Mô Hình và Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống Bình Sinh Hơi Lò VVER-1000

Luận văn thạc sĩ HUS phân tích mô hình và sự cố vỡ ống bình sinh hơi lò VVER 1000, cung cấp cái nhìn sâu sắc về an toàn và hiệu suất.

• Tác giả: Nguyễn Thị Cẩm Nhung
• Người hướng dẫn: TS. Lê Chí Dũng
• Trường học: Trường Đại học Khoa học Tự nhiên
• Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao
• Đề tài: Mô Hình Và Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống Bình Sinh Hơi Lò VVER-1000
• Loại tài liệu: Luận văn thạc sĩ
• Năm xuất bản: 2013
• Địa điểm: Hà Nội

Mục lục chi tiết

• LỜI CẢM ƠN
• DANH MỤC TỪ VIẾT TẮT
• DANH MỤC BẢNG BIỂU
• DANH MỤC HÌNH VẼ
• DANH MỤC THUẬT NGỮ VỀ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN
• MỞ ĐẦU
• 1. CHƯƠNG 1: LÝ THUYẾT TÍNH TOÁN THỦY NHIỆT
• 2. CHƯƠNG 2: LÒ PHẢN ỨNG VVER-1000 VÀ SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI
• 3. CHƯƠNG 3: CHƯƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN THỦY NHIỆT RELAP5
• 4. CHƯƠNG 4: PHÂN TÍCH SỰ CỐ VỠ ỐNG BÌNH SINH HƠI SỬ DỤNG CHƯƠNG TRÌNH RELAP5
• KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ
• TÀI LIỆU THAM KHẢO

Tóm tắt

I. Tổng Quan Về Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống Bình Sinh Hơi Lò VVER 1000

Phân tích sự cố vỡ ống bình sinh hơi lò VVER-1000 là một chủ đề quan trọng trong lĩnh vực an toàn hạt nhân. Lò VVER-1000, một trong những công nghệ lò phản ứng phổ biến, sử dụng bình sinh hơi nằm ngang để chuyển đổi nước thành hơi nước. Sự cố vỡ ống bình sinh hơi có thể dẫn đến những hậu quả nghiêm trọng, ảnh hưởng đến an toàn và hiệu suất của nhà máy điện hạt nhân. Việc nghiên cứu và phân tích các sự cố này không chỉ giúp nâng cao độ an toàn mà còn cải thiện quy trình vận hành của lò phản ứng.

1.1. Khái Niệm Về Bình Sinh Hơi Trong Lò VVER 1000

Bình sinh hơi là một thiết bị quan trọng trong lò VVER-1000, có nhiệm vụ chuyển đổi nước nóng từ vòng sơ cấp thành hơi nước. Hơi nước này sau đó được sử dụng để quay tua-bin phát điện. Việc hiểu rõ cấu trúc và chức năng của bình sinh hơi là cần thiết để phân tích các sự cố có thể xảy ra.

1.2. Tầm Quan Trọng Của Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống

Phân tích sự cố vỡ ống bình sinh hơi không chỉ giúp xác định nguyên nhân và hậu quả của sự cố mà còn cung cấp thông tin quý giá cho việc cải thiện thiết kế và quy trình vận hành. Điều này góp phần nâng cao độ an toàn cho lò VVER-1000 và các nhà máy điện hạt nhân khác.

II. Vấn Đề An Toàn Liên Quan Đến Sự Cố Vỡ Ống Bình Sinh Hơi

Sự cố vỡ ống bình sinh hơi có thể gây ra nhiều vấn đề nghiêm trọng, bao gồm mất an toàn cho nhân viên và môi trường. Nguyên nhân của sự cố này thường liên quan đến áp suất cao, ăn mòn, hoặc thiết kế không hợp lý. Việc nhận diện và phân tích các nguyên nhân này là rất quan trọng để giảm thiểu rủi ro.

2.1. Nguyên Nhân Gây Ra Sự Cố Vỡ Ống

Các nguyên nhân chính dẫn đến sự cố vỡ ống bình sinh hơi bao gồm áp suất cao, ăn mòn và lỗi thiết kế. Việc phân tích các nguyên nhân này giúp xác định các biện pháp phòng ngừa hiệu quả.

2.2. Hệ Thống An Toàn Liên Quan Đến Bình Sinh Hơi

Hệ thống an toàn trong lò VVER-1000 bao gồm nhiều biện pháp nhằm bảo vệ bình sinh hơi khỏi sự cố. Các biện pháp này bao gồm kiểm tra định kỳ, bảo trì và nâng cấp thiết bị để đảm bảo hoạt động an toàn.

III. Phương Pháp Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống Bình Sinh Hơi

Phân tích sự cố vỡ ống bình sinh hơi có thể được thực hiện thông qua nhiều phương pháp khác nhau, bao gồm mô phỏng thủy nhiệt và phân tích dữ liệu thực nghiệm. Việc áp dụng các phương pháp này giúp xác định chính xác các thông số và điều kiện dẫn đến sự cố.

3.1. Mô Phỏng Thủy Nhiệt Sử Dụng RELAP5

Chương trình RELAP5 là một công cụ mạnh mẽ để mô phỏng các sự cố trong lò phản ứng. Việc sử dụng RELAP5 giúp phân tích các thông số thủy nhiệt trong trường hợp xảy ra sự cố vỡ ống bình sinh hơi.

3.2. Phân Tích Dữ Liệu Thực Nghiệm

Phân tích dữ liệu thực nghiệm từ các sự cố trước đây cung cấp thông tin quý giá cho việc cải thiện thiết kế và quy trình vận hành. Việc thu thập và phân tích dữ liệu này là rất quan trọng để nâng cao độ an toàn.

IV. Ứng Dụng Thực Tiễn Của Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống

Kết quả từ việc phân tích sự cố vỡ ống bình sinh hơi có thể được áp dụng trong nhiều lĩnh vực khác nhau, từ thiết kế lò phản ứng đến quy trình vận hành và bảo trì. Việc áp dụng các kết quả này giúp nâng cao độ an toàn và hiệu suất của nhà máy điện hạt nhân.

4.1. Cải Thiện Thiết Kế Lò VVER 1000

Kết quả phân tích giúp cải thiện thiết kế của lò VVER-1000, từ đó giảm thiểu nguy cơ xảy ra sự cố vỡ ống. Việc áp dụng các tiêu chuẩn an toàn quốc tế cũng là một phần quan trọng trong quá trình này.

4.2. Tối Ưu Hóa Quy Trình Vận Hành

Phân tích sự cố cung cấp thông tin cần thiết để tối ưu hóa quy trình vận hành của lò phản ứng. Điều này không chỉ giúp nâng cao hiệu suất mà còn đảm bảo an toàn cho nhân viên và môi trường.

V. Kết Luận Về Phân Tích Sự Cố Vỡ Ống Bình Sinh Hơi

Phân tích sự cố vỡ ống bình sinh hơi lò VVER-1000 là một nhiệm vụ quan trọng nhằm đảm bảo an toàn cho các nhà máy điện hạt nhân. Việc nghiên cứu và áp dụng các phương pháp phân tích hiện đại giúp nâng cao độ an toàn và hiệu suất của lò phản ứng. Tương lai của nghiên cứu này sẽ tiếp tục đóng góp vào việc cải thiện thiết kế và quy trình vận hành của các lò phản ứng hạt nhân.

5.1. Tương Lai Của Nghiên Cứu Về Sự Cố Vỡ Ống

Nghiên cứu về sự cố vỡ ống bình sinh hơi sẽ tiếp tục được mở rộng, với mục tiêu nâng cao độ an toàn cho lò VVER-1000 và các công nghệ lò phản ứng khác. Việc áp dụng công nghệ mới và các phương pháp phân tích hiện đại sẽ là chìa khóa cho sự phát triển này.

5.2. Đề Xuất Các Giải Pháp An Toàn Mới

Các giải pháp an toàn mới sẽ được đề xuất dựa trên kết quả phân tích sự cố. Việc áp dụng các giải pháp này sẽ giúp giảm thiểu rủi ro và nâng cao độ an toàn cho các nhà máy điện hạt nhân trong tương lai.

Nội dung chính

Tổng quan nghiên cứu

Trong bối cảnh phát triển nguồn năng lượng bền vững, công nghệ điện hạt nhân thế hệ mới đòi hỏi các tiêu chuẩn an toàn nghiêm ngặt bậc nhất. Lò phản ứng nước áp lực VVER-1000/AES do Liên bang Nga thiết kế sở hữu công suất nhiệt 3000 MWt và công suất phát điện 1000 MWe, vận hành với hệ thống 4 vòng tuần hoàn làm mát. Một trong những thành phần trọng yếu của lò là bình sinh hơi nằm ngang chứa tới 11.000 ống trao đổi nhiệt, nơi phân tách giữa vòng sơ cấp có áp suất cao 15,72 MPa và vòng thứ cấp vận hành ở áp suất 6,23 MPa. Sự cố vỡ ống bình sinh hơi (Steam Generator Tube Rupture - SGTR) được xếp vào nhóm tai nạn mất chất tải nhiệt vết vỡ nhỏ (SBLOCA) đặc thù, mang nguy cơ rò rỉ trực tiếp chất phóng xạ từ vòng sơ cấp sang vòng thứ cấp rồi phát tán ra môi trường ngoài.

Mục tiêu trọng tâm của nghiên cứu là xây dựng mô hình nút hóa chi tiết và mô phỏng chính xác quá trình chuyển tiếp thủy nhiệt khi xảy ra sự cố vỡ đôi một ống bình sinh hơi với diện tích vết vỡ 0,01 m2 tại thời điểm ban đầu. Nghiên cứu được thực hiện trong giai đoạn 2011–2013 tại Trường Đại học Khoa học Tự nhiên phối hợp cùng Cục An toàn bức xạ và hạt nhân, nhằm phục vụ công tác thẩm định an toàn thiết kế lò phản ứng hạt nhân đầu tiên tại Việt Nam. Về mặt giá trị định lượng, luận văn cung cấp bộ thông số diễn biến áp suất, lưu lượng dòng rò và nhiệt độ vùng hoạt trong khoảng thời gian chuyển tiếp sau sự cố, chứng minh tính hiệu quả của hệ thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS) trong việc ngăn chặn hiện tượng nóng chảy thanh nhiên liệu và duy trì áp suất an toàn cho hệ thống.

Cơ sở lý thuyết và phương pháp nghiên cứu

Khung lý thuyết áp dụng

Nghiên cứu ứng dụng hệ thống lý thuyết tính toán thủy nhiệt phức hợp bao gồm mô hình thủy động hỗn hợp hai thành phần hai pha (nước lỏng và hơi nước), mô hình dẫn nhiệt một chiều cho cấu trúc kim loại và mô hình động học lò điểm. Mô hình thủy động hai pha giải quyết hệ phương trình vi phân bảo toàn khối lượng, bảo toàn động lượng và bảo toàn năng lượng riêng biệt cho từng pha, đồng thời tích hợp phương trình vận chuyển axit boric nhằm xác định 8 thông số trạng thái nhiệt động then chốt: nhiệt độ, áp suất, nội năng pha hơi, nội năng pha lỏng, vận tốc pha hơi, vận tốc pha lỏng, nồng độ Bo và tỷ lệ khối lượng khí không ngưng.

Quá trình truyền nhiệt qua các bề mặt kim loại dày như vỏ thùng lò, vỏ bình sinh hơi và thành ống truyền nhiệt 1,5 mm được mô hình hóa bằng phương trình truyền nhiệt Fourier một chiều có xét đến nguồn nhiệt phân rã. Động học phản ứng phân hạch được tính toán dựa trên mô hình lò điểm với 6 nhóm nơtron trễ, các hằng số phân rã phóng xạ và hệ số phản hồi độ phản ứng theo nhiệt độ chất làm mát và nhiệt độ nhiên liệu. Các khái niệm cốt lõi được chuẩn hóa bao gồm sự cố cơ sở thiết kế (Design Basis Accident - DBA), sự cố mất chất làm mát vết vỡ nhỏ (SBLOCA) và cơ chế ăn mòn - mỏi nhiệt tại các đoạn uốn cong chữ U của ống trao đổi nhiệt.

Phương pháp nghiên cứu

Nguồn dữ liệu tính toán được thiết lập từ các thông số hình học và nhiệt thủy lực thực tế của lò VVER-1000 với lưu lượng dòng qua vùng hoạt 17.612 kg/s, nhiệt độ kênh nóng 319,6 °C và nhiệt độ kênh lạnh 290,4 °C. Cỡ mẫu mô phỏng bao gồm toàn bộ hệ thống 11.000 ống trao đổi nhiệt của bình sinh hơi được quy đổi và phân chia thành 3 nhóm ống đại diện (khối thể tích 420, 421, 422) kết nối với 8 phân đoạn ống góp nóng và ống góp lạnh (khối 410 đến 435), cùng hệ thống van an toàn, bơm cấp nước và bình điều áp dung tích lớn.

Phương pháp chọn mẫu áp dụng kỹ thuật nút hóa thông số gộp tương đương (lumped-parameter nodalization technique) theo tiêu chuẩn hướng dẫn an toàn của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) và Ủy ban Pháp quy Hạt nhân Hoa Kỳ (US.NRC). Nghiên cứu lựa chọn chương trình RELAP5/Mod3 – công cụ tính toán thủy nhiệt một chiều chuẩn quốc tế viết bằng ngôn ngữ Fortran. Lý do lựa chọn RELAP5/Mod3 là khả năng phân tích chính xác các trạng thái chuyển tiếp phi tuyến, giải đồng thời hệ ma trận thủy nhiệt động học lớn và mô phỏng linh hoạt hệ thống điều khiển tự động (trips) khi áp suất sơ cấp giảm dưới ngưỡng an toàn. Toàn bộ quy trình mô phỏng và kiểm chứng dữ liệu được hoàn thành xuyên suốt timeline nghiên cứu 24 tháng từ năm 2011 đến cuối năm 2013.

Kết quả nghiên cứu và thảo luận

Những phát hiện chính

Nghiên cứu đã làm rõ toàn bộ diễn biến quá trình chuyển tiếp khi xảy ra sự cố vỡ đôi ống bình sinh hơi kích thước 0,01 m2.

Thứ nhất, ngay sau thời điểm khởi phát sự cố tại 0 giây, dòng chất làm mát từ vòng sơ cấp áp suất 15,72 MPa phun qua vết vỡ sang vòng thứ cấp áp suất 6,23 MPa với lưu lượng rò rỉ ban đầu đạt đỉnh, tương đương quy mô các sự cố thực tế từng ghi nhận trên thế giới như tại nhà máy North Anna 1 với lưu lượng 37,85 l/s hay Ginna với 39,75 l/s.

Thứ hai, áp suất vòng sơ cấp sụt giảm nhanh chóng từ mức danh định 15,72 MPa, làm giảm mực nước bình điều áp từ 8,77 m xuống mức cảnh báo, lập tức kích hoạt tín hiệu dập lò khẩn cấp (Scram) và ngắt các bơm tuần hoàn chính, đưa công suất nhiệt vùng hoạt từ 3000 MWt về mức công suất nhiệt phân rã dưới 5% chỉ sau khoảng 10 đến 15 giây.

Thứ ba, áp suất tại bình sinh hơi xảy ra sự cố tăng vọt từ 6,23 MPa lên tiệm cận ngưỡng xả của van an toàn đường hơi chính, trong khi 3 bình sinh hơi nguyên vẹn còn lại tiếp tục duy trì chức năng tải nhiệt ổn định, chia sẻ khoảng 75% tổng lượng nhiệt phân rã cần giải tỏa.

Thứ tư, hệ thống tiêm nước làm mát cao áp (HPI) thuộc hệ thống ECCS tự động kích hoạt khi áp suất sơ cấp giảm xuống dưới ngưỡng cài đặt, cung cấp kịp thời nguồn nước bổ sung chứa Bo nồng độ cao, giữ mực nước ngập hoàn toàn vùng hoạt và duy trì nhiệt độ bề mặt vỏ thanh nhiên liệu ổn định dưới 350 °C, ngăn chặn hoàn toàn nguy cơ vượt ngưỡng nhiệt độ giới hạn 1200 °C.

Thảo luận kết quả

Nguyên nhân cốt lõi của diễn biến chuyển tiếp là độ chênh áp suất ban đầu rất lớn giữa hai vòng tuần hoàn (khoảng 9,49 MPa), tạo động lực thủy lực đẩy một khối lượng lớn chất làm mát mang hoạt độ phóng xạ vào phía thứ cấp. Dữ liệu mô phỏng được trực quan hóa chi tiết thông qua hệ thống đồ thị diễn biến thời gian, bao gồm: biểu đồ biến thiên lưu lượng dòng qua vết vỡ theo thời gian, đường cong sụt giảm áp suất vòng sơ cấp kết hợp với đường cong tăng áp bình sinh hơi sự cố, biểu đồ suy giảm công suất vùng hoạt và diễn biến nhiệt độ tâm thanh nhiên liệu so với nhiệt độ vỏ bọc Zirconium.

So sánh với các nghiên cứu mô phỏng lò PWR phương Tây có bình sinh hơi thẳng đứng, cấu trúc bình sinh hơi nằm ngang của lò VVER-1000 có thể tích chứa nước thứ cấp lớn hơn khoảng 20,5 m3 ở phía sơ cấp và trên 100 m3 khoang hơi. Thể tích chất lỏng lớn này tạo ra quán tính nhiệt cao hơn, giúp làm chậm tốc độ tăng áp suất phía thứ cấp thêm khoảng 15% đến 20% thời gian so với bình thẳng đứng. Kết quả này khẳng định rằng các hệ thống an toàn kỹ thuật tự động được thiết kế hoàn toàn đáp ứng tốt tiêu chuẩn an toàn cấp 3 theo phân loại của US.NRC và bảo đảm tính toàn vẹn của rào chắn nhiên liệu trong sự cố DBA.

Đề xuất và khuyến nghị

Dựa trên kết quả phân tích thủy nhiệt định lượng, nghiên cứu đưa ra 4 nhóm giải pháp cụ thể:

• Thiết lập quy trình thẩm định an toàn chuyên biệt: Đề nghị Cục An toàn bức xạ và hạt nhân chủ trì xây dựng bộ tiêu chí và quy trình thẩm định độc lập cho công nghệ bình sinh hơi nằm ngang VVER-1000 trong thời hạn 12 tháng, bảo đảm độ phủ 100% các kịch bản sự cố mất chất làm mát vết vỡ nhỏ (SBLOCA).
• Tối ưu hóa thời gian can thiệp của hệ thống an toàn thụ động: Yêu cầu các đơn vị thiết kế và kỹ thuật nhà máy rà soát cấu hình van an toàn và hệ thống cô lập bình sinh hơi, đặt mục tiêu kỹ thuật tự động cô lập bình sinh hơi bị vỡ trong thời gian dưới 60 giây nhằm hạn chế áp suất thứ cấp vượt quá 7,5 MPa và giảm thiểu phát tán phóng xạ ra ngoài khí quyển.
• Tăng cường chương trình kiểm tra không phá hủy (NDT) định kỳ: Đơn vị vận hành nhà máy điện hạt nhân cần triển khai kế hoạch bảo dưỡng định kỳ với chu kỳ 18 tháng, áp dụng kỹ thuật dòng xoáy kiểm tra 100% trong tổng số 11.000 ống trao đổi nhiệt, đặc biệt tập trung tại các vị trí uốn cong chữ U và khớp nối ống góp vốn có nguy cơ ăn mòn cục bộ cao gấp 2 đến 3 lần so với thân ống thẳng.
• Nâng cao năng lực mô phỏng tính toán thủy nhiệt quốc gia: Các viện nghiên cứu và trường đại học chuyên ngành cần phối hợp triển khai chương trình đào tạo chuyên sâu về mã tính RELAP5 và CATHARE trong khung thời gian 24 tháng, đặt mục tiêu bồi dưỡng ít nhất 50 chuyên gia làm chủ công nghệ mô phỏng phân tích an toàn hạt nhân.

Đối tượng nên tham khảo luận văn

Luận văn là tài liệu tham khảo có giá trị học thuật và ứng dụng thực tiễn cao cho 4 nhóm đối tượng chính:

• Cơ quan quản lý và pháp quy an toàn hạt nhân: Cán bộ thẩm định thuộc Cục An toàn bức xạ và hạt nhân sử dụng số liệu mô phỏng và phương pháp nút hóa RELAP5 làm cơ sở độc lập để đánh giá Báo cáo phân tích an toàn (SAR) của các dự án nhà máy điện hạt nhân.
• Kỹ sư thiết kế và vận hành nhà máy điện hạt nhân: Đội ngũ kỹ sư vận hành khai thác mô hình chuyển tiếp áp suất và lưu lượng để tối ưu hóa Quy trình vận hành khẩn cấp (EOPs), nâng cao khả năng phản ứng chính xác khi nhận diện tín hiệu vỡ ống bình sinh hơi.
• Học viên cao học và nghiên cứu sinh ngành Vật lý hạt nhân: Người học thuộc chuyên ngành Vật lý nguyên tử, hạt nhân và nhiệt năng sử dụng luận văn như tài liệu mẫu chuẩn mực về phương pháp xây dựng thẻ input (Cards), xử lý mắt lưới cấu trúc nhiệt và giải phương trình thủy nhiệt hai pha.
• Giảng viên và nhà nghiên cứu tại các viện năng lượng: Giảng viên đại học và các chuyên gia nghiên cứu sử dụng toàn bộ khung lý thuyết và bộ thông số hình học lò VVER-1000 để phát triển giáo trình giảng dạy chuyên sâu và mở rộng mô phỏng các sự cố nghiêm trọng ngoài cơ sở thiết kế.

Câu hỏi thường gặp

Sự cố vỡ ống bình sinh hơi (SGTR) được phân loại mức độ an toàn như thế nào theo tiêu chuẩn quốc tế?
Theo quy định của US.NRC, sự cố vỡ 1 ống bình sinh hơi thuộc sự cố loại 3, vỡ 2 ống thuộc sự cố loại 4 và vỡ trên 2 ống thuộc sự cố ngoài cơ sở thiết kế. Cơ quan IAEA phân loại SGTR là sự cố cơ sở thiết kế (DBA), bắt buộc phải được đánh giá an toàn nghiêm ngặt trước khi cấp phép xây dựng và vận hành thương mại lò phản ứng.

Điểm khác biệt căn bản giữa bình sinh hơi của lò VVER-1000 và lò PWR phương Tây là gì?
Lò VVER-1000 sử dụng bình sinh hơi nằm ngang với 11.000 ống trao đổi nhiệt bố trí chìm trong thể tích nước lớn, trong khi lò PWR của Mỹ và châu Âu sử dụng bình sinh hơi thẳng đứng. Thiết kế nằm ngang giúp tăng thể tích nước thứ cấp, nâng cao quán tính nhiệt và hạn chế hiện tượng cạn nước nhanh khi xảy ra sự cố thủy nhiệt.

Chương trình RELAP5 đóng vai trò gì trong việc phân tích an toàn lò phản ứng hạt nhân?
RELAP5 là mã tính toán thủy nhiệt một chiều tiêu chuẩn cao, giải đồng thời 8 biến trạng thái nhiệt động của hỗn hợp hai pha nước - hơi. Mã cho phép mô phỏng chính xác các kịch bản chuyển tiếp phức tạp từ trạng thái dừng danh định đến các tai nạn mất chất tải nhiệt (LOCA), hỗ trợ kiểm chứng độ an toàn của hệ thống làm mát khẩn cấp.

Nguyên nhân chủ yếu nào dẫn đến hiện tượng nứt vỡ ống trao đổi nhiệt trong bình sinh hơi?
Nguyên nhân hàng đầu là cơ chế ăn mòn hóa học kết hợp mỏi cơ học dưới tác động của dòng nước sơ cấp nhiệt độ cao khoảng 319,6 °C và vận tốc lớn. Các vị trí tiếp giáp tấm cố định chống rung, lưới đỡ hoặc các đoạn uốn cong chữ U đường kính nhỏ (16 mm) là những nơi chịu ứng suất tập trung cao nhất, dễ dẫn đến nứt vỡ.

Hệ thống an toàn của nhà máy phản ứng ra sao khi áp suất vòng sơ cấp sụt giảm đột ngột?
Khi áp suất sơ cấp giảm từ mức 15,72 MPa do rò rỉ qua vết vỡ 0,01 m2, hệ thống bảo vệ tự động kích hoạt rơi thanh điều khiển dập lò (Scram) trong vài giây. Đồng thời, hệ thống tiêm nước áp lực cao (HPI) bơm nước chứa Bo vào thùng lò nhằm duy trì mức ngập thanh nhiên liệu và kiểm soát nhiệt độ an toàn.

Kết luận

• Luận văn đã xây dựng thành công mô hình nút hóa chi tiết bình sinh hơi nằm ngang của lò phản ứng VVER-1000 trên chương trình tính toán thủy nhiệt RELAP5/Mod3.
• Kết quả mô phỏng định lượng rõ nét quá trình chuyển tiếp của sự cố vỡ đôi 1 ống trao đổi nhiệt (0,01 m2) với sự sụt giảm áp suất sơ cấp từ 15,72 MPa và đáp ứng của vòng thứ cấp 6,23 MPa.
• Nghiên cứu chứng minh hệ thống làm mát vùng hoạt khẩn cấp (ECCS) và quy trình dập lò tự động bảo đảm tuyệt đối tính toàn vẹn của vỏ thanh nhiên liệu dưới ngưỡng nhiệt hạn định.
• Cung cấp cơ sở dữ liệu khoa học tin cậy và phương pháp luận sắc bén phục vụ công tác thẩm định an toàn hạt nhân độc lập tại Việt Nam.
• Khẳng định tính khả thi vượt trội của việc ứng dụng các phần mềm thủy nhiệt quốc tế vào kiểm tra và đánh giá công nghệ lò phản ứng tiên tiến.

Đóng góp lớn nhất của công trình là tạo dựng tiền đề khoa học vững chắc cho việc làm chủ công nghệ mô phỏng an toàn điện hạt nhân trong nước. Lộ trình phát triển tiếp theo cần tập trung mở rộng mô hình cho toàn bộ 4 vòng tuần hoàn và tích hợp phân tích phát tán phóng xạ trong khung thời gian 12–24 tháng tới. Hãy liên hệ và kết nối ngay với các nhóm nghiên cứu chuyên ngành vật lý hạt nhân để tiếp cận toàn văn dữ liệu mô phỏng và thúc đẩy các hợp tác nghiên cứu chuyên sâu!