Tài liệu Phân tích an toàn thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân PWR

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN --------***-------- LÊ TRẦN CHUNG PHÂN TÍCH AN TOÀN THỦY NHIỆT LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN PWR LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC HÀ NỘI. 2011 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN -------------------------------- LÊ TRẦN CHUNG PHÂN TÍCH AN TOÀN THỦY NHIỆT LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN PWR Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS. LÊ CHÍ DŨNG HÀ NỘI. 2011 MỤC LỤC MỤC LỤC .................................................................................................................1 DANH MỤC HÌNH VẼ ............................................................................................3 DANH MỤC BẢNG BIỂU ......................................................................................5 DANH MỤC THUẬT NGỮ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN ...............................6 MỞ ĐẦU ....................................................................................................................7 1. Lý do chọn đề tài ...............................................................................................7 2. Mục đích nghiên cứu .........................................................................................8 3. Đối tượng nghiên cứu ........................................................................................8 4. Giới hạn phạm vi nghiên cứu ............................................................................8 5. Nhiệm vụ nghiên cứu ........................................................................................8 6. Phương pháp nghiên cứu ...................................................................................8 7. Cấu trúc luận văn ...............................................................................................8 CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ SỰ SỐ LOCA TRONG LÒ PHẢN ỨNG PWR 1.1. Lò phản ứng PWR ....................................................................................... 10 1.2. Giới thiệu về sự cố LOCA ........................................................................... 12 1.3. Lý thuyết tính toán thủy nhiệt ..................................................................... 20 CHƯƠNG 2. SỰ CỐ MẤT NƯỚC TẢI NHIỆT VỚI VẾT NỨT CÓ KÍCH THƯỚC NHỎ (SB - LOCA ) ................................................................................ 26 2.1. Sự cố mất nước tải nhiệt vết nứt nhỏ SB-LOCA......................................... 26 2.2. Các pha chuyển tiếp trong sự cố SB–LOCA ............................................... 28 2.3. Các hiện tượng vật lý trong sự cố SB–LOCA làm cho vùng hoạt bị phơi trần ...................................................................................................................... 44 CHƯƠNG 3. CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN THỦY NHIỆT RELAP 5 ...... 47 3.1. Tổng quan về chương trình RELAP5 .......................................................... 47 3.2. Cấu trúc của chương trình RELAP5 ............................................................ 49 3.3. Cách chạy chương trình RELAP5 ............................................................... 68 1 CHƯƠNG 4. PHÂN TÍCH SỰ CỐ SB – LOCA TRONG LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁP LỰC ZION CỦA MỸ ......................................................................... 69 4.1. Tổng quan về nhà máy điện ZION .............................................................. 69 4.2. Mô hình hóa lò nước áp lực ZION bằng code RELAP5 ............................. 72 4.3. Phân tích sự cố SB–LOCA .......................................................................... 74 KẾT LUẬN ............................................................................................................. 91 TÀI LIỆU THAM KHẢO ..................................................................................... 93 PHỤ LỤC ................................................................................................................ 94 2 DANH MỤC HÌNH VẼ Hình 1.1. Sơ đồ minh họa một lò phản ứng PWR ................................................... 10 Hình 1.2. Hiện tƣợng đi tắt của dòng nƣớc làm mát vùng hoạt khẩn cấp ............... 14 Hình 1.3. Ảnh hƣởng của hƣớng vết nứt đến dòng chảy qua vết nứt ...................... 15 Hình 1.4. Ảnh hƣởng hoạt động của các bơm lên quá trình chuyển tiếp mức hai pha trong thùng lò khi có vết nứt trên kênh nóng ........................................................... 17 Hình 1.5. Hệ thống ECCS của lò phản ứng PWR.................................................... 18 Hình 2.1. Hình vẽ mô tả dòng đơn pha .................................................................... 31 Hình 2.2. Hình vẽ mô tả dòng hai pha ..................................................................... 35 Hình 2.3: Các mô hình làm mát của tuàn hoàn tự nhiên trong lò PWR .................. 37 Hình 2.4. Hình vẽ mô tả hiện tƣợng đối lƣu tự nhiên .............................................. 38 Hình 2.5. Hiện tƣợng hóa hơi và ngƣng tụ trong suốt giai đoạn giảm mực nƣớc ... 39 Hình 2.6. Minh họa sự đi tắt của nƣớc đƣợc bơm từ hệ thống ECCS trong 2 vòng của lò phản ứng PWR .............................................................................................. 39 Hình 2.7. Dòng thuận nghịch của nƣớc và hơi nƣớc ............................................... 40 Hình 2.8. Sơ đồ hệ thống lò phản ứng ở cuối giai đoạn lấp đầy trở lại và đầu giai đoạn làm ngập trở lại ................................................................................................ 41 Hình 2.9. Các chế độ sôi .......................................................................................... 42 Hình 2.10. Sự rơi của màng chất lỏng và nhúng lạnh bề mặt trên lớp vỏ các thanh nhiên liệu .................................................................................................................. 42 Hình 2.11. Hiện tƣợng làm ngập trở lại trong thùng lò,sự tiếp xúc của nƣớc với cấu trúc phía trên vùng hoạt............................................................................................ 43 Hình 2.12. Sự tạo thành bể trong khoang trên vùng hoạt trong giai đoạn lấp đầy trở lại .............................................................................................................................. 43 Hình 2.13. Mô tả hiệu ứng Loop seal clearing ......................................................... 45 Hình 3.1. Cấu trúc chƣơng trình RELAP5 ............................................................... 50 Hình 3.2.Cách chia mắt lƣới trong cấu trúc nhiệt .................................................... 62 Hình 4.1. Nhà máy điện hạt nhân ZION .................................................................. 70 Hình 4.2. hình vẽ bó nhiên liệu ................................................................................ 71 3 Hình 4.3. hình vẽ thanh nhiên liệu ........................................................................... 72 Hình 4.4. Mô hình mô phỏng lò ZION bằng chƣơng trình RELAP5 ...................... 72 Hình 4.5: Biểu đồ mô tả đƣờng cong áp suất, mực nƣớc, nhiệt độ trong sự cố sự cố SB–LOCA với vết nứt 3 %.......................................................................................76 Hình 4.6. Áp suất vòng sơ cấp và thứ cấp ............................................................... 77 Hình 4.7. Mức nƣớc trong Accumulator .................................................................. 77 Hình 4.8. Lƣu lƣợng nƣớc thoát ra ngoài qua vết nứt.............................................. 78 Hình 4.9. Lƣu lƣợng nƣớc qua bơm LPI.................................................................. 78 Hình 4.10. Đƣờng cong suy giảm áp suất theo kích thƣớc vết nứt khác nhau ........ 80 Hình 4.11. Nƣớc thoát ra ngoài vết nứt với các kích thƣớc vết nứt khác nhau ....... 81 Hình 4.12. Đƣờng cong suy giảm mức nƣớc trong ACC theo kích thƣớc các vết nứt .................................................................................................................................. 81 Hình 4.13. Tốc độ dòng qua bơm áp suất thấp theo kích thƣớc các vết nứt ............ 82 Hình 4.14. Mức nƣớc trong thùng lò với các vết nứt có kích thƣớc khác nhau ...... 83 Hình 4.15. Nhiệt độ của vỏ thanh nhiên liệu với các vết nứt có kích thƣớc khác nhau .................................................................................................................................. 83 Hình 4.16. Đƣờng suy giảm áp suất vòng sơ cấp trong sự cố SB–LOCA với vết nứt có kích thƣớc 4 inch (2 %) ....................................................................................... 84 Hình 4.17. Mực nƣớc trong thùng lò trong sự cố SB–LOCA với vết nứt có kích thƣớc 2% (4 inch) ..................................................................................................... 85 Hình 4.18. Đƣờng cong nhiệt độ vỏ thanh nhiên liệu trong sự cố SB–LOCA với vết nứt 2 % (4 inch) ........................................................................................................ 85 Hình 4.19. Mức nƣớc trong ACC trong sự cố SB-LOCA có vết nứt có kích thƣớc 2 % (4inch). .............................................................................................................. 86 Hình 4.20. Tốc độ dòng của bơm LPI trong sự cố SB–LOCA với vết nứt 2% ....... 86 Hình 4.21. Áp suất vòng sơ cấp trong trƣờng hợp khởi động trễ AFW .................. 87 Hình 4.22. Lƣu lƣợng nƣớc qua vết nứt trong trƣờng hợp khởi động trễ AFW ...... 88 Hình 4.23. Mực nƣớc trong ACC trong trƣờng hợp khởi động trễ AFW ................ 88 Hình 4.24. Mực nƣớc trong thùng lò trong trƣờng hợp khởi động trễ AFW........... 89 4 DANH MỤC BẢNG BIỂU Bảng 3.1: Định dạng Card trong RELAP5 ............................................................. 51 Bảng 3.2 : Các card input cho các thành phần thủy động ........................................ 56 Bảng 3.3: Các card input cho cấu trúc nhiệt ............................................................ 60 Bảng 4.1. Các dữ liệu của lò ZION .......................................................................... 68 5 DANH MỤC THUẬT NGỮ VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN Thuật ngữ Giải thích thuật ngữ Thuật ngữ tiếng việt tiếng anh. Accumulator Bình nƣớc dự trữ Một trong 3 thành phần của hệ thống bơm nƣớc làm mát vùng hoạt khẩn cấp Cold leg Kênh lạnh Kênh dẫn nƣớc từ bình sinh hơi đến khoang lƣu hồi Core barrel Vách ngăn vùng hoạt Vách ngăn vùng hoạt với khoang lƣu hồi Core bypass Dòng đi tắt qua vùng Dòng nƣớc đƣợc thiết kế đi giữa các ống dẫn của các bó nhiên liệu, các khe hở hoạt của vành phản xạ..., để làm mát vùng hoạt, nhƣng lại đi tắt ở phía trên vùng hoạt nên không còn tác dụng làm mát theo thiết kế Core vessel Vỏ thùng lò Dowmcomer Khoang lƣu hồi Vỏ thùng lò chịu áp lực cao Khoang nằm giữa vỏ lò và vách ngăn vùng hoạt Hot leg Kênh nóng Kênh dẫn nƣớc từ khoang trên vùng hoạt đến bình sinh hơi. Loop seal Phần ống hình chữ U Phần ống giữa khoang lối ra của bình của kênh làm mát sinh hơi và bơm của vòng sơ cấp Lower Khoang dƣới vùng Khoang phía dƣới vùng hoạt, dẫn nƣớc plenum hoạt mát từ khoang lƣu hồi vào vùng hoạt Pressurizer Bình điều áp Bình điều chỉnh áp suất vòng sơ cấp 6 MỞ ĐẦU 1. Lý do chọn đề tài Trên thế giới nói chung và Việt Nam nói riêng nguồn năng lƣợng tự nhiên nhƣ dầu mỏ, than, khí đốt.... đang ngày càng cạn kiệt do việc sử dụng ngày càng tăng của con ngƣời, chỉ một thời gian ngắn nữa thôi con ngƣời sẽ không còn nguồn năng lƣợng do tự nhiên ban tặng nữa và khi đó con ngƣời sẽ chìm trong bóng tối. Nhƣng may mắn thay nguồn năng lƣợng từ các phản ứng hạt nhân đã đƣợc khám phá và nhà máy điện hạt nhân ra đời. Nhà máy điện hạt nhân đã trở thành lựa chọn hàng đầu (so với các năng lƣợng mặt trời, gió, địa nhiệt) của nhiều quốc gia và Việt Nam cũng không nằm ngoài xu thế đó. Ngày 25/11/2009, Quốc hội đã thông qua chủ trƣơng đầu tƣ xây dựng nhà máy điện hạt nhân đầu tiên ở Việt Nam. Ngày 31/10/2010, Chính phủ đã ký hiệp định xây dựng Nhà máy điện hạt nhân đầu tiên theo công nghệ của Nga và cũng ngày đó, Thủ tƣớng Chính phủ hai nƣớc Việt Nam và Nhật Bản đã trao đổi ý kiến về khả năng xây dựng Nhà máy điện hạt nhân số 2 bằng công nghệ của Nhật Bản. Nƣớc ta đã có kinh nghiệm vận hành và quản lý lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu ở Đà Lạt. Tuy nhiên, nhà máy điện hạt nhân là lĩnh vực còn rất mới mẻ. Với đặc trƣng công suất lớn, nhà máy điện hạt nhân đòi hỏi cấp độ an toàn cao hơn nhiều. Các nghiên cứu của Việt Nam về vận hành an toàn nhà máy điện trong các điều kiện vận hành bình thƣờng, sự cố và tai nạn còn rất hạn chế. Để đảm bảo vận hành an toàn nhà máy điện hạt nhân, các vấn đề này cần phải đƣợc nghiên cứu kỹ trƣớc khi nhà máy điện hạt nhân đầu tiên đi vào hoạt động. Các kết quả nghiên cứu trong khuân khổ luận văn sẽ đáp ứng một số hiểu biết trong quá trong quá trình vận hành và phân tích an toàn thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân. 7 2. Mục đích nghiên cứu - Nghiên cứu các đặc trƣng của lò phản ứng trong trạng thái chuyển tiếp, các hiện tƣợng vất lý, thủy nhiệt trong sự cố làm mất nƣớc tải nhiệt với các vết nứt có kích thƣớc nhỏ (SB-LOCA) của lò phản ứng nƣớc áp lực. - Tìm hiểu các đặc trƣng an toàn thụ động của lò phản ứng nƣớc áp lực. - Sử dụng chƣơng trình tính toán thủy nhiệt RELAP5 vào việc mô phỏng và tính toán an toàn đối với sự cố SB-LOCA. - Phân tích tình huống của lò ZION, đề xuất phƣơng án xử lý khi có sự cố SB – LOCA. 3. Đối tƣợng nghiên cứu Các hiện tƣợng vật lý, thủy nhiệt và đặc trƣng chuyển tiếp trong sự cố làm mất nƣớc tải nhiệt với các vết nứt có kích thƣớc nhỏ (SB-LOCA), sử dụng chƣơng trình RELAP5, phân tích sự cố lò nƣớc áp lực ZION. 4. Giới hạn phạm vi nghiên cứu Trong luận văn đƣợc thực hiện nghiên cứu trong trạng thái chuyển tiếp của lò phản ứng nƣớc áp lực. Các tính toán thủy nhiệt về sự cố làm mất nƣớc tải nhiệt với các vết nứt có kích thƣớc nhỏ đƣợc thực hiện trên lò phản ứng PWR- 1200 bằng chƣơng trình tính toán thủy nhiệt RELAP5/Mod 3.3. 5. Nhiệm vụ nghiên cứu Phân tích các hiện tƣợng vật lý, thủy nhiệt và các đặc trƣng chuyển tiếp của sự cố làm mất nƣớc tải nhiệt với các vết nứt có kích thƣớc nhỏ, đánh giá khả năng giảm hậu quả của sự cố làm mất nƣớc tải nhiệt với các vết nứt có kích thƣớc nhỏ bởi các hệ thống an toàn thụ động của công nghệ lò phản ứng nƣớc áp lực. 6. Phƣơng pháp nghiên cứu *) Phương pháp nghiên cứu tài liệu: - Các công trình nghiên cứu về sự cố làm mất nƣớc tải nhiệt với các vết nứt có kích thƣớc nhỏ trong lò phản ứng PWR của các tác giả ở những nƣớc phát triển về lĩnh vực điện hạt nhân sử dụng chƣơng trình RELAP5. - Các tài liệu về sự cố SB–LOCA của một số nƣớc nhƣ Mỹ, Nhật Bản,… 8 - Các quy định và tiêu chuẩn của Cơ quan Năng lƣợng nguyên tử quốc tế (IAEA) và Ủy ban pháp quy Hoa Kỳ (US NRC) về an toàn hạt nhân đối với vận hành nhà máy điện hạt nhân. - Các tài liệu về vật lý và thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân khác. *) Phương pháp quan sát: Sử dụng chƣơng trình tính toán thủy nhiệt RELAP5 tính toán mô phỏng sự cố SB–LOCA trong trạng thái dừng và trạng thái chuyển tiếp của lò phản ứng nƣớc áp lực. Quan sát, đánh giá các hiện tƣợng vật lý, thủy nhiệt và các hệ thống an toàn, điều khiển… trong lò phản ứng nƣớc áp lực. 7. Cấu trúc luận văn Luận văn gồm các phần sau: - Phần mở đầu: Giới thiệu khái quát về đề tài, mục đích nghiên cứu, nhiệm vụ nghiên cứu, … - Phần nội dung: Chƣơng 1: Tổng quan về sự cố LOCA trong lò phản ứng PWR Chƣơng 2: Sự cố Small Break Loss Of Coolant Accident ( SB–LOCA) Chƣơng 3: Giới thiệu về chƣơng trình tính toán thủy nhiệt RELAP5 Chƣơng 4: Phân tích sự cố SB–LOCA của lò phản ứng nƣớc áp lực ZION của Mỹ bằng chƣơng trình RELAP5 - Phần kết luận - Tài liệu tham khảo - Phụ lục 9 CHƢƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ SỰ CỐ LOCA TRONG LÒ PHẢN ỨNG PWR 1.1 Lò phản ứng PWR PWR là viết tắt tiếng Anh của cụm từ “Pressurized Water Reactors” nghĩa là “lò phản ứng nƣớc áp lực”. PWR bao gồm thùng lò và các nhánh làm mát, một bình điều áp đƣợc kết nối với một trong các nhánh. Thùng lò bao gồm vùng hoạt nơi chứa các bó nhiên liệu hạt nhân, các cột chống đỡ các bó nhiên liệu phía dƣới vùng hoạt, hệ thống thanh điều khiển phía trên vùng hoạt, nƣớc tải nhiệt cũng là nƣớc làm chậm và các khoang dẫn nƣớc. Mỗi nhánh làm mát bao gồm kênh nóng, bình sinh hơi, bơm và kênh lạnh. Hình 1.1 minh họa phản ứng PWR điển hình với 4 kênh làm mát. Hình 1.1: Sơ đồ minh họa một lò phản ứng PWR Trong vòng sơ cấp, nƣớc đi qua vùng hoạt và nhận nhiệt từ vỏ thanh nhiên liệu. Phần nƣớc nóng này đƣợc đƣa đến lối ra của khoang trên vùng hoạt, sau đó 10 chảy qua kênh nóng tới lối vào của bình sinh hơi. Trong bình sinh hơi, nƣớc của vòng sơ cấp trao đổi nhiệt với nƣớc của vòng thứ cấp, sau đó đi qua kênh lạnh và đổ vào khoang lƣu hồi của thùng lò. Khoang này dẫn nƣớc đến lối vào vùng hoạt. Quá trình tuần hoàn của nƣớc đƣợc lặp lại. - Bình điều áp: có hệ thống sƣởi nƣớc để tạo hơi nƣớc và hệ thống phun nƣớc để làm ngƣng tụ một phần hơi nƣớc, nhằm điều chỉnh áp suất hệ thống trong một khoảng ổn định. +) Hệ thống sưởi nước: là các lò xo nhiệt, đƣợc sử dụng để làm tăng áp suất trong trƣờng hợp hệ thống bị giảm áp. +) Hệ thống phun nước: đƣợc sử dụng để giảm áp suất trong trƣờng hợp hệ thống bị tăng áp quá mức. Dƣới các điều kiện vận hành bình thƣờng, bình điều áp thƣờng ngập một nửa dƣới là nƣớc và nửa trên là hơi nƣớc bão hòa. Bình điều áp hoạt động theo nguyên tắc bể tràn trong suốt quá trình chuyển tiếp. Trong vòng sơ cấp còn có các hệ thống khác nhƣ hệ thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS), hệ thống cung cấp và xả nƣớc để bổ sung thành phần hóa học và làm sạch nƣớc… Trong vòng thứ cấp, hơi nƣớc đƣợc sinh ra trong bình sinh hơi, đi qua hệ thống tách ẩm, hệ thống làm khô hơi nƣớc và đi vào tuabin. Tuabin quay đƣợc là nhờ áp lực của hơi nƣớc. Hơi nƣớc sau khi qua tuabin đƣợc ngƣng tụ và đƣa trở lại bình sinh hơi. Phần nƣớc này đƣợc trộn với phần nƣớc tách từ hệ thống tách ẩm và làm khô hơi nƣớc, đi vào khoang lƣu hồi của bình sinh hơi. Quá trình trao đổi nhiệt giữa nƣớc của vòng sơ cấp và nƣớc của vòng thứ cấp trong bình sinh hơi đƣợc lặp lại. Hiện nay, ở Mỹ có 3 loại lò phản ứng PWR: Babcock và Wilcox (B&W), Combustion Engineering (C-E) và Westinghouse (W). Về nguyên tắc, các loại lò phản ứng này đƣợc thiết kế và sản xuất tƣơng tự nhau; chúng chỉ khác nhau về cách bố trí đƣờng ống, kích thƣớc của các bộ phận và phần bên trong của thùng lò. Sự khác biệt rõ nét nhất thể hiện ở bình sinh hơi. Lò phản ứng loại C-E và W sử dụng 11 bình sinh hơi với các ống dạng chữ U ngƣợc trong khi lò phản ứng loại B&W sử dụng bình sinh hơi với các ống dạng thẳng. Các ống dạng chữ U ngƣợc và dạng thẳng đều đƣợc đặt theo chiều đứng. Trong khi các ống dạng chữ U đƣợc nhúng hoàn toàn trong “bể” nƣớc của vòng thứ cấp thì các ống dạng thẳng chỉ ngập một phần để trong điều kiện vận hành bình thƣờng, hệ thống tạo ra hơi nƣớc “già” (quá nhiệt) khi nó đi qua các vùng phía trên của bó ống. Trong lò phản ứng sử dụng bình sinh hơi với các ống dạng thẳng, nƣớc của vòng sơ cấp chảy trong các ống này theo chiều từ trên xuống, ngƣợc chiều với nƣớc của vòng thứ cấp và thoát ra ngoài ở đáy của các ống. Bình sinh hơi loại này có 2 pha (nƣớc - hơi nƣớc) cho phép thay đổi tốc độ truyền nhiệt từ vòng sơ cấp tới vòng thứ cấp bằng việc thay đổi chiều cao của mức 2 pha. Bình sinh hơi dùng ống dạng chữ U thay đổi tốc độ truyền nhiệt bằng việc thay đổi áp suất vòng thứ cấp. 1.2. Giới thiệu về sự cố LOCA LOCA là viết tắt tiếng Anh của cụm từ “Loss Of Coolant Accident” nghĩa là “sự cố mất nƣớc tải nhiệt”. Sự cố LOCA rất đƣợc quan tâm trong lĩnh vực an toàn lò phản ứng suốt 2 thập kỷ qua. Sự cố LOCA thƣờng đƣợc bắt nguồn từ sự kiện nứt ống nƣớc tải nhiệt của vòng sơ cấp. Ngƣời ta phân loại sự cố LOCA theo kích thƣớc nứt ống: LOCA với vết nứt có kích thƣớc nhỏ (SB–LOCA) có diện tích nứt nhỏ hơn hoặc bằng 465 cm2 (0,5 ft2) và LOCA với vết nứt có kích thƣớc lớn (LB–LOCA) có kích thƣớc từ 465 cm2 đến hai lần tiết diện ngang của ống lớn nhất của hệ thống nƣớc tải nhiệt. Lò phản ứng nƣớc nhẹ sử dụng nƣớc thƣờng (còn gọi là nƣớc “nhẹ”) vừa làm chất tải nhiệt, vừa làm chất làm chậm. Khi xảy ra sự cố mất nƣớc, khả năng làm chậm nơtron giảm sẽ đƣa lò xuống dƣới tới hạn. Do đó, đặc trƣng an toàn của lò phản ứng nƣớc nhẹ là tự động dừng hoạt động khi bị mất nƣớc. Đặc trƣng này tƣơng ứng với hệ số độ phản ứng âm do phần trống (phần thể tích chiếm bởi hơi nƣớc và khí) của lò phản ứng. Khi mất nƣớc tải nhiệt, nhiệt tích trữ trong các thanh nhiên liệu đƣợc phân bố lại. Nhiệt độ lớp vỏ thanh nhiên liệu tăng, trong khi nhiệt độ tại đƣờng xuyên 12 tâm của các viên nhiên liệu giảm xuống. Mặc dù nhiệt sinh ra do phân rã phóng xạ (nhiệt phân rã) sau khi dập lò chỉ vào khoảng 6% so với nhiệt khi lò ở mức công suất vận hành bình thƣờng, nhƣng do không đƣợc tải đi nên lƣợng nhiệt này có thể làm nóng chảy vỏ thanh nhiên liệu (thƣờng làm bằng hợp kim zirconi). Khi vỏ thanh nhiên liệu bị nóng quá mức sẽ bị oxy hóa bởi nƣớc và hơi nƣớc. Tốc độ của phản ứng kim loại – nƣớc là không đáng kể ở nhiệt độ thấp, nhƣng tăng nhanh ở nhiệt độ khoảng 1000oC. Phản ứng oxy hóa làm sinh nhiệt, đóng góp thêm vào sự tăng nhiệt độ của vỏ thanh nhiên liệu. Theo phƣơng trình: Zr + H2O -> ZrO2 + H2 + Q Hệ thống ECCS đƣợc thiết kế nhằm duy trì việc tải nhiệt vùng hoạt trong trƣờng hợp sự cố LOCA, cung cấp nƣớc vào tiếp xúc với nhiên liệu, ngăn việc tăng nhiệt độ quá mức của vỏ thanh nhiên liệu. 1.2.1. Các hiện tƣợng vật lý trong sự cố LOCA Các nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm về sự cố LOCA cho thấy, có thể có một số hiện tƣợng vật lý làm cho chức năng của hệ thống ECCS không đƣợc thực hiện một cách hoàn hảo: +) Hiện tượng đi tắt của dòng nước cấp cứu: Hình 1.2 chỉ ra hiện tƣợng xảy ra khi bơm nƣớc làm mát vùng hoạt khẩn cấp vào kênh lạnh của một trong các nhánh làm mát của vòng sơ cấp. Thông thƣờng nƣớc làm mát đƣợc mong đợi chảy vào trong khoang lƣu hồi và lấp đầy thùng lò. Tuy nhiên, một số thực nghiệm tiến hành tại một phòng thí nghiệm quốc gia của Mỹ chỉ ra rằng, thay vì chảy xuống và lấp đầy khoang lƣu hồi, nƣớc lại chảy vòng quanh vách ngăn vùng hoạt và đi thẳng ra ngoài vết nứt. Hơi nƣớc sinh ra trong thùng lò sẽ dâng lên trong khoang lƣu hồi và thoát ra ngoài vết nứt. Nhƣ mô tả của các đƣờng mũi tên trong hình vẽ, hơi nƣớc dâng lên trong khoang lƣu hồi ngăn cản dòng nƣớc đi xuống. Việc tính toán chính xác các điều kiện giới hạn đối với dòng thuận nghịch (CCFL) trong khoang lƣu hồi là bài toán cơ học chất lỏng liên quan đến sự chuyển pha khi hơi nƣớc nóng tiếp xúc với dòng nƣớc lạnh. 13 Hình 1.2. Hiện tượng đi tắt của dòng nước làm mát vùng hoạt khẩn cấp +) Hiệu ứng vách nóng: Hiện tƣợng sôi của dòng nƣớc cấp cứu: khi tiếp xúc với vách ngoài của khoang lƣu hồi (vỏ thùng lò) và vách trong của khoang lƣu hồi (vách ngăn vùng hoạt), tạo ra hơi nƣớc bổ sung làm cản trở nƣớc cấp cứu đi vào khoang dƣới vùng hoạt. +) Sự ngưng tụ: do tiếp xúc trực tiếp của hơi nƣớc trong kênh lạnh ở gần điểm bơm và trong khoang lƣu hồi với nƣớc cấp cứu lạnh hơn nhƣ đƣợc chỉ ra ở Hình 1.2. Sự ngƣng tụ của hơi nƣớc trong khoang lƣu hồi làm giảm lƣợng hơi nƣớc, dẫn đến làm giảm dòng ECCS đi tắt ra ngoài vết nứt. 1.2.2. Ảnh hƣởng của vị trí vết nứt lên các đặc trƣng chuyển tiếp Vị trí của vết nứt ảnh hƣởng đến lƣợng nƣớc bị chảy ra khỏi hệ thống và lƣợng nƣớc của hệ thống ECCS đi vào thùng lò. +) Vết nứt ở kênh nóng, kênh lạnh, đỉnh thùng lò, ở đáy thùng lò… vết nứt ở đáy kênh lạnh làm mất nhiều nƣớc hơn vết nứt ở vị trí cao hơn trong hệ thống. Ngoài ra, vết nứt trên kênh lạnh còn làm mất một phần nƣớc đƣợc bơm từ hệ thống ECCS vì thông thƣờng hệ thống ECCS đƣợc gắn trên kênh này. Vết nứt ở đáy kênh gây ra sự giảm áp chậm hơn vết nứt ở đỉnh kênh và có xu hƣớng bị mất nƣớc hơn là hơi nƣớc. Cả hai hiệu ứng này dẫn đến việc mất nƣớc do vết nứt ở đáy kênh lớn hơn do vết nứt ở đỉnh kênh (Hình 1.3). 14 Hình 1.3: Ảnh hưởng của hướng vết nứt đến dòng chảy qua vết nứt Đối với sự cố SB–LOCA, một vị trí quan trọng khác là các van an toàn (PORV) của bình điều áp. Khi xảy ra sự cố SB–LOCA, hiện tƣợng dòng thuận nghịch có thể xuất hiện trong ống nối bình điều áp với kênh nóng dẫn đến ứ đọng dòng. Do đó, một vấn đề rất quan trọng là phải xác định xem hơi nƣớc đƣợc sinh ra trong vùng hoạt có cản trở nƣớc từ bình điều áp chảy xuống kênh nóng hay không. Tốc độ hơi nƣớc trong đƣờng nối bình sinh hơi với kênh nóng của lò PWR thƣờng xấp xỉ 2,27 - 3,63 kg/sec. Tốc độ dòng hơi nƣớc này nhỏ hơn xấp xỉ một bậc so với tốc độ sinh hơi nƣớc bởi nhiệt phân rã trong vùng hoạt trong vài giờ đầu sau khi dừng lò và do đó có thể xảy ra hiện tƣợng ứ đọng nƣớc trong đƣờng ống nối bình điều áp. Hiện tƣợng này làm cho sai lệch chỉ thị mực nƣớc của thiết bị đo trong bình điều áp (chỉ thị cao hơn so với thực tế). Đây là hiện tƣợng đã xảy ra đối với tai nạn TMI, làm cho ngƣời vận hành tin rằng, vòng sơ cấp đã đầy nƣớc, nên thay vì mở van cấp nƣớc vào hệ thống lại đóng van cấp nƣớc nhằm giảm áp lực cho hệ thống. +) Một vị trí vết nứt quan trọng khác là các ống trong bình sinh hơi. Việc nứt ống trong bình sinh hơi làm thất thoát nƣớc có chứa chất phóng xạ từ vòng sơ cấp ra môi trƣờng thông qua hơi nƣớc bên vòng thứ cấp. Ảnh hƣởng của vị trí vết nứt lên lƣợng nƣớc tải nhiệt bị mất do sự cố LOCA còn phụ thuộc vào các bơm của vòng sơ cấp có hoạt động hay không. Các tính toán chỉ ra rằng nếu các bơm ngừng hoạt động ở tín hiệu phát động bơm an toàn SIAS, các vết nứt trên kênh lạnh gây ra sự mất nƣớc và nƣớc ít bao bọc vùng hoạt nhất, 15 ngƣợc lại nếu các bơm tiếp tục vận hành trong suốt tai nạn, các vết nứt trong các kênh nóng tạo ra sự mất lƣợng nƣớc lớn nhất. 1.2.3. Ảnh hƣởng của việc các bơm vòng sơ cấp ngừng hoạt động Khi các bơm ngừng hoạt động, tốc độ dòng trong hệ thống tải nhiệt giảm nhanh và ảnh hƣởng của sự tách pha trở nên quan trọng. Trong suốt khoảng thời gian khi mà lực hấp dẫn tƣơng đối nhỏ so với lực quán tính, chuyển động tƣơng đối giữa các pha của chất lỏng là nhỏ (nếu phần hơi không quá cao) và dòng chất lỏng gần nhƣ là đồng nhất. Khi vận tốc chất lỏng giảm, lực hấp dẫn trở nên quan trọng hơn và vận tốc của các pha không bằng nhau nữa. Kết quả của sự khác nhau về vận tốc pha này là sự phân bố không đồng nhất của hơi nƣớc trong hệ thống nƣớc tải nhiệt. Hơn nữa, hoạt động của các bơm vòng sơ cấp khi phần hơi nƣớc trở nên lớn (cỡ 30% hoặc nhiều hơn) là rất khó và có thể nguy hiểm bởi vì các lỗ hổng (phần thể tích bị chiếm bởi hơi nƣớc và khí) đƣợc tạo ra sẽ làm rung các bơm. Đối với các vết nứt trên kênh nóng, khi các bơm đang hoạt động, sự phân bố nƣớc trong hệ thống nƣớc tải nhiệt nói chung là nhƣ nhau, xảy ra nhƣ đã đƣợc mô tả đối với các vết nứt trên kênh lạnh. Tuy nhiên, do vết nứt gần thùng lò nên ảnh hƣởng của các hiện tƣợng này lên mức nƣớc bao bọc vùng hoạt sẽ khác nhiều. Vết nứt vẫn đƣợc bao bọc với dòng hai pha chất lƣợng thấp khi mà mức trộn lẫn trong thùng lò vẫn cao hơn đáy của kênh nóng. Khi không có bơm nào hoạt động, mức này đƣợc hỗ trợ bởi mực nƣớc tƣơng ứng trong khoang lƣu hồi. Khi các bơm vòng sơ cấp đang hoạt động, áp suất trong khoang lƣu hồi đủ để giữ mức trộn lẫn trong vùng hoạt ở trên đáy của kênh nóng. Khi áp suất hệ thống giảm và các bơm suy yếu, một lƣợng nƣớc phải có mặt trong khoang lƣu hồi để duy trì cân bằng áp suất. Tuy nhiên, không giống nhƣ các vết nứt trên kênh lạnh, không có nƣớc cấp cứu bơm vào kênh nóng để thay thế lƣợng nƣớc bị chảy ra ngoài vết nứt. Do đó mức trộn lẫn trong vùng hoạt giảm xuống nhiều hơn. Ảnh hƣởng của sự vận hành các bơm lên quá trình chuyển tiếp mức hai pha trong thùng lò đối với các vết nứt trên kênh nóng đƣợc minh họa trong Hình 1.4. Vùng hoạt sẽ không đƣợc bao bọc sâu nếu các bơm ngừng hoạt động ở thời điểm lƣợng nƣớc trong thùng lò là nhỏ nhất. Tuy nhiên, điều này 16 sẽ không tạo ra đỉnh nhiệt độ lớp vỏ nhiên liệu cao nhất, bởi vì đỉnh nhiệt độ không chỉ đƣợc kiểm soát bởi độ sâu của phần không đƣợc bao bọc mà còn bởi tổng thời gian mà phần vùng hoạt không đƣợc nƣớc bao bọc. Hình 1.4. Ảnh hưởng hoạt động của các bơm lên quá trình chuyển tiếp mức hai pha trong thùng lò khi có vết nứt trên kênh nóng 1.2.4. Cấu trúc thiết kế làm giảm nhẹ hậu quả sự cố của lò phản ứng PWR Cấu trúc thiết kế của lò phản ứng PWR làm giảm nhẹ hậu quả của sự cố LOCA là hệ thống ECCS, bao gồm một số hệ thống phụ là các bình trữ nƣớc trong hệ thống nƣớc tải nhiệt. Ba thành phần chính của hệ thống ECCS là hệ thống bơm an toàn áp suất cao (HPSI), các bình nƣớc dự trữ (ACC) và hệ thống bơm an toàn áp suất thấp (LPSI) (Hình 1.5). Hình 1.5. Hệ thống ECCS của lò phản ứng PWR 17 Hệ thống HPSI gồm các bơm ly tâm áp suất cao kết hợp với các ống và các van để bơm nƣớc vào các kênh lạnh của hệ thống nƣớc tải nhiệt hoặc bơm trực tiếp vào khoang lƣu hồi tùy theo thiết kế của từng loại lò PWR. Có 3 bơm HPSI và ít nhất 2 trong 3 bơm này đƣợc khởi động bằng tín hiệu phát động bơm an toàn. Áp suất ngắt của các bơm này từ xấp xỉ 8.6 - 20.7 MPa (1250 - 3000 psia) tùy theo thiết kế. Chúng cung cấp dòng cỡ hàng trăm gallon/phút ở mức áp suất đƣợc đặt trƣớc các SIT. Các SIT là các bình nƣớc dự trữ ban đầu đƣợc giữ ở mức áp suất nhất định bằng khí nitơ. Trong hầu hết các thiết kế của PWR, mỗi bình sẽ cung cấp nƣớc cho một kênh lạnh của hệ thống nƣớc tải nhiệt. Trong một số thiết kế PWR, một vài bình sẽ cấp nƣớc trực tiếp vào khoang lƣu hồi. Các bình đƣợc đặt ở trên cao trong nhà lò, nhằm tận dụng áp suất thủy tĩnh cực đại kết hợp với áp suất do nitơ trong việc xả nƣớc. Các bình này có thể tích xấp xỉ 28,3 - 42,5m3 (1000 - 1500ft3) và tự động xả khi áp suất của hệ thống nƣớc tải nhiệt giảm đến 1,38 – 4,14 MPa (200 600 psia) tùy theo thiết kế. Hệ thống LPSI đƣợc thiết kế để đảm bảo tải nhiệt vùng hoạt lâu dài sau khi áp suất hệ thống nƣớc tải nhiệt giảm đến xấp xỉ 0,7 MPa (100 psia). Các bơm LPSI có dung tích lớn, các bơm ly tâm áp suất thấp, có thể cung cấp xấp xỉ 190 kg/s (3000 gallon/phút) ở áp suất 0,7 MPa (100 psia). Nhìn chung, hệ thống LPSI có 2 bơm, cả 2 bơm đều có thể tải toàn bộ nhiệt phân rã sau xấp xỉ 20 phút (kể từ lúc dập lò). Các bơm HPSI và LPSI đều lấy nƣớc từ bể nƣớc chứa nhiên liệu đã sử dụng và chƣa sử dụng có pha nguyên tố Bo. Khi nƣớc từ nguồn này bị suy giảm, hệ thống sẽ tự động kết nối với hệ thống chứa nƣớc của nhà lò (chứa nƣớc và hơi nƣớc chảy qua vết nứt đã đƣợc ngƣng tụ). Bể nƣớc chứa nhiên liệu đã sử dụng và chƣa sử dụng có kích thƣớc sao cho có thể cấp đủ nƣớc cho đến khi bể chứa nƣớc của nhà lò có thể cấp nƣớc lâu dài. Mặc dù không đƣợc thiết kế cho mục đích làm giảm nhẹ hậu quả của sự cố LOCA nhƣng sự cố TMI đã chỉ ra rằng hệ thống cấp nƣớc phụ (AFS) cũng có thể 18