ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN ĐINH VĂN CHIẾN PHÂN TÍCH CÁC ĐẶC TRƯNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU SỬ DỤNG TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN VVER AES-2006 Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử Mã số: 60 44 0106 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC (TÓM TẮT) NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS TRẦN ĐẠI PHÚC Hà Nội - 2015 Lời cảm ơn Luận văn kết trình học tập Trường Đại học Khoa học Tự nhiên - Đại học Quốc gia Hà Nội trình thực tập Cục Năng lượng nguyên tử (NLNT) Trong đó, đặc biệt trình tham gia Đề tài độc lập cấp Nhà nước “Nghiên cứu ảnh hưởng trình vận hành đến tính chất nhiên liệu vỏ nhiên liệu lò phản ứng VVER1000“ Cục NLNT chủ trì thời gian đào tạo hướng dẫn TS Jinzhao Zhang quan kỹ thuật lượng điện TRACTEBEL (GDF SUEZ - Vương quốc Bỉ) Với tình cảm chân thành, em xin bày tỏ lòng biết ơn đến quý thầy cô giáo tham gia giảng dạy lớp cao học khóa 2011-2013, chuyên ngành Vật lý nguyên tử, thầy cô Khoa Sau đại học – Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, lãnh đạo Cục Năng lượng nguyên tử tận tình giúp đỡ, tạo điều kiện cho em trình học tập hoàn thành luận văn Đặc biệt em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến TS Trần Đại Phúc - Cố vấn khoa học Cục NLNT, người có 40 năm kinh nghiệm làm việc quan hàng đầu lĩnh vực công nghệ điện hạt nhân giới (Canada, Pháp Mỹ, Bỉ, ) định hướng truyền đạt kiến thức chuyên môn, kinh nghiệm vô quý báu nghiên cứu khoa học giúp em thực hoàn thành luận văn Mặc dù thân cố gắng chắn luận văn không tránh khỏi thiếu sót, mong nhận ý kiến đóng góp bổ sung quý thầy cô Hà Nội, tháng năm 2015 Học viên Đinh Văn Chiến MỞ ĐẦU Từ năm 80 kỷ XX nay, thiết kế nhiên liệu sử dụng lò phản ứng hạt nhân không ngừng cải tiến nhằm tối ưu hóa đặc trưng vận hành vùng hoạt lò phản ứng Trong suốt trình cải tiến nhiên liệu, thay đổi chủ yếu tập trung vào hình dạng nhiên liệu đặc điểm viên gốm nhiên liệu lớp vỏ bọc tăng độ làm giàu nhiên liệu (lên tới 5%), sử dụng viên gốm nhiên liệu UO 2-Gd2O3, sử dụng vỏ bọc làm hợp kim Zr-1%Nb,… Các thay đổi vật liệu, cấu trúc kích thước nhằm đáp ứng điều kiện vận hành khác lò phản ứng mức công suất cao (1000 - 1600 MWe), tăng giới hạn công suất 110% công suất danh định, tăng độ cháy nhiên liệu (60 - 70 MWd/kgU) kéo dài chu kỳ nhiên liệu (chu kỳ nhiên liệu từ 12 đến 18 tháng) Do đó, dự đoán sát với thực tế hiệu nhiên liệu trở nên quan trọng việc thiết kế đánh giá an toàn nhiên liệu hạt nhân (TNLHN) Điều cho phép vận hành nhà máy điện hạt nhân cách hiệu an toàn nhất; cải thiện biên dự trữ vận hành an toàn, tăng hiệu kinh tế quản lý nhiên liệu cách linh hoạt Các kết nghiên cứu khuôn khổ luận văn trình bày hiểu biết cần thiết đặc điểm công nghệ lò phản ứng, đặc trưng thiết kế, ảnh hưởng trình vận hành phận vùng hoạt lò phản ứng, đặc biệt nhiên liệu nhằm tăng cường lực phân tích an toàn, phục vụ cho việc phân tích, đánh giá an toàn nhà máy điện hạt nhân mà cụ thể đặc trưng nhiên liệu sử dụng lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 (thanh nhiên liệu TVS-2006) Luận văn gồm phần sau: - Phần mở đầu: Giới thiệu khái quát đề tài, mục đích nghiên cứu, nhiệm vụ nghiên cứu,… - Phần kết nghiên cứu: Gồm chương • Chương 1: Lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 • Chương 2: Đặc trưng nhiên liệu hạt nhân • Chương 3: Chương trình tính toán nhiên liệu FRAPCON-3.5 • Chương 4: Phân tích đặc trưng nhiên liệu TVS-2006 - Phần kết luận kiến nghị - Tài liệu tham khảo CHƯƠNG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN VVER-AES2006 1.1 Quá trình phát triển công nghệ lò phản ứng hạt nhân VVER VVER hay WWER (Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor, Water-Cooled Water-Moderated Energy Reactor) loại lò phản ứng nước áp lực nhà thiết kế Liên Bang Nga nghiên cứu chế tạo từ năm 60 kỷ trước Trong phiên hệ lò VVER thiết kế có mức công suất điện từ 300 MWe đến 1700 MWe, sử dụng nước nhẹ chất làm chậm đồng thời chất tải nhiệt, tương tự loại lò phản ứng nước áp lực PWR Tuy nhiên, VVER phiên lò PWR mang đặc trưng riêng khác biệt thiết kế vật liệu sử dụng [18] Thế hệ lò VVER xây dựng từ năm 1960 Liên Xô cũ Sau đó, lò phản ứng VVER-440 VVER-1000 thiết kế tiếp tục xây dựng Liên Xô cũ số nước Đông Âu khác, phiên VVER440/V230 với mức công suất điện 440 MWe thiết kế phổ biến Sau năm 1975, nhà thiết kế Liên Bang Nga cho đời phiên VVER-1000 với cải tiến đáng kể so với phiên VVER trước Các thiết kế lò phản ứng VVER-1000 xây dựng kết hợp hệ thống kiểm soát an toàn chủ động, hệ thống an toàn thụ động hệ thống an toàn tòa nhà lò theo liên kết quy chuẩn với lò phản ứng hạt nhân thuộc hệ III nước phương Tây Phiên VVER-1200 (VVER-AES2006) cải tiến hệ VVER Thiết kế VVER-AES2006 đáp ứng mức công suất điện 1.200 MWe với việc tối ưu hóa áp dụng công nghệ an toàn chủ động thụ động Điểm khác biệt quan trọng thiết kế VVER-AES2006 khả thực độc lập chức an toàn khả hoạt động hài hòa hai hệ thống an toàn chủ động thụ động Hình 1.1 mô tả hệ phát triển lò phản ứng hạt nhân VVER Hình 1 Các hệ phát triển lò phản ứng hạt nhân VVER [22] 1.2 Đặc điểm lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 Lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 phiên thiết kế thuộc hệ III+ hoàn thiện dựa sở tích lũy kinh nghiệm thiết kế, kinh nghiệm vận hành lò phản ứng VVER-1000/V-320 Nga, kinh nghiệm xây dựng, vận hành NMĐHN VVER Ấn Độ, Trung Quốc nhiều quốc gia khác (Hình 1.2) Hai phiên thiết kế lò phản ứng VVER-AES2006 V491 V392M hoàn toàn tương tự mang đặc trưng loại lò VVER với thiết kế bình sinh nằm ngang, bó nhiên liệu hình lục lăng (Hình 1.3), ô lưới nạp tải vùng hoạt dạng kênh tam giác Bảng 1.1 trình bày số đặc điểm thiết kế lò phản ứng hạt nhân VVERAES2006 Bảng 1 Một số thông số thiết kế lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 [22] STT Thông số Công suất nhiệt, MWt Công suất điện tổ lò, MWe Giá trị 3.200 1.198,8 Tuổi thọ lò phản ứng, năm 60 Độ khả dụng, % Số vòng tuần hoàn, vòng Áp suất vòng sơ cấp, MPa 16,2 Nhiệt độ chất làm mát lối vào, oC 298,6 Nhiệt độ chất làm mát lối ra, oC 329,7 Lưu lượng chất làm mát, m3/h 85.600±2.900 10 Công suất bình sinh hơi, t/h 1.602+112 11 Áp suất hơi, MPa 12 Nhiệt độ nước cấp, oC 13 Số bó nhiên liệu (FA) vùng hoạt 163 14 Số bó nhiên liệu chứa hấp thụ CPSAR 121 15 Áp suất chất làm mát lối ra, MPa 16,2±0.3 16 Nhiệt độ chất làm mát lối vào, oС 298,2+2-4 17 Nhiệt độ chất làm mát lối ra, oС 328,9±5 18 Khoảng cách bó nhiên liệu, m 19 Lưu lượng chất làm mát (tại nhiệt độ lối vào), m3/hr 20 Tiết diện thủy động vùng hoạt, m2 4,14 21 Chiều cao cột nhiên liệu (ở trạng thái lạnh), m 3,73 0,92 7,0 225±5 0,236 83.420±2.900 Hình Mô hình tổ hợp thiết bị vòng sơ cấp lò phản ứng VVER-AES2006 [22] Hình Bó nhiên liệu lò phản ứng hạt nhân VVER-AES2006 [12] CHƯƠNG ĐẶC TRƯNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN 2.1 Đặc điểm thiết kế nhiên liệu hạt nhân [9] [15] [16] Về hình dạng, thành phần cấu trúc nhiên liệu sử dụng lò phản ứng nước áp lực thiết kế Trong đó, nhiên liệu có dạng hình trụ, viên gốm nhiên liệu UO 2/UO2-Gd2O3 làm giàu đồng vị (235U) mức thấp nạp vào ống vỏ bọc hợp kim zirconi, sau khí heli nạp vào hai đầu ống hàn kín Bên có phận lò xo thép không gỉ giúp ổn định cột nhiên liệu trình vận chuyển nạp tải vào vùng hoạt Tuy nhiên, theo hình dạng bó nhiên liệu lắp ráp cấu trúc nạp tải ô lưới nhiên liệu vùng hoạt, tạm chia thiết kế nhiên liệu hạt nhân thành xu hướng là: Thanh nhiên liệu theo thiết kế Hoa Kỳ-Châu Âu (PWR) bao gồm nước Hoa Kỳ, Pháp, Bỉ, Đức, Nhật Bản, Hàn Quốc nhiên liệu theo thiết kế Liên Bang Nga (VVER) Hình 2.1, Hình 2.2 mô tả thiết kế bó nhiên liệu hạt nhân theo thiết kế Hoa Kỳ-Châu Âu [9] [15] Hình Thanh nhiên liệu theo thiết kế Hoa Kỳ-Châu Âu (KSPN-Hàn Quốc) Hình 2 Bó nhiên liệu theo thiết kế Hoa Kỳ-Châu Âu (Westinghouse) Hình 2.3 mô tả đặc điểm nhiên liệu hạt nhân tiêu chuẩn sử dụng lò phản ứng VVER-1000 [15] Hình Thanh nhiên liệu tiêu chuẩn sử dụng lò phản ứng VVER-1000 Bảng Các kết tính toán - nhiệt nhiên liệu TVS-2006 Tham số Hiệu dụng Độ bất định Nhiệt độ nhiên liệu, K 1551,84 Nhiệt độ bề mặt vỏ bọc, K Cực đại PSAR Giá trị giới hạn Biên dự trữ an toàn, K* Biên an toàn chuẩn, [K] 467,84 1710,53 1860,15 3113,14 1,82 1,1 601,56 277,67 606,08 628,15 628,15 1,04 - FGR, % 2,44 1,14 3,58 - - - Áp suất thanh, MPa 4,97 0,72 5,69 15,9 16,2 2,85 1,1 * K= Giá trị giới hạn/Cực đại Hình Nhiệt độ trung bình tâm nhiên liệu theo chiều dọc nhiên liệu 22 Hình Nhiệt độ bề mặt bên lớp vỏ bọc theo chiều dọc nhiên liệu Hình 4 Lưới nhiệt độ trung bình nhiên liệu 23 Hình Tỷ lệ phát tán khí phân hạch nhiên liệu Hình 4.6 Áp suất khí bên nhiên liệu 4.4.2 Kết tính toán độ bền Trong chu kỳ vận hành, ứng suất vỏ bọc đạt ổn định mức khoảng 70 - 80 MPa ứng suất hiệu dụng cực đại 103,28 MPa, giá trị thấp ứng suất chảy dẻo vật liệu vỏ bọc Ứng suất tiếp tuyến cực đại lớp vỏ bọc 95,49 MPa Các ứng suất cao xảy trường hợp biến dạng lớp vỏ 24 bọc (kéo căng) giãn nở nhiệt nhiên liệu (ứng suất biến dạng) suốt trình chuyển tiếp Các kiểm tra lớp vỏ bọc nhiên liệu cháy với điều kiện áp suất khí bên nhiệt độ T = 380 oC cho thấy ứng suất tiếp tuyến gây sai hỏng nằm khoảng 490 - 530 MPa với độ dẻo dư δ p = - 5% Các kết tính toán ứng suất biến dạng lớp vỏ bọc cho thấy đáp ứng tiêu chuẩn cho phép điều kiện vận hành ổn định Các kết ứng suất biến dạng lớp vỏ bọc đưa Bảng 4.3 Hình 4.7 - 4.18 Bảng Các kết tính toán độ bền nhiên liệu Tham số lớp vỏ bọc Hiệu dụng Độ bất định Cực đại PSAR Giá trị giới hạn Biên dự trữ an toàn, K Biên an toàn chuẩn, [K] Ứng suất hiệu dụng, MPa 83,32 19,96 103,28 - - - - Ứng suất tiếp tuyến, MPa 76,99 18,50 95,49 70-80 230 2,41 1,2 Biến dạng tiếp tuyến, % 0,14 0,06 0,20 - 0,5 2,5 - Biến dạng đàn hồi tiếp tuyến, % 0,05 0,01 0,06 - - - - Biến dạng đàn hồi hướng trục, % 0,07 0,02 0,09 - - - - Biến dạng đàn hồi hướng tâm, % 0,06 - - - - 0,0029 0,0629 25 Hình Ứng suất hiệu dụng vỏ bọc theo trục nhiên liệu Hình Ứng suất tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu 26 Hình Biến dạng tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu Hình 10 Biến dạng đàn hồi tiếp tuyến vỏ bọc theo trục nhiên liệu 27 4.4.3 Kết tính toán biến dạng hình học Trong chu kỳ vận hành, độ giãn dài cực đại cột nhiên liệu 5,02 mm độ giãn dài cực đại nhiên liệu điều kiện vận hành 30,23 mm Các nghiên cứu phân tích thực nghiệm độ giãn dài bó nhiên liệu nhiệt chiếu xạ (~0,15%) khoảng cách độ hở đầu nhiên liệu khối đỉnh bó trạng thái nóng ~61,6 mm (không tính đến độ giãn dài nhiên liệu) Biên dự trữ an toàn độ giãn dài nhiên liệu K = 61,6/30,23 = 2,04 Khi trạng thái vật liệu vỏ bọc chịu mức áp suất đạt đến tới hạn tích lũy thời gian dài biến dạng rão phồng nở lớp vỏ bọc nhiên liệu dễ dàng bị gãy vụn Các kết tính toán cho thấy tốc độ rão cực đại vỏ bọc 6,48.10-11 m/m/s tốc độ phồng nở cực đại lớp vỏ bọc 8,64.10-11 m/m/s Các kết tính toán độ biến dạng nhiên liệu đưa Bảng 4.4 Hình 4.11-4.13 Bảng 4 Các kết tính toán biến dạng hình học nhiên liệu Tham số Hiệu dụng Độ bất định Cực đại PSAR Giá trị giới hạn Biên dự trữ an toàn, K Biên an toàn chuẩn, [K] Độ giãn dài cột nhiên liệu, mm 3,18 1,84 5,02 - - - - Độ giãn dài nhiên liệu, mm 18,31 11,92 30,23 47,7 61,6 2,04 - Tốc độ rão vỏ bọc, m/m/s 5,78 0,70 6,48 - - - - Tốc độ phồng nở, m/m/s 7,63 1,01 8,64 - - - - 28 Hình 11 Độ giãn dài vỏ bọc nhiên liệu trình vận hành Hình 12 Tốc độ rão vỏ bọc theo trục nhiên liệu 29 Hình 13 Tốc độ phồng nở nhiên liệu theo trục nhiên liệu 4.4.4 Kết tính toán trình oxy hóa hydro hóa Trong trình vận hành, độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy lớp vỏ bọc gây ảnh hưởng khả truyền nhiệt toàn vẹn lớp vỏ bọc nhiên liệu Hàm lượng hydro cao lớp vỏ bọc hợp kim zirconi làm tăng độ giòn đồng thời làm suy giảm đặc tính bền vật liệu Các kết tính toán trình oxy hydro hóa vỏ bọc nhiên liệu cho thấy độ dày lớp oxit cực đại bề mặt vỏ bọc 20,21 μm, biên dự trữ an toàn K= 2,97 Hàm lượng tích lũy hydro cực đại 73,42 ppm, biên dự trữ an toàn K= 5,45 Các kết tính toán độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy lớp vỏ bọc đưa Bảng 4.5 Hình 4.14 - 4.15 30 Bảng Các kết tính toán độ dày lớp oxit hàm lượng hydro tích lũy Tham số Hiệu dụng Độ bất định Cực đại PSAR Giá trị giới hạn Biên dự trữ an toàn, K Biên an toàn chuẩn, [K] Độ dày lớp oxit, μm 15,11 5,10 20,21 30 60 2,97 1,5 Hàm lượng hydro, ppm 68,05 5,37 73,42 60-80 400 5,45 - Hình 14 Độ dày lớp oxit bề mặt vỏ bọc theo trục nhiên liệu Hình 15 Hàm lượng hydro tích lũy vỏ bọc theo trục nhiên liệu 31 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Trong giới hạn nghiên cứu luận văn trình bày khía cạnh phân tích an toàn lò phản ứng hạt nhân an toàn hiệu nhiên liệu Trong đó, đối tượng nghiên cứu công nghệ lò phản ứng hạt nhân VVERAES2006 với loại nhiên liệu sử dụng TVS-2006 Khi nghiên cứu, tìm hiểu trình phát triển loại công nghệ lò phản ứng VVER Liên Bang Nga nhà máy điện hạt nhân, thấy hoàn thiện ngày cao, đáp ứng độ tin cậy nhu cầu sử dụng người mặt kỹ thuật đảm bảo an toàn Thanh nhiên liệu nguồn phát nhiệt, đồng thời nơi phát sinh nguyên nhân gây an toàn lò phản ứng Cách tiếp cận an toàn hạt nhân hiệu phải xuất phát từ hiểu biết sâu sắc đầy đủ vật liệu cấu trúc nhiên liệu, thay đổi nhiều mặt quan hệ tương tác phức tạp diễn nhiên liệu điều kiện vận hành Những nội dung trình bày luận văn phần phản ánh đầy đủ trạng thái nhiên liệu vỏ bọc nhiên liệu loại lò phản ứng VVER PWR theo thiết kế Hoa Kỳ - Châu Âu điều kiện vận hành bình thường Các code tính toán xây dựng dựa nhiều sở liệu thu từ trình vận hành thực tiễn từ thử nghiệm phức tạp với chi phí lớn, tạo công cụ giúp phân tích đánh giá tương đối toàn diện trạng thái đặc trưng viên gốm vỏ bọc nhiên liệu điều kiện vận hành lò phản ứng Trong đó, FRAPCON-3.5 code có độ tin cậy cao thẩm định, cấp phép sử dụng US.NRC nhằm đánh giá đặc trưng nhiên liệu trạng thái vận hành ổn định lò phản ứng Dựa nghiên cứu, tìm hiểu, code FRAPCON-3.5 áp dụng để tính toán đặc trưng nhiên liệu TVS-2006 sử dụng lò phản ứng VVER-1200 (AES-2006) trạng thái vận hành bình thường Các phân tích cho thấy kết tính toán chương trình FRAPCON-3.5 dự đoán tốt đặc 32 trưng nhiên liệu TVS-2006 điều kiện vận hành ổn định Các giá trị tính toán tham số quan tâm thấp giá trị giới hạn cho thấy biên dự trữ an toàn lớn biên dự trữ chuẩn Một vài sai khác kết tính toán áp suất khí nhiên liệu chưa đầy đủ thông tin lịch sử công suất thiết kế độ bất định PSAR-AES2006 phương pháp phân tích Ngoài ra, cần phải xem xét lại liệu đưa từ tài liệu đối chiếu phân tích dựa phản hồi kinh nghiệm vận hành thiết kế Qua trình nghiên cứu thực luận văn tác giả có số đề xuất, kiến nghị sau: - Để có độ tin cậy cao kết phân tích, cần phải nghiên cứu cách sâu sắc cấu trúc, phương pháp mô hình hóa code; kiểm tra độ tin cậy thông số đầu vào input; thực tính toán liên kết với code vật lý nơtron, code thủy nhiệt nhằm bổ sung điều kiện biên lịch sử công suất; - Để đánh giá cách toàn diện đặc trưng nhiên liệu, cần phải phát triển tính toán với điều kiện chuyển tiếp cố/tai nạn lò phản ứng Trong đó, với điều kiện chuyển tiếp đặc trưng toán nhảy mức công suất, với điều kiện cố/tai nạn đặc trưng toán LOCA/RIA Các tính toán cần phải sử dụng code phân tích điều kiện chuyển tiếp, cố/tai nạn khác FRAPTRAN-1.5 [5] [6], nhiên, code FRAPCON-3.5 phải sử dụng để tính toán điều kiện ban đầu cho trình chuyển tiếp hay cố/tai nạn 33 TÀI LIỆU THAM KHẢO A Altshuller (2009), NPP-2006 with reactor VVER-1200/491, Saint Petersburg Institute, Rusia Charles Patterson, Friedrich Garzarolli, Ron Adamson (2010), Processes going on in nonfailed Rod during Normal Operation, A.N.T International, Sweden Geelhood K.J., W.G Luscher and C.E Beyer (2014), FRAPCON-3.5: A Computer Code for the Calculation of Steady-State, Thermal-Mechanical Behaviour of Oxide Fuel Rods for High Burn-up, NUREG/CR-7022, Vol.1, US NRC, USA Geelhood K.J., W.G Luscher and C.E Beyer (2014), FRAPCON-3.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7022, Vol.2, US NRC, USA Geelhood K.J., W.G Luscher and J.M Cuta (2014), FRAPTRAN-1.5: A Computer Code for the Transient Analysis of Oxide Fuel Rods, NUREG/CR-7023, Vol.1, US NRC, USA Geelhood K.J and W.G Luscher (2014), FRAPTRAN-1.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7023, Vol.2, US NRC, USA H Bailly, D Menessier and C Prunier (1996), Le combustible nucléaire des réacteurs eau sous pression et des réacteurs nơtrons rapides: Conception et Comportement, CEA EYROLLES, Paris, France IAEA (2007), Computational Analysis of the Behaviour of Nuclear Fuel Under Steady State, Transient and Accident Conditions, IAEA-TECDOC-1578, Vienna Jacopo Buongiorno (2010), “PWR Description”, MIT OpenCourseWare, USA 10 Jinzhao Zhang (2013), “Simulation of fuel behaviors under LOCA and RIA using FRAPTRAN code and uncertainty analysis with DAKOTA”, IAEA Technical Meeting on Modeling of Water-Cooled Fuel Including Design Basis and Severe Accidents, China 34 11 K.L Murty (2013), Materials Ageing and Degradation in Light Water Reactors, Mechanisms and Management, Woodhead Publishing Limited, USA 12 Kopytov I.I., S.B.Ryzhov, Yu.M Semchenkov et al (2009), Prelimary safety analysis report Novovoronezh NPP-2 Power Unit 1, Rusia 13 Massoud T Simnad (2002), Nuclear Reactor Materials and Fuels, University of California, San Diego 14 Molchanov V.L (2009), Nuclear fuel VVER reactors Actual state and trends, Russia 15 Nuclear engineering international (2004), Fuel review: Design data, USA 16 Olander D.R (1975), Fundamental aspects of nuclear reactor elements, USA 17 ROSATOM (2011), Concept Solutions by the example of Leningrad NPP-2, Design AES-2006, Rusia 18 ROSATOM (2009), The AES-2006 reactor plant, a strategic choice, Rusia 19 Todd Allen (2012), Nuclear fuel performance, University of Wisconsin, USA 20 Todreas N.E & al (1990), Nuclear systems: Thermal hydraulic fundamentals, Hemisphere pushing corporation 21 TVEL (2011), Nuclear fuel for VVER reactors, fuel company of Rosatom, Russia 22 Vitaly Ermolaev (2009), “Introduction to the AES-2006 NPP design based on VVER (PWR) technology”, AES-2006 Intended for Loviisa3, Rusia 23 X.A Andrushenko, A.M Aphrov, B.IU Vaciliev, V.N Genheralov, K.B Koxounov, IU.M Shemchenkov, V.Ph Ukraixev (2010), NPP with VVER-1000 reactor types, Moskva, Rusia 24 Yegorova L., G.Abyshov et al (1999), Data Base on the Behavior of High Burn-up Fuel Rods with Zr-1%Nb Cladding and UO2 Fuel (VVER Type) under Reactivity Accident Conditions, NUREG/IA-0156, Vol.3, US NRC, USA 35 25 Yu Wenchi & al (2011), “PWR fuel element stability analysis”, 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Chengdu, China 36 [...]... trục thanh nhiên liệu Hình 4 15 Hàm lượng hydro tích lũy trong vỏ bọc theo trục thanh nhiên liệu 31 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Trong giới hạn nghiên cứu của luận văn này đã trình bày một khía cạnh về phân tích an toàn lò phản ứng hạt nhân đó là về an toàn hiệu năng nhiên liệu Trong đó, đối tượng nghiên cứu chính là về công nghệ lò phản ứng hạt nhân VVERAES2006 với loại thanh nhiên liệu sử dụng là TVS -2006. .. liệu trong trạng thái vận hành ổn định của lò phản ứng 4 Dựa trên những nghiên cứu, tìm hiểu, code FRAPCON-3.5 đã được áp dụng để tính toán đặc trưng của thanh nhiên liệu TVS -2006 sử dụng trong lò phản ứng VVER- 1200 (AES- 2006) ở trạng thái vận hành bình thường Các phân tích cho thấy kết quả tính toán bằng chương trình FRAPCON-3.5 dự đoán khá tốt các đặc 32 trưng của thanh nhiên liệu TVS -2006 trong. .. hình hóa thanh nhiên liệu TVS -2006 Thanh nhiên liệu TVS -2006 được mô hình hóa sử dụng chương trình FRAPCON-3.5 dựa trên các thông số thiết kế, dữ liệu tham chiếu trong vận hành thử nghiệm ở các tổ lò VVER- 1000 và dữ liệu được đưa ra từ PSAR -AES2 006 4.4 Đánh giá thiết kế thanh nhiên liệu TVS -2006 4.4.1 Kết quả tính toán cơ - nhiệt Các phân tích kết quả tính toán cơ - nhiệt của thanh nhiên liệu TVS -2006. .. đại của thanh nhiên liệu trong các điều kiện vận hành là bằng 30,23 mm Các nghiên cứu phân tích thực nghiệm về độ giãn dài của bó thanh nhiên liệu do nhiệt và chiếu xạ (~0,15%) thì khoảng cách độ hở giữa đầu trên của thanh nhiên liệu và khối đỉnh của bó thanh trong trạng thái nóng là bằng ~61,6 mm (không tính đến độ giãn dài của thanh nhiên liệu) Biên dự trữ an toàn đối với độ giãn dài của thanh nhiên. .. thiết kế thanh nhiên liệu TVS -2006 Về cơ bản, cấu trúc thiết kế thanh nhiên liệu TVS -2006 không có nhiều thay đổi so với các thiết kế sử dụng trong lò phản ứng VVER- 1000, trong đó bao gồm các phần đầu trên, đầu dưới và phần thân ống bằng lớp vỏ hợp kim zirconi E110 (Zr-1%Nb) (Hình 4.1) Bảng 4.1 trình bày một số thông số thiết kế và Hình 4.1 mô tả đặc điểm của thanh nhiên liệu TVS -2006 Bảng 4 1 Các thông... Phương pháp phân tích và mô hình hóa [10] [24] 4.3.1 Phương pháp phân tích - Xây dựng mô hình hóa FRAPCON-3.5 đối với thanh nhiên liệu TVS -2006 sử dụng dữ liệu thiết kế từ Hồ sơ phân tích an toàn sơ bộ PSAR -AES2 006; - Giả định hoặc lấy xấp xỉ các thông số chưa đầy đủ trong input đầu vào và thực hiện tính toán sử dụng chương trình FRAPCON-3.5; 20 - Phân tích các kết quả sử dụng đánh giá theo các tiêu chuẩn... TVS -2006 bao gồm các tham số đặc trưng tin cậy về cơ - nhiệt đó là nhiệt độ cực đại của nhiên liệu, tỷ lệ phát tán khí phân hạch và áp suất bên trong thanh nhiên liệu do các sản phẩm khí phân hạch sinh ra Từ các kết quả tính toán và so sánh với kết quả từ PSAR và tiêu chuẩn cho phép về đặc trưng cơ - nhiệt của thanh nhiên liệu TVS -2006 cho thấy các kết quả theo tính toán đáp ứng khá tốt các tiêu chuẩn... dữ liệu thu được từ quá trình vận hành thực tiễn và từ các thử nghiệm phức tạp với chi phí lớn, đã tạo ra công cụ giúp phân tích và đánh giá tương đối toàn diện trạng thái và đặc trưng của viên gốm và vỏ bọc nhiên liệu trong các điều kiện vận hành của lò phản ứng Trong đó, FRAPCON-3.5 là code có độ tin cậy cao và đã được thẩm định, cấp phép sử dụng bởi US.NRC nhằm đánh giá đặc trưng của thanh nhiên liệu. ..2.2 Đặc trưng bức xạ đối với thanh nhiên liệu [13] [16] Có thể thấy rằng, lò phản ứng hạt nhân là một nguồn rất mạnh các loại bức xạ năng lượng cao Khi tương tác với nhiên liệu và vỏ bọc thanh nhiên liệu, bức xạ làm thay đổi các tính chất vật lý, hóa học và cơ học của nhiên vật liệu, ảnh hưởng rất lớn đến độ bền vững và chức năng nguồn nhiệt của nhiên liệu Ảnh hưởng bức xạ tới zirconi và hợp kim của. .. bổ sung các điều kiện biên như lịch sử công suất; - Để đánh giá một cách toàn diện đặc trưng của thanh nhiên liệu, cần phải phát triển các tính toán với điều kiện chuyển tiếp và sự cố/tai nạn của lò phản ứng Trong đó, với điều kiện chuyển tiếp đặc trưng là bài toán nhảy mức công suất, với điều kiện sự cố/tai nạn đặc trưng là bài toán LOCA/RIA Các tính toán này cần phải sử dụng một code phân tích điều