ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

NGUYỄN NGUYỆT ANH
ỨNG DỤNG PHẦN MỀM BWR-V3 VÀO MÔ PHỎNG VÀ
KHẢO SÁT MỘT SỐ SỰ CỐ TRONG LÒ PHẢN ỨNG
HẠT NHÂN NƯỚC SÔI (BWR) 1300 MW(e) LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ
LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ Người hướng dẫn khoa học:
TS. LÊ BẢO TRÂN
Tp. Hồ Chí Minh - Năm 2014
i

LỜI CẢM ƠN
 
Luận văn này là kết quả của quá trình học tập và nghiên cứu tại Trường Đại
học Khoa học Tự nhiên Tp Hồ Chí Minh. Để hoàn thành được đề tài, tác giả đã
nhận được rất nhiều sự giúp đỡ của các thầy cô, các anh chị, bạn bè đồng khóa tại
Bộ môn Vật lý Hạt nhân. Đó là những chia sẻ vô cùng quý báu đối với tác giả.
Thông qua luận văn, tác giả xin được gửi lời tri ân chân thành tới các thầy cô, xin
cảm ơn các anh chị, bạn bè đã luôn động viên, hỗ trợ tác giả trong suốt quá trình
thực hiện nghiên cứu.
Đặc biệt, tác giả xin gửi lời cảm ơn sâu sắc tới cô hướng dẫn TS Lê Bảo Trân,

1.2.2. Các yếu tố ảnh hưởng tới độ phản ứng 11
1.2.3. Động học lò phản ứng 17
1.3. Lò phản ứng hạt nhân nước sôi BWR 1300MW(e) 21
1.3.1. Nguyên tắc hoạt động chung 21
1.3.2. Cấu trúc lò phản ứng nước sôi 22
1.3.3. Các hệ thống an toàn lò phản ứng 23
CHƯƠNG 2: CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG SỰ CỐ BWR-V3 27
2.1. Giới thiệu về phần mềm BWR-V3 27
2.2. Cài đặt và chạy mô phỏng 27
2.4. Các giao diện mô phỏng 28
2.4.1. Giao diện tổng quan lò 29
2.4.2. Giao diện các chu trình điều khiển lò 32
2.4.3. Bản đồ công suất/lưu lượng và các chức năng điều khiển BWR 34
2.4.4. Giao diện độ phản ứng và điều khiển lò 40
iii

2.4.5. Giao diện các tham số dập lò 42
2.4.6. Giao diện máy phát tua-bin 43
2.4.7. Giao diện cấp nước và tách hơi 44
2.4.8. Hệ thống rào chắn bảo vệ lò 46
CHƯƠNG 3: MÔ PHỎNG MỘT SỐ SỰ CỐ 48
3.1. Sự cố giảm lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt do lỗi điều khiển 48
3.1.1. Mô tả sự cố 48
3.1.2. Mô phỏng sự cố trên BWR-V3 48
3.1.3. Phân tích kết quả 54
3.2. Van điều khiển mực nước cấp bị lỗi mở 59
3.2.1. Mô tả sự cố 59
3.2.2. Mô phỏng sự cố trên BWR-V3 59
3.2.3. Phân tích kết quả 63
3.3. Sự cố vỡ thùng lò phản ứng mức trung bình – LOCA 800 kg/s 66

HP-MV High Pressure heater motorized valves – Van điều chỉnh nung nhiệt cao
áp
LPCF Low Pressure Coolant flooder – Hệ thống phun chất tải nhiệt thấp áp
MSR Moisture Separator and Reheater - Máy tách ẩm và gia lại nhiệt
RCIC Reactor Core Isolated Coolant – Hệ thống làm mát dự phòng
RHR Residual Heat Removal – Hệ thống khử nhiệt dư
RIPs Reactor Internal Pumps – Các máy bơm nội bộ
v

RPC Reactor Pressure Control unit – Bộ điều áp
RPS Reactor Protection System – Hệ thống bảo vệ lò phản ứng
RSP Remote Setpoint – Điểm đặt từ xa
SRVs Safety Relief Valves – Van xả áp an toàn
TCV Turbine Control Valve – Van điều khiển tua-bin
Sự cố
DCF Decreasing Core Flow – Giảm lưu lượng vùng hoạt
LOCA Loss of Coolant Accident – Tai nạn mất chất tải nhiệt
FWLCVO Feedwater Level Control Valve Open – Van điều khiển mực nước cấp
mở
Thông số, trạng thái
FP Full Power – Công suất toàn phần (Công suất tối đa trên danh nghĩa)
IC Initial Conditions – Chế độ điều kiện ban đầu
RPM Round per Minute – Vòng/phút
SP Setpoint – Điểm đặt
TAF Tof of Fuel – Đỉnh thanh nhiên liệu

vi

DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng Trang

Hình 2.5: Giao diện Các tham số dập lò 42
Hình 2.6: Giao diện Máy phát tua-bin 44
Hình 2.7: Giao diện Cấp nước và Tách hơi 45
Hình 2.8: Giao diện Hàng rào bảo vệ lò 46
Hình 3.1: Đường dịch chuyển của con nháy vàng 50
Hình 3.2: Công suất neutron quá điểm giới hạn 50
Hình 3.3a: Trạng thái vùng hoạt không ổn định 51
Hình 3.3b: Trạng thái van điều khiển hơi đến tua-bin 51
Hình 3.4a: Các bước tăng công suất bơm nội bộ và công suất lò 53
Hình 3.4b: Công suất lò khôi phục 100% 53
Hình 3.5: DCF - Áp suất bơm nội bộ (kPa) 55
Hình 3.6: DCF - Tốc độ bơm nội bộ (RPM) 55
Hình 3.7: DCF - Lưu lượng tải nhiệt vùng hoạt (kg/s) 55
Hình 3.8: DCF - Lưu lượng hơi đến tua-bin (kg/s) 55
Hình 3.9: DCF - Áp suất lò (kPa) 55
Hình 3.10: DCF - Công suất lò (%) 55
viii

Hình 3.11: DCF - Nhiệt độ nhiên liệu (
0
C) 56
Hình 3.12: DCF - Độ phản ứng tổng (mk) 56
Hình 3.13: DCF - Nồng độ hai pha vùng hoạt (%) 56
Hình 3.14: DCF - Độ phản ứng của bọt khí (mk) 56
Hình 3.15: Hiển thị lỗi van cấp nước mở ra hoàn toàn 61
Hình 3.16: Giao diện “Bản đồ Công suất/Lưu lượng” khi xảy ra sự cố 61
Hình 3.17: Tình trạng bơm cấp nước và các van 62
Hình 3.18: Giao diện hàng rào bảo vệ lò 62
Hình 3.19: FWLCVO - Mực nước trong lò (m) 63
Hình 3.20: FWLCVO - Áp suất lò (kPa) 63
x

MỞ ĐẦU
Với tình hình nhu cầu về năng lượng trên thế giới nói chung và Việt Nam nói
riêng hiện nay đang tăng cao trong khi các nguồn cung cấp năng lượng cũ (thủy
điện, nhiệt điện…) đã không còn đáp ứng đủ và kịp thời cho sản xuất và sinh hoạt,
thì việc khai thác những nguồn năng lượng mới là một đòi hỏi tất yếu của xã hội. Ở
nước ta hiện nay, điện hạt nhân với ưu điểm nổi trội hơn so với các nguồn năng gió,
mặt trời, địa nhiệt: giá thành rẻ hơn, kĩ thuật không phức tạp bằng, phù hợp với điều
kiện địa hình khí hậu…, cùng với sự kế thừa công nghệ từ các nước đi trước, việc
phát triển năng lượng điện hạt nhân là một tiềm lực lớn và là một trong những chiến
lược phát triển kinh tế quan trọng của Chính phủ trong thời kì hội nhập.
Lịch sử điện hạt nhân đã bắt đầu từ những năm 1950-1960 và tốc độ được đẩy
mạnh sau đó, tuy có những giai đoạn nguồn năng lượng này bị suy giảm chậm lại
do sự hoài nghi về tính an toàn cũng như an ninh quốc gia, nhưng cho tới hiện nay
điện hạt nhân vẫn chứng minh được giá trị và tiềm năng phát triển to lớn của nó, tất
nhiên cùng với công nghệ kĩ thuật ngày càng được cải thiện nâng cao và an ninh
năng lượng ngày càng được thắt chặt đảm bảo.
Trong bước đầu khai thác sử dụng điện hạt nhân ở nước ta, cụ thể là dự án nhà
máy điện hạt nhân tại Ninh Thuận đến năm 2030 đưa vào hoạt động, các yêu cầu về
an toàn năng lượng càng trở nên cấp thiết. Xuất phát từ các đòi hỏi đó, đề tài “Ứng
dụng phần mềm BWR-V3 vào mô phỏng và khảo sát một số sự cố trong lò phản
ứng hạt nhân nước sôi (BWR) 1300MW(e)” được chọn ra để nghiên cứu. Về phần
mềm mô phỏng các sự cố có thể xảy ra trong lò phản ứng, BWR-V3 là phần mềm
được IAEA hỗ trợ cho các nước thành viên phục vụ cho mục đích giáo dục. Nghiên
cứu BWR-V3 để đưa vào bồi dưỡng đào tạo nhân lực là một yếu tố không thể thiếu
trong những đòi hỏi chung về an toàn vận hành và điều khiển nhà máy điện hạt
nhân.

khối lượng hạt nhân, biểu thị trong đơn vị khối lượng nguyên tử 1,660x10
-27
kg.
Proton là hạt mang điện tích dương đơn vị bằng 1,6x10
-19
C và có khối lượng
bằng 1,6726x10
-27
kg hay 938,279 MeV. Neutron không có điện tích, khối lượng
của nó bằng 1,675x10
-27
kg hay 989,573 MeV, tức là lớn hơn khối lượng proton [2].
Proton là hạt cơ bản bền, còn neutron chỉ bền trong hạt nhân bền vững. Quá
trình phân rã của neutron trong hạt nhân bền vững bị cấm về mặt năng lượng vì khi
phân rã cần thắng năng lượng liên kết của neutron trong hạt nhân. Trong vật lý lò
phản ứng, các neutron được xét ở trạng thái tự do. Ở trạng thái tự do, neutron phân
rã với thời gian bán rã 11,7 phút theo sơ đồ phân rã β
-
như sau:
 →  + 

+
ν

e
(1.1)
Trong đó e
-
là electron và ν
e


, động năng tổng cộng của các hạt tương tác,
tức là các neutron và hạt nhân, không thay đổi trước và sau va chạm, còn trong tán
xạ không đàn hồi 
(
,
)



∗


một phần động năng chuyển thành năng lượng kích
thích của hạt nhân sau va chạm 
∗


. Năng lượng kích thích này sau đó được phát ra
dưới dạng lượng tử γ.
Trong tán xạ không đàn hồi, hạt nhân được chuyển sang trạng thái kích thích,
do đó chỉ có các neutron với năng lượng lớn hơn năng lượng kích thích mới tham
gia phản ứng. Như vậy quá trình tán xạ không đàn hồi là quá trình có ngưỡng với
năng lượng ngưỡng 

=





σ
a
= σ
γ
+ σ
β
+ σ
p
+ σ
α
+ σ
2n
+ σ
f
+ (1.2)
Bảng 1.1: Tiết diện các phản ứng ( barns) tại năng lượng neutron 0,025 eV [2]
Hạt nhân

σ
t
(toàn phần) σ
s
(tán xạ) σ
a
(hấp thụ) σ
f
(phân hạch)
9
Be 7 7 0,01 -
12

1.1.3. Phản ứng phân hạch hạt nhân
Phản ứng hạt nhân quan trọng nhất trong các quá trình vật lý của lò phản ứng
là phản ứng phân hạch hạt nhân. Dưới tác dụng của neutron, hạt nhân nguyên tố
nặng bị phân chia chủ yếu thành 2 mảnh với khối lượng gần bằng nhau. Có thể biểu
diễn một sự kiện phân hạch hạt nhân
235
U bằng phương trình sau:



+ 


→ 
∗


→ 




+ 




+   +



. Động năng neutron, năng lượng liên kết của
nó và độ cao bờ thế năng phân hạch xác định khả năng phân hạch của các hạt nhân
cụ thể. Các hạt nhân
232
Th,
233
U,
235
U,
238
U và
239
Pu thường được sử dụng trong lò
phản ứng. Khi hấp thụ neutron, các hạt nhân này tạo thành các hạt nhân hợp phần
233
Th,
234
U,
236
U,
239
U và
240
Pu với năng lượng kích thích E
*
tối thiểu bằng năng

5

lượng liên kết B của neutron trong các hạt nhân đó ( E

kết B (MeV)
232
Th 5,9
233
Th 5,07
233
U 5,5
234
U 6,77
235
U 5,75
236
U, 6,4
238
U 5,85
239
U 4,76
239
Pu 5,5
240
Pu 6,38
Từ bảng 1.2 thấy rằng B > E
ng
đối với các hạt nhân
233
U,
235
U và
239
Pu còn đối

232
Th,
238
U và
240
Pu.
Trong thiên nhiên tồn tại các hạt nhân
232
Th,
235
U và
238
U. Uranium thiên nhiên
gồm 0,714%
235
U. Các hạt nhân phân hạch
233
U và
239
Pu được tạo nên do các phản
ứng của neutron lên các hạt nhân khác.
ℎ +  → ℎ









(1.5)



+  → 



 +


→ 


(1.6)

6

Các hạt nhân
232
Th và
238
U được gọi là nguyên liệu hạt nhân. Chúng dùng để
chế tạo các nhiên liệu hạt nhân
233
U,
239
Pu và
241
Pu.

thừa 6 neutron và 


thừa 4 neutron.
Thành phần các sản phẩm phân hạch theo các nguyên tố hóa học thay đổi do
phân rã β. Chẳng hạn, một dãy các phân rã liên tiếp nhau như sau:

Nếu quá trình phân hạch kéo dài đủ lâu với tốc độ không đổi thì trong phần
lớn các dãy phân rã tạo nên sự cân bằng và thành phần hóa học của các sản phẩm
phân hạch cuối cùng cũng sẽ không đổi. Trong trạng thái cân bằng, một phần tư các

7

sản phẩm là các nguyên tố đất hiếm. Trong các nguyên tố khác thì Zirconi chiếm
15%, Molypden chiếm 12%, Xesi chiếm 6,5%. Các khí Xenon và Kripton chiếm
16%.
Thể tích các khí này khi phân hạch 1 kg Uranium trong khoảng thời gian dài
(khoảng 4 năm) đạt tới hơn 25 m
3
ở điều kiện bình thường.

Hình 1.3: Sự phụ thuộc số mảnh vỡ phân hạch
235
U bởi neutron nhiệt
Ngoài các mảnh vỡ phân hạch, khi phân hạch hạt nhân còn có các lượng tử γ
tức thời, các hạt β do phân rã, các lượng tử γ do phân rã, các neutrino và các
neutron. Phản ứng phân hạch
235
U giải phóng ra năng lượng phân bố theo các sản
phẩm phân hạch như sau :

(gam/giây).
Một đặc điểm của phân hạch hạt nhân
235
U là trong số các sản phẩm phân hạch
có các neutron. Các neutron sinh ra do phân hạch là đối tượng đáng lưu ý nhất vì
chúng đóng vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền. Trong mỗi phân hạch
trung bình xuất hiện ν neutron. Đại lượng này khác nhau đối với các hạt nhân khác
nhau và tăng khi tăng năng lượng neutron .
Bảng 1.3: Số trung bình các neutron sinh ra do phân hạch ν [2]
Hạt nhân E = 0,025 eV E = 1,8 eV
233
U 2,52 2,71
235
U 2,41 2,74
238
U - 2,70
239
Pu 2,92 3,21
Các neutron phân hạch gồm 2 loại: neutron tức thời sinh ra tại thời điểm phân
hạch và neutron trễ sinh ra muộn hơn so với thời điểm phân hạch.
1.1.4. Phản ứng dây chuyền và nguyên tắc làm việc của lò phản ứng hạt nhân
Trước tiên, để lò hoạt động được cần tạo ra một lượng neutron ban đầu, người
ta dựa vào hiện tượng quang phân rã hạt nhân, kí hiệu (γ, n). Dưới tác dụng của bức
xạ γ của các chất phóng xạ tự nhiên (ví dụ: 


) lên các nguyên tố dùng làm bia
như Berili, Dơteri có thể xảy ra 2 quá trình sau:

9

neutron. Để đơn giản trong suy luận theo hình 1.4, giả sử trong một phân hạch xuất
hiện 3 neutron. Khi đó 1 neutron ban đầu gây phân hạch và sinh ra 3 neutron khác,
ta gọi nó là thế hệ neutron thứ nhất. Ba neutron này gây phân hạch và tạo nên 3
2
= 9
neutron của thế hệ thứ hai. Trong thế hệ thứ ba sẽ có 3
3
= 27 neutron. Cho đến thế
hệ thứ 50 ta có 3
50
≈ 10
25
neutron. Như vậy số neutron tăng lên rất nhanh theo các
thế hệ neutron. Đó là sự phát triển của phản ứng dây chuyền.

Hình 1.4: Mô hình phát triển của phản ứng dây chuyền
Trong lò phản ứng, phản ứng dây chuyền thực hiện trong môi trường gồm vật
liệu phân hạch (Uranium, plutoni, ), các chất làm chậm (nước, graphit, ), các chất
hấp thụ (Bo, ), các chất tải nhiệt (nước, natri lỏng, ) và vật liệu cấu trúc (nhôm,
thép, ). Sau khi phân hạch, các neutron được sinh ra là các neutron nhanh, chúng
tương tác với tất cả các vật liệu hợp phần, trong đó xảy ra tán xạ đàn hồi, tán xạ
không đàn hồi, hấp thụ và phân hạch hạt nhân. Các chất làm chậm có tác dụng giảm
năng lượng neutron do quá trình tán xạ không đàn hồi và tán xạ đàn hồi. Nếu trong

10

môi trường không có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị môi trường hấp thụ,
do đó các hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch do neutron nhanh. Khi đó phản ứng dây
chuyền được thực hiện nhờ neutron nhanh. Nếu trong môi trường có mặt chất làm
chậm thì các neutron bị làm chậm đến neutron trung gian và neutron nhiệt. Khi đó,


Λ

(1.12)
Với: ɛ là hệ số phân hạch nhanh.
p là xác xuất thoát cộng hưởng.
η là hệ số tái sinh neutron.
f là hệ số sử dụng neutron nhiệt.
Ʌ
f
là xác suất không rò rỉ neutron nhanh.
Ʌ
t
là xác suất không rò rỉ neutron nhiệt.
Để phản ứng dây chuyền cân bằng trong môi trường vùng hoạt hữu hạn thì
phải chọn kích thước vùng hoạt, khối lượng nhiên liệu phân hạch, tỉ lệ các chất hợp
phần và cách bố trí tính sao cho k
eff
= 1. Khi đó vùng hoạt ở trạng thái tới hạn còn
khối lượng vật liệu phân hạch và kích thước vùng hoạt tương ứng được gọi là khối
lượng tới hạn và kích thước tới hạn. Trạng thái k
eff
<1 là trạng thái dưới tới hạn, khi
đó phản ứng dây chuyền tự tắt. Trạng thái k
eff
> 1 là trạng thái trên tới hạn, phản
ứng dây chuyền phát triển.

11


+ (1.14)
ρ là độ phản ứng tổng (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do các thanh điều khiển (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do nhiệt độ vận hành (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do nhiệt độ nhiên liệu (mk)
ρ

là độ phản ứng neutron thay đổi do bọt khí trong vùng hoạt (mk)
Trong điều kiện thông thường k gần bằng 1 nên công thức trên có thể viết lại
như sau:
 = k

− 1 (1.15)
Ví dụ: Hệ số nhân k
eff
= 1,003 thì  = 0,003.
1.2.2. Các yếu tố ảnh hưởng tới độ phản ứng
1.2.2.1. Ảnh hưởng của nhiệt độ tới tốc độ phản ứng
Tốc độ phản ứng đối với một hạt nhân xác định được cho bởi công thức:

12

R = ΦƩ = ΦΝσ (1.16)
Với: N là số hạt nhân trên một đơn vị thể tích và σ là tiết diện phân hạch

U. Vì vậy, nhiệt độ của nhiên liệu cao làm nguyên tử
238
U chuyển động
nhanh hơn và có một vùng rộng mà ở đó vận tốc neutron trùng với đỉnh hấp thụ
238
U.

Trích đoạn Cài đặt và chạy mô phỏng Giao diện tổng quan lò Giao diện các chu trình điều khiển lò Bản đồ công suất/lưu lượng và các chức năng điều khiển BWR Giao diện độ phản ứng và điều khiển lò

---