho bài toán sự cố nặng lò PWR 4 nhánh của Westinghouse và đánh giá tính toàn vẹn của đáy thùng lò phản ứng. Hội nghị Khoa học Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ X, Vũng Tàu 15-16/8/2013.
30.Lê Đại Diễn và cộng sự. Báo cáo tổng kết hợp tác Nghị định thư VINATOM- KAERI “Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn nhà máy điện hạt nhân lò phản ứng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố nặng” (2012- 2013). Hà Nội, 6-2014.