CHƯƠNG I : TỔNG QUAN VỀ BÓ NHIÊN LIỆU
4.4.3.2.So sánh giá trị enthalpy biến thiên theo thời gian:
1. Mơ hình kênh tải nhiệt (subchannel)
4.4.3.2.So sánh giá trị enthalpy biến thiên theo thời gian:
4.4. Chạy chương trình và phân tích kết quả:
4.4.3.2.So sánh giá trị enthalpy biến thiên theo thời gian:
Ta so sánh với kết quả của Yo-Han KIM và Chang-Keun YAN [8] khi sử dụng chương trình RETRAN:
Đồ thị 14: Biến thiên enthalpy nhiên liệu theo thời gian (RETRAN-Yo-Han KIM và Chang-Keun YAN). [8]
Đò thị 15: Biến thiên enthalpy theo thời gian (COBRA-IV)
Ta thấy đồ thị biên thiên enthalpy theo thời gian thu được khi sử dụng chương trình tính tốn COBRA-IV có dạng giống với đồ thị thu được khi sử dụng chương trình RETRAN.Tuy nhiên do việc chia bước thời gian lớn và ít giá trị hơn nên đồ thị khơng được chính xác bằng
Nhận xét chung:
Thực chất kết quả được nêu ra của 2 bài tốn trên vẫn mang tính chất lý thuyết vì trên thực tế tỷ số DNBR cũng như giá trị enthalpy của nhiên liệu còn phụ thuộc vào rất nhiều yếu tố khác như thiết kế các thanh và bó nhiên liệu hay vật liệu nhiên liệu, vỏ…Tuy nhiên kết quả của 2 bài tốn đã mơ tả đúng với trạng thái và q trình hoạt động của lị tại hai trạng thái là hoạt động ổn định và trạng thái chuyển tiếp.
Ngồi ra ngưỡng Enthalpy của nhiên liệu khơng cố định là 230 kcal/kg mà cịn có thay đổi tùy vào một vài yếu tố như sau:
- Vỏ thanh nhiên liệu mỏng, ngưỡng enthalpy thấp do nhiệt dung thấp, dễ đạt đến nhiệt độ nóng chảy
- Thành phần khí gap: (Xe, Ar) có ngưỡng enthalpy thấp hơn He do độ dẫn nhiệt kém giữ nhiệt độ bề mặt thấp khi chuyển tiếp xảy ra
- Vật liệu vỏ: vỏ thép khơng gỉ có ngưỡng enthalpy thấp hơn zircaloy (240 kcal/kg UO2)
- Nhiệt độ chất tải tăng 293K tới 363K, ngưỡng enthalpy giảm 260 xuống 230 kcal/kg UO2
- Lượng nước làm mát giảm, ngưỡng enthalpy tăng nên thanh nhiên liệu ở tâm có ngưỡng s/h thấp
- Dịng chất tải tăng, Tf và thời gian làm mát giảm, ngưỡng enthalpy tăng. Và một vài lý do khác nữa, do vậy việc lấy mức ngưỡng để đánh giá an tồn cho 2 bài tốn chỉ là tương đối. Trên thực tế cịn cần tính tốn chi tiết và đi sâu hơn mà trong khóa luận tốt nghiệp này em chưa có điều kiện để thực hiện.
KẾT LUẬN
Khóa luận tốt nghiệp đã hu được những kết quả sau đây:
Giới thiệu tổng quan về cấu tạo bó nhiên liệu trong lị phản ứng hạt nhân cơng nghệ lị PWR đồng thời giới thiệu một vài loại bó nhiên liệu sử dụng cho các loại lị khác nhau. Điều này giúp ta có một cái nhìn tổng quan và một hiểu biết nhất định về bó nhiên liệu trong lị phản ứng đồng thời dễ dàng hơn trong tính tốn cũng như nghiên cứu về bó nhiên liệu.
cho subchannel. Bởi lẽ đây là cơ sở để thực hiện các tính tốn về an tồn thủy nhiệt cho bó nhiên liệu khi sử dụng chương trình COBRA-IV dựa trên tính tốn cho một subchannel.
Sử dụng chương trình COBRA-IV đê tính tốn một số tham số thủy nhiệt cho bó nhiên liệu (16x16) lị phản ứng hạt nhân PWR. Cụ thể là tính tốn phân bố nhiệt độ trong bó nhiên liệu và giá trị DNBR cho bó nhiên liệu trong hai trường hợp:
- Trạng thái hoạt động ổn định của lò PWR
- Trạng thái chuyển tiếp ( hiện tượng Rod-ejection)
Từ đó đưa ra nhận xét và đánh giá về mức độ an tồn của lị ở cả hai trường hợp nêu trên.
TÀI LIỆU THAM KHẢO
1. Lê Đại Diễn – Tổng quan vùng hoạt lò phản ứng LWR.
2. Lê Thị Thư – Chuyên luận tốt nghiệp –VAEC.
3. Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam-Chuyên đề nghị định thư giữa Việt
nam và Hàn quốc (2009-2010).
4. C.W.Stewart, C.L.Wheeler, R.J.Cena, C.A. McMonagle, J.M.Cuta, D.S.Trent - COBRA-IV: The Model and the Method.
5. B.J. Webb - COBRA-IV PC: A Personal Computer Version of COBRA-
IV-I for Thermal-Hydraulic Analysis of Rod Bundle Nuclear Fuel Element and Cores.
6. C. M. Allison, G. A. Berna, R. Chambers, E. W. Coryell, K. L. Davis, D. L. Hagrman, D. T. Hagrman, N. L. Hampton, J. K. Hohorst, R. E. Mason, M.
L. McComas, K. A. McNeil, R. L. Miller, C. S. Olsen, G. A. Reymann, L. J. Siefken, D. T. Hagrman - SCDAP/RELAP5/MOD3.1 Code Manual
Volume IV: MATPRO - A Library of Materials Properties for Light- Water-Reactor Accident Analysis.
7. Organisation for Economic Co-operation and Development, Nuclear energy agency committee on the safety of nuclear installations –Fuel
safety criteria in NEA member country –March 2003.
8. Yo-Han KIM and Chang-Keun YANG, Korea Electric Power Research Institute, Yusung, Daejeon 305-380, Korea – Development of Safety
Analusis Methodology for Reactivity Insertion Accidents using Modified RETRAN Code.
9. Germina Ilas, Ian C.Gauld and Vince Jodoin – LWR Cross section
Libraries for ORIGEN-APR in SCALE 5.1.
10.IAEA- International Atomic Enegy Agency – Safety Reports Series No.30- Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors.
11.LiangZhang- Master of Science in Nuclear Science & Engineering-
MASSACHUSETTS INSTITUTE OF TECHNOLOGY – Evaluation of High
Power Density Annular Fuel Application in the Korean OPR-1000 Reactor.