MÔ PHỎNG SỰ CỐ LOCA
TRONG THỰC NGHIỆM ROSA/LSTF TEST 1.1 SỬ DỤNG
CHƢƠNG TRÌNH TÍNH TOÁN THỦY NHIỆT CATHARE 2.0
TRƢỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI
VIỆN KỸ THUẬT HẠT NHÂN VÀ VẬT LÝ MÔI TRƢỜNG
Đồ án tốt nghiệp
Sinh viên thực hiện: Đỗ Ngọc Điệp
Ngƣời hƣớng dẫn: ThS. Lƣu Nam Hải
Nội dung
2
1. Mở đầu.
2. Nội dung chính
 Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA.
 Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1.
 Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0
 Phân tích kết quả
3. Kết luận và kiến nghị.
 Nghiên cứu và học hỏi về công nghệ lò phản ứng hạt nhân là thiết yếu trong
thời kỳ chuẩn bị cho việc xây nhà máy điện hạt nhân vào năm 2014 của
Việt Nam.
 Các vấn đề an toàn, sự cố trong vận hành lò phản ứng hạt nhân đóng vai trò
quan trọng hàng đầu.
 Tai nạn LOCA là điển hình.
Mục đích nghiên cứu:
Tìm hiểu các đặc trưng chuyển tiếp và các hiện tượng vật lý, tham số thủy
nhiệt trong sự cố mất nước tải nhiệt của lò phản ứng nước áp lực với sự có mặt
của hệ thống ECCS.
Sử dụng chương trình tính toán thủy nhiệt trong mô phỏng và tính toán an
toàn đối với sự cố mất nước tải nhiệt.
Mở đầu
3

Nội dung chính
LSTF
ROSA
CATHARE
2.0
Kết quả
PWR
LOCA
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA.
Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1.
Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0
Phân tích kết quả
PWR
=
Pressurized
Water
Reactor
= Lò nƣớc
áp lực
5
Hình 1. Lò phản ứng hạt nhân PWR
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA (1/3)
6
Mất một lƣợng nƣớc tải nhiệt
của lò phản ứng
Suy giảm khả năng
tải nhiệt
Làm tăng phản ứng
oxi hóa kim loại – nƣớc
- Phá hủy lớp vỏ

thanh nhiên liệu
- Nóng chảy nhiên liệu
Nhiệt độ lớp vỏ
thanh nhiên liệu tăng
Khôi phục
khả năng
tải nhiệt
vùng hoạt
ECCS
LOCA
Loss of coolant
accident
(Sự cố mất
chất tải nhiệt)
=
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA (2/3)
7
ECCS
(Hệ thống
làm mát
vùng hoạt
khẩn cấp)
HPIS: Hệ thống bơm an toàn áp suất cao: khoảng
P=8.6 – 13 MPa
LPIS: Hệ thống bơm an toàn áp suất thấp: khoảng
P=1,2MPa
ACC: Bình nước dự trữ: P=1,38 - 4,14 MPa
- Hệ thống cấp nƣớc phụ.
- Các van an toàn của bình
điều áp.

- Các van trên các đƣờng ống
của vòng sơ cấp và thứ cấp.
Hình 2 Hệ thống ECCS
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA (3/3)
LSTF
ROSA
Nội dung chính
PWR
LOCA
LSTF
ROSA
CATHARE
2.0
Kết quả
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA.
Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1
Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0
Phân tích kết quả
9
 Chương trình thực nghiệm khảo sát sự cố có thể xảy ra
cho một lò phản ứng hạt nhân.
 Sự cố diễn biến theo kịch bản định trước.
 Mục đích Test 1.1:
- Nhằm khảo sát các tham số thủy nhiệt khi diễn ra sự cố
LOCA với sự có mặt của hệ thống ECCS
- Sử dụng số liệu thu được để đánh giá một số các
chương trình mô phỏng thủy nhiệt trên hệ máy tính như
CATHARE, RELAP…
ROSA
= Rig Of

Safety
Assessment
= Thực
nghiệm
đánh giá
an toàn
Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1 (1/2)
LSTF = Large Scale Test Facility = Cơ sở thử nghiệm quy mô lớn
10
Thể tích khối tương đương
với 1/48 thể tích một PWR
thực.
Hai vòng tải nhiệt sơ cấp.
Chiều cao của hệ thống
tương đương trong một PWR
thực.
Sử dụng nguồn điện phát
nhiệt.
Hình 3 Mô hình lò PWR trong LSTF
Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1 (2/2)
Nội dung chính
LSTF
ROSA
CATHARE
2.0
PWR
LOCA
Kết quả
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA.
Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1.

Chƣơng trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0
Phân tích kết quả
12
Khởi đầu từ năm 1979, xây dựng bởi:
 Trung tâm nghiên cứu năng lượng hạt nhân Pháp CEA (Atomic Energy Commission);
 Viện bảo vệ bức xạ và an toàn xạ hạt nhân Pháp IRSN (Institute of Radiation and Safety Nuclear);
 Tập đoàn điện lực Pháp EDF (Electricite De France);
 Tập đoàn thiết kế lò phản ứng hạt nhân Pháp FRAMATOME (The French NPP Designer).
CATHARE
Code for Analysis of
THermalhydraulics
during an Accident
of Reactor and safety
Evaluation
Chương trình tính toán phân
tích các hiện tượng thủy
nhiệt trong một tai nạn giả
định của Lò phản ứng và
đánh giá an toàn
=
=
Chƣơng trình tính toán thủy nhiệt CATHARE2.0 (1/2)
Giả định các trường hợp tai nạn có thể xảy ra trong một lò
phản ứng hạt nhân PWR.
Điều tra các sự cố và điều hành nhà máy điện hạt nhân.
Cung cấp các tính toán với thời gian thực.
Mục tiêu
13
Các yếu tố trong lò phản ứng
được mô phỏng bởi các mô-đun

0-D, 1-D, các mô-đun phụ mô
tả các điều kiện biên, các van,
các yếu tố nguồn cấp/xả nước.
Chương trình dựa trên mô
hình 2 chất lỏng với 6 phương
trình cân bằng năng, động, khối
lượng;
 1 đến 4 phương trình vận
chuyển cho các khí không
ngưng tụ.
Hình 4 Cấu trúc mô phỏng CATHARE2.0
Chƣơng trình tính toán thủy nhiệt CATHARE2.0 (2/2)
14
Thùng lò
Bình sinh hơi
Tua bin
Kênh A
Kênh B
Bình điều áp
Vị trí ống dẫn ECCS
Hình 5 Mô hình mô phỏng LSTF bằng CATHARE 2.0
Xây dựng LSTF/ROSA Test 1.1 bằng CATHARE 2.0
15
Mô tả kịch bản ROSA/LSTF Test 1.1 (1/2)
Công suất vùng hoạt bằng 1,4MW.
Các bơm vòng sơ cấp ngừng hoạt
động, áp suất trong hệ thống15,5MPa
và chứa 100% nước.
Nước từ hệ thống ECCS được đưa
vào trong hệ thống sơ cấp bằng các

bơm.
Nhiệt độ nước của ECCS là 300
0
K.
Giảm lượng nước trong thùng lò qua
từng bước.
Áp suất và mực nước trong bình sinh
hơi được điều khiển giữ không đổi.
Hình 6 Lưu lượng dòng bơm từ ECCS
Hình 7 Lưu lượng dòng xả ở đáy thùng lò
16
Sơ đồ cắt ngang vòng làm mát sơ cấp với vị trí ECCS và các cặp nhiệt:
Mô tả kịch bản ROSA/LSTF Test 1.1 (2/2)
Nội dung chính
CATHARE
2.0
Kết quả
LSTF
ROSA
PWR
LOCA
Tổng quan lò phản ứng PWR và sự cố LOCA
Thực nghiệm ROSA/LSTF Test 1.1
Chương trình tính toán thủy nhiệt CATHARE 2.0
Phân tích kết quả
Hình 8 Áp suất thùng lò từ thực nghiệm và từ CATHARE
Các biến đổi áp suất theo từng sự kiện với độ biến đổi khác nhau. Điều này chứng tỏ sự
ảnh hưởng rõ ràng của ECCS đối với áp suất toàn lò phản ứng.
Đường biểu đồ giữa kết quả thực nghiệm và tính toán CATHARE là tương đương nhau.
18

Áp suất thùng lò và bình sinh hơi
CATHARE
Thực nghiệm
Nhiệt độ kênh lạnh A
Các vị trí khác nhau có nhiệt độ biến đổi là khác nhau.
Độ biến đổi giữa vị trí ECCS và sau ECCS tới gần thùng lò là chênh
lệch lớn.
19
Vị trí 2.34m từ tâm thùng lò Vị trí 1.63m từ tâm thùng lò
Hình 10 Nhiệt độ kênh lạnh A
Nhiệt độ kênh lạnh B
Vị trí 1.63m từ tâm thùng lò
Sự thay đổi nhiệt độ giữa hai vị trí 2.73m và 1.63m tương đương nhau
20
Vị trí 2.73m từ tâm thùng lò
Hình 11 Nhiệt độ kênh lạnh B
Nhiệt độ khoang lƣu hồi
Thay đổi phức tạp.
Xuất hiện các đỉnh bất
thường rõ nét.
Kết quả tính toán bằng
CATHARE thể hiện sự
biến đổi hiện tượng là
tương đối phù hợp với
thực nghiệm.
21
Hình 12 Vị trí 0.09m từ đáy của kênh lạnh
Kết luận và kiến nghị (1/2)
22
• Sự cố LOCA là sự cố có thể gây hậu quả nghiên trọng đòi hỏi phải được xem xét trong phân

tích an toàn nhà máy điện. Một hệ thống rất quan trọng trong khắc phục hậu quả đó là ECCS.
Việc phân tích sự ảnh hưởng và tác động của ECCS tới các quá trình thủy nhiệt trong lò phản
ứng khi có sự cố là cần thiết để có thể cải tiến, hoàn thiện tính đảm bảo an toàn lò phản ứng
của ECCS.
• Qua mô phỏng bài toán ROSA TEST 1.1, từ các tham số thủy nhiệt thu được có thể nhận
định sự biến đổi các hiện tượng thủy nhiệt trong sự cố LOCA với các mặt ảnh hưởng từ
ECCS tới hệ thống:
– Nhiệt độ nước vào từ ECCS
– Vị trí đặt đầu vào ECCS
– Lưu lượng nước vào từ ECCS
– Thời gian tác động và ảnh hưởng của ECCS theo từng giai đoạn áp suất và diễn biến.
Kết luận và kiến nghị (2/2)
23
• Kết quả mô phỏng bằng CATHARE tương đối phù hợp với kết quả thực nghiệm.
Điều này khẳng định khả năng mô phỏng của CATHARE đối với các hiện tượng
thủy nhiệt trong sự cố làm mất chất tải nhiệt vùng hoạt (LOCAs) và các quá trình
chuyển tiếp của một lò phản ứng.
• Những sai số giữa kết quả tính toán và kết quả thực nghiệm tồn tại do:
– Sai số của chương trình tạo ra: sai số hình học và sai số thống kê.
– Sai số do các giá trị sử dụng trong mô phỏng được tính toán trước và được lấy trong
thực nghiệm.
• Trong giới hạn của đồ án tốt nghiệp, giả định các sự kiện trong một sự cố LOCA là còn
đơn lẻ. Trên thực tế, sự cố LOCA xảy ra kèm theo nhiều sự kiện khác, phức tạp và bất
lợi nhiều hơn. Điều này mở ra các hướng nghiên cứu tiếp theo, hoàn thiện phương thức
vận hành và cải tiến về công nghệ, nhằm nâng cao tính an toàn của lò phản ứng PWR.
Tài liệu tham khảo
24
[1]. D.Bestion, G.Geffraye: The CATHARE Code, Pháp 04/2002.
[2]. R. Hosmer Norris, Florence F.Buckland, Nancy D.Fitzroy, Roy H.Roecker:
Data book – Heat Transfer and Fluid Flow, General Electric Company,

Schenectady N.Y 1983.
[3]. Thermohydraulic Safety Research Group, Nuclear Safety Research Center,
Japan Atomic Energy Agency: Final Data Report of OECD/NEA ROSA Project
Test 1-1 (ECCS water injection under natural circulation condition: ST-NC-34 in
JAEA), Nhật Bản 01/2008.
[4]. The ROSA-V Group: ROSA-V Large scale test facility (LSTF) – System
description for the third and fourth simulated fuel assemblies, Japan Atomic
Energy Research Institute 03/2003.
[5]. Trần Thị Trang: Phân tích quá trình chuyển tiếp trong sự cố mất nước tải nhiệt
của lò phản ứng nước áp lực, Luận văn thạc sỹ khoa học, Hà Nội 2010.
Xin chân thành cảm ơn
thầy cô và các bạn đã chú ý theo dõi!
25