Nghiên Cứu Hiện Tượng Chuyển Pha Trong Vùng Hoạt Lò Phản Ứng - Luận Án Tiến Sĩ Cơ Học

Luận án tiến sĩ nghiên cứu cơ học nghiên cứu hiện tượng chuyển pha trong vùng hoạt lò phản ứng, phát triển phương pháp mới, đánh giá hiệu quả ứng dụng trong lĩnh vực tại Việt Nam.

• Trường học: Trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên
• Chuyên ngành: Cơ Học
• Đề tài: Luận Án Tiến Sĩ Cơ Học: Nghiên Cứu Hiện Tượng Chuyển Pha Trong Vùng Hoạt Lò Phản Ứng
• Loại tài liệu: luận án
• Năm xuất bản: 2023
• Địa điểm: Hà Nội

Mục lục chi tiết

• Abbreviations and Nomenclature
• List of Tables
• List of Figures
• Introduction to research work
• 1.1. Status of nuclear power in the World and Vietnam
• 1.2. Brief overview of nuclear safety
• 1.3. Core thermal hydraulics safety analysis in transient condition
• 1.3.1. Role of void fraction in simulation of two phase flow
• 1.3.2. Experiment overview for bundle of sub channel analysis
• 1.3.3. Void fraction prediction study
• 1.3.4. VVER technology understanding related to this study
• 1.4. Scope of study
• 2. Overview of phase change models in code theories with different scales
• 2.1. Multi code and multi scales approach to PWR thermal hydraulic simulation
• 2.1.1. Neutron codes and thermal hydraulics codes
• 2.1.2. Different scale of thermal hydraulic codes
• 2.1.3. Different thermal hydraulic modeling approaches
• 2.2. Phase change models in system code RELAP5
• 2.3. Phase change models in sub channel code CTF
• 2.3.1. Evaporation and condensation induced by thermal phase change
• 2.3.2. Evaporation and condensation induced by turbulent mixing and void drift
• 2.4. Phase change models in meso scale code CFX
• 2.4.1. Evaporation at the wall
• 2.4.2. Condensation model in bulk of liquid
• 3. Phase change models verification and assessment by numerical simulation
• 3.1. Brief information of VVER-1000/V392
• 3.2. Verification of RELAP5 simulation models for VVER-1000/V392 reactor with SAR
• 3.2.1. Verification of modeling through steady-state study
• 3.2.2. Verification through accident case study
• 3.3. CTF models verification and assessment with BM ENTEK tests
• 3.3.1. ENTEK BM facility
• 3.3.2. Modeling by CTF
• 3.3.3. Results and discussions
• 3.4. Verification CFX models with PSBT sub channel tests
• 3.4.1. PSBT test section for single sub channel
• 3.4.2. Mesh generation study
• 3.4.3. Solver convergence study
• 3.4.4. Mesh refinement study
• 3.4.5. Sensitivity study on physical models
• 3.4.6. Assessment of CFX and CTF modeling results in comparison with PSBT single channel
• 3.4.7. Discussion on CTF and CFX void fraction predictions
• 3.4.8. Improvement of CFX void fraction prediction in saturated region
• 4. Void fraction prediction in hot channel of VVER-1000/V392
• 4.1. Power distribution calculation by MCNP5 code
• 4.2. LOCAs simulation by RELAP5 code
• 4.3. Void fraction prediction in hot channel during transient by CTF code
• 4.3.1. VVER-1000/V392 void fraction prediction by CTF
• 4.3.2. Discussion on RELAP5 and CTF void fraction predictions
• 4.4. Void fraction prediction in single channel by CFX code
• 4.4.1. Mesh refinement study
• 4.4.2. Void fraction prediction calculated by CFX along sub channel
• 4.5. Void fraction prediction in bundle of channel calculated by CFX code
• Conclusions and proposals
• appendix.1. Achievements and new findings given by the thesis
• appendix.2. Proposal of future work
• List of Author’ papers and report

Tóm tắt

I. Giới thiệu về nghiên cứu

Luận án tiến sĩ này tập trung vào nghiên cứu hiện tượng chuyển pha trong vùng hoạt của lò phản ứng hạt nhân, đặc biệt là lò phản ứng VVER-1000/V392. Hiện tượng chuyển pha liên quan đến an toàn hạt nhân, đặc biệt là trong điều kiện bình thường và sự cố. Nghiên cứu sử dụng các mô hình toán học và phần mềm tính toán để phân tích cơ học chất lỏng và nhiệt động lực học trong lõi lò phản ứng. VVER-1000/V392 là lò phản ứng được xem xét cho dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 1, do đó, việc hiểu rõ công nghệ này là cần thiết để phát triển năng lực an toàn hạt nhân tại Việt Nam.

1.1. Tình hình năng lượng hạt nhân trên thế giới và Việt Nam

Năng lượng hạt nhân đã phát triển từ sau Thế chiến thứ hai, chuyển từ mục đích quân sự sang sản xuất điện. Tính đến năm 2015, thế giới đã có nhiều lò phản ứng hoạt động, đóng góp đáng kể vào nguồn cung năng lượng. Tại Việt Nam, dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 1 đang được xem xét, với VVER-1000/V392 là ứng cử viên tiềm năng. Việc nghiên cứu và hiểu rõ công nghệ này là bước quan trọng để đảm bảo an toàn và hiệu quả trong vận hành.

II. Phương pháp nghiên cứu

Nghiên cứu sử dụng phương pháp đa quy mô để phân tích hiện tượng chuyển pha trong lõi lò phản ứng. Các mô hình toán học và phần mềm tính toán như RELAP5, CTF, và Ansys CFX được sử dụng để mô phỏng và đánh giá. RELAP5 là phần mềm hệ thống, CTF là phần mềm thành phần, và Ansys CFX là phần mềm CFD (Computational Fluid Dynamics). Các mô hình này được kiểm chứng và đánh giá dựa trên dữ liệu thực nghiệm từ các lò phản ứng tương tự.

2.1. Mô hình chuyển pha trong các phần mềm

Các mô hình chuyển pha trong RELAP5, CTF, và Ansys CFX được phân tích chi tiết. RELAP5 sử dụng các mô hình hệ thống để mô phỏng chuyển pha trong điều kiện bình thường và sự cố. CTF tập trung vào mô phỏng chuyển pha trong các kênh nhiên liệu, trong khi Ansys CFX sử dụng các mô hình CFD để phân tích chi tiết hơn ở quy mô nhỏ.

III. Kiểm chứng và đánh giá mô hình

Các mô hình được kiểm chứng và đánh giá dựa trên dữ liệu thực nghiệm từ các lò phản ứng tương tự. RELAP5 được kiểm chứng với dữ liệu từ VVER-1000/V392, trong khi CTF được đánh giá thông qua các thử nghiệm BM ENTEK. Ansys CFX được kiểm chứng với các thử nghiệm PSBT (PWR Subchannel and Bundle Tests). Kết quả cho thấy các mô hình này có độ chính xác cao trong việc dự đoán hiện tượng chuyển pha và phân bố void fraction trong lõi lò phản ứng.

3.1. Kiểm chứng mô hình RELAP5

Mô hình RELAP5 được kiểm chứng với dữ liệu từ VVER-1000/V392, bao gồm các điều kiện ổn định và sự cố. Kết quả cho thấy mô hình này có độ chính xác cao trong việc dự đoán phân bố nhiệt độ và void fraction trong lõi lò phản ứng.

IV. Ứng dụng thực tế

Nghiên cứu này có giá trị thực tiễn cao trong việc đảm bảo an toàn và hiệu quả của các lò phản ứng hạt nhân. Các kết quả từ luận án tiến sĩ này có thể được áp dụng để cải thiện thiết kế và vận hành của VVER-1000/V392, đặc biệt là trong việc dự đoán hiện tượng chuyển pha và phân bố void fraction trong lõi lò phản ứng. Ngoài ra, nghiên cứu cũng đề xuất các hướng phát triển trong tương lai, bao gồm việc cải thiện các mô hình CFD và tích hợp các phương pháp đa quy mô để nâng cao độ chính xác của các mô phỏng.

4.1. Đề xuất cho nghiên cứu tương lai

Nghiên cứu đề xuất việc cải thiện các mô hình CFD để nâng cao độ chính xác trong việc dự đoán hiện tượng chuyển pha. Ngoài ra, việc tích hợp các phương pháp đa quy mô cũng được đề xuất để tối ưu hóa các mô phỏng trong tương lai.

Nội dung chính

Tổng quan về luận án

Nghiên cứu an toàn nhiệt thủy lực vùng tâm lò phản ứng hạt nhân giữ vai trò cốt lõi trong việc đảm bảo tính toàn vẹn của các rào chắn vật lý theo nguyên lý phòng vệ chiều sâu (Defense in Depth - DID). Trọng tâm của bài toán an toàn chuyển tiếp (transient safety analysis) là đánh giá hiện tượng khủng hoảng truyền nhiệt (boiling crisis), đặc biệt là hiện tượng xuất hiện màng hơi (Departure of Nucleate Boiling - DNB). Thông số nhiệt thủy lực chi phối trực tiếp đến cơ chế xuất hiện DNB và trường dòng hai pha là độ rỗng thể tích (void fraction). Tuy nhiên, các công cụ mô phỏng truyền thống tồn tại khoảng cách nghiên cứu (research gap) mang tính cấu trúc: mã phân tích hệ thống 1D (system codes) như RELAP5 bị giới hạn nghiêm trọng về độ phân giải không gian và khả năng mô tả hình học kênh phức tạp; mã phân tích kênh con (sub-channel codes) như CTF (COBRA-TF) phụ thuộc vào các tương quan thực nghiệm đại thể; trong khi các mã động lực học dòng chảy tính toán mức độ trung gian (meso-scale CFD) như Ansys CFX lại chưa từng được thiết lập quy trình chuẩn hóa và đánh giá độ tin cậy để dự báo phân bố độ rỗng trên hình học bó nhiên liệu lò VVER-1000/V392 trong điều kiện sự cố mất chất tải nhiệt (LOCA).

Để giải quyết khoảng cách này, luận án xác lập hệ thống câu hỏi nghiên cứu và giả thuyết khoa học:

• Câu hỏi nghiên cứu 1 (RQ1): Làm thế nào để liên kết đa thang đo (multi-scale) và đa mã (multi-code) nhằm truyền biến chuẩn xác các điều kiện biên từ phân bố thông lượng neutron (MCNP5), động học hệ thống (RELAP5) đến chi tiết hình học kênh con (CTF) và trường dòng 3D (Ansys CFX)?
• Câu hỏi nghiên cứu 2 (RQ2): Mức độ sai lệch của mô hình phân vùng thông lượng nhiệt (heat flux partitioning model) trong CFX khi mô phỏng vùng sôi bão hòa là bao nhiêu và cơ chế vi mô nào dẫn đến hiện tượng dự báo thiếu (under-prediction) độ rỗng?
• Giả thuyết nghiên cứu 1 (H1): Việc hiệu chỉnh động học đường kính bọt tách rời (bubble departure diameter) và tỷ phần diện tích tiếp xúc cực đại ($A_{2,\max}$) trong mô hình RPI sẽ nâng cao độ chính xác dự báo độ rỗng của CFX trong vùng sôi bão hòa lên mức tương đương chuẩn đối sánh thực nghiệm.
• Giả thuyết nghiên cứu 2 (H2): Chiến lược kết hợp phân tầng – sử dụng Ansys CFX trong vùng sôi quá lạnh (subcooled boiling) và thiết lập dải biên trên/biên dưới (upper/lower bounds) giữa CTF và CFX trong vùng sôi bão hòa (saturated boiling) – sẽ tối ưu hóa độ tin cậy của phương pháp đánh giá tốt nhất (Best Estimate Approach).

Khung lý thuyết của nghiên cứu tích hợp phương pháp đánh giá tốt nhất có xét đến độ bất định (Best Estimate Plus Uncertainty - BEPU), lý thuyết dòng hai pha đa trường (multi-field two-phase flow) và cơ học chất lưu tính toán (computational fluid dynamics). Phạm vi nghiên cứu bao gồm việc tính toán toàn diện kênh nóng (hot channel) của lò phản ứng VVER-1000/V392 (công suất nhiệt định mức 3000 MWt, áp suất danh định 15.7 MPa) trong giai đoạn 40 giây đầu tiên của sự cố vỡ lớn đường ống dẫn chính (LBLOCA đường kính $2 \times 850\text{ mm}$) kết hợp mất điện toàn nhà máy (Station Blackout - SBO). Nghiên cứu mang ý nghĩa chiến lược trực tiếp trong việc xây dựng năng lực kỹ thuật độc lập cho Tổ chức Hỗ trợ Kỹ thuật (TSO) thuộc Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam (VINATOM), hỗ trợ thẩm định an toàn thiết kế cơ sở các dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 1.

Literature Review và Positioning

Lịch sử nghiên cứu mô phỏng nhiệt thủy lực hai pha trong vùng tâm lò phản ứng tiến triển qua ba luồng chính trong y văn quốc tế:

1. Luồng phân tích hệ thống vĩ mô (System-scale analysis): Các công trình kinh điển của Carlson et al. (1990) và US NRC (2001) đối với mã RELAP5/MOD3 đã đặt nền móng cho mô hình 6 phương trình hai chất lưu (two-fluid model). Tuy nhiên, các nghiên cứu của D’Auria et al. (2006) và Petruzzi & D’Auria (2008) chỉ ra rằng việc giản lược 1D và giới hạn số lượng nút lưới (1.000 – 10.000 thể tích kiểm soát) làm triệt tiêu khả năng nắm bắt gradient nhiệt độ cục bộ tại lớp biên sát vách truyền nhiệt, dẫn đến sai số đáng kể khi đánh giá hệ số truyền nhiệt đối lưu và bay hơi sát vách ($\Gamma_w$).
2. Luồng phân tích kênh con (Sub-channel analysis): Dòng mã COBRA-TF, được cải tiến liên tục bởi Salko & Avramova (2014) tại Đại học Bang Pennsylvania (phiên bản CTF), sử dụng phương pháp thể tích rỗng xốp (porous media approach) và mô hình 3 trường (lỏng liên tục, hơi liên tục, giọt lỏng cuốn theo) với 9 phương trình bảo toàn. Avramova et al. (2009) và Blyth et al. (2013) ghi nhận CTF nắm bắt tốt hiện tượng hòa trộn rối (turbulent mixing) và trôi độ rỗng (void drift), nhưng bộc lộ sai lệch lớn ở vùng sôi quá lạnh do mô hình hóa lực cản liên pha (interfacial drag) và tương quan Chen (1966) còn mang tính kinh nghiệm đại thể.
3. Luồng động lực học chất lưu tính toán mức độ trung gian (Meso-scale CFD): Xu hướng ứng dụng CFD hai pha được thúc đẩy bởi Bestion (2010), Yadigaroglu et al. (2003) và nhóm nghiên cứu của Tu et al. (2012, 2013). Các mô hình phân vùng nhiệt thông lượng vách RPI (Kurul & Podowski, 1991) kết hợp RANS ($k$-$\varepsilon$ hoặc SST $k$-$\omega$) mở ra khả năng giải quyết chi tiết cấu trúc vi mô của bọt khí sát vách.

Trong y văn tồn tại cuộc tranh luận học thuật sâu sắc giữa hai trường phái:

• Trường phái truyền thống (Pro-Subchannel / Empirical closures): Cho rằng mô hình kênh con đại thể là đủ tin cậy cho cấp phép an toàn hạt nhân do đã được chuẩn hóa qua hàng nghìn thí nghiệm bó nhiên liệu (Castellana 4x4, EPRI 5x5), trong khi CFD hai pha có chi phí tính toán quá đắt đỏ và thiếu tính phổ quát của các tiểu mô hình đóng (closure sub-models).
• Trường phái CFD nâng cao (Pro-CFD / Mechanistic modeling): Khẳng định việc phụ thuộc vào tương quan 1D che giấu các điểm đỉnh nhiệt độ cục bộ (local peaking temperatures) – nguyên nhân kích hoạt DNB sớm – và CFD là công cụ tất yếu để giảm trừ biên an toàn thận trọng quá mức (over-conservatism).

Nghiên cứu này định vị chính xác vào điểm giao cắt chưa được giải quyết: thiết lập một cấu trúc phân cấp đa thang đo có kiểm chứng (verified multi-scale workflow). So với hai chuẩn đối sánh quốc tế quan trọng:

• Chuẩn đối sánh BM ENTEK (Cộng hòa Liên bang Nga / NIKIET): Thí nghiệm bó 7 thanh nhiên liệu vỏ thép không gỉ (đường kính ngoài 13.25 mm, chiều dài gia nhiệt 7.0 m) trong ống áp lực đường kính trong 49.0 mm ở dải áp suất 3.0 MPa và 7.0 MPa.
• Chuẩn đối sánh OECD/NRC NUPEC PSBT (Nhật Bản): Thí nghiệm đo đạc độ rỗng chi tiết trên kênh con đơn và bó thanh $5 \times 5$ của lò PWR bằng kỹ thuật chụp cắt lớp vi tính tia X (độ bất định thực nghiệm $\pm 0.04$ đến $\pm 0.10$).

Luận án vượt lên trên các nghiên cứu đơn lẻ bằng cách thực hiện xác thực chéo (cross-validation) đồng thời từ cấp độ hệ thống SAR Belene (Bulgaria), cấp độ kênh con BM ENTEK đến cấp độ vi mô PSBT, sau đó áp dụng trực tiếp lên hình học tam giác đặc thù của bó nhiên liệu VVER-1000/V392.

Đóng góp lý thuyết và khung phân tích

Đóng góp cho lý thuyết

Luận án đóng góp sâu sắc vào sự phát triển của lý thuyết truyền nhiệt sôi và động học dòng hai pha thông qua việc đánh giá và mở rộng các lý thuyết nền tảng:

1. Mở rộng mô hình phân vùng thông lượng nhiệt vách RPI (Kurul & Podowski, 1991): Lý thuyết RPI chia tổng thông lượng nhiệt vách ($q''_w$) thành ba thành phần: thông lượng đối lưu một pha ($q''_c$), thông lượng dập tắt bề mặt ($q''_q$) và thông lượng bay hơi tạo bọt ($q''_e$). Luận án chứng minh bằng thực nghiệm số rằng khi dòng chảy chuyển dịch từ vùng sôi quá lạnh sang vùng sôi bão hòa, mô hình RPI nguyên bản phân bổ sai lệch tỷ trọng giữa $q''_c$ và $q''e$, dẫn đến việc tính toán thiếu tốc độ sinh hơi ($P{vl}$). Nghiên cứu đề xuất hiệu chỉnh tương quan đường kính tách bọt Tolubinskiy (1970) và giới hạn diện tích ảnh hưởng ($A_2$), tạo nên bước đột phá trong việc khắc phục hiện tượng under-prediction của Ansys CFX.
2. Lý thuyết hòa trộn rối hai pha và trôi độ rỗng (Beus, 1972): Xác thực định lượng cơ chế vận chuyển khối lượng liên kênh con do gradient độ rỗng ($\Delta \alpha_{ij}$) và xung lượng ngang gây ra bởi các thanh giãn cách dạng tổ ong (honeycomb spacer grids), đóng góp dữ liệu kiểm chứng cho hệ số hòa trộn rối $\beta_{TP}$.
3. Lý thuyết chuyển tiếp chế độ dòng chảy vách thông thường (Normal-wall flow regime transitions): Luận án cung cấp bằng chứng thực nghiệm số xác lập lại ranh giới chuyển tiếp chế độ dòng chảy từ bọt nhỏ (small bubble, $\alpha < 0.2$) sang bọt lớn/dòng nút (slug, $0.2 \le \alpha \le 0.5$), dòng xáo trộn (churn/turbulent, $0.5 < \alpha < \alpha_{crit}$) và dòng sương màng (annular/mist, $\alpha > \alpha_{crit}$).

Mô hình lý thuyết tổng quát được đặc trưng hóa qua hệ thống mệnh đề khoa học:

• Mệnh đề 1: Trong chế độ bọt nhỏ sát vách ($\alpha < 0.2$), lực nâng liên pha (lift force) và lực khuếch tán rối chi phối phân bố độ rỗng hướng kính; Ansys CFX đạt độ chính xác vượt trội so với CTF.
• Mệnh đề 2: Trong chế độ sôi bão hòa ($\alpha > 0.2$), sai số tích lũy của mô hình ngưng tụ khối (bulk condensation) theo các tương quan Nusselt (Ranz-Marshall, Kim & Park 2011, Warrier 2002) làm suy giảm độ chính xác của CFD; do đó phân bố độ rỗng thực tế được bao đóng giữa đường biên trên của CTF và đường biên dưới của CFX.

                    +-------------------------------------------------------+
                    |                   MCNP5 (Neutronics)                  |
                    |  - Axial & Radial Relative Power Distributions        |
                    |  - Hot Channel Peaking Factors                        |
                    +---------------------------+---------------------------+
                                                |
                                                v
                    +-------------------------------------------------------+
                    |               RELAP5/MOD3 (System Scale)              |
                    |  - Whole-circuit 1D Thermal-Hydraulic Dynamics        |
                    |  - Primary/Secondary Pressures, Flows & Core Inlet BCs|
                    +---------------------------+---------------------------+
                                                |
                                                v
                    +-------------------------------------------------------+
                    |              CTF / COBRA-TF (Sub-channel)             |
                    |  - 3D Porous Core / Bundle Void Distribution          |
                    |  - Turbulent Mixing (Beus) & Void Drift               |
                    +---------------------------+---------------------------+
                                                |
                                                v
                    +-------------------------------------------------------+
                    |                 Ansys CFX (Meso-Scale)                |
                    |  - 3D RANS Two-Phase Flow in Single Sub-channel       |
                    |  - Calibrated RPI Wall Boiling Model (Tolubinskiy)    |
                    +-------------------------------------------------------+

Khung phân tích độc đáo

Khung phân tích của luận án tích hợp bốn lý thuyết/công cụ tính toán chuyên sâu:

1. MCNP5 (Monte Carlo N-Particle): Tính toán trường thông lượng neutron 3D, cung cấp hệ số tập trung công suất kênh nóng và phân bố công suất tương đối theo phương trục và phương xuyên tâm cho $1/6$ vùng tâm lò VVER-1000.
2. RELAP5/MOD3: Tính toán động học nhiệt thủy lực toàn hệ thống sơ cấp, thứ cấp, hệ thống an toàn thụ động (SG PHRS, bình tích áp HA-1, HA-2) để trích xuất điều kiện biên biến thiên theo thời gian (áp suất, lưu lượng, nhiệt độ entanpi vào tâm lò).
3. CTF (COBRA-TF PSU): Mô hình hóa cấu trúc kênh con 3D với 12 kênh thủy lực và 18 khe hở liên kết (gaps), xử lý phương trình động lượng ngang (transverse momentum equation) và mô hình 3 trường.
4. Ansys CFX (Meso-scale CFD): Mô phỏng chi tiết trường nhiệt độ, trường vận tốc và độ rỗng cục bộ 3D với lưới phần tử hữu hạn độ phân giải cao kết hợp phân tích độ nhạy lưới ($y^+ \approx 1$ đến $30$).

Điều kiện biên áp dụng được xác định nghiêm ngặt: Dòng chảy một chiều hướng lên trong kênh thẳng đứng dưới áp suất cao ($3.0\text{ MPa} \le P \le 15.7\text{ MPa}$), mật độ dòng nhiệt vách cao ($q'' \le 448\text{ W/cm}$), chế độ dòng chảy trước khủng hoảng truyền nhiệt (pre-CHF regime).

Phương pháp nghiên cứu tiên tiến

Thiết kế nghiên cứu

Nghiên cứu được xây dựng trên lập trường triết học khoa học thực chứng (positivism) kết hợp chủ nghĩa hiện thực phản biện (critical realism), dựa trên nguyên lý kiểm chứng số (numerical verification and validation - V&V) theo tiêu chuẩn của ASME V&V 20 và US NRC.

Thiết kế nghiên cứu đa cấp độ (multi-level research design) được cấu trúc qua 4 cấp độ không gian - thời gian:

• Cấp độ 1 (Toàn nhà máy - Macro System): Kích thước hình học $\sim 10 - 50\text{ m}$, thời gian chuyển tiếp 0 – 500 giây.
• Cấp độ 2 (Bó nhiên liệu - Component/Bundle): Kích thước hình học $\sim 1 - 7\text{ m}$, độ phân giải không gian $\sim 1\text{ cm}$.
• Cấp độ 3 (Kênh con đơn - Single Sub-channel): Chiều dài gia nhiệt 3.658 m (PSBT) hoặc 7.0 m (BM ENTEK), đường kính thủy lực $D_h \approx 7.0 - 12.0\text{ mm}$.
• Cấp độ 4 (Lớp biên sát vách - Meso/Micro): Độ phân giải lớp biên $\sim 0.01 - 1.0\text{ mm}$, phân tích động học bọt khí đơn lẻ.

Quy trình nghiên cứu rigorous

Quy trình nghiên cứu tuân thủ các bước kiểm định chuẩn mực:

• Chiến lược chọn mẫu dữ liệu thực nghiệm: Lựa chọn toàn diện 10 bộ dữ liệu chuẩn từ cơ sở thí nghiệm BM ENTEK bao gồm 5 bài thí nghiệm ở áp suất 3.0 MPa (T01, T04, T08, T10, T14) và 5 bài thí nghiệm ở áp suất 7.0 MPa (T17, T18, T22, T24, T25). Đối với PSBT, chọn các chuỗi bài đo phân bố độ rỗng dừng (steady-state void measurements) trên các cụm lắp ráp B5, B6, B7 (phân bố công suất dạng Cosine và đồng đều).
• Giao thức thu thập và xử lý dữ liệu: Dữ liệu thực nghiệm BM ENTEK được đo tại 10 vị trí trục dọc theo chiều dài kênh ($z = 0.322\text{ m}$ đến $z = 6.670\text{ m}$) bằng phương pháp đo độ suy giảm bức xạ gamma, chuyển đổi mật độ sang độ rỗng thông qua hệ thức: $$\alpha = \frac{\rho_l - \rho_m}{\rho_l - \rho_v}$$
• Kiểm định độ bất định và độ tin cậy:
  • Áp suất lối ra HRZ: $\pm 1.5%$
  • Lưu lượng khối chất tải nhiệt: $\pm 0.0018\text{ kg/s}$
  • Nhiệt độ chất tải nhiệt lối vào: $\pm 1.0\text{ K}$
  • Công suất điện cấp: $\pm 2.0\text{ kW}$
  • Độ rỗng thực nghiệm: $\pm 0.04$
• Tam giác đạc phương pháp (Methodological Triangulation): Kết hợp đồng thời 3 kỹ thuật mô hình hóa độc lập: Mô hình 1D hai chất lưu (RELAP5), mô hình 3D kênh con xốp (CTF) và mô hình 3D Navier-Stokes trung bình Reynolds hai pha Euler-Euler (CFX).

Data và phân tích

• Mô hình toán và kỹ thuật phân tích nâng cao:
  • Phương trình truyền nhiệt vách Chen trong CTF: $$h_c = h_{fc} + h_{nb}$$ Trong đó: $$h_{fc} = 0.0023 F_{chen} \left(\frac{k_l}{D_h}\right) Re_l^{0.8} Pr_l^{0.4}$$ $$F_{chen} = 1.0 \quad \text{nếu } X_{tt}^{-1} \le 0.1; \quad F_{chen} = 2.35 (X_{tt}^{-1} + 0.213)^{0.736} \quad \text{nếu } X_{tt}^{-1} > 0.1$$ $$h_{nb} = 0.00122 S_{chen} \left[\frac{k_l^{0.79} c_{pl}^{0.45} \rho_l^{0.49}}{\sigma^{0.5} \mu_l^{0.29} h_{lv}^{0.24} \rho_v^{0.24}}\right] \Delta T_{sat}^{0.24} \Delta P_{sat}^{0.75}$$
  • Mô hình bọt khí tách vách Tolubinskiy trong CFX: $$d_{bw} = \min\left(d_{ref} \exp\left(-\frac{\Delta T_{sub}}{\Delta T_{ref}}\right), d_{max}\right)$$
  • Tần số tách bọt Kurul & Podowski: $$f = \sqrt{\frac{4 g (\rho_l - \rho_v)}{3 C_d \rho_l d_{bw}}}$$
• Kiểm tra độ vững chắc (Robustness checks): Thực hiện phân tích độ nhạy lưới (mesh refinement study) trên 3 cấu trúc lưới CFX (lưới thô, lưới trung bình, lưới mịn) với số lượng phần tử biến thiên từ $5 \times 10^5$ đến $3 \times 10^6$ nút. Đánh giá tính độc lập của lưới đối với gradient áp suất, phân bố vận tốc và phân bố độ rỗng hướng kính.

Phát hiện đột phá và implications

Những phát hiện then chốt

1. Xác thực thành công mô hình RELAP5 với SAR Belene (Sự cố Event 3 - LBLOCA $2 \times 850\text{ mm}$):
   • Trạng thái dừng (steady-state): Sai số giữa mô hình tính toán và SAR của dự án Belene đối với tất cả các thông số nhiệt thủy lực chính đều dưới $4.0%$ (Công suất nhiệt $3000\text{ MW}$ vs $3120\text{ MW}$ trong SAR; Áp suất lối ra $15.7\text{ MPa}$; Lưu lượng $86.000\text{ m}^3\text{/h}$).
   • Trình tự thời gian sự cố (chronological sequence): Tín hiệu SCRAM xuất hiện tại $t = 0.08\text{ s}$ (SAR: $0.03\text{ s}$); Bắt đầu bơm HA-1 tại $t = 6.00\text{ s}$ (SAR: $7.00\text{ s}$); Mở van HA-2 tại $t = 15.00\text{ s}$ (SAR: $17.00\text{ s}$); Kích hoạt hệ thống làm mát thụ động SG PHRS tại $t = 30.00\text{ s}$ (SAR: $30.00\text{ s}$); Nhiệt độ đỉnh vỏ thanh nhiên liệu (Peak Cladding Temperature - PCT) đạt đỉnh cực đại ở mức xấp xỉ $1073\text{ K}$ ($800^\circ\text{C}$), hoàn toàn nằm dưới giới hạn an toàn nghiêm ngặt $1200^\circ\text{C}$ ($1473\text{ K}$) theo tiêu chuẩn IAEA.

Thông số nhiệt thủy lực chính	Giá trị Thiết kế VVER-1000	Giá trị SAR Belene [35]	Kết quả tính toán Luận án	Độ lệch tương đối (%)
Công suất nhiệt lò phản ứng (MWt)	3000	3120	3120	0.00%
Áp suất lối ra vùng tâm lò (MPa)	15.7	15.7	15.7	0.00%
Nhiệt độ chất tải nhiệt lối vào ($^\circ\text{C}$)	291.0	291.0	291.0	0.00%
Nhiệt độ chất tải nhiệt lối ra ($^\circ\text{C}$)	321.0	321.0	321.2	+0.06%
Lưu lượng thể tích sơ cấp ($\text{m}^3\text{/h}$)	86000	86000	86000	0.00%
Áp suất hơi thứ cấp tại bộ góp (MPa)	6.27	6.27	6.27	0.00%

2. Độ chính xác và giới hạn của CTF qua đối sánh thực nghiệm BM ENTEK:

   • Tại áp suất cao $7.0\text{ MPa}$ (các bài thí nghiệm T17, T18, T22, T24, T25), CTF thể hiện sự phù hợp xuất sắc với dữ liệu thực nghiệm, độ lệch tuyệt đối của độ rỗng dọc theo chiều dài kênh $|\Delta \alpha| \le 0.03$.
   • Tại áp suất thấp $3.0\text{ MPa}$ (các bài thí nghiệm T01, T04, T08, T10, T14), độ lệch tăng lên mức $0.05 - 0.10$.
   • Phát hiện quy luật sai số có tính hệ thống: CTF dự báo thiếu (under-predict) độ rỗng khi $\alpha < 0.2$ (vùng sôi quá lạnh) và dự báo thừa (over-predict) độ rỗng tại vùng gần lối ra kênh ($z > 4.0\text{ m}$) khi dòng chuyển sang chế độ sôi tim bọt bão hòa phát triển đầy đủ (fully developed nucleate boiling).

3. Phát hiện khiếm khuyết cơ bản trong mô hình phân vùng nhiệt RPI của Ansys CFX:

   • Trong vùng sôi bão hòa, CFX nguyên bản tính toán thiếu hụt nghiêm trọng độ rỗng so với thực nghiệm PSBT và BM ENTEK do tỷ lệ thông lượng nhiệt phân bổ cho bay hơi ($q''_e$) bị triệt tiêu sai lệch bởi thuật toán cân bằng nhiệt cục bộ.
   • Kết quả hiệu chỉnh đột phá: Bằng việc hiệu chuẩn đường kính bọt tách rời $d_{bw}$ và thông số diện tích ảnh hưởng cực đại $A_{2,\max}$, đường cong phân bố độ rỗng của CFX đã được nâng lên, tiệm cận đường thực nghiệm với sai số giảm từ $> 35%$ xuống dưới $8%$.

4. Xác lập chiến lược phân tầng dự báo độ rỗng (Tiered Void Prediction Strategy):

   • Tại vùng sôi quá lạnh (chế độ bọt nhỏ $\alpha < 0.2$): Sử dụng kết quả dự báo 3D của Ansys CFX để nắm bắt chính xác điểm khởi phát sôi tim bọt (Onset of Nucleate Boiling - ONB) và điểm tách bọt ranh giới (Net Vapor Generation - NVG).
   • Tại vùng sôi bão hòa ($\alpha \ge 0.2$): Sử dụng đường cong CTF làm cận trên (upper bound) và đường cong CFX làm cận dưới (lower bound), tạo thành dải tin cậy vật lý vững chắc cho phân tích an toàn.

Implications đa chiều

• Về mặt lý thuyết: Thống nhất các thang đo mô tả nhiệt thủy lực hai pha từ 1D đến 3D, cung cấp cơ sở vi mô để giải thích hiện tượng trôi độ rỗng và truyền nhiệt sôi trong bó thanh nhiên liệu hình học tam giác của lò VVER.
• Về mặt phương pháp luận: Chuẩn hóa quy trình liên kết mã nối tiếp (MCNP5 $\rightarrow$ RELAP5 $\rightarrow$ CTF $\rightarrow$ Ansys CFX) có thể áp dụng cho bất kỳ thiết kế lò phản ứng nước nhẹ tiên tiến nào (PWR, BWR, VVER-1200, SMR).
• Về mặt ứng dụng thực tiễn: Cung cấp bộ công cụ và cơ sở dữ liệu tính toán đã được thẩm định độc lập cho các kỹ sư an toàn hạt nhân tại Việt Nam, giảm thiểu sự phụ thuộc vào các báo cáo an toàn đóng kín của nhà thầu nước ngoài.
• Khuyến nghị chính sách: Đề xuất Cục An toàn bức xạ và hạt nhân (VARANS) áp dụng quy trình tính toán đa thang đo Best-Estimate kết hợp đánh giá độ bất định làm tiêu chuẩn kỹ thuật bắt buộc trong thẩm định Báo cáo phân tích an toàn hạt nhân (SAR) Chương 15.

Limitations và Future Research

Nghiên cứu thẳng thắn thừa nhận các giới hạn kỹ thuật nội tại:

1. Giới hạn liên kết một chiều (One-way coupling limitation): Luận án thực hiện truyền dữ liệu tuần tự đơn hướng giữa các mã (dữ liệu công suất MCNP5 nạp vào RELAP5/CTF; điều kiện biên RELAP5 nạp vào CTF/CFX) mà chưa thực hiện liên kết động hai chiều đồng thời trong thời gian thực (two-way fully implicit coupling), do đó bỏ qua các hiệu ứng phản hồi nhiệt thủy lực - neutron tức thời (dynamic neutronic-TH feedbacks).
2. Hình học kênh con đại diện: Phân tích CFX chuyên sâu mới được tập trung giải quyết trên kênh con đơn (single sub-channel) và trích xuất $1/12$ cụm bó thanh nhiên liệu; chưa thể mở rộng mô phỏng CFD quy mô toàn bộ 163 bó nhiên liệu của tâm lò VVER-1000 do rào cản chi phí tính toán siêu máy tính (HPC computation cost).
3. Giới hạn trường dữ liệu thực nghiệm: Cơ sở kiểm chứng BM ENTEK là bó 7 thanh hình học RBMK và PSBT là hình học PWR lưới vuông; mặc dù có tính tương đồng vật lý cao về thông số nhiệt thủy lực, việc thiếu hụt dữ liệu thực nghiệm công khai đo độ rỗng chi tiết trên chính xác bó nhiên liệu hình học tam giác VVER-1000 là một điều kiện biên cần tiếp tục mở rộng.

Chương trình nghiên cứu tương lai định hướng:

• Phát triển module liên kết hai chiều tự động giữa CTF và OpenFOAM/Ansys CFX.
• Mở rộng phạm vi phân tích cho thế hệ lò VVER-1200/V491 (AES-2006) có tích hợp hệ thống làm mát thụ động nâng cao.
• Áp dụng kỹ thuật học máy (Machine Learning / PINNs) để xây dựng mô hình giảm bậc (Reduced Order Models - ROM) thay thế cho CFD trong tính toán thời gian thực.

Tác động và ảnh hưởng

Luận án tạo ra những tác động khoa học và thực tiễn sâu rộng:

• Tác động học thuật: Thiết lập khung phương pháp luận đa thang đo đầu tiên tại Việt Nam về mô phỏng dòng hai pha trong lò phản ứng hạt nhân, ước tính đóng góp các bài báo chất lượng cao trên các tạp chí ISI/Scopus hàng đầu (như Nuclear Engineering and Design, Annals of Nuclear Energy, Progress in Nuclear Energy).
• Chuyển dịch năng lực công nghiệp: Cung cấp quy trình công nghệ tính toán nhiệt thủy lực phục vụ công tác chuẩn bị cơ sở hạ tầng kỹ thuật quốc gia cho các dự án nhà máy điện hạt nhân trong tương lai.
• Ảnh hưởng chính sách quản lý nhà nước: Đóng vai trò là tài liệu khoa học tham chiếu kỹ thuật cho Hội đồng An toàn Hạt nhân Quốc gia và Bộ Khoa học & Công nghệ trong việc đánh giá an toàn lò VVER-1000/AES-92 và VVER-1200/AES-2006 theo các tiêu chuẩn quốc tế hậu Fukushima.
• Lợi ích xã hội và hội nhập quốc tế: Nâng cao vị thế của khoa học hạt nhân Việt Nam thông qua việc tham gia giải quyết các bài toán đối sánh quốc tế chuẩn mực do IAEA và OECD/NEA điều phối.

Đối tượng hưởng lợi

• Nghiên cứu sinh và học giả chuyên ngành: Tiếp cận quy trình chi tiết về mô hình hóa đa thang đo, hệ thống phương trình vi phân chi phối dòng hai pha và các kỹ thuật xử lý số liệu thực nghiệm benchmark.
• Chuyên gia phân tích an toàn tại TSO và Cơ quan Pháp quy (VINATOM, VARANS): Sở hữu công cụ và phương pháp luận độc lập để phản biện và thẩm định các báo cáo phân tích an toàn từ các nhà thầu quốc tế (Rosatom, Westinghouse, EDF).
• Kỹ sư vận hành và thiết kế R&D: Ứng dụng các phát hiện về phân bố độ rỗng và thông lượng nhiệt tới hạn để tối ưu hóa biên an toàn vận hành vùng tâm lò, nâng cao hiệu suất kinh tế và độ an toàn của nhà máy.

Câu hỏi chuyên sâu

1. Đóng góp lý thuyết độc đáo nhất của luận án là gì?

Đóng góp lý thuyết độc đáo nhất là việc phát hiện bản chất cơ chế gây sai lệch của mô hình phân vùng thông lượng nhiệt vách RPI (Kurul & Podowski, 1991) tích hợp trong mã CFD thương mại Ansys CFX khi áp dụng cho vùng sôi bão hòa áp suất cao, đồng thời đề xuất thành công giải pháp hiệu chuẩn bán cơ chế (semi-mechanistic calibration) thông qua việc điều chỉnh động học đường kính tách bọt Tolubinskiy và hệ số diện tích ảnh hưởng $A_2$, giúp nâng cao độ chính xác dự báo độ rỗng thêm hơn $25%$ trong dải sôi bão hòa.

2. Điểm mới về phương pháp luận so với ít nhất 2 nghiên cứu quốc tế trước đây?

So với nghiên cứu của Salko et al. (2014) chỉ sử dụng đơn lẻ mã CTF trên lưới kênh con chuẩn và nghiên cứu của Krepper et al. (2013) chỉ áp dụng CFD CFX cho ống gia nhiệt đơn hình học tròn, luận án đã tiên phong thiết lập chuỗi liên kết 4 cấp độ (MCNP5 $\rightarrow$ RELAP5 $\rightarrow$ CTF $\rightarrow$ CFX), thiết lập quy trình giải quyết đồng thời bài toán bó thanh nhiên liệu hình học phức tạp dưới các điều kiện biên chuyển tiếp sự cố LOCA thực tế.

3. Phát hiện bất ngờ nhất từ dữ liệu thực nghiệm là gì?

Phát hiện bất ngờ nhất là tính chất bất đối xứng và độ phân kỳ ngược của CTF và Ansys CFX: trong khi CTF thể hiện độ chính xác cực cao ở áp suất $7.0\text{ MPa}$ ($|\Delta \alpha| \le 0.03$) nhưng lại kém chính xác ở áp suất $3.0\text{ MPa}$ ($|\Delta \alpha| \approx 0.10$), thì CFX lại có xu hướng dự báo rất chuẩn xác điểm khởi phát sôi quá lạnh nhưng đánh giá thiếu hụt nghiêm trọng độ rỗng bão hòa. Điều này khẳng định không một mã đơn lẻ nào đủ hoàn hảo trên toàn dải thông số và chứng minh tính tất yếu của chiến lược bao đóng cận trên - cận dưới (CTF/CFX Bounding Approach).

4. Luận án có cung cấp giao thức tái lập nghiên cứu (Replication Protocol) không?

Có. Luận án mô tả chi tiết sơ đồ phân nút hóa (nodalization schemes), cấu trúc lưới 3D, các tương quan nhiệt thủy lực cụ thể, điều kiện biên dừng và chuyển tiếp, cũng như toàn bộ các thông số cài đặt vật lý trong RELAP5, CTF và Ansys CFX (chi tiết tại Bảng 3.1, Bảng 3.3, Bảng 3.5, Hình 3.3 và Hình 3.6), cho phép các nhà nghiên cứu độc lập tái lập hoàn toàn quy trình mô phỏng.

5. Chương trình nghị sự nghiên cứu 10 năm tới được phác thảo như thế nào?

Chương trình nghiên cứu 10 năm tập trung vào 3 trụ cột: (1) Phát triển nền tảng mô phỏng số song song hai chiều thời gian thực ghép nối động học hạt nhân 3D và CFD đa pha; (2) Xây dựng cơ sở dữ liệu thực nghiệm nhiệt thủy lực tiên tiến cho nhiên liệu chịu tai nạn (Accident Tolerant Fuel - ATF); (3) Tích hợp trí tuệ nhân tạo (AI/ML) để tự động hóa quá trình định lượng độ bất định (UQ) trong phân tích an toàn điện hạt nhân thế hệ III+ và thế hệ IV.

Kết luận

Luận án đã hoàn thành xuất sắc các mục tiêu nghiên cứu với 6 đóng góp mang tính đột phá:

1. Xác lập thành công quy trình phân tích nhiệt thủy lực đa thang đo, đa mã số thực chứng (MCNP5, RELAP5, CTF, Ansys CFX) phục vụ dự báo độ rỗng kênh nóng lò phản ứng VVER-1000/V392 trong điều kiện sự cố LOCA kết hợp SBO.
2. Kiểm chứng thành công mô hình hệ thống RELAP5 với Báo cáo Phân tích An toàn (SAR) chuẩn quốc tế của dự án Belene, chứng minh các tiêu chí an toàn (PCT $< 1073\text{ K} \ll 1200^\circ\text{C}$) hoàn toàn được thỏa mãn.
3. Đánh giá định lượng toàn diện năng lực mô hình hóa của mã kênh con CTF thông qua 10 bộ thí nghiệm chuẩn BM ENTEK ở hai mức áp suất $3.0\text{ MPa}$ và $7.0\text{ MPa}$.
4. Phát hiện cơ chế sai lệch vật lý của mô hình phân vùng nhiệt RPI trong Ansys CFX và đề xuất phương pháp hiệu chỉnh đường kính bọt tách vách mang lại hiệu quả vượt trội.
5. Đề xuất quy trình phân tầng tối ưu: ứng dụng CFX cho vùng sôi quá lạnh và sử dụng đường cong CTF/CFX làm dải biên trên/biên dưới cho vùng sôi bão hòa.
6. Mở ra 3 hướng nghiên cứu mới: Ghép nối động học 2 chiều TH-Neutron, mô phỏng vi mô bó nhiên liệu quy mô lớn trên siêu máy tính, và chuẩn hóa quy trình BEPU cho các thiết kế điện hạt nhân tiên tiến tại Việt Nam.

Trích đoạn nội dung tài liệu

TABLE OF CONTENTS Abbreviations and ÑomenCÏafUIF€ .s-s-s-s-s<ss<s< s59 998498983 198983936393939393039309080888088484608394050303000 8 LLiS£ OŸ Tialles. 5< 5< 5< S51 51913915 393639393039303033088808848304939303030303030303000000084049404030403040403030000008 12 List of Figures. Introduction to research WOK .1 Status of nuclear power in the World and Vietnam .2 Brief overview of nuclear safety 0.3 Core thermal hydraulics safety analysis in transient COndifION.1 Role of void fraction In simulation of tWwO phase ÍÏOW.2 Experiment overview for bundle of sub channel anaÏyS1s.3 Void fraction prediction StUdY 0.4 VVER technology understanding related to this StUdYy .2 Scope of study. Overview of phase change models in code theories with different scales.1 Multi code and multi scales approach to PWR thermal hydraulic simulation .1 NÑeutron codes and thermal hydrauliCS CO©S.2 Different scale of thermal hydraullC €O©S.3 Different thermal hydraulic modeling apprOaChes .2 Phase change models in system code RELA PS .3 Phase change models in sub channel code CTTE.1 Evaporation and condensation induced by thermal phase change .2 Evaporation and condensation induced by turbulent mixing and void drift.4 Phase change models in meso scale code CFX.1 Evaporation at the in.2 Condensation model in bulk of liquid 0.

cece <5 E SE E$E£E+EE‡E#EEEEEEeEeEEkrkEerekekrkrerrkrkrkree 43 2. cece eecseeeeeeseseeeescseseeeecsesesecscscsesesecsesseececsessesecsesseesscsessesessesseesessesseesesaesseesasaeeeed 44 Chapter 3. Phase change models verification and assessment by numerical simulation.1 Brief information of VVER-1000/ 3/922 .2 Verification of RELAPS simulation models for VVER-1000/V392 reactor with SAR.2 Verification of modeling through steady-sfate StUd|Y .3 Verification through accident Case StUdY .3 CTFE models verification and assessment with BM ENTEK teStS. --- 55 5S Sse+xxexsereee 51 ESfSB5\002.2 Modeling by CTF.3 Results and discussions.4 Verification CFX models with PSBT sub channel tests.1 PSBT test section for single sub channelÌ .----¿- - + + +2 SE *E2EEEEE E2 HT ưệt 60 3.2 Mesh generation Study 0.5 Sensitivity study on physical mO(eÌS.

- ¿+ +32 EESE E2 SE TT HH1 ưệt 68 3.6 Assessment of CFX and CTF modeling results in comparison with PSBT single channel .7 Discussion on CTF and CFX void fraction prediC{IOIS .8 Improvement of CFX void fraction prediction In saturated reg1On. c1 tt HT HH11212121 111 1 1 HH HH0 T110 00 011g HH giườn 86 Chapter 4. Void fraction prediction in hot channel of VVER-1000/V392.2 Power distribution calculation by MCNPS cOde.3 LOCAs simulation by RELAPS €Ode .4 Void fraction prediction in hot channel during transient by CTF code.1 VVER-1000/V392 void fraction prediction by CTF.2 Discussion on RELAPS and CTF void fraction predictions .5 Void fraction prediction in single channel by CFX code wo.1 Mesh refinement Study.2 Void fraction prediction calculated by CFX along sub channel.6 Void fraction prediction in bundle of channel calculated by CFX code. St ThS 212121210101 11101110 TH HH0 T01 H011 111 T11 107 Conclusions and proposals.

Achievements and new findings given by the tH€S1S. ¿2S E2 EE*E*E#EEEESEEEkEeEekrkrkrerrkrkree 108 IziU00:1800/01000110. 5 (533333 39393989098808088383649303030303030300030000000048484940304940403030403000090000000000080406 112 List of Author” paperS and F€DOLFỂ .-- 55-5 << 2< 534 9955 959895598989503400050300000480000404 050 116 Abbreviations and Nomenclature Abbreviations VVER VVER-1200/V491 VVER-1000/V392 VINATOM TSO DID PWR SAR NRA RIAs LOFAs LOCAs DNB DNBR Castellana EPRI BM ENTEK RBMK-1000 PSBT CTF RELAPS COBRA-TF RELAP-3D MARS-3D Belene Ansys CFX CFX PARCS ITT OD, 1D, 2D CHF TH RANS A Type of Pressurized Water Reactor developed by Russia A type of Russia reactor with capability of 1200 MWe A type of Russia reactor with capability of 1000 MWe Vietnam Atomic Energy Institute Technical Support Organization Defend in depth policy in nuclear power plant design Pressurized Water Reactor Safety Analysis Report of nuclear power plant Nuclear Regulatory Authority Reactivity insertion accident Loss of coolant flow Loss of coolant accident Departure of nucleate boiling Departure of nucleate boiling ratio The 4 x 4 square rod bundle test for fuel rod in Columbia University (USA) Electric Power Research Institute The BM Facility at the Research and Development Institute of Power Engineering (RDIPE; a., ENTEK and NIKIET) models the forced circulation circuit of RBMK type reactors A type of Russia reactor of 1000 MWe with transliteration of Russian characters for graphite-moderated boiling-water-cooled channel-type reactor OECD/NRC Benchmark based on Nuclear Power Engineering Corporation (NUPEC, Japan) PWR sub channel and bundle tests A version of COBRA-TF improved by Pennsylvania State University (USA) System code developed by Information Systems Laboratories, Inc. Rockville, Maryland Idaho Falls, Idaho Coolant-Boiling in Rod Arrays—Two Fluids (COBRA-TF) is a Thermal Hydraulic (T/H) simulation code designed for Light Water Reactor (LWR) vessel analysis developed by Pacific Northwest Laboratory Newest version of RELAP5 with coupling with COBRA-TF Newest version of MARS with coupling with COBRA-TF A site for nuclear power plant project in Bulgaria A Computational Fluid Dynamics developed by Ansys Same as Ansys CFX A code for neutron kinetic calculation interface tracking technique Dimension of spatial averaging Critical Heat Flux Thermal hydraulics Reynolds-averaged Navier-Stokes Simulation LES MSLB PTS CFD DI FI SI U-RANS T-RANS meso scale ECCS system LBLOCAs SBO SG SG PHRS HA-2 HA-1 PCT DBA MCPL LOOP DG SAR SG OECD/NRC BFBT Ocrit Large Eddy Simulation Main steam line break Pressurize Thermal shock Computational Fluid Dynamics Deterministic Interface Filtered Interface Statistical Interface Unsteady flow Transient flow The spatial scale with size around 1mm and less simulated with RANS Emergency Core Cooling System Large break for loss of coolant accident Station black out Steam Generator Passive Heat Removal through Steam Generator Secondary stage of Hydro accumulators First stage of Hydro accumulators Peaking temperature of cladding Design Base Accident Main Coolant Pipe line Loss of offsite power Diesel Generator SG Active Heat Removal System UPEC BWR Full-size Fine-mesh Bundle Test (BFBT) Benchmark Void fraction corresponding with critical heat flux correlation Nomenclature tựr Aintscv tựr Aintshl tựr Aintshv hg sat hint scl hintscv hint shi hịnt,shv h, hy hy sat hg hi hig my? ral Pi Que Qconv Q's Qhoil T; TS Tem Ti, Tr Tp Oki ŒkiEQ rp Sub-cooled vapor interfacial area per unit volume (m'') Super-heated liquid interfacial area per unit volume (m') Super-heated vapor interfacial area per unit volume (m'') Conductor surface area in mesh cell (m?) Mesh-cell area, X normal (m7) Liquid specific heat, constant pressure (J/kg.K) Vapor specific heat, constant pressure (J/kg.K) Mixing mass flux (kg/m”.s) Vapor saturation enthalpy (J/kg) Sub-cooled liquid interface heat transfer coefficient (W/m?.K) Sub-cooled vapor interface heat transfer coefficient (W/m°.K) Super-heated liquid interface heat transfer coefficient (W/m”.K) Super-heated vapor interface heat transfer coefficient (W/m.K) Chen correlation heat transfer coefficient (W/m?.K) Liquid enthalpy (J/kg) Liquid saturation enthalpy (J/kg) Vapor enthalpy (J/kg) Vapor interface heat transfer coefficient (W/m”.K) Liquid interface heat transfer coefficient (W/m*.K) Mass exchange due to drift model (kg/s) Mass exchange of phase k (kg/m”.s) Density of liquid (kg/m*) Wall heat transfer to liquid (W) Wall heat transfer to liquid for convection (W) Wall heat transfer to liquid for vaporization (W) Vapor temperature (K) Saturated temperature (K) Critical heat flux temperature (K) Liquid temperature (K) Bubble diameter (m) Void fraction of phase k induced by sub channel i Equilibrium quality void fraction Two phase turbulent mixing coefficient Density of phase k in sub channel i (kg/m’) Liquid density (kg/m*) Vapor density (kg/m’) Mixing density (kg/m’) Volumetric mass flow rate (kg/m’.s) Vapor generation from near wall (kg/m’.s) Total Vapor Generation (kg/m*.s) Mesh-cell axial height (m) Surface tension (N/m) Fluid viscosity (Pa.s) Pressure (Pa) 10 T” Tw Tone »Terit Re Pr Nu n kA, hy hạp Evaporation rate (kg/m”.s) Wall surface temperature (K) Critical heat flux temperature (K) Reynolds number Prandtl number Nusselt number Wall nucleation site density (m? Liquid thermal conductivity (W/m.K) Vapor enthalpy (J/kg) Nucleate-boiling heat transfer coefficient (W/m°.K) Liquid enthalpy (J/kg) Vapor saturation enthalpy (J/kg) Forced-convective heat transfer coefficient (W/m’.K Liquid saturation enthalpy (J/kg) Chen correlation heat transfer coefficient (W/m?.K) Gravitational acceleration (m/s”) Chen Reynolds number factor Bubble detachment frequency (s”) Hydraulic diameter (m) Specific heat, constant pressure (J/kg.K) Mesh-cell area, X normal (m7) Conductor surface area in mesh cell (m?) Mesh-cell axial height (m) Inverse Martinelli factor Liquid density (kg/m*) Fourier number Vapor density (kg/m’) Mixing density (kg/m’) Void fraction Volumetric heat transfer from the wall (W/m?) Total wall heat flux (W/m’) Quenching heat flux (W/m’) Evaporative heat flux (W/m?) Convective heat flux (W/m’) Local mean bubble diameter (m) Saturation temperature (K) Liquid temperature (K) Mesh-cell area of phase k (m) Chen suppression factor Heat transfer per volumetric unit (W/m?) Mixing mass flux (kg/mỶ.s) Area influence factors 11 List of Tables Table 1.1 Multiple levels oŸ protection from DID approach (source [4Š]).2 Content of Safety Analysis Reports (source [45]).

-¿-¿- «5 5+ St sskeEskekrrererreeree 21 Table 1.3 Castellana 4x4 test characteristics (SOUrCe [29]) .4 EPRI 5x5 characteristics for test 74 and test 75(source [29]).--- «+ =+x+ex+srsexexzxss 25 Table 1.5 Geometry and power shape for Test Assembly B5, B6, and B7 (Source [1]) Table 2.1 Main characteristics of codes with four different scales (source [ l I]) .2 Main characteristics modeling approaches for three main types of single-phase CFD .1 Main technical characteristics of VVER-1000/V392 (source[36]).2 Comparison of steady-state of VVER-1000/V 392.3 Boundary conditions for event number 3 (source [35]).4 Chronological sequence of Event 3 from SAR [35] and this study .5 Setting for base case and sensitivity cases according to test 01 and test l7.6 Base case void fraction distribution calculations versus experiment for cases at 3MPa.7 Base case void fraction distribution calculations versus experiment for cases at 7MPa.8 Deviation of void fraction distribution calculation results versus experiment Table 3.9 Deviation of void fraction distributions on input unCerfainfiS.10 Maximum deviation of void fraction distribution on input parameters versus base case .11 Experimental uncertainties on input parametefs. - - - ¿+5 SE EeEsEerrersrrkrkreei 60 Table 3.12 Test Conditions for Steady-State Void Measurement of selected runs.15 y* predicted by Mesh .18 Average void fraction calculations between three meshes and experiment value .19 Radial distribution of pressure and temperature for different refinement meshes .20 Radial distribution of velocity and void fraction for different refinement meshes .21 Average void fraction calculation at given cross section with or without modeling .22 Calculation results oŸ average VOId ÍTaCtIOH.- 2 + E23 SE*2EEESEEEEEEEEEkrkrkrrkrkrkree 73 Table 3.23 Average void fraction calculation with different scale of bubble mean diameter.24 Average void fraction calculation results with different INref.25 Average void fraction calculation results with different bubble departure diameters.26 Average void fraction calculation results with different Nusselt number correlations .24 CFX and CTF results comparisons versus experiment void fractiOn.25 Comparison of CFX and CTF results and experiment void fraction in saturated region.26 Comparison of CFX and CTF results versus experiment in case of high pressure.27 Comparison of CFX and CTE results and experiment void fraction .28 Void fraction and temperature super heating before and after calibration.1 Main technical characteristics of fuel assembly for VVER-1000/V392.2 Case studies for void fraction prediCfIOH.--- 5+ + + +*Evv*EEerkrrrrkrrrrrrrrrrrei 94 Table 4.3 Boundary condition of LOCA coupled with SBO for anaÌys1S.4 Data related to phase change of interfacial area for case LBO1002B at 15s of transient.5 Cases for void fraction prediction in single channel by CEX .6 Average void fraction for different mesÏes.7 Void fraction prediction by CTF and CFX at downstream of channel at z = 3.8 Sub cooled selected regions for CFX Invesf(IØaf(1ON .9 Saturated selected regions for CFX investigation .cccccceseseseeesseeeseeeeseeseesssseeteeseeeee 105 13 List of Figures Figure 1.1 Nuclear power generation by country in 2013 (source [46]).2 Multiple physical barriers in DID policy (source [4Š]) .----- s52 +s++s+++execsx+zeree 22 Figure 1.3 Heal flux versus temperature difference for pool boiling heat transfers (source [31]).4 Types of boiling flow crisis (source [25]). cece ees eeeeeeeeeseneeetecseeeetessesseetetseetetaeaeaeee 23 Figure 1.5 Critical heat flux in uniformly core (source [25]) Figure 1.6 Development of VVER nuclear reactor technology chart [32].7 Multi-scale analysis of reactor thermal hydraulics (source [ Ï Ï]).1 Relations between MCNP5, system code RELAPS and component code CTE.3 System code capabilities for reactor thermal hydraulics (source [7]).4 Control volume and axial flow area defined in sub channel code .6 The tree of two-phase thermal hydraulic modeling approaches (source [ I I]).7 Schematic of vertical flow regime map in RELAPS(source [ 19]).8 CTE normal-wall flow regime maps (source [38]) .1 Side view of primary system of VVER-1000/V392 (source [36]) .2 Primary system and safety system for VVER-1000/V392 (source [37]).