Luận văn Phân tích sự cố mất điện bể chứa thanh nhiên liệu thải từ lò PWR – 2 vòng bằng phần mềm PCTRAN/ SFP

nhiệt phân rã từ nhiên liệu thấp (nhiên liệu đã được lưu trữ thời gian dài trước đó) nên nhiệt độ nước trong bể thường thấp hơn 400C.  Thành phần hóa học của nước Bảng 1.4. Thành phần hóa học thông thường của nước trong các loại bể nhiên liệu thải [9] Loại nhiên liệu CANDU AGR MAGNOX RBMK Loại bể Bể trong nhà máy (AR) Bể trong nhà máy (AR) Bể ngoài nhà máy (AFR)a Bể trong nhà máy (AR) Bể ngoài nhà máy (AFR) Bể trong nhà máy (AR) Bể ngoài nhà máy (AFR) Thùng chứa nhiên liệu (nếu có) Thùng ngập (Flooded) Thùng vơi (Ullaged) Bình chứa đầy nước Làm mát Nước khử khoáng Nước Borat Nước khử khoáng Nước khử khoáng Nước khử khoáng pH 6,9 7 13 11,5 11,4b 5,5 – 8 6 – 7,5 Suất dẫn (conductivity 200 µS/m - < 200 µS/m - 300 µS/m - Clorua 0,5 ppm 0,5 ppm < 0,5 – 1,2 ppm < 0,1 ppm 0,4 ppm 0,1 ppm 0,05 – 0,1 ppm Sunfat 0,02 ppm 0,5 ppm 0,9 ppm < 0,4 ppm 0,6 ppm - - Florua 0,06 ppm - - < 0,5 ppm - 0,1 ppm Na+ và Ca2+ 0,1 ppm - - - - - - Cs-137 0,003 MBq/m3 10 MBq/m3 29,4 MBq/m3 c 0 – 60 MBq/m3 20 MBq/m3 5 MBq/m3 Hoạt độ nước 9 MBq/m3 40 MBq/m3 29,5 MBq/m3 0 - 60 MBq/m3 20 MBq/m3 5 MBq/m3 Loại nhiên liệu VVER PWR và LWR Loại bể Bể trong nhà máy (AR) Bể ngoài nhà máy (AFR) Bể trong nhà máy (AR) Bể ngoài nhà máy (AFR) Trường hợp thông thường Bể CLAB Bể La Hague Bể THORPd Thùng chứa MEBe Làm mát Nước Borat Nước khử khoáng Nước Borat (PWR) Nước khử khoáng (BWR) Nước khử khoáng Nước khử khoáng Nước khử khoáng Nước khử khoángf pH 4,3 – 6,5 5,5 – 7 4,5 – 5,5 4 – 6 5 – 6 5 – 5,4 6,2 – 7,5 Suất dẫn (conductivity 1000 µS/m 200 µS/m 100 – 350 µS/m < 100 µS/m 130 µS/m Clorua < 0,1 ppm < 0,1 ppm 0,15 ppm < 0,1 ppm < 0,005 ppm < 0,005 ppm 0,4 ppm Sunfat < 0,1 ppm < 0,1 ppm 0,15 ppm < 0,1 ppm < 0,005 ppm 0,01 ppm 0,6 ppm Florua < 0,1 ppm < 0,1 ppm 0,15 ppm (Hàn Quốc) < 0,1 ppm < 0,005 ppm 0,05 ppm Na+ và Ca2+ <0,5ppm < 0,1 ppm <0,5 ppm < 0,001 ppm < 0,03 ppm Cs-137 10 MBq/m3 1 MBq/m3 0,02 MBq/m3 - 4,1 MBq/m3 Hoạt độ nước 40 MBq/m3 40 MBq/m3 20 MBq/m3 5 - 20 MBq/m3 10 MBq/m3 12 MBq/m3 4,2 MBq/m3 a bể chứa sạch, bể không có hệ thống trao đổi ion. Nồng độ ion trong bể được làm giảm xuống ở một hệ thống riêng biệt trước khi xả ra biển. b pH được kiểm soát bên trong các thùng chứa, không kiểm soát trong bể. c bể có chứa một lượng nhỏ nhiên liệu bị rò rỉ. d bể chứa sạch, bể không có hệ thống trao đổi ion. Nồng độ ion trong bể được làm giảm xuống ở một hệ thống riêng biệt trước khi xả ra biển. e bể có chứa nhiên liệu AGR trong các thùng chứa, có thể chứa nước khử ion hóa hoặc borat. Việc kiểm soát thành phần hóa học của nước giữ vai trò quan trọng trong việc lưu trữ ướt. Đối với mỗi loại lưu trữ thì việc tối ưu hóa thành phần hóa học trong nước có thể giúp ngăn chặn sự ăn mòn của vỏ bọc nhiên liệu (bảng 1.4). Trong trường hợp lưu trữ nhiên liệu bị lỗi, bể chứa vẫn đảm bảo an toàn lâu dài nếu thành phần hóa học trong nước được duy trì phù hợp với các yêu cầu cụ thể cho nhiên liệu đó.  Kiểm soát chất lượng nước Mục tiêu của kiểm soát chất lượng nước là duy trì các điều kiện cần thiết để giảm thiểu sự ăn mòn vỏ bọc các thanh nhiên liệu và đảm bảo nồng độ của các thành phần phóng xạ trong nước ở mức an toàn. Việc đánh giá chất lượng hóa học của nước trong bể thông qua việc giám sát các thông số về: 41 - Độ pH - Suất dẫn (điện) - Độ đục của nước - Các thành phần hóa học ( Cl–, F, SO42-) - Hoạt độ của các đồng vị Việc kiểm tra hoạt động của nước được tiến hành hàng tuần. Trong khi đó, ở một số hệ thống việc kiểm tra beta/gama có thể được thực hiện hàng ngày nhờ các thiết bị được cài đặt sẵn. Phân tích thành phần hóa học của nước được thực hiện mỗi tháng. Một số bể được kiểm tra mức florua, clorua và sulfat tiến hành hàng tuần (La Hague ở Pháp, Sellafield tại Vương quốc Anh).  Xử lý nước Việc xử lý nước trong các bể lưu trữ nhiên liệu thải là cần thiết nhằm duy trì thành phần hóa học, hạn chế sự ăn mòn vỏ nhiên liệu và giảm sự tích tụ chất thải cặn trong các ống dẫn. Ngoài ra, xử lý nước còn tránh sự gia tăng của các loài vi sinh vật có thể làm giảm chất lượng nước. Việc xử lý nước bao gồm việc xử lý cơ học và xử lý hóa học: - Xử lý cơ học nhằm loại bỏ các vật liệu rắn có trong bể và thường sử dụng các bộ lọc (lớp tráng, cát hoặc các bộ lọc cơ khí). - Xử lý hóa học được thực hiện bằng việc trao đổi ion (sử dụng nhựa cation và anion). Các loại nhựa trao đổi ion này có thể được tái sinh. Một số bể được trang bị bộ trao đổi ion dưới nước (như bộ trao đổi ion Nymphea của Pháp). Việc này giúp hạn chế việc xử lý các chất phóng xạ bên ngoài bể đồng thời giảm thiểu việc tiếp xúc của con người với các chất phóng xạ. Tùy theo loại nhiên liệu và tình trạng nhiên liệu mà việc xử lý nước được tiến hành khác nhau. Nếu bể lưu trữ chứa các bó nhiên liệu thải nguyên vẹn thì hệ thống lọc tập trung xử lý các sản phẩm ăn mòn (như Co, Ag, Mg). Trong trường hợp bể lưu trữ nhiên liệu bị lỗi thì các sản phẩm phân hạch (Cs, I, Sr) bị rò rỉ ra nước nên hệ thống lọc phải tập trung xử lý. Lượng nước xử lý mỗi ngày phụ thuộc vào hoạt độ của nhiên liệu trong bể. Đối với nhiên liệu được lưu trữ trong các thùng chứa kín thì khả năng xử lý nước khá hạn chế. Đối với bể nhiên liệu thải trong nhà máy và ngoài nhà máy, hoạt độ phóng xạ trong nước được duy trì dưới 100 MBq/m3. Việc duy trì hoạt độ nước trong bể nhiên liệu thải ở mức chấp nhận được nhằm hạn chế liều chiếu đối với nhân viên điều hành hoạt động của bể. 42 Vào mùa hè, một số trường hợp xuất hiện vi sinh vật, tảo phát triển đáng kể gây ra ô nhiễm sinh học (biofouling) . Việc chống ô nhiễm sinh học được thực hiện bằng cách làm sạch bể và bộ trao đổi nhiệt, tiêu hủy quần áo bảo hộ đã sử dụng, chất diệt sinh vật hyđrô peôxít nồng độ lên đến 1000 ppm được thêm vào bể nhiên liệu thải. 1.3.3.6. Yêu cầu an toàn bể nhiên liệu thải Các tiêu chí sau đây được chấp nhận trong việc phân tích an toàn của bể nhiên liệu thải [16]: 1. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải một nửa lượng thanh nhiên liệu từ lò phản ứng và bể có hai hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling and Purification System) – ví dụ trường hợp một hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1200F (48,90C). 2. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải một nửa lượng thanh nhiên liệu từ lò phản ứng và bể có một hệ thống làm mát và lọc – ví dụ trường hợp xấu nhất là hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C). 3. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng và bể có hai hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp một hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1200F (48,90C). 4. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng và bể có một hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp xấu nhất hệ thống bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C). 5. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng và bể có một hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling and Purification System) và hai hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp xấu nhất hệ thống làm mát và lọc bị hư hỏng – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C). 6. Trong trường hợp bể chứa nhiên liệu thải tải toàn bộ thanh nhiên liệu từ lò phản ứng và bể có một hệ thống làm mát và lọc (SFPCPS – Spent Fuel Pit Cooling and Purification System) và một hệ thống bơm nước bổ sung và loại bỏ nhiệt (CS/RHRS – Containment Spray/Residual Heat Removal System) – ví dụ trường hợp mất điện ngoại vi (LOOP – Loss of Offsite Power) – nhiệt độ cao nhất của nước không được vượt quá 1400F (600C). 43 7. Trường hợp xảy ra tai nạn và chỉ có một hệ thống lọc và làm mát hoạt động (nhờ một nguồn cung cấp điện dự phòng (EPS – Emergency Power Source)) thì nhiệt độ của nước trong bể không được vượt quá 2000F (93,30C). 8. Thời gian tối thiểu để nước sôi trong trường hợp mất khả năng làm mát chủ động phải đủ để thực hiện các hành động khắc phục trước khi nước trong bể nhiên liệu thải bị sôi dẫn đến hậu quả nghiêm trọng. 9. Nhiệt độ tối đa của nước tại một vùng nào đó trong bể nhiên liệu thải phải thấp hơn nhiệt độ bão hòa của nước ở độ sâu đó. 10. Nhiệt độ tối đa của vỏ bọc thanh nhiên liệu phải thấp hơn nhiệt độ bão hòa của nước ở độ sâu tương ứng. 1.3.4. Khả năng lưu trữ và tính an toàn của bể nhiên liệu thải 1.3.4.1. Khả năng lưu trữ của bể nhiên liệu thải Đối với các lò LWR, Zicaloy được sử dụng làm vỏ nên xét về mặt kỹ thuật thì thời gian lưu trữ trong các bể nhiên liệu thải gần như không giới hạn. Tuy nhiên khả năng lưu trữ của bể có hạn (do nhu cầu lưu trữ ngày càng cao – xem hình 1.29) và hình thức lưu trữ trong bể không kinh tế bằng các hình thức lưu trữ khác. Bên cạnh đó, khi nhà máy điện hạt nhân hết thời gian hoạt động, phải đóng cửa thì bể nhiên liệu thải này cũng phải đóng cửa cùng với lò phản ứng. Trong những trường hợp này, công nghệ lưu trữ khô có thể được sử dụng hoặc nhiên liệu sẽ được chuyển đến một bể chứa tập trung khác. Hình 1.29. Đồ thị so sánh tình hình lưu trữ nhiên liệu thế giới năm 1990 và năm 2000 [12] 44 1.3.4.2. Các hư hại bình thường của bể nhiên liệu thải [9] Vấn đề quan tâm nhất trong các bể nhiên liệu thải là tình trạng vỏ bọc nhiên liệu và lớp lót bị ăn mòn. Vỏ nhiên liệu chủ yếu làm bằng Zicaloy và thép không gỉ, các vật liệu này đã được chứng minh là không nhạy cảm với các quá trình ăn mòn khi nhiệt độ dưới 600C. Do đó, việc ăn mòn gian lưu trữ nhiên liệu thải trong điều kiện thường là không đáng kể. Áp suất trong nhiên liệu thải khá thấp khi ở nhiệt độ bình thường của bể chứa. Do đó, khả năng nhiên liệu bị biến dạng là không đáng kể. Sự phân bố của hyđrô trong thanh nhiên liệu cũng ở trạng thái ổn định trong điều kiện bình thường của bể lưu trữ. Tuy nhiên, khi điều kiện trong bể chứa thay đổi, giả sử thuộc tính hóa học của bể có nồng độ clorua gia tăng (đạt 1mg/kg) và hyđrô peôxít (đạt 3mg/kg) sẽ bắt đầu xuất hiện sự ăn mòn Zr 1% Nb tại vị trí các miếng đệm thép không gỉ. Theo dữ liệu lưu trữ nhiên liệu từ lò phản ứng nước nhẹ trong 30 năm thì việc hợp kim này bị ăn mòn là rất thấp (hầu như không thể đo được) do đó việc lưu trữ nó có thể đạt trên 100 năm mà không gặp các vấn đề rò rỉ do ăn mòn lớp vỏ. Đối với nhiên liệu AGR có vỏ làm bằng thép không gỉ từ hợp kim Niobi cũng được lưu trữ an toàn trong các bể nhiên liệu thải (có nơi đã lưu trữ 17 năm). Tuy nhiên, các biện pháp an toàn phải được thực hiện thường xuyên để tránh nguy cơ vỏ bọc bị ăn mòn. Ở Anh, từ năm 1986, người ta làm giảm thiểu nguy cơ ăn mòn này bằng cách sử dụng Natri hyđrôxít làm chất ức chế ăn mòn. Với 18 lò phản ứng hạt nhân đang sử dụng nhiên liệu MOX ở châu Âu, ngành công nghiệp MOX đã sử dụng những lý thuyết và kinh nghiệm về lưu trữ nhiên liệu thải nhằm cải tiến nhiên liệu của mình. Thuộc tính của nhiên liệu MOX thải ra tương tự như UO2 thải xét về sự ăn mòn vỏ bọc và áp lực trong thanh nhiên liệu. Tuy nhiên, nhiên liệu MOX có nhiệt phân rã lớn hơn và bức xạ mạnh hơn. Qua những phân tích trên cho thấy phương pháp lưu trữ ướt rất hiệu quả và an toàn trong việc lưu trữ nhiên liệu thải, đặc biệt là nhiên liệu có hoạt độ phóng xạ mạnh. 1.3.4.3. Các sự cố có thể xảy ra với bể nhiên liệu thải Có nhiều sự cố có thể xảy ra đối với bể chứa nhiên liệu thải, chúng tôi chỉ đề cập đến hai sự cố có khả năng xảy ra cao nhất là sự cố mất chất làm mát và sự cố mất điện.  Sự cố mất chất làm mát (LOCA) Các bể chứa bể nhiên liệu thải được thiết kế để chịu được các trận động đất lớn nhưng có thể bị hư hại một phần hoặc toàn bộ bởi một cuộc tấn công khủng bố hoặc lốc xoáy. Việc 45 hư hại bể nhiên liệu thải sẽ làm mất chất làm mát (LOCA – Loss Of Coolant Accident) dẫn đến những hậu quả nghiêm trọng: ngay lập tức mức độ bức xạ ion hóa tăng cao. Khi mức nước trong bể giảm xuống còn khoảng hơn 3 m thì các đỉnh của nhiên liệu sẽ bị lộ ra, các tia bức xạ cường độ cao sẽ không được che chắn, nhưng lúc này hệ thống che chắn của bể nhiên liệu thải sẽ được kích hoạt bởi các nhân viên nhà máy, đồng thời nước sẽ được đưa bổ sung vào trong bể. Khi mức nước trong bể giảm đồng nghĩa với khả năng làm mát nhiên liệu của bể giảm, đặc biệt khi mức nước hạ xuống dưới nhiên liệu. Lúc này nhiệt độ nhiên liệu tăng lên rất cao, đẩy nhanh quá trình oxy hóa vỏ bọc Zicaloy của nhiên liệu. Phản ứng ôxy hóa này có thể xảy ra khi có không khí, hơi nước và tỏa nhiều nhiệt làm cho nhiệt độ thanh nhiên liệu tăng rất nhanh. Bên cạnh đó, phản ứng này cũng tạo ra một lượng lớn hyđrô: - Phản ứng trong không khí: Zr + O2 → ZrO2 Nhiệt sinh ra: 1,2x107 J/kg - Phản ứng với hơi nước: Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2 Nhiệt sinh ra: 5,8x106J/kg Các phản ứng oxy hóa có thể trở thành phản ứng tự duy trì nếu trong bể có sẵn hơi nước và không khí (tuy nhiên, phản ứng này chưa thể xảy ra khi nhiên liệu lưu trữ còn ở dưới mức nước của bể do việc làm mát của nước ngăn cho nhiên liệu không đạt được nhiệt độ phản ứng). Do lượng nhiệt sinh ra từ các phản ứng ôxy hóa rất lớn (lớn hơn cả lượng nhiệt do phân rã phóng xạ gây ra) làm cho nhiên liệu luôn ở nhiệt độ cao (có thể lên đến hàng ngàn độ C). Việc này càng làm cho phản ứng oxy hóa xảy ra rất dễ dàng kết quả là vỏ Zircaloy bốc cháy (Zirconium cladding fire) nó giống như hiện tượng bốc cháy xảy ra trên bề mặt [21]. Khi nhiệt độ thanh nhiên liệu tăng lên, áp suất khí bên trong các thanh nhiên liệu cũng tăng và cuối cùng tạo thành các bóng khí trong thanh nhiên liệu và phá vỡ thanh. Khi nhiệt độ cao hơn (khoảng 1800oC), các thanh Zircaloy phản ứng với nhiên liệu Urani ôxít để tạo thành giai đoạn phản ứng phức tạp có chứa ôxít Zirconi-Urani nóng chảy. Lớp nóng chảy này sẽ phá hủy hoàn toàn thanh nhiên liệu, phát tán khí phóng xạ trong nhà máy và có thể ra ngoài môi trường. Nếu không được ngăn chặn kịp thời, ngọn lửa sẽ lan rộng sang các bó nhiên liệu khác trong bể nhiên liệu thải, kết quả là cháy Zicaloy [21]. 46 Phản ứng nhiệt độ cao của Zirconi với hơi nước đã được mô tả kỹ từ năm 1960. Vụ tai nạn tại lò phản ứng số 2 của nhà máy điện Three Mile Island và một số thí nghiệm khác đã cung cấp cơ sở cho sự hiểu biết về hiện tượng cháy Zicaloy và các sản phẩm phân hạch bị phát tán trong phản ứng này. Sự hiểu biết và dữ liệu từ các thí nghiệm làm cơ sở cho việc mô phỏng các tai nạn trên máy tính.  Sự cố mất điện (loss of AC power) Không diễn biến nhanh như sự cố mất chất làm mát, khi sự cố mất điện xảy ra, hệ thống trao đổi nhiệt của bể chứa nhiên liệu thải ngưng hoạt động. Nhiệt phân rã từ các bó nhiên liệu thải làm cho nước nóng dần lên, sôi và bốc hơi. Thời gian sôi có thể từ vài giờ đến vài tuần tùy theo công suất nhiệt phân rã trong bể. Khi nước bay hơi làm lộ nhiên liệu ra ngoài không khí, vỏ bọc Zicaloy sẽ phản ứng với ôxi và hơi nước sinh ra hyđrô. Do không còn nước che chắn phóng xạ nên hoạt độ phóng xạ ở bể và khu vực xung quanh tăng cao cùng với việc các chất phóng xạ bị rò rỉ gây nguy hiểm với sức khỏe của nhân viên nhà máy, dân cư xung quanh và cộng đồng. Sự cố mất điện đối với bể chứa nhiên liệu đã xảy ra ở nhà máy Fukushima vào năm 2011 nên chúng tôi sẽ tập trung phân tích sự cố này ở chương 3. 47 CHƯƠNG 2. GIỚI THIỆU VỀ PHẦN MỀM PCTRAN/ SFP CỦA MICRO-SIMULATION TECHNOLOGY Chương này giới thiệu về phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 mô phỏng bể chứa nhiên liệu thải từ lò phản ứng nước nhẹ áp lực hai vòng (PWR – 2 loops). Đây là kiểu lò thiết kế bởi Westinghouse. Bên cạnh đó chúng tôi sẽ chỉ rõ giao diện, cách vận hành chương trình và các thông số đầu vào của chương trình. 2.1. Giới thiệu phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 Nhằm hỗ trợ công tác tìm hiểu, nghiên cứu và đào tạo nhân lực về điện hạt nhân cho các nước có nhu cầu phát triển nguồn năng lượng này, cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) đã đặt hãng MST (Micro Simulation Technology) viết phần mềm PCTRAN. Đây là gói phần mềm đóng và được IAEA cung cấp cho một số nước trong đó có Việt Nam. PCTRAN (Personal Computer Transient Analyzer) là phần mềm mô phỏng nhà máy điện hạt nhân được viết dựa trên những kiến thức về vật lí lò phản ứng, nhiệt thủy lực, hệ thống điều khiển kết hợp với đồ họa vi tính. Phần mềm này có nhiều phiên bản được thiết kế riêng cho các kiểu lò phản ứng hạt nhân khác nhau và được viết để chạy trên các máy tính cá nhân. PCTRAN/ SFP (Personal Computer Transient Analyzer/ Spent Fuel Pool) là gói phần mềm đi kèm với gói mô phỏng lò phản ứng. PCTRAN/ SFP mô phỏng bể chứa nhiên liệu thải từ lò phản ứng và được thiết kế riêng đối với mỗi kiểu lò phản ứng mà nó đi kèm. Trong luận văn này chúng tôi sử dụng gói phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 mô phỏng bể chứa nhiên liệu thải của nhà máy điện hạt nhân nước nhẹ áp lực 2 vòng (PWR – 2 loops). Lò phản ứng này có công suất 1800 MWt (600 MW). Bể chứa nhiên liệu thải được xây dựng ngay bên cạnh tòa nhà chứa lò phản ứng. 2.2. Hướng dẫn sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP Phần này chúng tôi giới thiệu về giao diện phần mềm, cách sử dụng và lấy thông tin đầu vào, đầu ra. 2.2.1. Giới thiệu giao diện phần mềm PCTRAN/ SFP 48 1 2 3 5 6 7 8 9 4 12 13 14 15 11 16 17 18 19 22 23 24 25 10 20 21 Hình 2.1. Giao diện chính của phần mềm PCTRAN/ SFP 1. Menu điều khiển chính 2. Menu điều khiển nhanh 3. Thời gian ước tính (Time Estimate) 4. Phóng xạ phát hành (Integrated Release) 5. Bảng nhiệt độ nhiên liệu theo màu (Fuel/Clad Temp) 6. Thông tin về gian lưu trữ nhiên liệu (Fuel Handling Building) 7. Van tải khí đến bộ lọc 8. Bộ lọc khí hiệu suất cao (HEPA Filter) 9. Chòi làm mát khí 10. Trạng thái làm việc của chương trình 11. Bảng thông số liều tại ranh giới khu vực giới hạn (EAB) 12. Bảng thông số liều tại khu vực dân cư thấp (LPZ) 13. Bể chứa nước ngừa cháy nhiên liệu 14. Bơm diesel bơm nước lên bể ngừa cháy nhiên liệu 15. Bảng các thông số trong bể 16. Bơm phun ngừa hỏa hoạn (Spray Pump) 17. Các bó nhiên liệu trong khay lưu trữ trong bể 18. Bó nhiên liệu đang được tải vào bể 19. Thông tin về thời gian nhiên liệu được lưu trữ trong bể 20. Tốc độ mô phỏng so với thời gian thực (tối đa 16x) 21. Đồng hồ thời gian chạy mô phỏng 22. Hệ thống bơm nước tuần hoàn tải nhiệt vòng sơ cấp 23. Bộ trao đổi nhiệt (Heat Exchanger) 24. Hệ thống bơm nước tuần hoàn tải nhiệt vòng thứ cấp 25. Bể chứa nước bù thất thoát (Reservoir) 49 Chương trình PCTRAN/ SFP có giao diện như hình 2.1. Phần mềm có giao diện khá trực quan. Lưu ý đây là gói phần mềm đi kèm với phần mềm PCTRAN PWR – 2 vòng nên cần phải cài đặt chung thì mới có thể sử dụng bản đầy đủ của PCTRAN/ SFP (nếu chỉ cài PCTRAN/ SFP thì phần mềm mô phỏng chỉ chạy được 600s). Qua quá trình sử dụng phần mềm PCTRAN/ SFP phiên bản 1.0.1 chúng tôi nhận thấy phần mềm có các ưu, nhược điểm sau: Ưu điểm: - Đây là gói phần mềm chuyên nghiệp được IAEA đặt hãng Micro Simulation Technology viết và đã được sử dụng ở nhiều nước nên độ tin cậy cao. - Giao diện trực quan, dễ sử dụng, phù hợp trong giảng dạy về điện hạt nhân. - Có thể thay đổi các thông số của bể để phù hợp với mục đích mô phỏng của người sử dụng. Nhược điểm: - Đây là gói phần mềm đóng, không thể biết hoặc thay đổi được lập trình bên trong. - Có một số thông số chưa được thể hiện (áp suất trong bể) hoặc được thể hiện mà không xuất ra bảng giá trị để xử lý (nồng độ Bo, lượng hyđrô sinh ra, phản ứng cháy Zicaloy). - Do là phần mềm mô phỏng về sự cố hạt nhân nên khó có thể biết được độ phù hợp của kết quả mô phỏng so với thực tế do không thể tiến thành thử các sự cố này trong thực tế mà chỉ có thể đối chiếu với các sự cố đã xảy ra. 2.2.2. Cài đặt và thiết lập chung Sau khi mở giao diện chương trình chính, người sử dụng có thể xem các thông số thiết lập của phần mềm bằng cách nhấp chuột vào File trên thanh công cụ chính (hình 2.2). Chọn Print Database Reports nếu muốn in các thông tin về các thông số thiết lập của phần mềm. Chọn Print Mimic để in màn hình giao diện của chương trình. 50 Hình 2.4. Cách thiết lập điều kiện đầu Khi chọn Print Database Reports chương trình sẽ hiện ra bảng các thông tin để người sử dụng có thể chọn lựa để xuất ra (hình 2.3). Tuy nhiên, sử dụng cách này chỉ có thể in thông tin ra giấy, có thể lấy các thông tin bằng cách mở các tập tin Access chứa các thông số thiết lập của phần mềm trong thư mục cài đặt phần mềm này. Trước khi tiến hành chạy mô phỏng, người sử dụng dụng cần thiết lập điều kiện đầu. Nhấp chuột vào Restart trên công cụ điều khiển chính chọn Initial Conditions (hình 2.4) để thiết lập điều kiện đầu cho bể nhiên liệu thải. Lúc này sẽ hiện ra bảng 15 điều kiện đầu đã được thiết lập sẵn cho người sử dụng lựa chọn (hình 2.5). Hình 2.2. Cách in thông số và giao diện chương trình Hình 2.5. Bảng các điều kiện đầu đã được thiết lập sẵn Hình 2.3. Các tập tin thông số có thể xuất ra 51 Trong mỗi điều kiện sẽ có các thông tin về công suất của bể (Power), thời gian kể từ lần gần nhất tải nhiên liệu vào bể (Days aft SD), nhiệt độ ban đầu của bể (Pool Temp), nhiệt độ của nguồn nước làm mát (Amb Temp), mức nước trong bể (Pool Level) và mô tả về tình trạng bể (Description). Trong nội dung luận văn này chúng tôi chọn thiết lập điều kiện 1 (IC 1) với thời gian nhiên liệu tải lần gần nhất cách đó 30 ngày do lúc này nhiệt phân rã từ nhiên liệu đã giảm đáng kể. Điều kiện này giá giống với bể nhiên liệu thải của lò phản ứng số 4, nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi đã gặp sự cố năm 2011 mà phần cuối luận văn chúng tôi sẽ đối chiếu kết quả. Ngoài 15 điều kiện đầu được thiết lập sẵn trong bảng trên, trong quá trình mô phỏng người sử dụng có thể lưu kết quả mô phỏng của mình thành điều kiện đầu để tiện sử dụng nếu có nhu cầu mô phỏng tiếp theo từ thời điểm đó mà không cần chạy lại từ đầu bằng cách chọn Save New IC như trong hình 2.5. Ngoài ra để thay đổi những thiết lập ban đầu nhiều hơn, người sử dụng có thể thay đổi các thông số cơ bản (Basic Data) và các thông số nhiệt (Thermo Data) bằng cách nhấp chuột vào mục Edit trên công cụ chính và chọn vào mục tương ứng (hình 2.6). Hình 2.6. Cách mở bảng các thông số cơ bản và thông số nhiệt 52 Khi mở bảng sửa đổi các thông số cơ bản (Edit Basic Data) có giao diện như hình 2.7: Trong phần này có hai gói (set) được thiết lập sẵn: - Set 1: Spent fuel Pool Metric (hình 2.7 trái) - Set 2: BWR SFP Metric (hình 2.7 phải) Trong đó gói thông số cơ bản 1 là gói được cài đặt mặc định cho bể chứa nhiên liệu thải của lò phản ứng nước áp lực hai vòng. Gói thông số cơ bản 2 cài đặt để mô phỏng bể chứa nhiên liệu thải của lò nước sôi (BWR SFP). Nếu muốn tùy chỉnh chi tiết, người sử dụng có thể chọn vào các thông số cơ bản thiết lập ở danh mục bên trái sau đó nhập giá trị cần thay đổi vào ô New Value rồi nhấn Save, lúc này thiết lập sẽ được thay đổi và lưu lại. Các thiết lập này người sử dụng có thể xuất ra dưới dạng file .txt để lưu lại và sử dụng sau này bằng cách nhấp vào nút Save File of Descriptions. Trong nội dung luận văn, chúng tôi sử dụng gói thông số cơ bản 1 (gói thiết lập mặc định). Thông tin trong gói thông số cơ bản này được trình bày trong phụ lục 1. Tương tự, khi mở bảng sửa đổi các thông số nhiệt (Edit Thermo Data) có bảng như hình 2.8. Hình 2.7. Bảng sửa đổi các thông số cơ bản 53 Các thông số nhiệt được thiết lập tương ứng với điều kiện (IC) được thiết lập ban đầu và người sử dụng cũng có thể thay đổi từng thông số. Các thông số nhiệt được chúng tôi trình bày trong phụ lục 2. Khi đã lựa chọn xong các thông số đầu của bể chứa nhiên liệu thải, người sử dụng có thể lựa chọn các sự cố của bể bằng cách chọn Code Control/ Malfunctions trên thanh công cụ chính (hình 2.9). Lúc này chương trình hiện ra bảng các sự cố được thiết lập sẵn (hình 2.10). Phần mềm này có sáu sự cố (Malfunction) được thiết lập sẵn: Sự cố 1: Che phủ nhiên liệu thất bại (Fuel clad failure) Sự cố 2: Bể chứa nhiên liệu bị vỡ (Spent fuel pool crack) Sự cố 3: Mất điện (Loss of AC power) Sự cố 4: Hệ thống trao đổi nhiệt của bể bị giảm công suất (SFP cooling HX fouling) Sự cố 5: Rớt nhiên liệu xuống bể khi vận chuyển (Fuel cask drop) Sự cố 6: Nồng độ Bo bị giảm (Boron Dilution) Hình 2.8. Bảng sửa đổi thông số nhiệt