Nghiên cứu và tính toán diễn biến sự cố trong thùng lò nước sôi

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƢỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI
---------------------------------------

ĐOÀN MẠNH LONG

NGHIÊN CỨU VÀ TÍNH TOÁN DIỄN BIẾN SỰ CỐ NẶNG TRONG
THÙNG LÒ NƢỚC SÔI

Chuyên ngành: Kỹ thuật hạt nhân

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC
KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGƢỜI HƢỚNG DẪN KHOA HỌC:
1. TS. TRẦN CHÍ THÀNH

Hà Nội – Năm 2014

1


LỜI CAM ĐOAN
Tôi xin cam đoan:
1. Bản luận văn này là sản phẩm nghiên cứu của tôi.
2. Thông tin trong luận văn đƣợc trích dẫn trung thực.
3. Tôi xin chịu trách nhiệm về nghiên cứu của mình.

Học viên

Đoàn Mạnh Long

2


MỤC LỤC
LỜI CAM ĐOAN ....................................................................................................... 2
DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT ............................................................................ 6
DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU..................................................................................... 7
CÁC KÝ TỰ DƢỚI VÀ TRÊN DÒNG ..................................................................... 8
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU ............................................................................... 9
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ ĐỒ THỊ .................................................................... 10
LỜI MỞ ĐẦU ........................................................................................................... 12
LỜI CẢM ƠN ........................................................................................................... 14
CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU ....................................................................................... 15
1.1.

Vấn đề an toàn điện hạt nhân và mục tiêu nghiên cứu ................................ 15

1.2.

Nội dung của luận văn ................................................................................. 17

1.3.

Bố cục của luận văn ..................................................................................... 18

CHƢƠNG 2: DIỄN BIẾN CƠ BẢN CỦA SỰ CỐ NẶNG ..................................... 20
2.1.

Khái niệm sự cố nặng .................................................................................. 20

2.2.

Quá trình diễn biến sự cố nặng .................................................................... 22

2.2.1.

Diễn biến sự cố nặng bên trong thùng lò phản ứng .............................. 22

2.2.1.1.

Quá trình ôxi hóa Zircaloy, thép và B4C........................................ 26

2.2.1.2.

Quá trình nóng chảy Zircaloy và hòa tan viên nhiên liệu .............. 26

2.2.1.3.

Quá trình hình thành bể nhiên vật liệu nóng chảy trong vùng

hoạt…………………………………………………………………………..28
2.2.1.4.

Quá trình hình thành bể nhiên vật liệu nóng chảy ở khu vực đáy

lò…………………………………………………………………………….29
2.2.2.

Diễn biến sự cố xảy ra bên ngoài thùng lò phản ứng ........................... 35

3


2.2.2.1.

Hiện tƣợng đốt nóng tòa nhà lò trực tiếp ....................................... 36

2.2.2.2.

Hiện tƣợng cháy nổ H2 ................................................................... 37

2.2.2.3.

Tƣơng tác giữa nhiên vật liệu nóng chảy với bê-tông ở hầm lò .... 39

CHƢƠNG 3: MỘT SỐ MÔ HÌNH MÔ PHỎNG DIỄN BIẾN SỰ CỐ NẶNG
TRONG MELCOR ................................................................................................... 41
3.1.

Giới thiệu về chƣơng trình MELCOR ......................................................... 41

3.1.1.

Giới thiệu .............................................................................................. 41

3.1.2.

Cách thức phát triển vấn đề trong MELCOR ....................................... 42

3.2.

Mô hình nút hóa vùng hoạt và khu vực lƣu thông dƣới đáy lò ................... 44

3.3.

Mô hình ôxi hóa ........................................................................................... 47

3.3.1.

Mô hình ôxi hóa Zircaloy và thép ......................................................... 47

3.3.2.

Mô hình ôxi hóa B4C ............................................................................ 49

3.4.

Mô hình chảy nến ........................................................................................ 50

3.5.

Mô hình các cấu trúc chống đỡ và sự sai hỏng ........................................... 53

3.5.1.

Mô hình “PLATEB” ............................................................................. 53

3.5.2.

Mô hình “COLLUMN” ........................................................................ 54

3.5.3.

Các mô hình sai hỏng của cấu trúc chống đỡ ....................................... 55

3.6.

Mô hình trao đổi nhiệt và hỏng vỏ đáy thùng lò ......................................... 56

3.6.1.

Mô hình trao đổi nhiệt ở đáy thùng lò .................................................. 58

3.6.2.

Mô hình hỏng đáy thùng lò ................................................................... 61

CHƢƠNG 4: MÔ PHỎNG DIỄN BIẾN SỰ CỐ BÊN TRONG THÙNG LÒ
FUKUSHIMA SỐ 1 BẰNG CHƢƠNG TRÌNH MELCOR .................................... 63
4.1.

Giới thiệu về nhà máy điện hạt nhân Fukushima số 1 ................................ 63

4.2.

Áp dụng mô hình nút hóa trong MELCOR cho nhà máy ........................... 65

4

4.2.1.

Sơ đồ nút hóa vùng hoạt ....................................................................... 65

4.2.2.

Sơ đồ nút hóa thể tích không gian bên trong lò phản ứng .................... 68

4.2.3.

Sơ đồ nút hóa không gian bên trong tòa nhà sơ cấp ............................. 69

4.2.4.

Mô hình các cấu trúc nhiệt.................................................................... 73

4.2.5.

Mô hình hệ thống van xả an toàn và mô hình hỏng đáy thùng lò ........ 74

CHƢƠNG 5: KẾT QUẢ TÍNH TOÁN VÀ THẢO LUẬN ..................................... 76
5.1.

Các kịch bản đƣợc mô phỏng ...................................................................... 76

5.2.

Kết quả và thảo luận .................................................................................... 76

5.2.1.

Kịch bản 1 ............................................................................................. 76

5.2.2.

Kịch bản 2 ............................................................................................. 89

5.2.3.

Kịch bản 3 ............................................................................................. 92

KẾT LUẬN ............................................................................................................. 101
ĐỊNH HƢỚNG NGHIÊN CỨU TRONG TƢƠNG LAI ....................................... 103
TÀI LIỆU THAM KHẢO ....................................................................................... 104

5


DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT

Từ viết tắt

Tên tiếng Anh

Tên tiếng Việt

MELCOR

Methods for Estimation Leakage

and Consequences of Release

Các phƣơng pháp cho việc
ƣớc tính sự rò rỉ và các hậu
quả của quá trình phát thải
phóng xạ.

BWR

Boiling Water Reactor

Lò nƣớc sôi

PWR

Pressurized Water Reactor

Lò nƣớc áp lực

NS

Non – Supporting Struture
component

Thành phần cấu trúc chống
đỡ
Thành phần cấu trúc không
chống đỡ

OS

Other System component

Thành phần cấu trúc khác

PD

Particulate Debris component in
the channel

Thành phần mảnh vụn dạng

SS

Supporting Structure component

hạt nằm trong kênh dẫn
nƣớc của bó nhiên liệu

PB

Particulate Debris component in
the Bypass

Thành phần mảnh vụn dạng
hạt nằm trong vùng chuyển
tiếp.

6

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU

A

tham số diện tích, m2

Cp

nhiệt dung riêng đẳng áp, J/(kg.K)
lực nén trên một đơn vị diện tích, N/m2

F

lực nén tác dụng vào một thanh chống đỡ, N

h

hệ số trao đổi nhiệt, W/(m2.K)

H

entapi, kJ/kg

I

mômen quán tính, kg.m2

kc

hệ số truyền khối lƣợng, [mol/(s.m2)]/[mol/m3] hay m/s

n

số mol chất ôxi hóa tham gia phản ứng trên 1 mol kim loại, mol

M

khối lƣợng mol phân tử của nhiên vật liệu nóng chảy, kg

MW

khối lƣợng mol phân tử của kim loại bị ôxi hóa, kg

P

áp suất, N/m2

PW

chiều rộng của dòng chảy nến, m

q

tốc độ trao đổi nhiệt, J/s

Qox

năng lƣợng sinh ra từ phản ứng ôxi hóa, J/kg

R

tham số bán kính, m

T

nhiệt độ, oK

W

khối lƣợng kim loại bị ôxi hóa trên một đơn vị diện tích, kg/m2
tham số chiều cao, m
khối lƣợng vật liệu đông đặc, kg
lực tác dụng vào cấu trúc chống đỡ, N
tham số độ dão
tham số mật độ, kg/m3

7


DANH MỤC CÁC KÝ TỰ DƢỚI VÀ TRÊN DÒNG

ATM

không khí (atmosphere)

cl

vỏ nhiên liệu (cladding)

d

mảnh vụn (debris)

eff

hiệu dụng (effect)
màng chất nóng chảy (film)

h

đáy thùng lò (head)

i, j

số chỉ thứ tự

i, o

bên trong (inside), bên ngoài (out) – khi đi ở tham số ri và ro

k

số chỉ thứ tự

m

vật liệu (material)

m1

lớp vật liệu nóng chảy 1 (đối với bể phân lớp)

m2

lớp vật liệu nóng chảy 2 (đối với bể phân lớp)

p

chất tạo thành sau phản ứng (product)

pn

ống thâm nhập (penetration)

r

chất tham gia phản ứng (reactant)

ring

vòng

rlx

giảm nhẹ (relax)

s

cấu trúc (structure)

sh

quá nhiệt (supper heat)

SAT

bão hòa (saturated)
ôxi hóa (oxidation)

8


DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU
Bảng 2.1: Nguyên nhân ban đầu của 3 sự cố hạt nhân điển hình. ............................20
Bảng 2.2: Kết hợp các kiểu di chuyển của nhiên vật liệu xuống đáy lò và các trạng
thái ở khu vực đáy lò .......................................................................................30
Bảng 4.1: Khối lƣợng của các thành phần vật liệu trong lò phản ứng. .....................64
Bảng 4.2: Các thông số cho 5 vòng. .........................................................................66
Bảng 4.3: Các thông số độ cao và chiều cao cho 11 bậc. .........................................66
Bảng 4.4: Các thông tin và điều kiện ban đầu cho các thể tích bên trong lò phản ứng ... 69
Bảng 4.5: Các thông số cho các thể tích trong tòa nhà sơ cấp và tòa nhà lò . ..........72
Bảng 4.6: Các đặc tính của các van an toàn . ............................................................75
Bảng 5: So sánh thời điểm diễn ra sự kiện chính với tài liệu tham khảo..................87

9


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ ĐỒ THỊ
Hình 2.1: Quá trình tƣơng tác hóa học khi sự cố nặng xảy ra . ................................23

Hình 2.2: Cấu hình loại SIC ......................................................................................24
Hình 2.3: Cấu hình loại B4C ....................................................................................24
Hình 2.4: Hiện tƣợng đứt gãy vỏ nhiên liệu . ...........................................................25
Hình 2.5: Quá trình di chuyển xuống phần đáy lò của hỗn hợp nóng chảy do hỏng
lớp vỏ bọc vùng hoạt .......................................................................................28
Hình 2.6: Quá trình dị chuyển xuống khu vực đáy thùng lò của hỗn hợp nhiên vật
liệu nóng chảy do hỏng tấm đỡ vùng hoạt . .....................................................29
Hình 2.7: Các mô hình di chuyển xuống khu vực đáy thùng lò của nhiên vật liệu
nóng chảy và các trạng thái có thể của khu vực đáy thùng lò . ........................30
Hình 2.8: Các giai đoạn của quá trình nổ hơi ..........................................................33
Hình 2.9: Bể nóng chảy đồng nhất ở đáy lò phản ứng .............................................34
Hình 2.10: Bể nóng chảy 2 lớp . ...............................................................................35
Hình 2.11: Bể nóng chảy 3 lớp . ...............................................................................35
Hình 2.12: Minh họa hỏng đáy lò tại vị trí ống thâm nhập . .....................................35
Hình 2.13: Hầm lò có nƣớc khi vật liệu nóng chảy đƣợc phóng xuống . .................36
Hình 2.14: Quá trình phóng vật liệu nóng chảy vào trong tòa nhà lò . .....................37
Hình 2.15: Sơ đồ Shapori cho hỗn hợp hydro – khí – hơi . ......................................38
Hình 2.16: Hiện tƣợng nổ hơi đã phá hủy hoàn toàn nóc tòa nhà lò tại nhà máy
Fukushima số 1 và 3. ........................................................................................38
Hình 2.17: Cấu hình của bể vật liệu nóng chảy trong hầm lò . .................................39
Hình 3.1: Sơ đồ minh họa quá trình tính toán trong MELCOR. ...............................44
Hình 3.2: Sơ đồ nút hóa vùng hoạt và khu vực lƣu thông phía dƣới vùng hoạt . .....45
Hình 3.3: Các thành phần cơ bản bên trong 1 cell . ..................................................46
Hình 3.4: Minh họa quá trình chảy nến của vật liệu nóng chảy . .............................50
Hình 3.5: Minh họa cách chi đoạn và nút cho vỏ đáy thùng lò phản ứng . ..............57
Hình 3.6: Sơ đồ nút hóa một đoạn ở đáy thùng lò . ..................................................57
Hình 4.1: Các thành phần bên trong lò phản ứng ....................................................63
Hình 4.2: Minh họa 4 van xả an toàn từ đƣờng hơi chính xuống giếng ƣớt . ...........65
Hình 4.3: Sơ đồ nút hóa vùng hoạt và khu vực đáy thùng lò. ...................................67
Hình 4.4: Mặt cắt ngang của các vòng đồng tâm. .....................................................67

Hình 4.5: Minh họa sơ đồ nút hóa phần không gian bên trong lò phản ứng . ..........68
Hình 4.6: Sơ đồ nút hóa không gian bên trong tòa nhà sơ cấp . ...............................70
Hình 4.7: Sơ đồ các đƣờng dòng kết nối các thể tích trong tòa nhà sơ cấp. .............70
Hình 4.8: Sơ đồ nút hóa bên trong tòa nhà lò ...........................................................71
Hình 4.9: Sơ đồ đƣờng dòng kết nối các thể tích trong tòa nhà lò. ..........................71
10


Hình 5.1: Minh họa tốc độ nhiệt phân rã đƣợc sinh ra trong lò phản ứng. ...............77
Hình 5.2: Mực nƣớc ở phần mái vòm vùng hoạt và ở vùng hoạt. ............................78
Hình 5.3: Tổng khối lƣợng H2 đƣợc sinh ra bên trong lò phản ứng. ........................79
Hình 5.4: Tổng lƣợng nhiệt sinh ra từ quá trình ôxi hóa và từ quá trình phân rã của
các hạt nhân. .....................................................................................................79
Hình 5.5: Khối lƣợng UO2 ở trong vòng 1................................................................80
Hình 5.6: Nhiệt độ của mảnh vụn tại khu vực đáy lò. ..............................................81
Hình 5.7: Mực nƣớc ở khu vực đáy lò. .....................................................................82
Hình 5.8: Khối lƣợng UO2 ở cell 101 tiếp xúc trực tiếp với vỏ đáy thùng lò. ..........83
Hình 5.9: Nhiệt độ của vỏ đáy thùng lò ở các vòng. .................................................84
Hình 5.10: Độ dão
của vỏ đáy thùng lò ở các vòng. ......................................84
Hình 5.11: Áp suất bên trong lò phản ứng. ...............................................................85
Hình 5.12: Độ căng đàn hồi của lớp vỏ đáy lò ở trƣờng hợp giảm áp với lƣu lƣợng
hơi 35 kg/s. .......................................................................................................90
Hình 5.13: Độ căng đàn hồi của lớp vỏ đáy lò ở trƣờng hợp giảm áp với lƣu lƣợng
hơi 7 kg/s. .........................................................................................................91
Hình 5.14: Khối lƣợng UO2 ở vòng 1 trong trƣờng hợp lƣu lƣợng cấp là 25 kg/s. ..95
Hình 5.15: Khối lƣợng H2 sinh ra trong thùng lò ứng với 3 lƣu lƣợng cấp nƣớc. ....95
Hình 5.16: Nhiệt độ của vỏ đáy thùng lò ứng với trƣờng hợp lƣu lƣợng cấp nƣớc 25 kg/s.....96
Hình 5.17: Khối lƣợng H2 sinh ra bên trong thùng lò ứng với 3 lƣu lƣợng cấp nƣớc...... 97
Hình 5.18: Nhiệt độ của vỏ đáy thùng lò tại các vòng ứng với lƣu lƣợng cấp nƣớc 25 kg/s. ...98

Hình 5.19: Khối lƣợng H2 sinh ra bên trong thùng lò ứng với 3 lƣu lƣợng nƣớc cấp. ...............99

11


LỜI MỞ ĐẦU
An toàn trong nhà máy điện hạt nhân luôn là vấn đề đƣợc quan tâm và bàn
luận nhiều nhất trong lĩnh vực điện hạt nhân. Trải qua hơn 60 năm kể từ thời điểm
nhà máy điện hạt nhân thƣơng mại đầu tiên trên thế giới chính thức hoạt động (tại
thành phố Oninsk-Liên Xô vào ngày 27/6/1954), cho đến nay điện hạt nhân đã đóng
một vai trò quan trọng trong việc cung cấp điện và đảm bảo an ninh năng lƣợng cho
thế giới. Tuy nhiên ở đó cũng đã xảy ra những sự cố liên quan đến ngành công
nghiệp điện hạt nhân, trong đó có những sự cố gây thiệt hại nhỏ, có những sự cố để
lại hậu quả nặng nề cho đến tận ngày nay mà ngƣời ta vẫn thƣờng gọi chúng với cái
tên thảm họa hạt nhân hay sự cố nặng, điển hình nhƣ tai nạn ở nhà máy Three
Miles Island (TMI) – Mỹ năm 1979, Chernobyl – Liên Xô cũ năm 1986 hoặc gần
đây nhất là tại nhà máy Fukushima – Nhật Bản ngày 11/3/2011. Sự cố xảy ra ở nhà
máy Fukushima đã một lần nữa róng lên hồi chuông về các biện pháp an toàn trong
các nhà máy điện hạt nhân trên thế giới và tính chất quan trọng của việc nghiên cứu
sự cố nặng.
Kể từ sự cố nặng TMI xảy ra cho đến nay, có rất nhiều nhóm nghiên cứu ở
các quốc gia có nền công nghiệp hạt nhân phát triển nhƣ Mỹ, Pháp, Thụy Điển,
Nga, Nhật v.v., đã tiến hành nhiều nghiên cứu và thí nghiệm liên quan đến các hiện
tƣợng xảy ra trong diễn biến sự cố nặng với hy vọng hiểu rõ hơn về diễn biến sự cố
và từ đó tìm ra các biện pháp ngăn chặn sự cố xảy ra hoặc làm giảm nhẹ hậu quả.
Các kết quả thu đƣợc từ các nghiên cứu này đã giúp chúng ta hiểu rõ hơn về diễn
biến sự cố và một số hiện tƣợng có thể xảy trong tòa nhà lò, và đã có những biện
pháp ngăn chặn có thể kể đến ở đây nhƣ lắp đặt các bộ tái kết hợp để làm giảm
lƣợng khí H2 tránh hiện tƣợng cháy nổ H2 phá hủy tòa nhà lò, hay hệ thống làm mát
bên ngoài vỏ thùng lò để giữ vỏ thùng lò khỏi bị vỡ v.v. Tuy nhiên vẫn còn nhiều

hiện tƣợng diễn ra bên trong thùng lò phản ứng cho đến nay khoa học vẫn chƣa giải
thích và đƣợc hiểu một cách đầy đủ, có thể kể đến ở đây nhƣ việc hình thành bể vật
liệu nóng chảy và các quá trình trao đổi nhiệt trong bể v.v. Trên thế giới công tác

12


nghiên cứu sự cố nặng vẫn đang đƣợc tiếp tục với hy vọng sẽ hiểu rõ hơn các vấn
đề này trong tƣơng lai.
Việt Nam đang trong giai đoạn chuẩn bị nguồn nhân lực cho chƣơng trình
điện hạt nhân đầu tiên phục vụ cho mục đích hòa bình, vấn đề an toàn hạt nhân và
các biện pháp ứng phó sự cố nặng đƣợc quan tâm một cách đặc biệt, và có ý nghĩa
quan trọng đến việc quyết định lựa chọn công nghệ lò cho các nhà máy điện hạt
nhân đầu tiên. Nhằm mục đích xây dựng năng lực nghiên cứu an toàn hạt nhân và
cùng với ý nghĩa quan trọng của việc nghiên cứu sự cố hạt nhân, nội dung của luận
văn sẽ tiến hành những bƣớc nghiên cứu đầu tiên về sự cố nặng thông qua kịch bản
sự cố “Mất hoàn toàn nguồn điện (Station Black Out – SBO),” với hy vọng đóng
góp một phần công sức vào việc đảm bảo an toàn hạt nhân và công tác ứng phó sự
cố nặng cho các nhà máy điện tƣơng lai ở Việt Nam.

13


LỜI CẢM ƠN
Đầu tiên tôi muốn gửi lời cảm ơn chân thành và sâu sắc nhất tới T.S Trần
Chí Thành – Viện trƣởng Viện năng lƣợng nguyên tử Việt Nam, là ngƣời thầy luôn
lắng nghe, động viên và sẵn sàng giải đáp những thắc mắc của tôi về các vấn đề bên
trong cũng nhƣ vấn đề bên ngoài nội dung bản luận văn.
Tiếp đó tôi muốn gửi lời cảm ơn đặc biệt tới các thầy, cô giảng viên đại học
và cao học tại Viện Kỹ thuật hạt nhân và Vật lý môi trƣờng – Trƣờng Đại học Bách

Khoa Hà Nội đã trang bị cho tôi những kiến thức chuyên nghành cần thiết để tôi có
đầy đủ kiến thức và sự tự tin để tiếp tục trên con đƣờng nghiên cứu khoa học.
Tôi muốn gửi lời cảm ơn tới anh Phùng Việt Anh đang làm việc tại Khoa An
toàn điện hạt nhân – Trƣờng Đại học Công nghệ Hoàng gia Thụy Điển đã giúp tôi
giải đáp những thắc mắc về chƣơng trình MELCOR.
Qua đây tôi cũng gửi lời cảm ơn tới cô Phƣơng Lan, anh Thân, chị Mai, hai
em Tuấn và Lâm là những ngƣời làm cùng Phòng Thông Tin – Ban Kế hoạch và
Quản lý khoa học – Viện Năng lƣợng nguyên tử Việt Nam đã tạo điều kiện cho tôi
hoàn thành bản luận văn này.
Cuối cùng tôi xin gửi lòng biết ơn sâu sắc tới ba mẹ tôi – những ngƣời đã
luôn ở bên cạnh quan tâm, ủng hộ và động viên tôi mỗi khi tôi gặp khó khăn trong
cuộc sống cũng nhƣ trong công việc.
Hà Nội, ngày

14

tháng

năm 2014


CHƢƠNG 1: GIỚI THIỆU
1.1.

Vấn đề an toàn điện hạt nhân và mục tiêu nghiên cứu

Sự cố nặng là tai nạn nằm ở cấp cao nhất trong thang đo dành cho các sự cố xảy
ra trong nhà máy điện hạt nhân. Xét trong vấn đề sự cố nặng, thì hậu quả nhẹ nhất là
gây hỏng cấu trúc hình học bên trong lò phản ứng và không có sự phát tán chất
phóng xạ ra ngoài nhà lò, hậu quả nặng hơn là hỏng lò phản ứng – chất phóng xạ bị

rò rỉ vào tòa nhà lò nhƣng chúng bị giam hãm trong này và không phát thải ra ngoài
môi trƣờng, hậu quả lớn nhất mà sự cố nặng gây ra chính là việc phá hủy tòa nhà lò
dẫn đến phát thải phóng xạ ra ngoài môi trƣờng đe dọa trực tiếp tới môi trƣờng và
ngƣời dân. Có lẽ sự cố xảy ra tại nhà máy điện hạt nhân Chernobyl – Liên Xô cũ
(26/4/1986) là minh chứng rõ nhất cho hậu quả nặng nề gây bởi sự cố nặng mà nó
còn ảnh hƣởng đến ngày nay, không chỉ gây thiệt hại về ngƣời – của cải vật chất mà
nó còn gây nhiễm xạ cho một vùng rộng lớn trên lãnh thổ Liên Xô cũ, cho đến nay
những vùng đất này vẫn là những vùng đất chết – không có con ngƣời sinh sống do
lƣợng phóng xạ rất lớn. Và sự cố gần đây nhất xảy ra tại khu tổ hợp nhà máy điện
hạt nhân Fukushima (11/3/2011), tuy không gây thiệt hại về ngƣời nhƣng chất
phóng xạ bị phát tán ra ngoài gây nhiễm phóng xạ một vùng rộng lớn không chỉ
trong không khí mà còn ở các mạch nƣớc ngầm và nƣớc biển xung quanh nhà máy.
Các thiệt hại mà các sự cố nặng này gây ra là vô cùng to lớn, để khắc phục các hậu
quả để lại không chỉ đòi hỏi về mặt tài chính, nhân lực mà còn đồi hỏi cả vấn đề về
thời gian. Điều này cho thấy tầm quan trọng và ý nghĩa của việc nghiên cứu diễn
biến sự cố nặng trong nhà máy điện hạt nhân.
Nguyên nhân ban đầu của mỗi sự cố là khác nhau nhƣng tất cả chúng đều dẫn
đến mất khả năng tải nhiệt dư làm mát lò phản ứng một cách thích hợp khi mà lò đã
đƣợc dập tắt hoàn toàn. Khi mà vùng hoạt tiếp tục bị đốt nóng bởi nhiệt dƣ, nhiệt độ
tăng cộng với mật độ hơi cao sẽ dẫn đến một loạt các hiện tƣợng hóa – lý phức tạp
xảy ra bên trong thùng lò phản ứng, gây ra sự sụp đổ của vùng hoạt, sau này diễn
biến sự cố còn có thể lan ra tòa nhà lò khi thùng lò phản ứng bị hỏng. Vì vậy bài
toán đặt ra ở đây là “Khi mà các biện pháp an toàn để ngăn chặn sự cố xảy ra bị vô
15


hiệu hóa thì chúng ta cần phải có những biện pháp dự phòng nào khác để ngăn chặn
sự phát triển mở rộng và giảm thiểu tác hại từ sự cố nặng?” Để tìm đƣợc lời giải cho
bài toán này, chúng ta cần phải biết: (1) Diễn biến của sự cố; (2) Các hiện tƣợng xảy
ra trong quá trình diễn biến sự cố; (3) Sự liên quan giữa các hiện tƣợng; (4) Ảnh

hƣởng của các hiện tƣợng đến sự an toàn của toàn bộ nhà máy v.v. Nhƣ vậy chúng
ta cần phải tiến hành nghiên cứu – tìm hiểu về diễn biến sự cố nặng, để từ đó đề ra
các biện pháp và kế hoạch khắc phục, hoặc giảm nhẹ hậu quả của sự cố.
Ở Việt Nam, vấn đề nghiên cứu an toàn hạt nhân đã bắt đầu đƣợc tiến hành từ
nhiều năm trƣớc đây, nhƣng tập trung chủ yếu vào tính toán vật lý và phân tích
động học lò, còn vấn đề thủy nhiệt và sự cố nặng mới chỉ bắt đầu gần đây. Hiện nay
ở một vài tổ chức có các nhóm tiến hành nghiên cứu về thủy nhiệt và sự cố nặng
nhƣ Trung tâm an toàn hạt nhân – Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân sử dụng
chƣơng trình Relap 5 để tiến hành nghiên cứu thủy nhiệt và diễn biến sự cố cho lò
APR1400 (Hàn Quốc); hay Cục An toàn bức xạ và hạt nhân Việt Nam (VARANS)
sử dụng chƣơng trình tính toán thủy nhiệt CARTHARE của Pháp để nghiên cứu
v.v. Ngoài ra còn một số chƣơng trình dành cho việc nghiên cứu sự cố nặng nhƣ
MELCOR, MAAP4, hay ASTEC v.v. Nhƣng hiện nay các chƣơng trình này chƣa
đƣợc sử dụng ở Việt Nam.
Một phần do trình độ chúng ta còn thấp cộng với việc thiếu hụt nguồn nhân lực
vì vậy mà các nghiên cứu này mới chỉ tập trung vào các vấn đề đơn giản và chỉ tiến
hành nghiên cứu lại một số bài toán nƣớc ngoài đã đƣợc công bố, nhƣng đây sẽ là
những bƣớc khởi đầu để chúng ta nắm vững đƣợc công cụ tính toán hiện đại và
tranh thủ thời gian để đào tạo cũng nhƣ trau dồi kiến thức, và trong một tƣơng lai
không xa chúng ta sẽ tiến tới những nghiên cứu mới để phục vụ cho mục đích an
toàn điện hạt nhân nƣớc nhà.
Để chuẩn bị cho bƣớc đầu tiên đó, bản luận văn này sẽ tiến hành từng bƣớc
nghiên cứu diễn biến sự cố nặng trƣớc hết là ở trong một lò phản ứng nƣớc sôi bằng
chƣơng trình MELCOR, với mục tiêu từng bƣớc nắm vững đƣợc công cụ tính toán

16


này, hiểu rõ hơn về diễn biến của sự cố nặng, và quan trọng nhất là tiến tới nghiên
cứu cho kiểu lò phản ứng sẽ đƣợc xây dựng ở Việt Nam trong tƣơng lai.

Trong bản luận văn này, một số mô hình mô phỏng diễn biến sự cố nặng trong
chƣơng trình MELCOR 1.8.5 đƣợc sử dụng để nghiên cứu diễn biến bên trong
thùng lò phản ứng nƣớc sôi (BWR) Fukushima số 1 khi xảy ra sự cố “Mất hoàn
toàn nguồn điện (sự cố SBO),” lý do cho sự lựa chọn này đó là: sự cố này vừa mới
xảy ra và vẫn còn là một vấn đề khoa học cho đến nay vẫn chƣa đƣợc hiểu một cách
rõ ràng, đây cũng là cơ hội và thách thức để chúng tôi tiến hành nghiên cứu này.
Thông qua việc so sánh kết quả với các tài liệu tham khảo Randall Gauntt et al
(2012) [3] và Tuomo Sevón (2012) [4] để tìm hiểu nguyên nhân, thời điểm hỏng
đáy thùng lò phản ứng và tổng khối lƣợng H2 đƣợc sinh ra bên trong lò phản ứng.
1.2.

Nội dung của luận văn

Với mục tiêu và ý nghĩa đã đề ra, chúng tôi chọn tên đề tài luận văn là “Nghiên
cứu và tính toán diễn biến sự cố nặng trong thùng lò nƣớc sôi.” Nội dung của
luận văn nghiên cứu 2 vấn đề chính:
 Thứ nhất:
 Mô phỏng diễn biến sự cố bên trong thùng lò phản ứng của nhà máy điện
hạt nhân Fukushima số 1 khi xảy ra hiện tƣợng mất hoàn toàn nguồn điện
bằng chƣơng trình MELCOR.
 Với mục đích:
 So sánh kết quả diễn biến sự cố thu đƣợc với các kết quả tính toán
của các tác giả Randall Gauntt et al (2012) [3] và Tuomo Sevón
(2012) [4], để đánh giá nguyên nhân, thời điểm hỏng vỏ đáy thùng
lò, và tổng khối lƣợng H2 đƣợc sinh ra bên trong thùng lò.
 Hiểu rõ hơn về quá trình diễn biến của một sự cố xảy ra bên trong
thùng lò phản ứng. Các yếu tố và hiện tƣợng có vai trò quan trọng
trong diễn biến sự cố. Qua đó thấy rõ vai trò của các biện pháp
phòng chống sự cố nặng ở các thiết kế nhà máy điện hạt nhân, từ đó

17


có thể so sánh, đánh giá các thiết kế điện hạt nhân tiềm năng có thể
đƣa vào xây dựng tại Ninh Thuận.
 Kiểm tra khả năng sử dụng công cụ tính toán MELCOR sau một thời
gian tìm hiểu.
 Thứ hai:
 Dựa theo kịch bản SBO ở trên để tiến hành nghiên cứu 2 vấn đề: (1) vai
trò của áp suất trong quá trình biến dạng dão của vỏ đáy thùng lò; (2)
nghiên cứu chiều hƣớng diễn biến sự cố khi tiến hành cấp nƣớc vào bên
trong thùng lò phản ứng.
 Với mục đích:
 Vấn đề 1: Tìm hiểu ảnh hƣởng của cƣờng độ áp suất trong quá trình
biến dạng dão của vỏ đáy thùng lò.
 Vấn đề 2: dự đoán các hiện tƣợng có thể xảy ra bên trong thùng lò để
từ đó rút ra các bài học và đề xuất áp dụng thực tế; nghiên cứu chiều
hƣớng diễn biến của sự cố, và việc cấp nƣớc vào có thể làm mát
thích hợp các mảnh vụn hoặc bể nhiên vật liệu nóng chảy ở khu vực
đáy lò để làm chậm quá trình gây hỏng đáy lò hay có thể giữ đáy lò
khỏi bị hỏng không?
1.3.

Bố cục của luận văn

Bố cục của luận văn gồm 5 chƣơng với các nội dung nhƣ sau:
 Chƣơng 1: Giới thiệu về nội dung, mục đích và bố cục luận văn.
 Chƣơng 2: Giới thiệu về sự cố nặng, diễn biến của sự cố nặng xảy ra
trong nhà máy điện hạt nhân nƣớc nhẹ.
 Chƣơng 3: Giới thiệu về chƣơng trình MELCOR và một số mô hình mô

phỏng diễn biến sự cố trong MELCOR đƣợc sử dụng trong nội dung của
luận văn.

18


 Chƣơng 4: Sử dụng một số mô hình trong chƣơng trình MECLOR để mô
phỏng diễn biến sự cố nặng bên trong thùng lò phản ứng của nhà máy
điện hạt nhân Fukushima số 1.
 Chƣơng 5: Phân tích và đánh giá kết quả.

19


CHƢƠNG 2: DIỄN BIẾN CƠ BẢN CỦA SỰ CỐ NẶNG

2.1.

Khái niệm sự cố nặng

 Khái niệm [5]:
Thuật ngữ “sự cố nặng” đƣợc dùng để nhắc tới một sự kiện xảy ra trong nhà
máy điện hạt nhân mà dẫn đến sự phá hủy nghiêm trọng nhiên liệu hạt nhân và gây
ra quá trình nóng chảy một phần hoặc hoàn toàn vùng hoạt. Hậu quả còn có thể
nghiêm trọng hơn nếu vỏ thùng lò phản ứng bị hỏng, nhiên vật liệu nóng chảy đƣợc
phóng vào tòa nhà lò kéo theo nhiều hiện tƣợng khác xảy ra, có thể dẫn đến khả
năng phả hủy nhà lò và phát thải chất phóng xạ ra ngoài môi trƣờng.


Nguyên nhân:

Nguyên nhân ban đầu dẫn đến sự cố nặng đã xảy ra tại một số nhà máy điện hạt
nhân trƣớc đây là hoàn toàn khác nhau, có thể bắt nguồn từ các hiện tƣợng tự nhiên
nhƣ động đất, bão, sóng thần v.v., nhƣ sự cố xảy ra tại nhà máy điện hạt nhân
Fukushima (Nhật Bản) hoặc cũng có thể do sai sót của nhân viên vận hành hoặc sai
sót đến từ các hệ thống an toàn v.v. nhƣ sự cố Chernobyl (Liên Xô cũ), có thể kể
đến 3 sự cố nặng điển hình đã xảy ra tại 3 nhà máy điện hạt nhân sau đây làm ví dụ
minh họa (Bảng 2.1).
Bảng 2.1: Nguyên nhân ban đầu của 3 sự cố hạt nhân điển hình.
Nguyên nhân ban đầu

Sự cố

 Trong nỗ lực loại bỏ các cặn làm tắc đƣờng ống của
hệ thống cấp nƣớc vòng thứ cấp, các nhân viên vận
hành đã gây ra tín hiệu dừng các hệ thống bơm nƣớc
cấp cho bình sinh hơi, hệ thống bơm cho bình ngƣng,
Three Miles Island –
Mỹ [8]
(28/3/1979)

và hệ thống bơm tăng cƣờng cho bình ngƣng dẫn đến
tín hiệu dập lò khẩn cấp.
 Tiếp đó hệ thống bơm nƣớc cấp phụ không đƣợc
kích hoạt do van đầu ra bị đóng.

20


 Các van xả áp tại bình điều áp đáng lẽ cần phải đóng

khi áp suất trong lò giảm thì lại ở trạng thái mở do
sai hỏng phần cơ khí dẫn đến nƣớc trong hệ thống sơ
cấp thoát ra ngoài, vùng hoạt không đƣợc làm ngập
hoàn toàn gây tổn thất nhiên liệu và làm nóng chảy
một phần cấu trúc bên trong lò phản ứng.
 Tai nạn xảy ra khi tiến hành thí nghiệm ngừng nguồn
điện cung cấp từ bên ngoài xem xét khả năng dùng
quán tính của tuabin để phát điện cho hệ thống an
toàn của lò, đặc biệt là hệ thống bơm cấp nƣớc.
Chernobyl – Liên Xô cũ  Từ một loạt các sai sót đến từ các nhân viên vận
(28/6/1986)

hành, thao tác vi phạm nguyên tắc vận hành, ngắt

[8]

thiết bị ngừng lò tự động, quá ƣu tiên cho việc hoàn
thành thí nghiệm, để lò hoạt động ở công suất thấp
không ổn định, rồi vi phạm nguyên tắc điều khiển
các thanh điều khiển (do không hiểu rõ động học lò
phản ứng). Do đó, công suất lò tăng nhanh chóng,
nhiên liệu bị quá nhiệt, phát sinh hơi nƣớc dữ dội dẫn
đến phá hỏng ống áp lực, một phần lò phản ứng và
khu nhà lò.
 Trận động đất mạnh 9.0 richter kèm theo các đợt
sóng thần cao tới 15m đã vô hiệu hóa hoàn toàn các

Fukushima – Nhật Bản

hệ thống an toàn của tổ hợp nhà máy điện hạt nhân.

(11/3/2011)

 Lò phản ứng không đƣợc cấp nƣớc bổ sung để tải

[8]

nhiệt dƣ, lƣợng nƣớc trong lò giảm dần dẫn đến
nhiên vật liệu nóng chảy hoàn toàn, phá hỏng vỏ lò
phản ứng và tòa nhà lò tại các tổ máy số 1, 2, 3.

21


Nhƣ đã nói ở trên, nguyên nhân ban đầu của các sự cố nặng là hoàn toàn khác
nhau nhƣng có một nguyên nhân chung nhất của hầu hết các sự cố là do “mất khả
năng tải nhiệt dư ra khỏi vùng hoạt sau khi lò phản ứng đã được dập tắt hoàn
toàn.”
Nhƣ vậy sự cố xảy ra sau khi lò phản ứng đã đƣợc dập tắt hoàn toàn, vùng hoạt
tiếp tục bị đốt nóng bởi nhiệt dƣ trong khi nƣớc không đƣợc cấp bổ sung vào hoặc
lƣợng nƣớc cấp vào không đủ để có thể tải lƣợng nhiệt dƣ này ra dẫn đến vùng hoạt
bị mất nƣớc, nhiệt độ trong thùng lò tăng cao cộng với mật độ hơi dày sẽ là điều
kiện thuận lợi để các hiện tƣợng hóa – lý xảy ra, khi mà các hiện tƣợng này xảy ra
sẽ làm cho quá trình phá hủy hình học vùng hoạt diễn ra nhanh hơn và còn gây ra
các hiện tƣợng khác dẫn đến phá hủy vỏ thùng lò phản ứng và có thể là tòa nhà lò.
Mặt khác sự cố xảy ra còn do sai lầm của con ngƣời (Chernobyl) dẫn đến công suất
lò tăng đột biến nhanh chóng phá hủy vùng hoạt, vỏ thùng lò phản ứng bị thủng,
nhiên vật liệu nóng chảy đƣợc phóng ra ngoài.

2.2.

Quá trình diễn biến sự cố nặng

Nội dung của phần này trình bày cơ bản về diễn biến của sự cố nặng xảy ra trong
một nhà máy điện hạt nhân nƣớc nhẹ mà không tính đến các biện pháp an toàn đƣợc
đƣa vào, không tính đến loại lò gì v.v. Diễn biến sự cố diễn ra theo một cách tự
nhiên, từ các hiện tƣợng đầu tiên xảy ra, rồi chúng trở thành nguyên nhân gây ra các
hiện tƣợng tiếp theo. Diễn biến đƣợc chia thành 2 giai đoạn: (1) diễn biến sự cố diễn
ra bên trong thùng lò phản ứng; (2) diễn biến sự cố xảy ra bên ngoài thùng lò phản
ứng.

2.2.1. Diễn biến sự cố nặng bên trong thùng lò phản ứng
Khi vùng hoạt bị mất nƣớc, nhiệt độ nhiên vật liệu tăng lên, các tƣơng tác hóa –
lý diễn ra dẫn đến sự sụp đổ sớm của các cấu trúc vùng hoạt và cũng là khởi nguồn
cho các hiện tƣợng khác diễn ra. Tùy thuộc vào nhiệt độ bên trong vùng hoạt và khả
năng cấp nƣớc làm mát bổ sung mà mức độ hủy hoại vùng hoạt nghiêm trọng ít hay

22


nhiều và các hiện tƣợng nào có thể xảy ra. Sơ đồ dƣới đây (hình 2.1) biểu thị các
hiện tƣợng xảy ra trong vùng hoạt phụ thuộc vào nhiệt độ (oC).

Hình 2.1: Quá trình tƣơng tác hóa học khi sự cố nặng xảy ra [7].
2.2.1.1.

Quá trình sụp đổ sớm của thanh điều khiển

Có 2 loại thanh điều khiển đƣợc sử dụng tại các nhá máy điện hạt nhân hiện nay
đó là loại thanh SIC (Silver – Indium – Cadminium) và loại B4C, cấu hình các loại

thanh này đƣợc minh họa ở các hình 2.2 và 2.3. Các thanh điều khiển này trải qua

23


quá trình sụp đổ ở nhiệt độ thấp bởi tƣơng tác eutectic xảy ra ở một tỷ lệ nhất định
nào đó giữa 2 vật liệu (Ni, Fe) – Zr ở 940oC và B4C với Fe ở 1150oC tạo ra dung
dịch eutectic có nhiệt độ nóng chảy thấp hơn nhiệt độ nóng chảy của Zircaloy và
thép nguyên chất, gây ra hỏng lớp vỏ Zircaloy và lớp vỏ thép sớm, phá hỏng hình
học của thanh điều khiển. Khi dung dịch eutectic này chảy xuống tiếp xúc với các
cấu trúc bên dƣới, chúng tiếp tục phá hủy các cấu trúc này bằng các phản ứng hóa
học hòa tan. Ngoài ra, vỏ các thanh điều khiển bị hỏng do quá trình ôxi hóa lớp vỏ
Zircaloy giải phóng một lƣợng nhiệt lớn làm Zircaloy nóng chảy, tiếp đó là phá
hỏng lớp vỏ thép. Đặc biệt đối với loại thanh điều khiển B4C thì khi lớp vỏ Zircaloy
và thép bị hỏng đã tạo điều kiện cho phản ứng ôxi hóa B4C xảy ra khi mà hơi và
B4C tiếp xúc trực tiếp với nhau.

Vỏ thép

Vỏ Zircaloy

Vỏ Zircaloy

Vỏ thép
B4 C

Hình 2.3: Cấu hình loại B4C [9].

Hình 2.2: Cấu hình loại SIC [9].

Quá trình sụp đổ sớm của thanh điều khiển đƣợc coi nhƣ là tác nhân lan truyền
và làm gia tăng quá trình nóng chảy vùng hoạt ở nhiệt độ thấp. Cho đến nay đã có
nhiều thí nghiệm đƣợc tiến hành để nghiên cứu về quá trình này (R. Dubourg at el.,
2010; Terttaliisa Lind at el., 2010; v.v.), quá trình sụp đổ sớm của loại thanh điều

24


khiển Ag – In – Cd đƣợc hiểu khá rõ, tuy nhiên thì vẫn còn nhiều vấn đề chƣa chắc
chắn về quá trình sụp đổ của thanh điều khiển loại B4C.

2.2.1.2.

Quá trình vỡ vỏ thanh nhiên liệu

Khi nhiệt độ của các viên nhiên liệu tiếp tục tăng, viên nhiên liệu giãn nở tạo
điều kiện cho các chất khí đƣợc sinh ra trong quá trình phân hạch thoát ra khỏi viên
nhiên liệu đi vào khe hở giữa nhiên liệu và lớp vỏ, làm tăng áp suất bên trong thanh
nhiên liệu. Tùy thuộc vào quá trình diễn biến của sự cố, nếu áp suất ở bên trong
thanh nhiên liệu cao hơn áp suất ở trong lò phản ứng, điều này có thể dẫn đến vỏ
thanh nhiên liệu bị phồng lên và gây ra hiện tƣợng dão lớp vỏ, hiện tƣợng này còn
đƣợc gọi là “sự căng phồng” khi mà áp suất từ bên trong quá lớn so với bên ngoài,
cộng với lớp vỏ bị ôxi hóa rất ròn dẫn đến hiện tƣợng vỡ vỏ thanh nhiên liệu (hình
2.4), giải phóng các chất phóng xạ khí vào trong lò phản ứng, vào hệ thống vòng sơ
cấp (lò nƣớc áp lực), và có thể thoát ra tòa nhà lò hoặc ra môi trƣờng nếu không có
sự kiểm soát và hệ thống đảm bảo an toàn không đủ khả năng vận hành.

Giải phóng các chất
phóng xạ khí ra lò
phàn ứng

Vỡ vỏ nhiên liệu do
chênh lệch áp suất

Hình 2.4: Hiện tƣợng đứt gãy vỏ thanh nhiên liệu [5].

25