Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố

bộ khoa học và công nghệ
viện năng lợng nguyên tử việt nam





báo cáo tổng kết

đề tài hợp tác theo nghị định th năm 2009-2010




hợp tác nghiên cứu phân tích,
đánh giá an toàn vùng hoạt
lò phản ứng năng lợng nớc nhẹ
trong các điều kiện chuyển tiếp
và sự cố





Cơ quan quản lý: Bộ khoa học và Công nghệ
Cơ quan chủ trì: Viện Năng lợng nguyên tử Việt Nam
Chủ nhiệm đề tài: TS Lê Văn Hồng

8689


Hà Nội, 1/2011
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI – KAERI 1


MỤC LỤC
Danh mục các chữ viết tắt 5
Bảng ký hiệu 8
Danh mục các bảng 10
Danh mục các hình vẽ, đồ thị 12
Mở đầu 14
Chương 1. Tổng quan các nghiên cứu phương pháp phân tích an toàn và thiết kế bài
toán 16
1.1 Mở đầu 16
1.2 Phương pháp tiếp cận bảo thủ (CONSERVATIVE METHOD) 18
1.2.1 Khái niệm phương pháp tiếp cận bảo thủ 18
1.2.2 Minh họa tiếp cận bảo thủ qua các thừa số kênh nóng 19
1.2.3 K
ết luận tiếp cận bảo thủ 22
1.3 Phương pháp ước lượng tốt nhất (BEST ESTIMATE METHOD - BE) 23
1.3.1 Quá trình phát triển phương pháp ước lượng tốt nhất 23
1.3.2 Tiếp tục hoàn thiện phương pháp ước lượng tốt nhất 26
1.4 Xác định đối tượng và bài toán nghiên cứu 27
1.4.1 Bài toán RIA - Sự cố độ phản ứng 29
1.4.2 Bài toán LOFA - Sự cố mất lưu lượng nước làm mát 30
1.4.3 Bài toán LOCA - Sự cố mất chất tải nhiệt 31
1.4.4 Bài toán FWLB – S
ự cố mất dòng nước cấp 33

1.5 Kết luận 34
Chương 2. Cấu trúc nhiên liệu, đặc trưng thiết kế vùng hoạt và các hiện tượng vật lý,
thủy nhiệt liên quan 36
2.1 Hệ thống nhiên liệu 36
2.1.1 Thanh nhiên liệu 36
2.1.2 Bó nhiên liệu 37
2.1.3 Đặc trưng các bó nhiên liệu và phân bố trong vùng hoạt 39
2.2 Các đặc trưng thiết kế vùng hoạt 39
2.2.1 Độ cháy nhiên liệu và độ phản ứng dự trữ 39
2.2.2 Thời gian sử dụng vùng ho
ạt và kế hoạch thay thế nhiên liệu 40
2.2.3 Độ phản ứng phản hồi âm 40
2.2.4 Các hệ số độ phản ứng 41
2.2.5 Tiêu chuẩn về chất độc 41
2.2.6 Tiêu chuẩn ổn định 42
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

2
2.2.7 Tốc độ cực đại đưa độ phản ứng vào vùng hoạt 43
2.2.8 Điều khiển phân bố công suất 43
2.2.9 Dự trữ độ phản ứng trường hợp kẹt thanh 44
2.2.10 Điều khiển hóa học 44
2.2.11 Tốc độ cực đại đưa vào các thanh điều khiển 44
2.3 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt quan trọng 44
2.3.1 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt trong điề
u kiện bình thường thường và chuyển
tiếp 44
2.3.2 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt trong điều kiện sự cố 51
Chương 3. Các tiêu chí an toàn liên quan của vùng hoạt lò phản ứng trong các điều
kiện chuyển tiếp và sự cố 57

3.1 Mở đầu 57
3.2 Phân loại các sự kiện khởi đầu 57
3.2.1 Các sự kiện gây ra việc đưa vào độ phản ứng (RIAs) 58
3.2.2 Các sự kiện làm giảm tố
c độ dòng chất tải nhiệt lò phản ứng 58
3.2.3 Các sự kiện làm tăng chất tải nhiệt lò phản ứng 58
3.2.4 Các sự kiện làm tăng khả năng tải nhiệt ở hệ thứ cấp 58
3.2.5 Các sự kiện làm giảm khả năng tải nhiệt ở hệ thứ cấp 59
3.2.6 Các sự kiện làm giảm chất tải nhiệt lò phản ứng 59
3.2.7 Các chuyển tiếp được biế
t trước mà không dừng lò (ATWS) 59
3.3 Các nhóm bài toán trong phân tích an toàn 59
3.4 Các lớp bài toán liên quan trực tiếp đến nhiên liệu 62
3.4.1 Sự cố chệch công suất 62
3.4.2 Sự cố làm mát mất cân đối với công suất 63
3.4.3 Sự cố mất chất tải nhiệt 64
3.5 Tóm lược về các sự kiện liên quan trực tiếp đến nhiên liệu 65
3.6 Các tiêu chuẩn chấp nhận được 66
3.6.1 Tiêu chuẩn chấp nhận đối với chuyển tiếp 66
3.6.2 Tiều chuẩn chấp nhậ
n đối với các sự cố cơ bản theo thiết kế 66
3.6.3 Các tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố dẫn tăng áp nhà lò 68
3.6.4 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố sốc nhiệt tăng áp (PTS) 68
3.6.5 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố xuất hiện lúc dập lò 68
3.6.6 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố nặng 69
3.7 Phân tích các tiêu chuẩn chấp nhận được liên quan đến nhiên liệu 69
3.7.1 Sự dời khỏi tỷ s
ố độ sôi bọt (DNBR) 70
3.7.2 Các hệ số độ phản ứng 70
3.7.3 Độ dự trữ dập lò 71

3.7.4 Độ giàu nhiên liệu 71
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

3
3.7.5 Áp suất khí bên trong thanh nhiên liệu 71
3.7.6 Tương tác cơ học giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc (PCMI) 71
3.7.7 Sự phân mảnh nhiên liệu 71
3.7.8 Không nóng chảy nhiên liệu cục bộ 72
3.7.9 Sự ôxi hóa xảy ra không phải trong sự cố LOA 72
3.7.10 LOCA PCT 72
3.7.11 Ôxi hóa do LOCA 72
3.7.12 Giải phòng hydro do LOCA 72
3.7.13 Duy trì làm mát thời gian dài do LOCA 72
3.7.14 Bùng phát/tải động đất 72
3.7.15 Lực giữ (khung bó nhiên liệu) 73
3.7.16 Tới hạn 73
Chương 4. Nghiên cứu thuật toán, mô hình của công cụ tính toán 74
4.1 Lựa chọn công cụ tính toán RELAP5 74
4.1.1 Chương trình phân tích an toàn thủy nhiệt RELAP5 74
4.1.2 Lịch sử phát triển của RELAP 74
4.2 Phân tích hệ thống thủy nhiệt trong RELAP5 75
4.2.1 Thể tích kiểm soát và các phương trình bảo toàn 75
4.2.3 Mô tả phép phân tích hệ thống thủy nhiệt sử dụng RELAP5 89
4.3 Mô hình các thành phần chính của RELAP5 96
4.3.1 Mô hình hệ thống thủy động 96
4.3.2 Mô hình cấu trúc nhiệt 99
4.3.3 Mô hình các đóng ngắt và hệ điều khiển 103
4.3.4 Mô hình động học lò phản ứng 107
Chương 5. Thực hiện phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng PWR trong
các đi

ều kiện chuyển tiếp và sự cố 112
5.1 Mở đầu 112
5.2 Các kết quả tính toán trạng thái dừng (steady state) 113
5.3 Bài toán RIA 118
5.3.1 Mô tả bài toán RIAs 118
5.3.2 Các giả thiết và điều kiện đầu 119
5.3.3 Kết quả tính toán bài toán RIA 121
5.4 Bài toán mất dòng tải nhiệt (LOFA) 123
5.4.1 Mô tả bài toán LOFAs 123
5.4.2 Tiêu chuẩn an toàn đối với LOFAs 124
5.4.3. Chạy chương trình với bài toán LOFA 124
5.4.4. So sánh các giá trị tính toán bài toán LOFA với giá trị tham chiếu 133
5.4.5. Biểu diễn đồ thị kết quả tính toán bài toán LOFA 135
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

4
5.4.6 Kiểm tra các tiêu chí an toàn 140
5.5 Bài toán LOCA 142
5.5.1 Mô tả bài toán LOCA 142
5.5.2 Tiêu chuẩn an toàn đối với LOCA 143
5.5.3 Bài toán vỡ lớn LBLOCA 145
5.5.4 So sánh giá trị tính toán LOCA lớn với giá trị tham chiếu 150
5.5.5 Biểu diễn đồ thị kết quả tính toán bài toán LOCA lớn 152
5.5.6. Kiểm tra các tiêu chí an toàn 158
5.5.7 Bài toán LOCA và vai trò của hệ thống tiêm cao áp (HPIS) 161
5.6 Bài toán FWLB 163
5.6.1 Các chuyển tiếp làm giảm khả năng tải nhiệt hệ thứ cấp 163
5.6.2 Các dữ liệu cần thiết cho bài toán FWLB 164
5.6.3 Kết quả phân tích bài toán FWLB 166
5.7 Kết luận 170

Kế
t luận và kiến nghị 171
Tài liệu tham khảo 173
Phụ lục 176

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

5
Danh mục các chữ viết tắt

Tổ chức
IAEA International Atomic Energy Agency - Cơ quan Năng lượng nguyên
tử quốc tế
Viện NLNTVN Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam
VAEI Vietnam Atomic Energy Institue
KAERI Korea Atomic Energy Research Institute - Viện Năng lượng Nguyên
tử Hàn Quốc
USNRC Cơ quan pháp quy Hoa Kỳ (USNRC)
ANS American Nuclear Society – Hội Hạt nhân Hoa kì
OECD

Organization for Economic Cooperation an Development – Tổ chức
hợp tác phát triển kinh tế.
CSNI Committee Safety of Nuclear Installation - Ủy ban an toàn lắp đặt hạt
nhân
OECD/NEA/CSNI Organization for Economic Cooperation an Development/Nuclear
Energy Agency/Committee Safety of Nuclear Installation
Lò phản ứng
NLNT Năng lượng Nguyên tử
NMĐHN Nhà máy điện hạt nhân

NCHN Nghiên cứu hạt nhân
LPƯ Lò phản ứng
NPP Nuclear Power Plant – Nhà máy điện hạt nhân
LWR Light Water Reactor - Lò phản ứng nước nhẹ
TMI Three Mile Island
PWR Pressuried Water Reactor - Lò phản ứng nước áp lực
BWR Lò phản ứng nước sôi (Boiling Water Reactor)
PHWR Pressurized Heavy Water Reactor- Lò nước nặng áp lực
CANDU Lò phản ứng nước nặng của Canada
RBMK Lò phản ứng nước sôi kiểu kênh của Nga
AP600 Advanced Presurized Reactor, 600MWe
AP1000 Advanced Presurized Reactor, 1000MWe
Sự kiện, sự cố
SAR Safety Analysis Report – Báo cáo phân tích an toàn
FSAR Final Safety Analysis Report – Báo cáo phân tích an toàn cuối cùng
PIEs Postulated Initiating Events - Các sự kiện khởi phát giả định
T Transient - Chuyển tiếp
A Accident - Sự cố / Tai nạn
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

6
AOOs
Anticipated Operational Occurrence - Các sự cố vận hành đã được
lường trước
DBA Design Basis Accident – Sự cố cơ bản theo thiết kế
BDBA Beyond Design Basis Accident – Sự cố cơ bản ngoài thiết kế
SA Severe Accident – Sự cố nặng
RIA Reactivity Insertion Accident: Sự cố thêm vào độ phản ứng
LOFA Loss Of Flow Accident – Sự cố mất dòng chất tải nhiệt
LOCA Loss Of Coolant Accident – Sự cố mất chất tải nhiệt

LB-LOCA Large Break – LOCA – Sự cố LOCA vỡ lớn
SB-LOCA Small Break – LOCA – Sự cố LOCA v
ỡ nhỏ
MSLB Main Steam Line Break - Sự cố nứt vỡ đường ống dẫn hơi chính
Hệ thống
NSSS Nuclear Steam Supply System – Hệ thống cung cấp hơi hạt nhân
RV Reactor Vessel-Thùng lò phản ứng
RPV Reactor Pressure Vessel-Thùng lò chịu áp
RCS Reactor Coolant System - Hệ thống làm nguội lò phản ứng
RCP Reactor Coolant Pump - Bơm tải nhiệt lò phản ứng
SG Steam Generator - Bình sinh hơi.
PZR Pressurizer – Bình điều áp
ECCS
Emergency Core Cooling System – Hệ thống làm nguội tâm lò khẩn
cấp
HPIS High pressure injection system - Hệ thống đưa vào áp suất cao
HPCI High Pressure Coolant Injection – Hệ thống tiêm cao áp
LPCI Low Pressure Coolant Injection – Hệ thống tiêm thấp áp
HPCS High Pressure Core Sprays – Hệ thống phun vùng hoạt cao áp
LPCS Low Pressure Core Sprays – Hệ thống phun vùng hoạt thấp áp
LPIS Low Pressure Injection System – Hệ
thống phun thấp áp
DVI Direct Vessel Injection – Tiêm trực tiếp vào thùng lò
CVCS
Chemical and Volume Control System - Hệ thống kiểm soát hoá học
và thể tích
RHR Residual Heat Removal – Hệ thống tải nhiệt dư
RHS Residual Heat System – Hệ thống tải nhiệt dư
ADS Automatic Depressurization System – Hệ thống giảm áp tự động
RCIC

Reactor Core Isolation Cooling System – Hệ thống làm nguội cô lập
vùng hoạt lò phản ứng
RWST Refueling Water Storage Tank – Bể chứa nước thay nhiên liệu
IRWST IN-Containment Refueling Water Storage Tank - Bể chứa nước dùng
thay nhiên liệu trong nhà lò
CEA Bó thanh điều khiển – Control Elenment Assembly
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

7
POSRV Operated Safety Relief Valve – Van xả an toàn ở bình điều áp
MSSV Main Steam Safety Valve – Van an toàn đường sinh hơi chính
SCRAM Dập lò phản ứng khẩn cấp
RPS Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng
RCMS
Reactor Control and Monitering System - Hệ thống điều khiển và kiểm
soát lò phản ứng
FSS Hệ thống dừng lò phản ứng thứ nhất - First Shutdow System
SSS Hệ thống dừng lò phản ứng thứ hai - Second Shutdow System
FRPS
First Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng thứ
nhất
SRPS
Second Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng thứ
hai
CR Control Rod - Thanh điều khiển
CEA Control Elenment Assembly - Bó thanh điều khiển
CEDM Control Element Drive Mechanism – Cơ cấu lái phần tử điều khiển
ICI In-Core Instrument – Thiết bị đo bên trong vùng hoạt
Trạng thái, phương pháp
BOL Beginning of life - Thời điểm bắt đầu vận hành lò phản ứng

EOL End of life - Thời điểm kết thúc vận hành lò phản ứng
BOC Beginning of cycle (after refuelling) - Thời điểm bắt đầu chu trình
nhiên liệu
EOC End of cycle (before refuelling) - Thời điểm kết thúc chu trình nhiên
liệu
EOP Emergency Operation Procedures – Thủ tục vận hành khẩn cấp
MOX Mixed oxide fuel (i.e. containing both U and Pu)
HFP Hot Full Power -Trạng thái nóng đầy tải
HZP Hot Zero Power -Trạng thái nóng không tải
HTP High thermal performance
EM Evaluation Model – Hô hình đánh giá
BE Best Estimate – Ước lượng tốt nhất (tối ưu)
BEPU Best Estimate Plus Uncertainty – Bấ
t định bổ xung trong phương
pháp ước lượng tốt nhất.
UMS Uncertainty Methodology Study – Nghiên cứu phương pháp bất định
UE User Effect – hiệu ứng người dùng
UA Uncertainty Analysis – Phân tích sai số (bất định)
CSAU Code Scaling, Applicability, and Uncertainty
SA Sesitivity Analysis – Phân tích độ nhạy
QA Quality Assurance – Đảm bảo chất lượng


Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

8
Hiện tượng, thông số
PCI Pellet–cladding interaction -Tương tác giữa vỏ bọc và nhiên liệu
PCMI Pellet–cladding mechanical interaction -Tương tác cơ học giữa vỏ bọc
và nhiên liệu

CWO Core Wide Oxidization – Hiện tượng oxi hóa mạnh vùng hoạt lò phản
ứng
LMO Local Maximum Oxidization – Hiện tượng oxi hóa cục bộ cực đại
SCC Stress corrosion cracking
PTS Pressurized Thermal Shock – Sốc nhiệt chịu áp
MTC Moderator Temperature Coefficient - Hệ số nhiệt độ chất làm
chậm
FTC Feedback Temperature Coefficent - Hệ số phản hồi nhiệt độ
FSC Fuel safety criteria - Tiêu chuẩn an toàn của nhiên liệu
DNB Departure from Nucleate Boiling – Dời khỏi độ sôi b
ọt
DNBR Departure from Nucleate Boiling Ratio- Tỷ số dời khỏi sôi bọt
PCT Peak Cladding Temperature - Nhiệt độ đỉnh vỏ bọc nhiên liệu
CHF Critical heat flux (at which DNB occurs) - Thông lượng nhiệt tới hạn
CPR Critical Power Ratio – Tỉ lệ công suất tới hạn
(M)DNB(R)
(Minimum) Departure from Nucleate Boiling (Ratio) – (Tỉ lệ) dời khỏi
chế độ sôi bọt (cực tiểu)
LHGR Linear heat generation rate
IFMS Intermediate flow mixers
CCFL Counter Current Flow Limiting – Giới hạn dòng chảy ngược
SDM Shutdown margin - Độ dự trữ dập lò

Bảng ký hiệu

Ký tự Ý nghĩa Đơn vị đo (SI)
p Áp suất
2
N/m
v Vận tốc m/s

V Thể tích
3
m
u Nội năng J
h Enthalpy J
x Quality -
g
α
Hệ số pha hơi -
ρ
Mật độ
3
kg / m

M Khối lượng Kg
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

9
T Nhiệt độ K
q Nhiệt lượng J
q’ Tốc độ truyền nhiệt J/s
q’’ Thông lượng nhiệt
2
J/m .s

G Lưu lượng dòng chảy
2
kg / m .s
σ
Ưng suất bề mặt

2
J/m
F Ngoại lực N
A Diện tích
2
m

r Bán kính M
H Cột nước máy bơm M
Q Tốc độ dòng thể tích
3
m/s
τ
Momen xoắn N.m
I Momen quán tính
2
kg.m
ω
Vận tốc góc Rad/s
w công J
η
Hiệu suất %
K Hệ số mất mát năng lượng -
β
Hệ số đẳng áp của khí -
δ
Đường kính đặc trưng M
ϑ
Độ nhớt động học
2

m/s
Gr Số Grashof -
Nu Số Nusselt -
Pr Số Prandtl -
Chỉ số:
f
g
m
n

Pha lỏng
Pha khí (hơi)
Hỗn hợp lỏng và hơi
Khí không ngưng tụ
-
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

10
Danh mục các bảng

Bảng 2. 1 - Các đặc trưng của thanh nhiên liêu 36
Bảng 2. 2 – Các đặc trưng của bó thanh nhiên liệu 38
Bảng 2. 3 - Bó nhiên liệu và các đặc trưng 39
Bảng 2. 4 Một số đặc trưng hoạt động của vùng hoạt KSNP 40
Bảng 2. 5 - Các hiện tượng quan trọng được xem xét theo khía cạnh sự cố 52

Bảng 4. 1 - Quá trình phát triển phần mềm RELAP5 75
Bảng 4. 2 - Tóm tắt các phần tử mô hình hóa của hệ thống thủy động 96
Bảng 4. 3 - Định nghĩa các phép toán lô gic 104
Bảng 4. 4 - Tóm tắt các phần tử điều khiển 105

Bảng 5. 1 – So sánh kết quả trạng thái dừng với số lệu thiết kế 114
Bảng 5. 2 - Các giả thiết và điều kiện đầu của kịch bản bó thanh điều khiển bật khỏi thùng
lò 119
Bảng 5. 3 – Các giả thiết và điều kiện đầu của kịch bản mất điện ngừng toàn bộ bơm tải
nhiệt
Bảng 5. 4 – Dãy các sự kiện c
ủa kịch bản mất điện kéo theo ngừng toàn bộ bơm 126
Bảng 5. 5 - Các tham số chính của hệ thống LPU APR 1400 127
Bảng 5. 6 - Dạng đường cong phân bố công suất theo chiều dọc 127
Bảng 5. 7- Dạng đường cong phân bố công suất theo chiều dọc 128
Bảng 5. 8 – Độ phản ứng dập lò theo thời gian tại BOC với tổng giá trị - 8500 pcm 129
Bảng 5. 9– Độ phản ứng dập lò theo thời gian tại EOC với tổng giá trị -6500 pcm 130
Bảng 5. 10 – Các ngắt bảo vệ lò trong các trường hợp chung phân tích an toàn 130
Bảng 5. 11 - Phản hồi độ phản ứng theo mật độ chất tải nhiệt tại BOC 131
Bảng 5. 12 – Phản hồi độ phản ứng theo nhiệt độ nhiên liệu tại BOC 132
Bảng 5. 13 - So sánh các giả thiết và điều kiện đầu của số liệu tham chiếu với số liệu
dùng trong tính toán 133
Bảng 5. 14 - Kết quả tính toán so với dãy sự ki
ện của của mô hình giả định trong kịch bản
mất điện, ngừng toàn bộ bơm 134
Bảng 5. 15 – Các giả thiết và điều kiện đầu của kịch bản LOCA lớn theo tài liệu tham
chiếu 147
Bảng 5. 16 – Dãy sự kiện của kịch bản tham chiếu 147
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

11
Bảng 5. 17 - Phản hồi độ phản ứng theo mật độ chất tải nhiệt tại BOC 148
Bảng 5. 18 – Phản hồi độ phản ứng theo nhiệt độ nhiên liệu tại BOC 149
Bảng 5. 19 – Hệ số độ phản ứng theo mật độ chất tải nhiệt (làm chậm) tại BOC cho tính

toán LOCA 149
Bảng 5. 20 - So sánh các giả thiết và điều kiện đầu của số liệu tham chiếu với s
ố liệu
dùng trong tính toán 150
Bảng 5. 21 - So sánh kết quả tính toán theo dãy sự kiện trong kịch bản vỡ ống vị trí chân
lạnh 152
Bảng 5. 22 - Độ sâu ăn mòn và lượng hydro sinh ra sau 400 giây (Mặt ngoài thanh nhiên
liệu nóng nhất) 159
Bảng 5. 23 - Tính phần trăm độ dày bị ăn mòn và tỷ lệ lượng hydro trên tổng giả định .160

Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

12
Danh mục các hình vẽ, đồ thị

Hình 2. 1 – Cấu trúc thanh nhiên liệu của KSNP 37
Hình 2. 2 – Cấu trúc bó thanh nhiên liệu KSNP 38
Hình 2. 3 – cấu trúc các bó thanh nhiên liệu khác nhau trong vùng hoạt LPU APR 1400 39
Hình 2.4 Hệ số nhiệt độ của chất làm chậm 41
Hình 2. 5 Phản hồi độ phản ứng do nhiệt độ 41
Hình 2. 6 Các dao động điều khiển được và không điều khiển được 42
Hình 2.7 Các giá trị dập lò khi đưa vào các thanh điều khiển 43
Hình 2. 8 - Cơ chế sai hỏng thanh nhiên liệu zircoloy 46
Hình 2. 9 - Cấu trúc tinh thể lập phương tâm mặt (
đẳng hướng, không biến dạng) 49
Hình 2. 10 - Tinh thể α-Uranium, kéo dài ở trục b, co lại ở rục a và không biến dạng ở
trục 50

Hình 4. 1 - Sơ đồ mô hình hóa dòng hai pha 81
Hình 4. 2 - Hình ảnh về sự truyền nhiệt trong dòng hai pha 82

Hình 4. 3- Xác định các đại lưuợng có hướng và vô hướng trong thể tích và biên vào ra 92
Hình 4. 4 - Sơ đồ rời rạc hóa mô hình cấu trúc nhiệt 100

Hình 5. 1 - Sơ đồ nút hóa lò APR1400 114
Hình 5. 2 - Các bài toán phân tích an toàn thủy nhiệt chủ yếu trong hệ RCS lò phản ứng
APR1400 117
Hình 5. 3 - Công suất LPU theo thời gian 121
Hình 5. 4 - Nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu theo thời gian 121
Hình 5. 5 - Diễn biến DNBR trong 6 giây đầu của sự cố 122
Hình 5. 6 - Các đường cong độ phản ứng trong sự cố bó thanh điều khiển bật ra ngoài 122
Hình 5. 7 – Đường giảm tốc (Coastdown) của bơm tải nhiệt khi mất điện 135
Hình 5. 8 – Đường DNBR trong kịch bả
n mất điện, ngắt toàn bộ bơm 135
Hình 5. 9 –Tốc độ dòng khối qua kênh trung bình vùng hoạt theo phần trăm danh định .136
Hình 5. 10 – Nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu (thanh nóng nhất) 136
Hình 5. 11 – Áp suất bình điều áp trong kịch bản mất điện, ngắt toàn bộ bơm 137
Hình 5. 12 – Tốc độ dòng khối của van an toàn bình điều áp(POSRV) 137
Hình 5. 13 – Áp suất đường hơi chínhtrong kịch bản ngắt toàn bộ bơm 138
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

13
Hình 5. 14 – Tốc độ dòng khối của van an toàn đường hơi chính MSSV 138
Hình 5. 15 – So sánh công suất LPU trong kịch bản ngừng toàn bộ bơm 139
Hình 5. 16 – So sánh đường DNBR trong kịch bản ngừng toàn bộ bơm 139
Hình 5. 17 – So sánh tốc độ dòng khối qua vùng hoạt trong kịch bản ngừng toàn bộ bơm
140
Hình 5. 18 - Mô hình lò APR1400 và các vị trí vỡ được xét trong các bài toán phân tích sự
cố LOCA điển hình 145
Hình 5. 19 – Áp suất bình điều áp trong quá trình bùng phát (blowdown) 152
Hình 5. 20 – Tốc độ dòng chảy tại vết vỡ phía bên thùng lò 153

Hình 5. 21 – Tốc độ
dòng chảy tại vết vỡ phía bên bơm tải nhiệt 153
Hình 5. 22 – Hệ số pha hơi (Void Fraction) của kênh nóng 154
Hình 5. 23 – Tốc độ dòng khối của (một) bể tích lũy 154
Hình 5. 24 – Diễn biến mực nước (tham chiếu) tại phần đáy vùng hoạt 155
Hình 5. 25 – Diễn biến mực nước (tham chiếu) trong vùng hoạt 155
Hình 5. 26 – Diễn biến dòng cấp nước (1 nhánh) của hệ ECCS vào DVI 156
Hình 5. 27 – Diễn biến mức nước (tham chiếu) vùng hoạt 156
Hình 5. 28 – Diễn biế
n hệ số pha hơi (Void Fraction) của vùng hoạt trong quá trình làm
ngập 157
Hình 5. 29 – Diễn biến nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu tại kênh nóng và thanh nóng nhất
trong quá trình làm nguội 157
Hình 5. 30 – So sánh nhiệt độ bề mặt thanh nhiên liệu nóng nhất với đồ thị tham chiếu .158
Hình 5. 31 – So sánh áp suất với đồ thị tham chiêu 158
Hình 5. 32 - Sơ đồ nguyên lý thiết kế hệ thống ECCS lò APR1400 161
Hình 5. 33 - Áp suất hệ thống RCS khi có 0, 2, 4 bơm cao áp hoạt động trong sự cố
SBLOCA 162
Hình 5. 34 - Mứ
c nước trong vùng hoạt trong khoảng 1700s khi có 0, 2, 4 bơm cao áp hoạt
động trong sự cố SBLOCA 163
Hình 5. 35 - Sơ đồ bình sinh hơi của lò APR 1400 165
Hình 5. 36 - Lưu lượng nước cấp đến SG qua miệng ống Economizer và Downcomer 166
Hình 5. 37 - Sự thay đổi áp suất ở bình điều áp theo thời gian 167
Hình 5. 38 - Sự thay đổi mức nước trong SG theo thời gian 167
Hình 5. 39 - Nhiệt độ tại lối vào và lối ra của SG-1 168
Hình 5. 40 - Nhiệt độ tại lối vào và lối ra của SG-2 168
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

14

Mở đầu

Trong khuôn khổ Hiệp định giữa Chính phủ Cộng hòa xã hội chủ nghĩa Việt
Nam và Chính phủ Đại Hàn Dân Quốc về hợp tác nghiên cứu sử dụng hòa bình
năng lượng hạt nhân, ký ngày 20 tháng 11 năm 1996 và cụ thể hóa trong Biên bản
ghi nhớ cuộc họp lần thứ 5 của Ủy ban hỗn hợp Việt- Hàn về Năng lượng nguyên tử,
họp ngày 28 tháng 10 năm 2008 tại Seoul, Hàn Quốc; hai Bên đã thống nhất đề xuất
và cùng thực hiện đề tài: „Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng
hoạt lò phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự
cố“.
Đề tài được giao cho Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam chủ trì, phối hợp
với đối tác nước ngoài là Viện nghiên cứu NLNT Hàn Quốc- KAERI thực hiện
trong 2 năm: 2009-2010. Đề tài có các mục tiêu sau:
-
Nắm vững phương pháp và công cụ tính toán, phân tích, đánh giá an
toàn vùng hoạt lò phản ứng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp
và sự cố;
-
Đào tạo cán bộ trẻ về phương pháp luận phân tích an toàn lò phản
ứng;
-
Góp phần nâng cao năng lực phân tích, đánh giá an toàn hạt nhân của
Việt Nam.
Xuất phát từ mục tiêu nêu trên, đề tài đặt ra các nội dung chính sau:
1.
Thu thập, nghiên cứu, phân tích các công trình công bố liên quan và thiết kế
bài toán nghiên cứu;
2.
Nghiên cứu tìm hiểu cấu trúc và các đặc trưng vật lý – kỹ thuật vùng hoạt lò
phản ứng nước nhẹ;

3.
Nghiên cứu tìm hiểu các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt, cơ học, hóa học tại
vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố;
4.
Phân tich các tiêu chuẩn an toàn liên quan đến vùng hoạt trong các điều kiện
chuyển tiếp và sự cố;
5.
Tổng quan các phương pháp phân tích an toàn và các công cụ tính toán liên
quan;
6.
Tìm hiểu và tiếp thu thuật toán các mô hình của công cụ tính toán RELAP5;
7.
Áp dụng công cụ tính toán RELAP5 để phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt
lò phản ứng PWR điển hình trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố.
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

15
Các nội dung nghiên cứu nêu trên đã được thực hiện với sự hợp tác và trợ
giúp của các chuyên gia Viện nghiên cứu NLNT Hàn Quốc- KAERI và được trình
bày chi tiết trong 39 Báo cáo chuyên đề (xem các Báo cáo chuyên đề).
Báo cáo tổng hợp này đúc kết những kết quả nghiên cứu chính của đề tài và
trình bày về cơ bản theo hướng dẫn chuẩn của Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc
tế. Báo cáo gồm các phần:
Mở đầu
Chương 1. Tổ
ng quan nghiien cứu phương pháp phân tích an toàn và thiết kế bài
toán
Chương 2. Cấu trúc nhiên liệu, đặc trưng thiết kế vùng hoạt và các hiện tượng vật lý,
thủy nhiệt liên quan
Chương 3. Các tiêu chí an toàn liên quan của vùng hoạt lò phản ứng trong các điều

kiện chuyển tiếp và sự cố
Chương 4. Nghiên cứu thuật toán, mô hình của công cụ tính toán
Chương 5. Thực hiện phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng PWR trong
các điều kiện chuyển tiế
p và sự cố
Kết luận

Nhân dịp này, Chủ nhiệm đề tài xin chân thành cám ơn Bộ Khoa học và
Công nghệ Việt Nam và Bộ Giáo dục, Khoa học và Công nghệ Hàn Quốc đã tài trợ
kinh phí cho thực hiện đề tài; Chủ nhiệm đề tài cũng xin cám ơn Lãnh đạo và các
phòng ban chức năng của Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam và Viện nghiên
cứu NLNT Hàn Quốc- KAERI đã tạo mọi điều kiện thuậ
n lợi để các cán bộ tham
gia đề tài hoàn thành tốt nhiệm vụ của mình.





Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

16
Chương 1. Tổng quan các nghiên cứu phương pháp phân tích an toàn và
thiết kế bài toán
1.1 Mở đầu
Phân tích an toàn là đánh giá hiệu năng của các giải pháp an toàn trong mọi
điều kiện hoạt động của nhà máy. Để phân tích an toàn, người ta phải nghiên cứu,
xem xét nguyên nhân, diễn biến của các sự kiện, mô hình hoá các sự kiện, tính toán,
phân tích kết quả và so sánh kết quả tính toán với các tiêu chí an toàn cho phép.
Mục tiêu của phân tích an toàn là xác định và khẳng định cơ sở khoa học

đảm bảo an toàn của nhà máy điện hạt nhân (NMĐHN) thông qua việc sử dụng các
công cụ mô phỏ
ng, tính toán, phân tích thích hợp, từ đó, khẳng định rằng, thiết kế
của nhà máy có thể đáp ứng được mọi giới hạn biết trước trong các điều kiện vận
hành bình thường, điều kiện chuyển tiếp và khi xảy ra sự cố.
Phân tích an toàn được cả nhà thiết thế, cơ sở hạt nhân và cơ quan pháp quy
sử dụng nhằm:
-
Cấp phép cho NMĐHN mới;
-
Phát triển, cải tiến hoặc chỉnh sửa NMĐHN đang vận hành;
-
Phân tích các sự kiện vận hành;
-
Điều chỉnh các giới hạn và các điều kiện vận hành của nhà máy.
-
Trong các nghiên cứu về an toàn.
Xét cho cùng, phân tích an toàn là công việc mô phỏng diễn biến hệ thống
trước các tình huống giả định. Các nghiên cứu như vậy sẽ rút ra những kết luận cần
thiết bổ sung cho công tác thiết kế, vận hành nhằm ngày càng đảm bảo an toàn của
NMĐHN.
Gần đây IAEA đã xây dựng nhiều tài liệu hướng dẫn phân tích sự cố của
NMĐHN. Tài liệu [1] có thể được coi là hướng dẫ
n thực hành về phương pháp luận
phân tích sự cố đối với NMĐHN loại lò PWR. Trong đó thực hiện phân loại các
nhóm sự cố, liệt kê các kịch bản sự kiện của từng nhóm và phân tích diễn biến các
hiện tượng trong các kịch bản, nêu các tiêu chuẩn an toàn cần thiết với mỗi loại sự
kiện. Tài liệu [2] chỉ ra các bước thực hành cần thiết trong phân tích sự cố bao gồm:
chọn sự
kiện dầu của kịch bản và xác định các tiêu chuẩn an toàn tương ứng, chọn

chương trình tính toán và các giá thiết về mô hình, chuẩn bị dữ liệu cũng như trình
diễn kết quả tính toán.
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

17
Để thực hiện phân tích an toàn, thông thường, các phương pháp tất định
(Deterministic Safety Analysis - DSA) và phương pháp xác suất (Probabilistic
Safety Analysis - PSA) được sử dụng.
Phân tích an toàn tất định dựa trên các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt để
nghiên cứu biểu hiện của nhà máy trong trạng thái hoạt động bình thường và trong
các điều kiện sự cố cụ thể. Từ đó, đánh giá sự đáp ứng của hệ thống công nghệ so
với các tiêu chuẩ
n an toàn đã được lựa chọn.
Phân tích an toàn xác suất dựa trên công cụ logic để rút ra ước lượng số các
rủi ro từ nhà máy điện hạt nhân. Nó là một công cụ hữu ích cho việc xác định độ
lớn của rủi ro, vị trí của rủi ro, những thành phần của rủi ro, những hành động của
người điều khiển dẫn đến rủi ro và những ứng dụng hiệu quả nhằm gi
ảm thiểu rủi ro.
Phân tích an toàn xác suất được dùng để hỗ trợ các quyết định liên quan đến phân
tích an toàn tất định.
Các nội dung cơ bản của phân tích an toàn tất định cần nghiên cứu bao gồm:
1.
Vật lý lò phản ứng trong các quá trình chuyển tiếp và sự cố, tai nạn;
2.
Các hiện tượng vật lý, các đặc trưng nhiệt thủy động của lò phản ứng và
các hệ thống công nghệ của NMĐHN trong các quá trình chuyển tiếp và
sự cố, tai nạn;
3.
Diễn biến và động thái của nhiên liệu trong các tình huống chuyển tiếp và
sự cố, tai nạn;

4.
Các hiện tượng vật lý trong các sự cố nặng (nổ hơi, nổ hydro trong nhà lò,
sự tăng nhiệt độ trong nhà lò, các sản phẩm phân hạch ở dạng son khí
hoặc hơi, nóng chảy trong vùng hoạt và khả năng làm nguội, khả năng
làm nguội bên ngoài thùng lò v.v.);
5.
Các vấn đề về sức bền vật liệu (hiệu ứng chiếu xạ trong thùng lò, tính
chất của các ống trong các điều kiện tải khác nhau, ‘rò trước khi vỡ’ và
phát hiện sự rò rỉ của các ống, các vấn đề với bình sinh hơi);
6.
Các vấn đề cấu trúc nhà máy (sức bền đối với các rung động nội tại của
hệ chuyển tải, chống động đất và các tác nhân từ bên ngoài);
7.
Các vấn đề liên quan tới nhà lò (đo đạc các rò gỉ, phân bố khí hydro, các
chuyển tiếp nhiệt thủy động và xử lý các sản phẩm phân hạch);
8.
Các hệ thống an toàn tiên tiến và các hệ thống an toàn thụ động (các hiện
tượng đối lưu tự nhiên, sự giảm áp trong hệ thống sơ cấp lò PWRs, giam
giữ các chất nóng chảy trong gian nhà lò v.v.);
9.
Tối ưu hóa các hệ thống thiết bị và điều khiển, giao diện người – máy.
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

18
10. Các yếu tố con người trong an toàn (ứng phó khẩn cấp, huấn luyện, các
simulators )
11.
Vấn đề ăn mòn và lão hóa của các thành phần cấu trúc và thiết bị;
12.
Vấn đề xử lý, quản lý bã thải phóngư xạ, tẩy xạ và chấm dứt hoạt động

của nhà máy…
Đề tài này chỉ tập trung nghiên cứu mức độ an toàn của NMĐHN dùng lò
phản ứng nước áp lực trong một số sự kiện điển hình của quá trình chuyển tiếp và
sự cố bằng phương pháp phân tích an toàn tất định.
Phân tích an toàn tất định sử dụng hai phương pháp tiếp cận: ti
ếp cận bảo thủ
và tiếp cận ước lượng tốt nhất.
1.2 Phương pháp tiếp cận bảo thủ (CONSERVATIVE METHOD)
1.2.1 Khái niệm phương pháp tiếp cận bảo thủ
Tiếp cận bảo thủ là tiếp cận đầu tiên được sử dụng trong các phân tích an
toàn. Các phương pháp tính toán bảo thủ được phát triển vào những năm đầu của
thập kỷ 70, vào thời kỳ mà bản chất của các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt xảy ra
trong các lò phản ứng còn chưa được hiểu biết một cách sâu sắc và đầy đủ.

Để khắc phục yếu điểm này, trong các chương trình tính toán, người ta
thường sử dụng các giả thiết có tính giới hạn chặt chẽ, hay còn gọi là các giả thiết
bảo thủ. Theo các giả thiết này, hậu quả của sự cố, tai nạn được cực đại hóa và kết
quả thu được là các giới hạn an toàn chặn trên, mà giá trị của các thông số an toàn
liên quan không được phép vượt quá. Những giới hạn trên này được so sánh vớ
i các
tiêu chuẩn an toàn, các tiêu chuẩn này đôi khi lại được thiết lập với các biện pháp
khá cực đoan (các tiêu chuẩn có tính bảo thủ). Một trong những tiếp cận như vậy là
tiếp cận được Cơ quan Pháp quy hạt nhân Hoa Kỳ - USNRC sử dụng trong những
năm 1970 (10CFR50.46 appendix K) và được áp dụng rộng rãi trên thế giới trong
các phân tích an toàn.
Khái niệm bảo thủ đưa ra trong phân tích an toàn nhằm đảm bảo những giả
thiết về giớ
i hạn và độ dư cho phép cho những trường hợp mà ở đó, kiến thức liên
quan đến hiện tượng vật lý, thủy nhiệt chưa được thấu hiểu đầy đủ. Khi sử dụng
những giả thiết bảo thủ, đòi hỏi có nhiều phân tích cần được tiến hành.

Tuy nhiên, đôi khi mức độ bảo thủ dư ra trong các giả thiết có thể làm cho
các kết quả phân tích thiếu tính thực t
ế, dẫn đến các biện pháp được đưa ra dựa trên
các phân tích này không còn liên quan gì đến những vấn đề an toàn quan tâm, bởi
vậy, cần thiết phải đảm bảo rằng, những giả thiết bảo thủ thực sự có liên quan đến
vấn đề an toàn.
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

19
Việc giảm mức độ bảo thủ có thể được thực hiện trong cả mô hình vật lý và
những giả định liên quan đến điều kiện ban đầu hay điều kiện biên. Với những điều
kiện ban đầu và điều kiện biên, nên tránh việc chồng chập các giả định với nhau.
Lý do cơ bản của việc phát triển phương pháp bảo thủ là sự cần thiế
t phải bù
đắp những thiếu hụt trong hiểu biết về các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt. Vì vậy, quy
phạm 10CFR50.46 appendix K đã xác lập các tiêu chuẩn an toàn sơ cấp cho cực đại
nhiệt độ vỏ bọc thanh nhiên liệu , cực đại oxi hóa vỏ bọc, cực đại lượng hydro sinh
ra, cực đại bảo toàn hình học thanh nhiên liệu và khả năng làm mát lâu dài (những
điều này vẫn không hề thay đổi ở Mỹ
cho đến nay).
Các vấn đề xuất hiện trong tiếp cận bảo thủ bao gồm:
− Các cơ chế bảo toàn không phải lúc nào cũng dẫn đến các kết quả bảo
toàn.
− Mức độ bảo toàn có thể thay đổi trong tiến trình của sự kiện – các giá trị
được chọn của các thông số có thể là bảo toàn ở thời gian đầu của sự kiện
nhưng sau đó có thể thay đổi.
− Các cơ chế hướng bảo toàn có thể gây ra sự phản ánh không đầy đủ tiến
trình của các sự kiện cũng như các tiến triển theo thời gian không thực.
− Về thực nghiệm, không có cách nào để chứng tỏ cơ chế bảo thủ được
kiểm chứng trong các thực nghiệm cỡ nhỏ cũng là chính xác ở kích

thước lớn như các lò phản ứng.
Tuy nhiên, tiếp cận bảo thủ cũng có những ưu điểm nhất định:
− Có nhiều kinh nghiệm được tích lũy và các qui trình đã được xác lập chắc
chắn giúp cho tiếp cận bảo thủ giảm bớt hiệu ứng người dùng.
− Có một lượng lớn các tài liệu hỗ trợ bao gồm các tài liệu kỹ thuật, các
báo cáo SAR.v.v.
− Các quy trình đơn giản, rõ ràng, dễ hiểu, dễ thuyết phục cơ quan pháp
quy.
1.2.2 Minh họa tiếp cận bảo thủ qua các thừa số kênh nóng
Để có thể thấy rõ hơn về khái niệm bảo thủ, chúng ta xem xét một trong số
các vấn đề quan trọng trong bảo đảm an toàn lò phản ứng, đó là giới hạn nhiệt cho
vùng hoạt của lò.
Một trong những mục tiêu căn bản của phân tích an toàn thủy nhiệt cho vùng
hoạt của lò phản ứng là đảm bảo rằng các giới hạn về nhiệt trong các đặc trưng của
vùng hoạt là không bị vi phạm. Hai gi
ới hạn quan trọng và phổ biến nhất là:
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

20
Loại trừ khả năng nóng chảy nhiên liệu, để đáp ứng yêu cầu này cần hạn chế
mật độ công suất tuyến tính:
max
''
q)r(q
<

Một yêu cầu khác là đòi hỏi thông lượng nhiệt bề mặt luôn luôn phải được
giữ ở mức giới hạn tới hạn:
CHF
''''

q)r(q
≤

Trong đó r chỉ vị trí bất kỳ trong vùng hoạt của lò.
Ngoài ra, còn có các yêu cầu khác như các ứng suất nhiệt và ứng suất của các
khí phân hạch trên vỏ bọc của thanh nhiên liệu cũng cần đảm bảo nằm trong giới
hạn cho phép và như vậy, giới hạn công suất sinh ra trong lò phản ứng cũng là một
trong những yêu cầu quan trọng.
Mặc dù việc phân tích thủy nhiệt vùng hoạt của lò về nguyên tắc yêu c
ầu
phải tiến hành các tính toán chi tiết, ba chiều để xác định chính xác phân bố công
suất, kể cả các hiệu ứng cháy nhiên liệu, tích lũy các sản phẩm phân hạch, phân bố
thanh điều khiển và những biến đổi của mật độ chất làm chậm trong toàn bộ quá
trình hoạt động của lò phản ứng. Những thông tin này sau đó được sử dụng để xác
định phân bố nhiệt độ và dòng tải nhiệt qua vùng hoạ
t của lò phản ứng. Mặc dù
những tính toán này ngày nay hoàn toàn có thể thực hiện được nhưng chúng đòi hỏi
nhiều công sức cũng như thời gian, đặc biệt là trong phân tích các chuyển tiếp
nhanh (fast transient).
Để các phân tích thủy nhiệt cho vùng hoạt lò phản ứng có tính áp dụng thực
tế hơn, người ta đưa ra cách tiếp cận tổng quát là khảo sát xem các thông số của
kênh nóng (hot channel) trong vùng hoạt của lò tiệm cận đến các giới hạn vận hành
như thế nào? Khi đó, nếu chúng ta có thể đảm bảo rằng các điều kiện về nhiệt của
kênh này vẫn nằm trong các giới hạn thiết kế của vùng hoạt thì các kênh khác còn
lại cũng sẽ được xem là nằm trong giới hạn thiết kế. Người ta thường xác định kênh
nóng trong vùng hoạt như là kênh tải nhiệt, tại đó thông lượng nhiệt của vùng hoạt
và enthalpy tăng cực đại. Liên quan tới kênh này là các th
ừa số kênh nóng và điểm
nóng (hot spot) biểu thị tỷ số của các thông số của kênh này với các đặc trưng trung
bình của vùng hoạt.

Bó nhiên liệu có công suất cực đại được định nghĩa là bó nhiên liệu nóng.
Điểm nóng trong vùng hoạt của lò phản ứng là điểm tại đó thông lượng nhiệt là cực
đại hay mật độ công suất tuyến tính đạt cực đại, còn kênh nóng (hot channel) được
định nghĩa như là kênh t
ải nhiệt, trong đó có các điểm nóng hoặc dọc theo kênh này
việc tăng enthalpy của chất tải nhiệt là cực đại.
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

21
Kênh nóng hạt nhân được định nghĩa nhằm tính đến biến đổi của thông
lượng nơtron theo phân bố nhiên liệu trong vùng hoạt của lò.
Thừa số kênh nóng hạt nhân theo bán kính
=
N
R
F thông lương nhiệt trung
bình của kênh nóng/thông lượng nhiệt trung bình của các kênh trong vùng hoạt.
F
R
N
∑
∫
∫
=
=
N
1i
L
0
i

c
HC
L
0
dz)r(''q
N
1
dz)r(''q

Trong đó N
c
- tổng số các kênh trong vùng hoạt.
Tương tự, thừa số kênh nóng hạt nhân theo hướng trục
=
N
Z
F thông lương
nhiệt cực đại của kênh nóng/thông lượng nhiệt trung bình của kênh nóng.
F
Z
N
[
]
dz)r(''q
L
1
)r(''qmax
HC
L
0

HC
∫
=

Thừa số kênh nóng hạt nhân toàn phần hay thừa số thông lượng nhiệt hạt
nhân khi đó được định nghĩa như sau :
=
N
q
F thông lượng nhiệt cực đại trong vùng hoạt/thông lượng nhiệt trung
bình trong vùng hoạt.
F
q
N
N
Z
N
R
FF
=

Xét trường hợp phân bố công suất trong lò hình trụ được mô tả bằng hệ thức
đã biết:
)
L
z
sin()
R
r405.2
(Jw)z(''q

00f
π
ΦΣ=

Thừa số kênh nóng theo bán kính khi đó cho:
32.2
dz)
L
z
sin(dr2)
R
405.2
(J
dz)
L
z
sin()0(J
F
R
0
L
0
0
L
0
0
N
R
=
π

π
π
=
∫∫
∫

Còn thừa số theo hướng trục:
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

22
57.1
dz)
L
z
sin(
L
1
)0(J
)2/sin()0(J
F
L
0
0
0
N
Z
≈
π
π
=

∫

Do vậy, thừa số kênh nóng toàn phần
642.357.1x32.2F
N
q
≈
≈

Ước lượng này cho ta giá trị bảo thủ của thừa số kênh nóng. Trong thực tế,
thừa số kênh nóng cho lò PWR với nhiên liệu nạp có các độ giàu khác nhau, thường
vào khoảng
6.2F
N
q
≈
. Điều này có nghĩa là nếu áp dụng các biểu thức giải tích thô
và thừa nhận giá trị của thừa số kênh nóng toàn phần sẽ cho ta một độ dư khá lớn về
mặt an toàn.
Qua đó, ta có thể thấy rằng, phân tích bảo thủ là công cụ hữu hiệu để xác
định các giá trị được phép với độ dự trữ an toàn là luôn luôn được đảm bảo. Cách
tiếp cận bảo thủ vì vậy rất rõ ràng, minh b
ạch nhưng lại tạo ra một khoảng cách
(khoảng giá trị) lớn giữa giới hạn thực tế và giới hạn bảo thủ.
1.2.3 Kết luận tiếp cận bảo thủ
Mục tiêu chính của các phân tích an toàn là biểu thị một cách rõ ràng về tất
cả các yêu cầu, đòi hỏi về an toàn được thỏa mãn, tức là tồn tại các độ dự trữ an
toàn giữa các giá trị thực của các thông số quan trọng và các giá trị ngưỡng của
chúng, tại đó có thể xảy ra sự hỏng hóc của các rào chắn dẫn tới sự phát tán các chất
phóng xạ.

Các phương pháp phân tích an toàn theo hướng tiếp cận bảo th
ủ đã có một
vai trò vô cùng quan trọng trong việc giúp cho các cơ quan pháp quy đưa ra các tiêu
chuẩn an toàn. Với những hiểu biết ngày càng sâu rộng và đầy đủ hơn về các hiện
tượng xảy ra trong lò phản ứng cũng như các cải tiến trong các hệ thống đảm bảo an
toàn và sự phát triển vượt bậc của công nghệ tính toán, các phương pháp tiếp cận
bảo thủ đang dần thể hiện những hạn chế. Ngành công nghi
ệp hạt nhân với những
tiến bộ không ngừng và những kinh nghiệm tích lũy được trong quá trình vận hành,
đang ngày càng tiến xa hơn trong việc phát triển các công nghệ NMĐHN an toàn
hơn, kinh tế hơn. Điều này đã thúc đẩy việc phát triển các phương pháp hiện đại
nhằm thỏa mãn cả hai yêu cầu: an toàn và kinh tế.
Vấn đề chính xuất hiện trong tiếp cận bảo thủ là trên thực tế không có cách
nào để chứng minh r
ằng các kết quả đưa ra bởi cơ chế bảo thủ được kiểm chứng
trong các thực nghiệm cỡ nhỏ cũng là chính xác ở các tỷ lệ 1:1 và do đó, các giới
hạn dự trữ an toàn cũng không thể được ước lượng thỏa đáng trong thực tế vận hành
nhà máy.
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

23
Hơn nữa, do bản chất không tuyến tính nên việc kết hợp một số các biện
pháp bảo thủ lại với nhau cũng không được kiểm chứng. Hạn chế quan trọng khác
còn ở chỗ có một số các tình huống sự cố, tai nạn trong đó sự hiểu biết và kiến thức
đầy đủ, chính xác về đặc trưng của nhà máy thực tế đang vận hành là hết sức cần
thiết. Hạn chế này có thể thấy rõ khi tai nạn TMI-2 xảy ra, trong đó nhân viên vận
hành có vai trò quan trọng bậc nhất, nó cho thấy cần phải có quy trình vận hành
khẩn cấp (Emergency Operation Procedures - EOP) cũng như hiểu biết của nhân
viên vận hành về các đặc trưng của nhà máy.
Những hạn chế của các tiếp cận bảo thủ đã thúc đẩy việc phát triển và áp

dụng các chương trình tính toán ước lượng tốt nhất và sự ra đờ
i của hàng loạt các
chương trình thực nghiệm lớn vào những năm cuối thập kỷ 70 tại các nước có nền
công nghiệp hạt nhân phát triển và những kết quả của các thực nghiệm này hiện vẫn
đang được sử dụng trong việc làm chính xác hóa các chương trình phân tích an toàn
thủy nhiệt cho các lò phản ứng hạt nhân.
1.3 Phương pháp ước lượng tốt nhất (BEST ESTIMATE METHOD - BE)
1.3.1 Quá trình phát triển phương pháp ước lượng tốt nhất
Đánh giá hiệu quả của một nhà máy điện hạt nhân trong điều kiện xảy ra sự
cố, tai nạn đã là một phần nghiên cứu quan trọng trong lĩnh vực hạt nhân trong vòng
40 năm qua. Hơn nữa, nhiều hệ thống chương trình tính toán thủy nhiệt phức hợp đã
được phát triển phục vụ cho việc mô phỏng (transient behaviour) của lò phản ứng
làm mát bằng nước. Thời kỳ đầu c
ủa quá trình phát triển, chương trình được ứng
dụng với mục đích thiết kế hệ thống công nghệ. Năm 1978 đã đưa ra những mô
hình định nghĩa về các phương trình bảo toàn với các điều kiện ban đầu, điều kiên
biên để đảm bảo kết quả bảo toàn đối với các thông số an toàn tới hạn.
Tiếp đó, sự phát triển và quá trình phối hợp quản lý tai nạ
n, áp dụng phân
tích an toàn xác suất và đào tạo vận hành đã đòi hỏi một yêu cầu “ước lượng /đánh
giá tốt nhất”, có nghĩa là mô phỏng một tai nạn gần sự thật nhất có thể. Mục tiêu
chính của hệ chương trình BE là thay thế mô hình đánh giá sử dụng nhiều giả thiết
bảo thủ để dẫn đến việc tiên đoán chính xác hơn đối với lò phản ứng nước nh
ẹ
(PWR, BWR) trong những quá trình chuyển tiếp tai nạn và từ đó cho phép giảm
những giới hạn an toàn.
Các phân tích an toàn tất định là công cụ tối cần thiết cho việc biểu thị mức
độ an toàn của các NMĐHN. Những yêu cầu và hướng dẫn cho các phân tích an
toàn, đặc biệt là các phân tích sự cố đã được mô tả trong các tài liệu hướng dẫn và
tiêu chuẩn an toàn của IAEA NS-R-1, NS-R-2, NS-G-1.2 .v.v. Hướng dẫn an toàn

về đánh giá an toàn đưa ra hai lựa chọn kh
ả dĩ cho việc biểu thị mức độ an toàn
được đảm bảo với một độ dự trữ an toàn thích hợp – đó chính là việc sử dụng các
Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI

24
chương trình trình tính toán ước lượng tốt nhất (BE) kết hợp với các dữ liệu đầu vào
mang tính bảo thủ (conservative input) hoặc kết hợp với các dữ liệu đầu vào có tính
thực tế (realistic input). Cả hai lựa chọn này đều bao hàm việc ước lượng về các bất
định trong các kết quả tính toán. Lựa chọn thứ hai nhận được sự quan tâm đặc biệt
do nó cho phép đưa vào nhiều đặc trưng chính xác hơn về các độ
dự trữ an toàn và
do đó, đưa ra nhiều khả năng vận hành linh hoạt hơn.
Trước kia, khi chưa có đủ năng lực tính toán độ bất định của các giá trị của
các thông số quan trọng xác định phạm vi vận hành NMĐHN, người ta đã áp dụng
các tính toán bảo thủ nhằm đảm bảo độ an toàn cao nhất có thể. Với hầu hết các
NMĐHN thế hệ II đang vận hành ngày nay mà hầu hết sử dụng nước làm chất tải
nhiệt thì thông số giới hạn quan trọng nh
ất và cũng được bàn thảo nhiều nhất là
nhiệt độ tối đa của vỏ bọc nhiên liệu (Peak Clading Temperature - PCT). Thông số
PCT xác định ngưỡng, tại đó, vỏ bọc thanh nhiên liệu bị phá hỏng, sản phẩm phân
hạch thoát ra ngoài tăng lên. Yêu cầu tuyệt đối về đảm bảo tính nguyên vẹn của
vùng hoạt trong mọi sự kiện, kể cả vận hành bình thường và bất thường đòi hỏi
nh
ững yêu cầu về pháp quy phải xác lập được một độ dự trữ an toàn chấp nhận
được và áp dụng được trong quá trình vận hành NMĐHN.
Tại Mỹ, trước năm 1974, khi chưa có hướng dẫn Appendix K cho mục 10
phần 50 (Appendix K to Title 10 Part 50 of the Code of Federal Regulations
10CFR50), thì các tiêu chuẩn chấp nhận được cũng như các yêu cầu về tính toán để
đảm bảo các giới hạn an toàn không bị vi phạm là tùy thuộc vào từng thiết kế cụ thể

của m
ỗi nhà máy.
Vào năm 1974, lần đầu tiên quy định 10CFR50 với những yêu cầu cụ thể áp
dụng cho các yêu cầu cấp phép NMĐHN được đưa ra. Và hơn mười năm sau đó,
quy định 10CFR50.46 đã cho phép việc sử dụng các chương trình tính toán ước
lượng tốt nhất - BE thay cho các mô hình tính toán bảo thủ với điều kiện là cần phải
xác định và đánh giá các bất định.
Trong lúc ngày càng có nhiều công ty vận hành thực hiện các nâng cấp công
suất cho các NMĐHN đang vận hành của họ, dẫn tới việc đưa ra các yêu cầu cấp
phép thì mối quan ngại chính là biên độ các bất định trong các mô hình và việc xác
định mức độ thu hẹp độ dự trữ an toàn khi cấp phép.
Để hiện thực hóa các yêu đòi hỏi của thực tiễn, các giải pháp mang tính quốc
tế được đưa ra bao gồm:
− Phát triển các chương trình phân tích an toàn hệ thống BE với khả năng
tính được chính xác các giá trị hạn chế giới hạn vận hành nhà máy.