Việc lựa chọn chiến lược phát triển điện hạt nhân, tiến tới làm chủ công nghệ điện hạt nhân yêu cầu không những đào tạo nguồn nhân lực nắm vững các kiến thức chuyên môn, lý thuyết, thực hành mang tính đa ngành như công nghệ điện hạt nhân, mà còn đỏi hỏi năng lực nghiên cứu và phát triển các vấn đề về công nghệ, trong đó thực nghiệm thủy nhiệt hạt nhân là phần công nghệ cốt lõi về an toàn điện hạt nhân. Điều này đặc biệt quan trọng với một quốc gia mới bắt đầu phát triển điện hạt nhân như Việt Nam.
Điểm nổi bật trong bức tranh nghiên cứu thực nghiệm thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân tại Việt Nam trong thời gian qua chính là việc xây dựng thành công hệ thực nghiệm mô hình hai vòng phản ứng hạt nhân nước áp lực (PWR) tại Viện Kỹ thuật hạt nhân và Vật lý môi trường, Đại học Bách khoa Hà Nội, trong khuôn khổ đề tài nghiên cứu cấp Bộ (Bộ Công Thương) do Thạc sỹ Trịnh Hữu Toản làm chủ nhiệm. Hệ thực nghiệm này sẽ được dùng để nghiên cứu các vấn đề thủy nhiệt sơ cấp cũng như phục vụ cho việc thực hành của sinh viên chuyên ngành kỹ thuật hạt nhân trong chương trình đào tạo nguồn nhân lực phục vụ cho dự án nhà máy điện hạt nhân đầu tiên của Việt Nam.
Tuy nhiên, hệ thực nghiệm mới chỉ được trang bị các thiết bị đo đạc dòng đơn pha. Để sử dụng hệ thực nghiệm cho các mục đích nghiên cứu dòng hai pha và an toàn thủy nhiệt, tiếp cận năng lực nghiên cứu quốc tế cũng như năng lực sau đại học về lĩnh vực thủy nhiệt lò phản ứng cần thiết phải phát triển các công cụ đo đạc thông số dòng hai pha.
Trong Đề tài “Xây dựng hệ thực nghiệm thủy nhiệt và nghiên cứu một số hiện tượng của dòng 2 pha”, nhóm nghiên cứu của Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân cho rằng, điểm khác biệt quan trọng nhất giữa nhà máy nhiệt điện và nhà máy điện hạt nhân chính là cơ chế sinh năng lượng nhiệt trong lò phản ứng. Cho nên, ngay khi công nghệ nhà máy điện hạt nhân được ứng dụng và đưa vào vận hành thương mại từ những năm 50 của thế kỷ trước, vấn đề nâng cao, cải thiện an toàn trong thiết kế, vận hành nhà máy điện hạt nhân luôn được quan tâm và ưu tiên hàng đầu.
Trong nhà máy nhiệt điện, việc kiểm soát và điều khiển công được thực hiện khá đơn giản bằng cách điều chỉnh mức nhiên liệu (than đá, khí…) cấp cho lò đốt nhiệt. Vì vậy, việc dừng lò đốt nhiệt được thực hiện dễ dàng bằng cách ngừng cấp nhiên liệu.
Trong nhà máy điện hạt nhân, cơ chế sinh năng lượng nhiệt dựa trên phản ứng phân hạch gây ra bởi quá trình hấp thụ neutron nhiệt của đồng vị U235, tạo ra các mảnh vỡ phân hạch, neutron và giải phóng năng lượng nhiệt rất lớn (~ 200MeV/phân hạch). Việc dừng lò phản ứng hạt nhân được thực hiện bằng cách đưa các thanh điều khiển, hoặc dung dịch chứa chất có tiết diện hấp thụ neutron rất mạnh (axit boric) vào trong vùng hoạt để hấp thụ hết các neutron, ngăn ngừa phản ứng phân hạch xảy ra.
Về nguyên lý, sau khi dừng lò phản ứng không còn năng lượng sinh ra do phản ứng phân hạch. Tuy nhiên, các mảnh vỡ phân hạch tạo ra bởi các phản ứng phân hạch trước đó là các đồng vị phóng xạ phát bức xạ gamma (γ) β). Sau khi bắt đầu hoạt động công suất chỉ vài ngày, năng lượng phát bức xạ phân (γ) và beta (β) chiếm khoảng 7% tổng năng lượng nhiệt phát ra của lò phản ứng. Vì thế sau khi dừng lò phản ứng vẫn còn năng lượng nhiệt dư do phát nhiệt bức xạ gamma và beta (β) - ban đầu có giá trị bằng 7% tổng năng lượng nhiệt phát ra của lò phản ứng, sau đó giảm dần do phân rã. Ví dụ đối với lò công suất thiết kế là 1000 MW nhiệt, năng lượng nhiệt phân rã tại thời điểm dừng lò phản ứng vào khoảng 70 MW.
Theo nhóm nghiên cứu, nếu lượng nhiệt này không được tải đi liên tục, cấu trúc bó thanh nhiên liệu bị đốt nóng liên tục bởi năng lượng nhiệt phát xạ, nhiệt độ tăng lên, cấu trúc bị phá hỏng và dẫn đến quá trình tan chảy thanh nhiên liệu, sinh khí Hydrogen, sau đó có thể gây nổ khí Hydrogen phá hỏng cấu trúc bảo vệ nhà lò phản ứng và cuối cùng giải phóng một lượng lớn đồng vị phóng xạ ra môi trường bên ngoài nhà máy điện hạt nhân.
Như vậy, bài toán cơ bản về thiết kế và vận hành an toàn nhà máy điện hạt nhân là khả năng duy trì làm mát vùng hoạt của lò phản ứng trong tất cả các kịch bản tai nạn sự cố có thể xảy ra đối với nhà máy điện hạt nhân (thiết kế tai nạn cơ sở, động đất, thiên tai, lũ lụt, máy bay đâm…).
Nhìn lại các tai nạn sự cố nhà máy điện hạt nhân tiêu biểu xảy ra trong quá khứ như tai nạn nhà máy điện hạt nhân Three Miles Island tại Mỹ năm 1979 hay tai nạn nhà máy điện hạt nhân Fukushima năm 2011 tại Nhật, nguyên nhân chủ yếu là do việc mất khả năng duy trì làm mát lâu dài cho vùng hoạt trong các kịch bản sự cố mất dòng tải nhiệt.
Trong quá trình tiến hóa về thiết kế an toàn của các thế hệ nhà máy điện hạt nhân, bài toán phân tích đánh giá an toàn của hệ thống trước các tai nạn sự cố mất dòng tải nhiệt LOCA luôn là một yêu cầu bắt buộc đầu tiên của cơ quan pháp quy hạt nhân trong quá trình xin cấp phép về thiết kế, xây dựng cũng như vận hành để đảm bảo nhà máy điện hạt nhân có đáp ứng được các tiêu chuẩn an toàn hay không. Phân tích an toàn thủy nhiệt thường được tiến hành bằng các chương trình tính toán hệ thống thông dụng như: RELAP5 (phát triển tại phòng thí nghiệm IDALHO, Mỹ), TRACE (Mỹ), CATHARE (Pháp), MARS (Hàn Quốc)...
Các chương trình tính toán hệ thống này sử dụng rất nhiều mô hình, ví dụ như mô hình vật lý lò phản ứng, mô hình vận chuyển thủy động và truyền nhiệt của thanh nhiên liệu và chất tải nhiệt, mô hình điều khiển, mô hình bơm. Độ tin cậy của các mô hình thường được đánh giá thông qua việc so sánh kết quả tính toán với các kết quả đo đạc thực nghiệm. Tuy nhiên, để tiến hành thực nghiệm trên hệ thống nhà máy điện hạt nhân thực tế là rất khó khăn và tốn kém.
Để làm giảm tính phức tạp, giá thành cũng như quy mô của hệ thống, tất cả các mô hình hệ thực nghiệm thủy nhiệt đều được thiết kế thu nhỏ theo nguyên lý tương đương, nhưng vẫn đảm bảo được việc mô phỏng một cách chính xác diễn biến quá trình vật lý xảy ra trong các bộ phận cũng như toàn hệ thống nhà máy điện hạt nhân. Thông qua việc đo đạc các thông số kỹ thuật tại các hệ thực nghiệm thủy nhiệt quy mô nhỏ, các mô hình sử dụng trong chương trình tính toán được kiểm nghiệm về tính chính xác cũng như độ tin cậy. Và vì vậy độ tin cậy, chính xác trong việc áp dụng chương trình tính toán hệ thống đối trong các kịch bản tai nạn sự cố xảy ra với quy mô nhà máy điện hạt nhân thực tế hoàn toàn được đảm bảo.
Các hệ thực nghiệm thủy nhiệt đã được xây dựng trên hầu hết các nước có nền công nghiệp điện hạt nhân phát triển như: Mỹ, Pháp, Nga, Canada, Nhật Bản, Hàn Quốc... bao gồm các hệ thực nghiệm mô tả toàn hệ thống và các hệ thực nghiệm mô tả từng bộ phận, cấu hình đặc thù trong hệ thống nhà máy điện hạt nhân. Ví dụ như quá trình truyền nhiệt trong cấu trúc vùng hoạt và chất tải nhiệt.
Trong các hệ thực nghiệm thủy nhiệt, các thông số đo đạc quan trọng là áp suất hệ thống, lưu lượng, vận tốc của chất tải nhiệt (pha hơi và pha nước), nhiệt độ của cấu trúc nhiệt (nguồn sinh nhiệt, nguồn thoát nhiệt, cấu trúc trao đổi nhiệt) và chất tải nhiệt (pha hơi và pha nước), tỉ lệ theo tiết diện, thể tích pha hơi-nước tại từng vị trí quan tâm.
Có thể thấy tầm quan trọng của thông số tỉ lệ theo tiết diện, thể tích pha hơi nước trong việc xác định các chế độ truyền nhiệt của chất tải nhiệt trong bó nhiên liệu khi xảy ra kịch bản tai nạn sự cố mất dòng tải nhiệt, hoặc sự cố bơm tải nhiệt ngừng hoạt động. Khi phát hiện ra các biểu hiện của sự cố này, hệ thống bảo vệ lò phản ứng sẽ tự động đưa thanh điều khiển vào vùng hoạt, đồng thời bơm chất hóa học vào đề dừng lò. Sau khi dừng lò, nguồn năng lượng nhiệt vẫn phát ra từ bó nhiên liệu do phân rã của các sản phẩm phân hạch phát bức xạ gamma (γ) và beta (β).
Trên thực tế, dù chỉ có giá trị khoảng 7% công suất phát nhiệt của lò khi hoạt động, giá trị này vẫn rất lớn. Do mất dòng tải nhiệt hoặc bơm chất tải nhiệt ngừng hoạt động, vận tốc của chất tải nhiệt chảy qua bó nhiên liệu giảm nhanh, hệ số truyền nhiệt đối lưu giảm đáng kể, vì thế nhiệt độ của chất lưu sẽ tăng và vượt giá trị nhiệt độ bão hòa tại giá trị áp suất trong vùng hoạt. Điều này sẽ dẫn tới quá trình sôi dọc theo kênh dẫn từ dưới đáy vùng hoạt lên đỉnh vùng hoạt, ban đầu là sôi bọt, sau đó là sôi bọt toàn bộ vùng chất tải nhiệt, đến sôi màng một phần và sôi màng toàn phần tùy thuộc vào tốc độ của dòng chất tải nhiệt.
Nếu xảy ra sôi màng toàn phần tại một vị trí trên vùng hoạt, giá trị thông lượng nhiệt chuyển từ thanh nhiên liệu cho chất tải nhiệt đạt giá trị thông lượng tới hạn.
Theo nhóm nghiên cứu, trạng thái này rất nguy hiểm đối với cấu trúc của bó nhiên liệu do nhiệt độ của viên nhiên liệu cũng như cấu trúc vỏ nhiên liệu thăng giáng rất mạnh (chế độ truyền nhiệt qua lớp màng nước tại bề mặt vỏ thanh nhiên liệu có hệ số rất nhỏ, vì vậy dẫn đến chênh lệch nhiệt độ lớn), khả năng phá vỡ tính toàn vẹn của thanh nhiên liệu.
Giá trị thông lượng nhiệt tới hạn chính là một thông số cực kỳ quan trọng, sử dụng để tính tỉ lệ DBNR (Departure Nucleate Boiling Ratio) - một trong những thông số quan trọng nhất liên quan đến tiêu chuẩn an toàn. Vì vậy việc đo đạc các thông số dòng hai pha, ví dụ như tỉ lệ tiết diện, thể tích pha hơi-nước có một ý nghĩa đặc biệt quan trọng trong việc thiết lập các chế độ truyền nhiệt dòng hai pha, các tương quan thực nghiệm về hệ số truyền nhiệt dòng hai pha sử dụng trong các chương trình tính toán thủy nhiệt hệ thống.
Qua các tính toán này, nhóm nghiên cứu đưa ra các biện pháp can thiệp kịp thời đối với các kịch bản sự cố để ngăn ngừa quá trình tăng nhiệt độ trong cấu trúc bó thanh nhiên liệu khi mất dòng tải nhiệt.
Có thể nhận thấy tầm quan trọng của chế độ dòng chảy hai pha ảnh hưởng tới động học dòng chảy cũng như khả năng trao đổi nhiệt của bó nhiên liệu với dòng chất tải nhiệt thông qua bản đồ chế độ dòng chảy sử dụng trong chương trình tính toán phân tích an toàn thủy nhiệt RELAP5, sử dụng chính thức bởi cơ quan pháp quy Hoa Kỳ và nhiều quốc gia trên thế giới. Các chương trình tính toán phân tích an toàn thủy nhiệt khác nhau như CATH ARE, MARS, ATHLET, TRACE, TRAC… cũng đều sử dụng bản đồ chế độ dòng chảy tuy có một số điều chỉnh riêng.
Với tầm quan trọng của động học dòng hai pha, các tổ chức, cơ quan nghiên cứu như các viện nghiên cứu quốc gia, các trường đại học lớn khi nghiên cứu thực nghiệm thường xây dựng các hệ thục nghiệm cơ bản, có cấu hình dạng ống trong suốt, một mặt sử dụng camera tốc độ cao để ghi hình trực quan các chế độ dòng chảy hai pha, một mặt sử dụng các thiết bị đo đạc dòng hai pha để đo định lượng các thông số nhằm phát triển và kiểm chứng các mô hình vật lý mô tả động học dòng hai pha. Các hệ thực nghiệm này thường không tính đến trao đổi nhiệt để tách riêng hiệu ứng động học với hiệu ứng trao đổi nhiệt, nhằm đơn giản hóa các mô hình thực nghiệm.
Các thông số như áp suất, nhiệt độ, lưu lượng thường được đo đạc bởi các thiết bị có độ chính xác cao và được thương mại hóa rộng rãi trên thế giới, nên việc thiết kế và ứng dụng các thiết bị đo đạc này mà không gặp nhiều khó khăn. Tuy nhiên, với việc thiết kế sử dụng các thiết bị đo đạc thông số tỷ lệ theo tiết diện, thể tích hơi nước gặp nhiều khó khăn do tính đặc thù về cấu trúc hình học cũng như phạm vi ứng dụng, tính phức tạp trong việc áp dụng các nguyên lý đo đạc vật lý. Do đó, hầu như trong tất cả các hệ thực nghiệm thủy nhiệt đo đạc, các thông số dòng hai pha (hơi nước), các phương pháp và thiết bị đo đạc đều được phát triển riêng tại các trường đại học, các viện nghiên cứu, tổ chức khoa học thực hiện thiết kế, chế tạo cũng như phân tích kết quả.
Từ nhận định trên, nhóm nghiên cứu cho rằng, các hệ đo đạc tỷ lệ hơi nước được phát triển và ứng dụng phải dựa trên 3 nguyên lý sau:
Thứ nhất, phương pháp suy giảm cường độ bức xạ: Dựa trên quy luật suy giảm cường độ bức xạ khi chiếu qua một lớp bề dầy vật chất. Do tỉ số giữa khối lượng riêng của nước và hơi nước rất lớn (~500-1000 lần) nên việc phân biệt pha hơi và pha khí sẽ dựa trên mức độ suy giảm của cường độ bức xạ trong hơi và nước. Sử dụng bức xạ tia gamma và bức xạ tia X.
Thứ hai, phương pháp điện dựa trên độ dẫn điện của chất tải nhiệt: Dựa trên sự chênh lệch giữa độ dẫn điện của pha hơi và pha nước, đầu ghi đơn điểm hoặc đa điểm.
Thứ ba, phương pháp quang dựa trên chiết suất của chất tải nhiệt: Dựa trên sự chênh lệch giữa chiết suất pha hơi và pha nước, đầu ghi đơn điểm hoặc đa điểm.
Các thiết bị đo đạc sau khi đã được phát triển và kiểm chứng qua các hệ thực nghiệm cơ bản sẽ được ứng dụng làm dụng cụ đo trong các hệ thực nghiệm có tính đến trao đổi nhiệt ví dụ như cấu hình kênh dẫn dòng chảy trong bó nhiên liệu, các hệ thống trao đổi nhiệt ngưng hơi…
Trên thực tế, chỉ những nước có nền công nghiệp hạt nhân phát triển như: Mỹ, Nhật Bản, Hàn Quốc, Pháp mới triển khai xây dựng các hệ thực nghiệm IET. Đối với một nước mới bắt đầu phát triển điện hạt nhân như Việt Nam, việc phát triển các hệ thực nghiệm IET là hoàn toàn không khả thi do trình độ về các lĩnh vực khoa học công nghệ liên quan như cơ khí, điều khiển tự động… hạn chế. Chúng ta hoàn toàn có thể khai thác sử dụng dữ liệu thực nghiệm trên thông qua các kênh hợp tác trao đổi với IAEA và các quốc gia phát triển về điện hạt nhân.
Điểm nổi bật trong bức tranh nghiên cứu thực nghiệm thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân tại Việt Nam trong thời gian qua chính là việc xây dựng thành công hệ thực nghiệm mô hình hai vòng phản ứng hạt nhân nước áp lực (PWR) tại Viện Kỹ thuật hạt nhân và Vật lý môi trường, Đại học Bách khoa Hà Nội, trong khuôn khổ đề tài nghiên cứu cấp Bộ (Bộ Công Thương) do Thạc sỹ Trịnh Hữu Toản làm chủ nhiệm. Hệ thực nghiệm này sẽ được dùng để nghiên cứu các vấn đề thủy nhiệt sơ cấp cũng như phục vụ cho việc thực hành của sinh viên chuyên ngành kỹ thuật hạt nhân trong chương trình đào tạo nguồn nhân lực phục vụ cho dự án nhà máy điện hạt nhân đầu tiên của Việt Nam.
Trong Đề tài “Xây dựng hệ thực nghiệm thủy nhiệt và nghiên cứu một số hiện tượng của dòng 2 pha”, nhóm nghiên cứu của Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân cho rằng, điểm khác biệt quan trọng nhất giữa nhà máy nhiệt điện và nhà máy điện hạt nhân chính là cơ chế sinh năng lượng nhiệt trong lò phản ứng. Cho nên, ngay khi công nghệ nhà máy điện hạt nhân được ứng dụng và đưa vào vận hành thương mại từ những năm 50 của thế kỷ trước, vấn đề nâng cao, cải thiện an toàn trong thiết kế, vận hành nhà máy điện hạt nhân luôn được quan tâm và ưu tiên hàng đầu.
Trong nhà máy nhiệt điện, việc kiểm soát và điều khiển công được thực hiện khá đơn giản bằng cách điều chỉnh mức nhiên liệu (than đá, khí…) cấp cho lò đốt nhiệt. Vì vậy, việc dừng lò đốt nhiệt được thực hiện dễ dàng bằng cách ngừng cấp nhiên liệu.
Trong nhà máy điện hạt nhân, cơ chế sinh năng lượng nhiệt dựa trên phản ứng phân hạch gây ra bởi quá trình hấp thụ neutron nhiệt của đồng vị U235, tạo ra các mảnh vỡ phân hạch, neutron và giải phóng năng lượng nhiệt rất lớn (~ 200MeV/phân hạch). Việc dừng lò phản ứng hạt nhân được thực hiện bằng cách đưa các thanh điều khiển, hoặc dung dịch chứa chất có tiết diện hấp thụ neutron rất mạnh (axit boric) vào trong vùng hoạt để hấp thụ hết các neutron, ngăn ngừa phản ứng phân hạch xảy ra.
Về nguyên lý, sau khi dừng lò phản ứng không còn năng lượng sinh ra do phản ứng phân hạch. Tuy nhiên, các mảnh vỡ phân hạch tạo ra bởi các phản ứng phân hạch trước đó là các đồng vị phóng xạ phát bức xạ gamma (γ) β). Sau khi bắt đầu hoạt động công suất chỉ vài ngày, năng lượng phát bức xạ phân (γ) và beta (β) chiếm khoảng 7% tổng năng lượng nhiệt phát ra của lò phản ứng. Vì thế sau khi dừng lò phản ứng vẫn còn năng lượng nhiệt dư do phát nhiệt bức xạ gamma và beta (β) - ban đầu có giá trị bằng 7% tổng năng lượng nhiệt phát ra của lò phản ứng, sau đó giảm dần do phân rã. Ví dụ đối với lò công suất thiết kế là 1000 MW nhiệt, năng lượng nhiệt phân rã tại thời điểm dừng lò phản ứng vào khoảng 70 MW.
Theo nhóm nghiên cứu, nếu lượng nhiệt này không được tải đi liên tục, cấu trúc bó thanh nhiên liệu bị đốt nóng liên tục bởi năng lượng nhiệt phát xạ, nhiệt độ tăng lên, cấu trúc bị phá hỏng và dẫn đến quá trình tan chảy thanh nhiên liệu, sinh khí Hydrogen, sau đó có thể gây nổ khí Hydrogen phá hỏng cấu trúc bảo vệ nhà lò phản ứng và cuối cùng giải phóng một lượng lớn đồng vị phóng xạ ra môi trường bên ngoài nhà máy điện hạt nhân.
Như vậy, bài toán cơ bản về thiết kế và vận hành an toàn nhà máy điện hạt nhân là khả năng duy trì làm mát vùng hoạt của lò phản ứng trong tất cả các kịch bản tai nạn sự cố có thể xảy ra đối với nhà máy điện hạt nhân (thiết kế tai nạn cơ sở, động đất, thiên tai, lũ lụt, máy bay đâm…).
Nhìn lại các tai nạn sự cố nhà máy điện hạt nhân tiêu biểu xảy ra trong quá khứ như tai nạn nhà máy điện hạt nhân Three Miles Island tại Mỹ năm 1979 hay tai nạn nhà máy điện hạt nhân Fukushima năm 2011 tại Nhật, nguyên nhân chủ yếu là do việc mất khả năng duy trì làm mát lâu dài cho vùng hoạt trong các kịch bản sự cố mất dòng tải nhiệt.
Trong quá trình tiến hóa về thiết kế an toàn của các thế hệ nhà máy điện hạt nhân, bài toán phân tích đánh giá an toàn của hệ thống trước các tai nạn sự cố mất dòng tải nhiệt LOCA luôn là một yêu cầu bắt buộc đầu tiên của cơ quan pháp quy hạt nhân trong quá trình xin cấp phép về thiết kế, xây dựng cũng như vận hành để đảm bảo nhà máy điện hạt nhân có đáp ứng được các tiêu chuẩn an toàn hay không. Phân tích an toàn thủy nhiệt thường được tiến hành bằng các chương trình tính toán hệ thống thông dụng như: RELAP5 (phát triển tại phòng thí nghiệm IDALHO, Mỹ), TRACE (Mỹ), CATHARE (Pháp), MARS (Hàn Quốc)...
Các chương trình tính toán hệ thống này sử dụng rất nhiều mô hình, ví dụ như mô hình vật lý lò phản ứng, mô hình vận chuyển thủy động và truyền nhiệt của thanh nhiên liệu và chất tải nhiệt, mô hình điều khiển, mô hình bơm. Độ tin cậy của các mô hình thường được đánh giá thông qua việc so sánh kết quả tính toán với các kết quả đo đạc thực nghiệm. Tuy nhiên, để tiến hành thực nghiệm trên hệ thống nhà máy điện hạt nhân thực tế là rất khó khăn và tốn kém.
Để làm giảm tính phức tạp, giá thành cũng như quy mô của hệ thống, tất cả các mô hình hệ thực nghiệm thủy nhiệt đều được thiết kế thu nhỏ theo nguyên lý tương đương, nhưng vẫn đảm bảo được việc mô phỏng một cách chính xác diễn biến quá trình vật lý xảy ra trong các bộ phận cũng như toàn hệ thống nhà máy điện hạt nhân. Thông qua việc đo đạc các thông số kỹ thuật tại các hệ thực nghiệm thủy nhiệt quy mô nhỏ, các mô hình sử dụng trong chương trình tính toán được kiểm nghiệm về tính chính xác cũng như độ tin cậy. Và vì vậy độ tin cậy, chính xác trong việc áp dụng chương trình tính toán hệ thống đối trong các kịch bản tai nạn sự cố xảy ra với quy mô nhà máy điện hạt nhân thực tế hoàn toàn được đảm bảo.
Các hệ thực nghiệm thủy nhiệt đã được xây dựng trên hầu hết các nước có nền công nghiệp điện hạt nhân phát triển như: Mỹ, Pháp, Nga, Canada, Nhật Bản, Hàn Quốc... bao gồm các hệ thực nghiệm mô tả toàn hệ thống và các hệ thực nghiệm mô tả từng bộ phận, cấu hình đặc thù trong hệ thống nhà máy điện hạt nhân. Ví dụ như quá trình truyền nhiệt trong cấu trúc vùng hoạt và chất tải nhiệt.
Trong các hệ thực nghiệm thủy nhiệt, các thông số đo đạc quan trọng là áp suất hệ thống, lưu lượng, vận tốc của chất tải nhiệt (pha hơi và pha nước), nhiệt độ của cấu trúc nhiệt (nguồn sinh nhiệt, nguồn thoát nhiệt, cấu trúc trao đổi nhiệt) và chất tải nhiệt (pha hơi và pha nước), tỉ lệ theo tiết diện, thể tích pha hơi-nước tại từng vị trí quan tâm.
Có thể thấy tầm quan trọng của thông số tỉ lệ theo tiết diện, thể tích pha hơi nước trong việc xác định các chế độ truyền nhiệt của chất tải nhiệt trong bó nhiên liệu khi xảy ra kịch bản tai nạn sự cố mất dòng tải nhiệt, hoặc sự cố bơm tải nhiệt ngừng hoạt động. Khi phát hiện ra các biểu hiện của sự cố này, hệ thống bảo vệ lò phản ứng sẽ tự động đưa thanh điều khiển vào vùng hoạt, đồng thời bơm chất hóa học vào đề dừng lò. Sau khi dừng lò, nguồn năng lượng nhiệt vẫn phát ra từ bó nhiên liệu do phân rã của các sản phẩm phân hạch phát bức xạ gamma (γ) và beta (β).
Trên thực tế, dù chỉ có giá trị khoảng 7% công suất phát nhiệt của lò khi hoạt động, giá trị này vẫn rất lớn. Do mất dòng tải nhiệt hoặc bơm chất tải nhiệt ngừng hoạt động, vận tốc của chất tải nhiệt chảy qua bó nhiên liệu giảm nhanh, hệ số truyền nhiệt đối lưu giảm đáng kể, vì thế nhiệt độ của chất lưu sẽ tăng và vượt giá trị nhiệt độ bão hòa tại giá trị áp suất trong vùng hoạt. Điều này sẽ dẫn tới quá trình sôi dọc theo kênh dẫn từ dưới đáy vùng hoạt lên đỉnh vùng hoạt, ban đầu là sôi bọt, sau đó là sôi bọt toàn bộ vùng chất tải nhiệt, đến sôi màng một phần và sôi màng toàn phần tùy thuộc vào tốc độ của dòng chất tải nhiệt.
Nếu xảy ra sôi màng toàn phần tại một vị trí trên vùng hoạt, giá trị thông lượng nhiệt chuyển từ thanh nhiên liệu cho chất tải nhiệt đạt giá trị thông lượng tới hạn.
Theo nhóm nghiên cứu, trạng thái này rất nguy hiểm đối với cấu trúc của bó nhiên liệu do nhiệt độ của viên nhiên liệu cũng như cấu trúc vỏ nhiên liệu thăng giáng rất mạnh (chế độ truyền nhiệt qua lớp màng nước tại bề mặt vỏ thanh nhiên liệu có hệ số rất nhỏ, vì vậy dẫn đến chênh lệch nhiệt độ lớn), khả năng phá vỡ tính toàn vẹn của thanh nhiên liệu.
Giá trị thông lượng nhiệt tới hạn chính là một thông số cực kỳ quan trọng, sử dụng để tính tỉ lệ DBNR (Departure Nucleate Boiling Ratio) - một trong những thông số quan trọng nhất liên quan đến tiêu chuẩn an toàn. Vì vậy việc đo đạc các thông số dòng hai pha, ví dụ như tỉ lệ tiết diện, thể tích pha hơi-nước có một ý nghĩa đặc biệt quan trọng trong việc thiết lập các chế độ truyền nhiệt dòng hai pha, các tương quan thực nghiệm về hệ số truyền nhiệt dòng hai pha sử dụng trong các chương trình tính toán thủy nhiệt hệ thống.
Qua các tính toán này, nhóm nghiên cứu đưa ra các biện pháp can thiệp kịp thời đối với các kịch bản sự cố để ngăn ngừa quá trình tăng nhiệt độ trong cấu trúc bó thanh nhiên liệu khi mất dòng tải nhiệt.
Có thể nhận thấy tầm quan trọng của chế độ dòng chảy hai pha ảnh hưởng tới động học dòng chảy cũng như khả năng trao đổi nhiệt của bó nhiên liệu với dòng chất tải nhiệt thông qua bản đồ chế độ dòng chảy sử dụng trong chương trình tính toán phân tích an toàn thủy nhiệt RELAP5, sử dụng chính thức bởi cơ quan pháp quy Hoa Kỳ và nhiều quốc gia trên thế giới. Các chương trình tính toán phân tích an toàn thủy nhiệt khác nhau như CATH ARE, MARS, ATHLET, TRACE, TRAC… cũng đều sử dụng bản đồ chế độ dòng chảy tuy có một số điều chỉnh riêng.
Với tầm quan trọng của động học dòng hai pha, các tổ chức, cơ quan nghiên cứu như các viện nghiên cứu quốc gia, các trường đại học lớn khi nghiên cứu thực nghiệm thường xây dựng các hệ thục nghiệm cơ bản, có cấu hình dạng ống trong suốt, một mặt sử dụng camera tốc độ cao để ghi hình trực quan các chế độ dòng chảy hai pha, một mặt sử dụng các thiết bị đo đạc dòng hai pha để đo định lượng các thông số nhằm phát triển và kiểm chứng các mô hình vật lý mô tả động học dòng hai pha. Các hệ thực nghiệm này thường không tính đến trao đổi nhiệt để tách riêng hiệu ứng động học với hiệu ứng trao đổi nhiệt, nhằm đơn giản hóa các mô hình thực nghiệm.
Các thông số như áp suất, nhiệt độ, lưu lượng thường được đo đạc bởi các thiết bị có độ chính xác cao và được thương mại hóa rộng rãi trên thế giới, nên việc thiết kế và ứng dụng các thiết bị đo đạc này mà không gặp nhiều khó khăn. Tuy nhiên, với việc thiết kế sử dụng các thiết bị đo đạc thông số tỷ lệ theo tiết diện, thể tích hơi nước gặp nhiều khó khăn do tính đặc thù về cấu trúc hình học cũng như phạm vi ứng dụng, tính phức tạp trong việc áp dụng các nguyên lý đo đạc vật lý. Do đó, hầu như trong tất cả các hệ thực nghiệm thủy nhiệt đo đạc, các thông số dòng hai pha (hơi nước), các phương pháp và thiết bị đo đạc đều được phát triển riêng tại các trường đại học, các viện nghiên cứu, tổ chức khoa học thực hiện thiết kế, chế tạo cũng như phân tích kết quả.
Từ nhận định trên, nhóm nghiên cứu cho rằng, các hệ đo đạc tỷ lệ hơi nước được phát triển và ứng dụng phải dựa trên 3 nguyên lý sau:
Thứ nhất, phương pháp suy giảm cường độ bức xạ: Dựa trên quy luật suy giảm cường độ bức xạ khi chiếu qua một lớp bề dầy vật chất. Do tỉ số giữa khối lượng riêng của nước và hơi nước rất lớn (~500-1000 lần) nên việc phân biệt pha hơi và pha khí sẽ dựa trên mức độ suy giảm của cường độ bức xạ trong hơi và nước. Sử dụng bức xạ tia gamma và bức xạ tia X.
Thứ hai, phương pháp điện dựa trên độ dẫn điện của chất tải nhiệt: Dựa trên sự chênh lệch giữa độ dẫn điện của pha hơi và pha nước, đầu ghi đơn điểm hoặc đa điểm.
Thứ ba, phương pháp quang dựa trên chiết suất của chất tải nhiệt: Dựa trên sự chênh lệch giữa chiết suất pha hơi và pha nước, đầu ghi đơn điểm hoặc đa điểm.
Các thiết bị đo đạc sau khi đã được phát triển và kiểm chứng qua các hệ thực nghiệm cơ bản sẽ được ứng dụng làm dụng cụ đo trong các hệ thực nghiệm có tính đến trao đổi nhiệt ví dụ như cấu hình kênh dẫn dòng chảy trong bó nhiên liệu, các hệ thống trao đổi nhiệt ngưng hơi…
Trên thực tế, chỉ những nước có nền công nghiệp hạt nhân phát triển như: Mỹ, Nhật Bản, Hàn Quốc, Pháp mới triển khai xây dựng các hệ thực nghiệm IET. Đối với một nước mới bắt đầu phát triển điện hạt nhân như Việt Nam, việc phát triển các hệ thực nghiệm IET là hoàn toàn không khả thi do trình độ về các lĩnh vực khoa học công nghệ liên quan như cơ khí, điều khiển tự động… hạn chế. Chúng ta hoàn toàn có thể khai thác sử dụng dữ liệu thực nghiệm trên thông qua các kênh hợp tác trao đổi với IAEA và các quốc gia phát triển về điện hạt nhân.
KỲ ANH - Năng Lượng Việt Nam (Tổng hợp)
Relate Threads
