tính toán thủy nhiệt liên quan đến an toàn lò phản ứng, các tai nạn có thể xảy ra với lò phản ứng, tìm hiểu về cách sử dụng phần mềm RELAP5 để phân tích an toàn lò phản ứng

Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

LỜI CẢM ƠN
Để hồn thành đồ án này, đầu tiên em xin gửi lời cảm ơn chân thành tới TS.
Nguyễn Văn Thái, cảm ơn thầy dù rất bận nhưng vẫn hướng dẫn em trong suốt quá trình
em hoàn thành đồ án này, giúp em đi đúng hướng và hoàn thành mục tiêu mà đồ án đề ra.
Tiếp theo, em xin cảm ơn tập thể thầy cô của Viện Kỹ thuật Hạt nhân & Vật lý
môi trường đã giúp em giải đáp các thắc mắc kịp thời, luôn động viên em trong quá trình
làm đồ án.
Xin cảm ơn các bạn lớp Kỹ thuật hạt nhân & Vật lý môi trường K54, cảm ơn các
bạn đã luôn động viên giúp đỡ kịp thời trong những lúc mình khó khăn nhất.

Hoàng Tân Hưng-K54

i


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

LỜI CAM ĐOAN
Tôi xin cam đoan bản đồ án này do tơi tự tính tốn, thiết kế và nghiên cứu dưới sự
hướng dẫn của TS. Nguyễn Văn Thái.
Để hồn thành đồ án này, tơi chỉ sử dụng những tài liệu đã ghi trong phần tài liệu
tham khảo, ngồi ra tơi khơng sử dụng bất cứ tài liệu nào khác mà không được ghi.
Nếu sai, tôi xin chịu mọi hình thức kỷ luật theo quy định.

Sinh viên thực hiện

Hoàng Tân Hưng

Hoàng Tân Hưng-K54

ii


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

MỤC LỤC
MỞ ĐẦU ............................................................................................................................. 1
CHƯƠNG 1 : TỔNG QUAN VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN (PWR)VÀ SỰ CỐ
MẤT NƯỚC LÀM MÁT (LOCA) ..................................................................................... 2
1.1

Tổng quan về nhà máy điện hạt nhân .................................................................... 2

1.2

Sự cố mất nước làm mát trong lò phản ứng (LOCA). ........................................... 5

1.2.1

Giới thiệu ......................................................................................................... 5

1.2.2

Hiện tượng vật lý của lõi lò khi nhiệt độ tăng ................................................. 5

1.2.3

Sự cố vỡ lớn (LBLOCA)................................................................................. 6

1.2.4

Sự cố vỡ ống nhỏ (SBLOCA) ......................................................................... 8

1.3

Thiết kế an tồn lị phản ứng hạt nhân (ESF) ...................................................... 10

1.3.1

Chính sách an tồn của lò phản ứng.............................................................. 10

1.3.2

Hệ thống làm mát khẩn cấp(ECCS) .............................................................. 12

CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TỐN AN TỒN THỦY NHIỆT RELAP5.... 14
2.1

Giới thiệu về phần mềm RELAP5 ....................................................................... 14

2.2

Cấu trúc của chương trình RELAP5 .................................................................... 14

2.3

Khái niệm về node hóa và một số yêu cầu cơ bản khi thực hiện node hóa ......... 16

2.4

Cơ sở lý thuyết của chương trình: ........................................................................ 17

2.5

Cấu trúc của dữ liệu đầu vào ................................................................................ 19

CHƯƠNG 3: TÍNH TỐN PHÂN TÍCH SỰ CỐ MẤT NƯỚC LÀM MÁT (SBLOCA)
LÒ PHẢN ỨNG PWR BỐN VÒNG CỦA WESTINGHOUSE BẰNG CHƯƠNG
TRÌNH REPLAP5 ............................................................................................................. 21
3.1

Sơ đồ node hóa hệ thống: ..................................................................................... 21

Hoàng Tân Hưng-K54

iii


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

3.2

Thùng lị phản ứng ............................................................................................... 21

3.3

Hệ thống chân nóng và chân lạnh ........................................................................ 21

3.4

Bình điều áp ......................................................................................................... 22

3.5

Bình sinh hơi ........................................................................................................ 22

3.6

Hệ thống bơm tuần hồn ...................................................................................... 22

3.7

Mơ hình hóa vết vỡ .............................................................................................. 22

3.8

Kịch bản sự cố...................................................................................................... 23

3.9

Phân tích kết quả .................................................................................................. 25

Kết luận.............................................................................................................................. 33
Tài liệu tham khảo ............................................................................................................. 34
........................................................................................... Error! Bookmark not defined.
PHỤ LỤC .......................................................................................................................... 34
Phụ lục 1:Trích input file các thiết bị trong vịng bị vỡ .................................................... 34
Phụ lục 2: Các thiết bị trong thùng lị ................................................................................ 50
Phụ lục 3: Mơ hình hóa vết vỡ .......................................................................................... 64

Phụ lục 4: Trích output file ở tại thời điểm 300s............................................................... 65

Hoàng Tân Hưng-K54

iv


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

DANH MỤC HÌNH VẼ
Hình 1: Sơ đồ tổng quan nhà máy điện hạt nhân (PWR).............................................................................. 3
Hình 2: Mơ hình vịng sơ cấp với 4 vịng của Westinghouse. ....................................................................... 3
Hình 3: Các sự kiện trong sự cố vỡ lớn (LBLOCA)...................................................................................... 7
Hình 4: Sự cố vỡ ống nhỏ ........................................................................................................................... 10
Hình 5: Hệ thống làm mát khẩn cấp (ECCS).............................................................................................. 12
Hình 7 : Các tương tác sử dụng trong RELAP5 ......................................................................................... 19
Hình 8 : Sơ đồ NODE hóa hệ thống ........................................................................................................... 24
Hình 9 : Nhiệt dư của lị phản ứng ............................................................................................................. 25
Hình 10 : Sự thay đổi áp suất của hai vịng ................................................................................................ 26
Hình 11 : Áp suất với các kích thước vết vỡ khác nhau .............................................................................. 27
Hình 12 : Lưu lượng nước qua vết vỡ ......................................................................................................... 28
Hình 13: Mức nước trong nhiên liệu .......................................................................................................... 29
Hình 14: Lượng nước trong binh sinh hơi .................................................................................................. 30
Hình 15: Tỷ lệ hơi và nước trong bình sinh hơi .......................................................................................... 30
Hình 16: Nhiệt độ của thanh nhiên liệu. ..................................................................................................... 32

DANH MỤC BẢNG BIỂU
Bảng 1: Các nhà máy điện hạt nhân bốn vòng (Westinghouse) ................................................................... 4
Bảng 2: Hiện tượng vật lý khi nhiệt độ của nhiên liệu tăng lên.................................................................... 5
Bảng 3: Cấu trúc input của chương trình RELAP5 .................................................................................... 15

Hồng Tân Hưng-K54

v


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

CÁC KÍ TỰ VIẾT TẮT
PWR

Lị phản ứng nước áp lực

BWR

Lị phản ứng nước sơi

LOCA

Tai nạn mất nước làm mát lò phản ứng

LBLOCA

Sự cố vỡ ống lớn

SBLOCA

Sự cố vỡ ống nhỏ

ESF

Thiết kế an tồn lị phản ứng

ECCS

Hệ thống làm mát khẩn cấp

HPIS

Hệ thống bơm nước cao áp

LPIS

Hệ thống bơm nước thấp áp

ACC

Bình dự trữ

Hồng Tân Hưng-K54

vi


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

MỞ ĐẦU
Nền văn minh của con người gắn liền với sự phát triển về nhu cầu năng lượng,
ngày nay năng lượng trở thành mối quan tâm hàng đầu của các quốc gia trên thế giới,
đồng thời cũng là nguyên nhân của rất nhiều cuộc chiến tranh đang diễn ra trên tồn cầu.

Các nguồn năng lượng hóa thạch như than đá hay dầu mỏ ngày càng cạn kiệt và khí thải
từ những nguồn năng lượng này đang gây ra những tổn hại nghiêm trọng đến mơi trường
tồn thế giới. Các nguồn năng lượng tái tạo như năng lượng gió, năng lượng mặt trời thân
thiện với mơi trường nhưng lại có giá thành quá cao. Việt Nam là quốc gia đang phát
triển và phấn đấu đến năm 2020 chúng ta sẽ trở thành một nước cơng nghiệp. Vì vậy, nhu
cầu năng lượng của Việt Nam là rất lớn cho phát triển công nghiệp. Năm 2010 chúng ta
đã phải nhập khẩu điện với tỷ lệ 4% và sẽ tăng lên 5,35% vào năm 2020. Để đáp ứng nhu
cầu ngày càng tăng cao về năng lượng, chúng ta đã quyết định sử dụng thêm năng lượng
nguyên tử bởi những ưu điểm vượt trội trên cả phương diện kinh tế cũng như môi trường.
Tuy nhiên làm sao để sử dụng năng lượng hạt nhân một cách an toàn đặc biệt sau các sự
cố TMI, Chernobyl, Fukushima cho thấy sự cần thiết của việc đảm bảo an toàn cho các
nhà máy điện hạt nhân.
Trong phần thực tập của mình em đã tìm hiểu về các tính tốn thủy nhiệt liên quan
đến an tồn lị phản ứng, các tai nạn có thể xảy ra với lị phản ứng, tìm hiểu về cách sử
dụng phần mềm RELAP5 để phân tích an tồn lị phản ứng.
Việc phân tích an tồn lị phản ứng có tác dụng:
-

Hỗ trợ việc đưa ra những quy tắc an toàn.
Kiểm nghiệm và cấp giấy phép xây dựng lò phản ứng
Đánh giá và hướng dẫn nhân viên vận hành
Đưa ra các chiến lược giảm nhẹ hậu quả trong trường hợp xảy ra tai nạn.

Giảng viên hướng dẫn

Hà Nội, tháng 6 năm 2014
Sinh Viên
Hoàng Tân Hưng

Hoàng Tân Hưng-K54

1


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

CHƯƠNG 1 : TỔNG QUAN VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN (PWR)VÀ SỰ CỐ
MẤT NƯỚC LÀM MÁT (LOCA)


Tổng quan về nhà máy điện hạt nhân

Trên thế giới hiện nay sử dụng hai kiểu lị phản ứng chính là lị phản ứng nước sơi
(BWR) và lị phản ứng nước áp lực (PWR) để sản suất năng lượng, chính phủ Việt Nam
đã quyết định lựa chọn kiểu lò nước áp lực để phát triển điện hạt nhân ở nước ta. Cấu tạo
của một lò phản ứng nước áp lực bao gồm hai vòng riêng biệt: vòng sơ cấp và vòng thứ
cấp.
Nước làm mát ở vòng sơ cấp với áp suất rất cao (khoảng 15.4Mpa) đi qua vùng hoạt
có nhiệm vụ làm chậm nơtron và làm mát vùng hoạt, sau khi nhận nhiệt từ vùng hoạt sẽ
có nhiệt độ khoảng (325 ˚C) sẽ đi qua thiết bị trao đổi nhiệt (steam generator) để trao đổi
nhiệt với vòng thứ cấp. Sau khi trao đổi nhiệt, nhiệt độ của nước giảm xuống và được
bơm ngược trở lại lò phản ứng. Dưới áp suất rất cao nên nước vịng sơ cấp khơng sơi.
Vịng thứ cấp nhận nhiệt của vịng sơ cấp từ bình sinh hơi sẽ sôi tạo ra hơi nước ở
nhiệt độ 285˚C và áp suất 6.9MPa, hơi nước được dẫn đến turbine làm quay turbine phát
điện, sau đó hơi nước được ngưng lại tại bình ngưng với sự làm mát của nước biển trước
khi được gia nhiệt và quay lại chu trình.
Do hoạt động dưới những điều kiện khắc nghiệt bởi áp suất và nhiệt độ cao nên các
thiết kế của lị phản ứng cần phải đảm bảo an tồn cho nhà máy khi vận hành. Trong phần
đồ án, em đã sử dụng chương trình RELAP5 để mơ phỏng một lị phản ứng nước áp lực
bốn vòng theo thiết kế của Westinghouse với công suất nhiệt 3600 MW khi gặp sự cố

mất nước tải nhiệt với các kich cỡ khác nhau, kiểm tra các thơng số vật lý của lị phản
ứng, đưa ra những phân tích an tồn qua những thơng số vật lý khi có sự cố xảy.

Hồng Tân Hưng-K54

2


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

Hình 1: Sơ đồ tổng quan nhà máy điện hạt nhân (PWR).
Hình 2: Mơ hình vịng sơ cấp với 4
vịng của Westinghouse.

Hồng Tân Hưng-K54

3


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

Một số nhà máy điện hạt nhân bốn vòng của Westinghouse:
Số thứ tự
1
2
3
4
5
6
7

8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29

Tên nhà máy
Braidwood 1
Braidwood 2
Byron 1
Byron 2
Callaway
Catawba 1

Catawba 2
Comanche
Comanche 2
D.C. Cook 1
D.C. Cook 2
Diablo 1
Diablo 2
Indian Point 2
Indian Point 3
McGuire 1
McGuire 2
Millstone 3
Salem 1
Salem 2
Seabrook 1
Sequoyah 1
Sequoyah 2
South Texas 1
South Texas 2
Vogtle 1
Vogtle 2
Watts Bar 1
Wolf Creek 1

Số vịng
4
4
4
4
4

4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4
4

Cơng suất(MW)
1187
1155
1187
1155

1228
1145
1145
1150
1150
1040
1120
1103
1119
1035
1034
1180
1180
1157
1193
1131
1220
1160
1160
1251
1251
1169
1169
1155
1170

Thời gian
1987
1988
1985

1987
1984
1985
1986
1990
1993
1975
1978
1984
1985
1973
1976
1981
1983
1986
1976
1980
1989
1980
1981
1988
1989
1987
1989
1996
1985

Bảng 1: Các nhà máy điện hạt nhân bốn vịng (Westinghouse)

Hồng Tân Hưng-K54

4


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường



Sự cố mất nước làm mát trong lò phản ứng (LOCA).
1.

Giới thiệu

Sự cố mất nước làm mát trong lò phản ứng là tai nạn cơ bản được đặt ra trong tất
cả các thiết kế nhà máy điện hạt nhân trên thế giới. LOCA có nhiều kịch bản khác
nhau dựa trên vị trí và kích thước của vết vỡ.
Dựa trên kích thước chúng ta có thể phân loại ra làm sự cố vỡ lớn (LBLOCA) và
vỡ nhỏ (SBLOCA). Trong phần đầu tiên ta sẽ tìm hiêu một số hiện tượng vật lý của
lõi lò khi nhiệt độ của thanh nhiên liệu tăng lên.
2.

Hiện tượng vật lý của lõi lò khi nhiệt độ tăng

Hiện tượng vật lý
Nhiệt độ lớp vỏ khi vận hành bình thường
Vỏ thanh nhiên liệu xuất hiện lỗ hoặc bị phình ra do áp suất bên
trong tăng lên.
Một số sản phẩm phân hạch dạng khí thốt ra khỏi nhiên liệu như
Kr,I, và Xe.
Hình thành liên kết Fe-Zr, Ni-Zr.

Chỗ phình ra của các thanh nhiên liệu ngăn cản nước làm mát đi
qua một số kênh dẫn.
Hơi nước ở nhiệt độ cao sẽ phản ứng với lớp vỏ Zr tạo ra H2 .
Q trình oxi hóa làm cho lớp vỏ Zr trở lên giòn và dễ vỡ.
Các hợp kim của thép bắt đầu nóng chảy.

Nhiệt độ (˚C)
350
800-1450

1450- 1500

Phản ứng sinh H2 trở thành tự động và được thúc đẩy bởi chính 1500-1650
nhiệt từ phản ứng đó, trừ khi Zr được ngâm trong nước làm mát.
Zr ở lớp vỏ bắt đầu nóng chảy.
Viên gốm UO2 bị phá vỡ giải phóng ra các sản phẩm phân hạch

1900

Cả UO2 và ZrO2 đều nóng chảy

2700

Bảng 2: Hiện tượng vật lý khi nhiệt độ của nhiên liệu tăng lên

Hoàng Tân Hưng-K54

5

Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

3.

Sự cố vỡ lớn (LBLOCA)

Kịch bản vỡ lớn là tai nạn cơ bản được đặt ra trong các thiết kế đầu tiên của nhà
máy điện hạt nhân nước áp lực(PWR). Các giai đoạn của tai nạn bao gồm:
 Giai đoạn bùng phát(0-20s, dòng hai pha tốc độ cao)
-

Xuất hiện vết vỡ lớn ở chân lạnh lò phản ứng làm giảm áp suất một cách nhanh
chóng.

-

Dịng hai pha gồm nước và hơi thốt ra ngồi làm cho áp suất giảm đến áp suất
bão hịa.

-

Tốc độ thốt của dịn hai pha nhỏ hơn so với nước ban đầu, vì vậy áp suất giảm
chậm hơn.

-

Trong vòng 10s, hệ thống bơm nước cao áp cũng như bình dự trữ được tạo áp suất
bằng nitơ bắt đầu bơm nước vào thùng lò thông qua chân lạnh.

 Giai đoạn làm đầy lại(20-40s, áp suất trung gian khởi động hệ thống làm mát

khẩn cấp ECCS đưa nước làm mát vào thùng lò)
-

Trong vòng 10s, hệ thống bơm nước cao áp cũng như bình dự trữ được tạo áp suất
bằng nitơ bắt đầu bơm nước vào thùng lò thong qua chân lạnh.

-

Dòng chảy qua khe biên của thùng lị có xu hướng ngăn nước làm mát đi vào
thùng lò.

-

Khi áp suất giảm đủ giảm xuống hệ thống bơm thấp áp bơm một lượng nước lớn
hơn vào trong lị.

-

Q trình làm đầy phần đáy lị bắt đấu 23s sau khi vỡ.

-

Quá trình làm đầy mất khoảng 17s.

 Giai đoạn làm ngập lại (40-250s, áp suất giảm gần đến áp suất khí quyển,
phục hồi lại mức chất lỏng)
-

Lõi lị phản ứng có thể bị trơ và khơ trong giai đoạn bùng phát.

-

Nhiệt độ của nhiên liệu có thể tăng rất nhanh lên 1000˚C.

Hoàng Tân Hưng-K54

6


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

-

Nhiệt độ nhiên liệu giảm chậm do hơi vẫn chiếm phần lớn trong dòng chảy.

-

Cấu trúc nhiên liệu bị phá vỡ, các sản phẩm phân hạch giải phóng ra vịng sơ cấp
cũng như nhà lị.

-

Q trình làm ngập lại từ đáy lị lên phía trên

-

Nước từ hệ thống làm mát khẩn cấp (ECCS) sau khi thoát ra khỏi vết vỡ được thu
giũ lại ở hầm chứa.

 Giai đoạn làm mát lâu dài(>250s)

-

Hệ thống bơm thấp áp(LPIS) tiếp tục bơm một lượng lớn nước làm mát vào chân
lạnh lị phản ứng.

-

Q trình làm mát được thực hiện bởi sự đối lưu tự nhiên.

-

Hơi vẫn được sinh ra một lượng nhỏ trong nhiên liệu

-

Hơi được ngưng tụ lại bởi hệ thống phun nước làm mát của nhà lò, được tập trung
lại ở một bể, qua quá trình làm mát và xử lý, tiếp tục đươc đưa lại lò phản ứng.

Hình 3: Các sự kiện trong sự cố vỡ lớn (LBLOCA)
Hoàng Tân Hưng-K54

7


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

4.

Sự cố vỡ ống nhỏ (SBLOCA)

Trước tai nạn TMI ở Mỹ, mọi sự chú ý về phân tích an tồn đều tập trung vào sự
cố vỡ ống lớn, họ coi đó là kịch bản tai nạn cơ bản nhất của lò phản ứng hạt nhân.
Sự cố vỡ ống nhỏ được định nghĩa cho vết vỡ với kích thước sao cho áp suất của
lò phản ứng giảm rất chậm khi có xuất hiện vết vỡ (<12 cm). Sự giảm áp suất chậm
trong sự cố vỡ ống nhỏ dẫn đến những hiện tượng vật lý khác biệt so với sự cố vỡ ống
lớn. Ví dụ như áp suất trong lò phản ứng sẽ giảm chậm hơn đòi hỏi hệ thống bơm
nước cao áp sẽ phải hoạt động trong thời gian dài hơn do hệ thống bơm thấp áp không
thể đưa nước làm mát khi áp suất cao.
Mặc dù sự cố vỡ ống lớn được coi là thiết kế tai nạn cơ bản của lò phản ứng, sự cố
vỡ ống nhỏ chỉ được quan tâm đến sau tai nạn TMI nhưng cũng rất quan trọng cần
được phân tích chi tiết:
-

Theo điều kiện ban đầu của sự cố vỡ ống nhỏ, sự giảm áp suất của vòng sơ cấp sẽ
chậm hơn rất nhiều so với sự cố vỡ ống lớn.

-

Các cảm biến tự động phát hiện sự suy giảm áp suất, các thanh điều khiển được đưa
xuống phản ứng dây chuyền, khơng cịn năng lượng phân hạch, tuy nhiên nhiệt dư
vẫn tiếp tục được giải phóng.

-

Khi áp suất giảm đến 126 bar, hệ thống bơm nước cao áp bắt đầu bơm một lượng nhỏ
nước vào lò phản ứng.

-

Khi áp suất giảm xuống 70 bar, phần nước nóng vịng sơ cấp bắt đầu chuyển thành

hơi.

-

Nước trong bình điều áp bị hóa hơi.

Hồng Tân Hưng-K54

8


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

-

Những bọt hơi tập trung ở phía nóc của lị phản ứng do bơm vịng sơ cấp dừng hoạt
động. Bơm sẽ ngừng hoạt động trong suốt quá trình sự cố. Nếu chúng hoạt động
chúng sẽ càng làm cho nước thốt ra ngồi qua vết vỡ nhiều hơn, đó là lý do chính
bơm nên dừng trong suốt q trình LOCA. Một lý do khác là bơm khơng thiết kế để
bơm dịng hai pha nên chúng khơng thể hoạt động trong điều kiện dịng có cả nước và
hơi.

-

Hơi nước tập trung tồn bộ phía nóc lị phản ứng là kết quả của q trình giảm áp suất
và khơng thể thốt ra ngồi.

-

Nước làm mát thốt ra ngồi nhanh chóng trong vòng 250s, khi áp suất giảm đến

ngưỡng hoạt động của bình dự trữ và hệ thống bơm thấp áp sẽ đưa một lượng lớn chất
làm mát vào lò phản ứng.

-

Trong bình sinh hơi lượng hơi lượng hơi trở lên nhiều hơn.

-

Hơi được sinh ra trong nhiên liệu được ngưng lại trong bình sinh hơi chảy ngược lại
nhiên liệu.

-

Nhiên liệu bị làm hở từ trên xuống phía dưới với áp lực của hơi.

-

Nước và hơi hòa trộn làm ướt lại phần phía trên của nhiên liệu.

-

Cũng như sự cố vỡ ống lớn, nhiên liệu có thể mất nước làm mát trong một thời gian
ngắn.

-

Sự giảm áp suất cho phép hệ thống bình dự trữ và hệ thống bơm thấp áp cung cấp
nước làm mát với áp suất thấp và lưu lượng lớn.

-

Nhiên liệu nhanh chóng được làm đầy lại và ở trạng thái tắt.

Hoàng Tân Hưng-K54

9


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

-

Sau khoảng thời gian dài >250s là thời gian làm mát lâu dài giống như đối với sự cố
vỡ ống lớn.

Hình 4: Sự cố vỡ ống nhỏ
1.6 Thiết kế an tồn lị phản ứng hạt nhân (ESF)
1.6.1 Chính sách an tồn của lị phản ứng
Nhằm đảm bảo an tồn phóng xạ, các thiết kế nhà máy điện hạt nhân cần cách li
được nguồn phóng xạ và giảm nhẹ được sự phát tán phóng xạ ra mơi trường. Một
vùng an toàn rộng lớn được thiết lập quanh nhà máy điện hạt nhân là khu vực khơng
có dân cư sinh sống nhằm đảm bảo dân chúng xung quanh khi có tai nạn xảy ra. Các
biện pháp đối phó lại với sự phát tán các vật liệu phóng xạ được chuẩn bị trong các
nhà máy điện. Chúng được gọi là thiết kế an tồn lị phản ứng.
ESF bao gồm các hệ thống thiết bị có chức năng cung cấp nước làm mát cho lị
phản ứng khi có các sự kiện bất thường hoặc vỡ ống ở những thiết bị hoặc hệ thống
Hoàng Tân Hưng-K54

10

Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

quan trọng của lị phản ứng như hệ thống làm mát vịng sơ cấp, đường hơi chính,
đường nước phản hồi chính.
ESF bao gồm hệ thống làm mát khẩn cấp(ECCS), nhà lò phản ứng, hệ thống phun
nước trong nhà lị phản ứng và hệ thống thơng gió trong trường hợp vật liệu phóng xạ
bị giải phóng.
Nguyên tắc thiết kế của hệ thống an tồn(ESF):
-

Tính dư thừa: trong thiết kế, nhằm tránh những lỗi khi chỉ có một hệ thống hoạt
động, các nhà máy điện hạt nhân yêu cầu ít nhất 2 hệ thống với năng lực bảo vệ
của mỗi hệ thống là 100% hoặc ba hệ thống với năng lực 50%. Trong các thiết kế
mới hơn, các hệ thống sẽ được cài đặt nhiều hơn với khả năng đáp ứng cao hơn
khi có một hệ thống khơng hoạt động.

-

Đa dạng hóa nguồn cấp điện hoạt động, hệ thống phát điện khẩn cấp với động cơ
diesel, hơi từ turbine là nguồn cung ứng cơ bản của mạng điện. Tuy nhiên, sau sự
cố Fukushima, khi hệ thống cấp điện bằng diesel khơng thể hoạt động được do
sóng thần đưa nước biển vào làm ngập các máy phát diesel. Các thiết kế địi hỏi
cần có những nguồn cấp điện khác như pin dự phịng hoặc các turbine gió, ngồi
ra cần có những nguồn dự phịng thụ động khơng dung đến điện năng như các hồ
chứa lớn.

-

Tính độc lập: các hệ thống an tồn hồn tồn độc lập với nhau, khơng có sự chia
sẻ giữa các lò phản ứng cũng như trong cùng một lị phản ứng.

-

Kiểm tra định kì hoạt động của các thiết bị thường xuyên hàng tháng nhằm đảm
bảo sự hoạt động của các thiết bị cũng như sự sẵn sang của hệ thống khi có tai nạn
xảy ra.

Hồng Tân Hưng-K54

11


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

1.6.2 Hệ thống làm mát khẩn cấp(ECCS)
Hệ thống làm mát vịng sơ cấp khơng được dừng lại trong trường hợp tai nạn, nếu
khơng sẽ có hiện tượng tan chảy lõi lò phản ứng. Khi LOCA xảy ra, hệ thống làm mát
khẩn cấp sẽ có nhiệm vụ đưa nước làm mát vào lò phản ứng nhằm lấy đi lượng nhiệt
dư và giữ cho nhiên liệu nguyên vẹn trong suốt q trình LOCA.
Ngồi chức năng làm mát, hệ thống ECCS cịn có tác dụng đưa lị phản ứng về
trạng thái tắt hồn tồn nhờ hịa tan một lượng lớn boron trong nước cấp.
Hệ thống làm mát khẩn cấp bao gồm:
-

Hệ thống bơm nước cao áp (HPIS)

-

Hệ thống bơm nước thấp áp (LPIS)

-

Bình dự trữ(ACC)

Hình 5: Hệ thống làm mát khẩn cấp (ECCS)
Hoàng Tân Hưng-K54

12


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

Khi vết vỡ nhỏ, thể tích nước bị mất ít, áp suất trong vịng sơ cấp vẫn cịn cao hệ
thống bơm nước cao áp có thể hoạt động bơm một lượng nhỏ với áp suất cao khoảng
hơn 10 MPa. Khi vết vỡ lớn, một lượng lớn nước thốt ra làm giảm áp suất vịng sơ
cấp một cách nhanh chóng, khi đó hệ thống bơm nước thấp áp sẽ đưa một lượng lớn
nước vào lò phản ứng với áp suất thấp hơn 4MPa. Cả hai hệ thống này đều hoạt động
nhờ năng lượng điện.
Bình dự trữ là một bình được tạo áp nhờ khí nito ở áp suất 5MPa, thực hiện bơm
nước vào lò phản ứng khi các hệ thống bơm nước cao áp và thấp áp trong thời gian
khởi động và hoạt động mà không cần đến nguồn năng lượng nào.
Một hệ thống làm mát khẩn cấp được thiết kế với ít nhất ba bình dự trữ(ACC),
một bơm nước bổ sung, một bơm an toàn, một bơm tải nhiệt dư cùng hệ thống van và
ống giúp làm mát nhiên liệu trong sự cố LOCA.

Hình 6: Đáp ứng của hệ thống làm mát khẩn cấp (ECCS)
Như hình trên cho thấy, đường màu đỏ là lượng nước yêu cầu khi xảy ra tai nạn, và đáp
ứng của hệ thống ECCS luôn đảm bảo yêu cầu của việc cấp nước lam mát vào hệ thống.

Trong giai đoạn bùng phát hệ thống bình dự trữ sẽ hoạt động đầu tiên do khơng cần khởi
động hệ thống điện, sau đó hệ thống bơm nước cao áp và thấp áp sẽ đưa nước vào làm
mát sau khi khởi động được các bơm.
Hoàng Tân Hưng-K54

13


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TỐN AN TOÀN THỦY NHIỆT RELAP5



Giới thiệu về phần mềm RELAP5
RELAP5 là phần mềm mơ phỏng các q trình thủy nhiệt trong diễn ra trong lò

phản ứng nước nhẹ được phát triển bởi phịng thí nghiệm Idaho nhằm phân tích an tồn
lị phản ứng trong các quá trình chuyển tiếp như sự cố mất chất tải nhiệt(LOCA), sự cố
mất nước cấp hoặc mát điện tồn bộ.


Cấu trúc của chương trình RELAP5
Cấu trúc của chương trình RELAP5 được chia làm 3 khối: khối INPUT,khối

transient/steady-state(TRNCTL) và khối stripping (STRIP):

Cấu trúc khối dữ liệu trên cùng
Khối INPUT:xử lý dữ liệu đầu vào, chuẩn bị các khối dữ liệu cần thiết cho toàn bộ
lựa chọn của chương trình.

Khối TRNCTL: xử lý, tính tốn trong các trạng thái chuyển tiếp và ổn định
Khối STRIP: trích dữ liệu từ file mơ phỏng chuyển kết quả tính tốn trong
RELAP5 tới các phần mềm tính tốn khác.
Khối TRNCTL cịn được chia làm các khối nhỏ hơn với chức năng khác nhau:

Hoàng Tân Hưng-K54

14


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

Cấu trúc khối TRNCTL
Cấu trúc input của một chương trình RELAP5 bao gồm các thẻ khai báo sau:
Thẻ điều khiển
Thẻ vẽ đồ thị
Thẻ các thiết bị thủy động
Thẻ đầu vào cấu trúc nhiệt
Thẻ đầu vào động học lò phản ứng
Thẻ dữ liệu chung
Bảng 3: Cấu trúc input của chương trình RELAP5
Thẻ điều khiển: tên chương trình, các khai bao điều khiển thời gian tính tốn, bước thời
gian tính tốn…
-

Thẻ vẽ đồ thị: bao gồm các u cầu vẽ đồ thị hiển thị chọn lọc các thông số ra màn
hình, u cầu những thơng số cần tính tốn ra trong file output.

Hoàng Tân Hưng-K54

15


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý môi trường

-

Thẻ khai báo các thiết bị thủy động: về hình học cũng như các thơng số hoạt động như
lưu lượng, áp suất, nhiệt độ… của từng thiết bị như ống, bơm, bình điều áp, chân
nóng, chân lạnh…

-

Thẻ khai báo cấu trúc nhiệt: khai bao về các đặc tính nhiệt của các thiết bị, bao gồm
như cơng suất phát nhiệt, hệ số trao đổi nhiệt, nhiệt dung phụ thuộc vào vật liệu…

-

Thẻ đầu vào động học lò phản ứng: khai báo những thứ liên quan tới động học như
công suất, độ phản ứng…

-

Thẻ dữ liệu bảng chung: khai báo những yếu tố bổ xung cho các thẻ cấu trúc nhiệt
hoặc động học lò phản ứng.


Khái niệm về node hóa và một số yêu cầu cơ bản khi thực hiện node hóa

Khi thực hiện q trình tính tốn với RELAP5 chúng ta sẽ phải làm quen với khái

niệm sơ đồ node hóa. Node hóa là mơ phỏng một cách đơn giản hóa các mơ hình của hệ
thống thành các yếu tố hình học đơn giản như dạng ống(pipe), dạng vành khăn (anuulus),
dạng nhánh (branch) hay một số dạng đặc biệt khác và chia chúng thành các thể tích kiểm
sốt, các thể tích này được nối với nhau bởi các mối nối (junction) thành các dạng hình
học cụ thể. Chương trình tính tốn sẽ tính trung bình các đặc tính của chất lỏng tại tâm
của thể tích kiểm sốt và các đại lượng vecto của chất lỏng tại các mối nối.
Việc node hóa đơn giản nhất của một mơ hình là chia nó thành các thể tích kiểm sốt
có kích thước hình học như nhau. Tuy nhiên việc lựa chọn thể tích kiểm sốt phải đảm
bảo tính ổn định về số học, thời gian chạy và miền hội tụ. Tính ổn định về số học đòi hỏi
tỷ số giữa chiều dài và đường kính của các node phải lớn hơn 1. Kích thước sẽ ảnh hưởng
đến thời gian chạy của chương trình, với kích thước nhỏ hơn thì cần bước thời gian cũng
nhỏ nhằm đảm bảo sự ổn định về mặt số học.
Hoàng Tân Hưng-K54

16


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường



Cơ sở lý thuyết của chương trình:
Việc tiến hành giải các mơ hình thủy nhiệt trong RELAP5 dựa vào 8 phương trình

cho 8 biến phụ thuộc chính:
-

Các phương trình bảo tồn khối lượng với trạng thái khí và lỏng.

-

Các phương trình moment với trạng thái khí và lỏng.

-

Các phương trình bảo tồn năng lượng đối với khí & lỏng

-

Phương trình bảo tồn khối lượng cho thành phần khơng ngưng tụ trong pha khí.

-

Phương trình bảo tồn khối lượng cho hòa tan trong pha lỏng
Các biến phụ thuộc chính:

-

Áp suất (P).

-

Các năng lượng nội tại cụ thể từng pha (Ug, Uf).

-

Tỷ số thể tích hơi(αg)

-

Vận tốc chop ha khí và pha lỏng. (Vg, Vf)

-

Độ khơ của khí khơng ngưng tụ (Xn) và mật độ Boron(ρb).

-

Các biến độc lập bao gồm biến về thời gian (t) và khoảng cách (x).

Phương trình bảo tồn khối lượng:

Hồng Tân Hưng-K54

17


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

Phương trình bảo tồn momen:

Phương trình bảo tồn năng lượng

Phương trình bảo tồn khối lượng cho thành phần khơng ngưng tụ trong pha khí:
Hồng Tân Hưng-K54

18


Đồ án tốt nghiệp- Viện kỹ thuật hạt nhân và vật lý mơi trường

Phương trình bảo tồn khối lượng cho chất hòa tan trong pha lỏng:

Các tương tác xảy ra trong mơ hình bao gồm: truyền nhiệt qua tường, ma
sát với thành, truyền nhiệt và khối lượng qua mặt phân cách, ma sát giữa các mặt
phân cách.

Hình 7 : Các tương tác sử dụng trong RELAP5


Cấu trúc của dữ liệu đầu vào

-

Thẻ điều khiển

-

Thẻ yêu cầu vẽ đồ thị

-

Thẻ khai báo các thiết bị

-

Thẻ khai báo các cấu trúc nhiệt

-

Thẻ khai báo dữ liệu động học lị phản ứng

Hồng Tân Hưng-K54

19