bộ khoa học và công nghệ viện năng lợng nguyên tử việt nam báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo nghị định th năm 2009-2010 hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng năng lợng nớc nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố Cơ quan quản lý: Bộ khoa học và Công nghệ Cơ quan chủ trì: Viện Năng lợng nguyên tử Việt Nam Chủ nhiệm đề tài: TS Lê Văn Hồng 8689 Hà Nội, 1/2011 Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI – KAERI 1 MỤC LỤC Danh mục các chữ viết tắt 5 Bảng ký hiệu 8 Danh mục các bảng 10 Danh mục các hình vẽ, đồ thị 12 Mở đầu 14 Chương 1. Tổng quan các nghiên cứu phương pháp phân tích an toàn và thiết kế bài toán 16 1.1 Mở đầu 16 1.2 Phương pháp tiếp cận bảo thủ (CONSERVATIVE METHOD) 18 1.2.1 Khái niệm phương pháp tiếp cận bảo thủ 18 1.2.2 Minh họa tiếp cận bảo thủ qua các thừa số kênh nóng 19 1.2.3 K ết luận tiếp cận bảo thủ 22 1.3 Phương pháp ước lượng tốt nhất (BEST ESTIMATE METHOD - BE) 23 1.3.1 Quá trình phát triển phương pháp ước lượng tốt nhất 23 1.3.2 Tiếp tục hoàn thiện phương pháp ước lượng tốt nhất 26 1.4 Xác định đối tượng và bài toán nghiên cứu 27 1.4.1 Bài toán RIA - Sự cố độ phản ứng 29 1.4.2 Bài toán LOFA - Sự cố mất lưu lượng nước làm mát 30 1.4.3 Bài toán LOCA - Sự cố mất chất tải nhiệt 31 1.4.4 Bài toán FWLB – S ự cố mất dòng nước cấp 33 1.5 Kết luận 34 Chương 2. Cấu trúc nhiên liệu, đặc trưng thiết kế vùng hoạt và các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt liên quan 36 2.1 Hệ thống nhiên liệu 36 2.1.1 Thanh nhiên liệu 36 2.1.2 Bó nhiên liệu 37 2.1.3 Đặc trưng các bó nhiên liệu và phân bố trong vùng hoạt 39 2.2 Các đặc trưng thiết kế vùng hoạt 39 2.2.1 Độ cháy nhiên liệu và độ phản ứng dự trữ 39 2.2.2 Thời gian sử dụng vùng ho ạt và kế hoạch thay thế nhiên liệu 40 2.2.3 Độ phản ứng phản hồi âm 40 2.2.4 Các hệ số độ phản ứng 41 2.2.5 Tiêu chuẩn về chất độc 41 2.2.6 Tiêu chuẩn ổn định 42 Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 2 2.2.7 Tốc độ cực đại đưa độ phản ứng vào vùng hoạt 43 2.2.8 Điều khiển phân bố công suất 43 2.2.9 Dự trữ độ phản ứng trường hợp kẹt thanh 44 2.2.10 Điều khiển hóa học 44 2.2.11 Tốc độ cực đại đưa vào các thanh điều khiển 44 2.3 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt quan trọng 44 2.3.1 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt trong điề u kiện bình thường thường và chuyển tiếp 44 2.3.2 Các hiện tượng vật lý thủy nhiệt trong điều kiện sự cố 51 Chương 3. Các tiêu chí an toàn liên quan của vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố 57 3.1 Mở đầu 57 3.2 Phân loại các sự kiện khởi đầu 57 3.2.1 Các sự kiện gây ra việc đưa vào độ phản ứng (RIAs) 58 3.2.2 Các sự kiện làm giảm tố c độ dòng chất tải nhiệt lò phản ứng 58 3.2.3 Các sự kiện làm tăng chất tải nhiệt lò phản ứng 58 3.2.4 Các sự kiện làm tăng khả năng tải nhiệt ở hệ thứ cấp 58 3.2.5 Các sự kiện làm giảm khả năng tải nhiệt ở hệ thứ cấp 59 3.2.6 Các sự kiện làm giảm chất tải nhiệt lò phản ứng 59 3.2.7 Các chuyển tiếp được biế t trước mà không dừng lò (ATWS) 59 3.3 Các nhóm bài toán trong phân tích an toàn 59 3.4 Các lớp bài toán liên quan trực tiếp đến nhiên liệu 62 3.4.1 Sự cố chệch công suất 62 3.4.2 Sự cố làm mát mất cân đối với công suất 63 3.4.3 Sự cố mất chất tải nhiệt 64 3.5 Tóm lược về các sự kiện liên quan trực tiếp đến nhiên liệu 65 3.6 Các tiêu chuẩn chấp nhận được 66 3.6.1 Tiêu chuẩn chấp nhận đối với chuyển tiếp 66 3.6.2 Tiều chuẩn chấp nhậ n đối với các sự cố cơ bản theo thiết kế 66 3.6.3 Các tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố dẫn tăng áp nhà lò 68 3.6.4 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố sốc nhiệt tăng áp (PTS) 68 3.6.5 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố xuất hiện lúc dập lò 68 3.6.6 Tiêu chuẩn chấp nhận cho các sự cố nặng 69 3.7 Phân tích các tiêu chuẩn chấp nhận được liên quan đến nhiên liệu 69 3.7.1 Sự dời khỏi tỷ s ố độ sôi bọt (DNBR) 70 3.7.2 Các hệ số độ phản ứng 70 3.7.3 Độ dự trữ dập lò 71 3.7.4 Độ giàu nhiên liệu 71 Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 3 3.7.5 Áp suất khí bên trong thanh nhiên liệu 71 3.7.6 Tương tác cơ học giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc (PCMI) 71 3.7.7 Sự phân mảnh nhiên liệu 71 3.7.8 Không nóng chảy nhiên liệu cục bộ 72 3.7.9 Sự ôxi hóa xảy ra không phải trong sự cố LOA 72 3.7.10 LOCA PCT 72 3.7.11 Ôxi hóa do LOCA 72 3.7.12 Giải phòng hydro do LOCA 72 3.7.13 Duy trì làm mát thời gian dài do LOCA 72 3.7.14 Bùng phát/tải động đất 72 3.7.15 Lực giữ (khung bó nhiên liệu) 73 3.7.16 Tới hạn 73 Chương 4. Nghiên cứu thuật toán, mô hình của công cụ tính toán 74 4.1 Lựa chọn công cụ tính toán RELAP5 74 4.1.1 Chương trình phân tích an toàn thủy nhiệt RELAP5 74 4.1.2 Lịch sử phát triển của RELAP 74 4.2 Phân tích hệ thống thủy nhiệt trong RELAP5 75 4.2.1 Thể tích kiểm soát và các phương trình bảo toàn 75 4.2.3 Mô tả phép phân tích hệ thống thủy nhiệt sử dụng RELAP5 89 4.3 Mô hình các thành phần chính của RELAP5 96 4.3.1 Mô hình hệ thống thủy động 96 4.3.2 Mô hình cấu trúc nhiệt 99 4.3.3 Mô hình các đóng ngắt và hệ điều khiển 103 4.3.4 Mô hình động học lò phản ứng 107 Chương 5. Thực hiện phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng PWR trong các đi ều kiện chuyển tiếp và sự cố 112 5.1 Mở đầu 112 5.2 Các kết quả tính toán trạng thái dừng (steady state) 113 5.3 Bài toán RIA 118 5.3.1 Mô tả bài toán RIAs 118 5.3.2 Các giả thiết và điều kiện đầu 119 5.3.3 Kết quả tính toán bài toán RIA 121 5.4 Bài toán mất dòng tải nhiệt (LOFA) 123 5.4.1 Mô tả bài toán LOFAs 123 5.4.2 Tiêu chuẩn an toàn đối với LOFAs 124 5.4.3. Chạy chương trình với bài toán LOFA 124 5.4.4. So sánh các giá trị tính toán bài toán LOFA với giá trị tham chiếu 133 5.4.5. Biểu diễn đồ thị kết quả tính toán bài toán LOFA 135 Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 4 5.4.6 Kiểm tra các tiêu chí an toàn 140 5.5 Bài toán LOCA 142 5.5.1 Mô tả bài toán LOCA 142 5.5.2 Tiêu chuẩn an toàn đối với LOCA 143 5.5.3 Bài toán vỡ lớn LBLOCA 145 5.5.4 So sánh giá trị tính toán LOCA lớn với giá trị tham chiếu 150 5.5.5 Biểu diễn đồ thị kết quả tính toán bài toán LOCA lớn 152 5.5.6. Kiểm tra các tiêu chí an toàn 158 5.5.7 Bài toán LOCA và vai trò của hệ thống tiêm cao áp (HPIS) 161 5.6 Bài toán FWLB 163 5.6.1 Các chuyển tiếp làm giảm khả năng tải nhiệt hệ thứ cấp 163 5.6.2 Các dữ liệu cần thiết cho bài toán FWLB 164 5.6.3 Kết quả phân tích bài toán FWLB 166 5.7 Kết luận 170 Kế t luận và kiến nghị 171 Tài liệu tham khảo 173 Phụ lục 176 Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 5 Danh mục các chữ viết tắt Tổ chức IAEA International Atomic Energy Agency - Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế Viện NLNTVN Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam VAEI Vietnam Atomic Energy Institue KAERI Korea Atomic Energy Research Institute - Viện Năng lượng Nguyên tử Hàn Quốc USNRC Cơ quan pháp quy Hoa Kỳ (USNRC) ANS American Nuclear Society – Hội Hạt nhân Hoa kì OECD Organization for Economic Cooperation an Development – Tổ chức hợp tác phát triển kinh tế. CSNI Committee Safety of Nuclear Installation - Ủy ban an toàn lắp đặt hạt nhân OECD/NEA/CSNI Organization for Economic Cooperation an Development/Nuclear Energy Agency/Committee Safety of Nuclear Installation Lò phản ứng NLNT Năng lượng Nguyên tử NMĐHN Nhà máy điện hạt nhân NCHN Nghiên cứu hạt nhân LPƯ Lò phản ứng NPP Nuclear Power Plant – Nhà máy điện hạt nhân LWR Light Water Reactor - Lò phản ứng nước nhẹ TMI Three Mile Island PWR Pressuried Water Reactor - Lò phản ứng nước áp lực BWR Lò phản ứng nước sôi (Boiling Water Reactor) PHWR Pressurized Heavy Water Reactor- Lò nước nặng áp lực CANDU Lò phản ứng nước nặng của Canada RBMK Lò phản ứng nước sôi kiểu kênh của Nga AP600 Advanced Presurized Reactor, 600MWe AP1000 Advanced Presurized Reactor, 1000MWe Sự kiện, sự cố SAR Safety Analysis Report – Báo cáo phân tích an toàn FSAR Final Safety Analysis Report – Báo cáo phân tích an toàn cuối cùng PIEs Postulated Initiating Events - Các sự kiện khởi phát giả định T Transient - Chuyển tiếp A Accident - Sự cố / Tai nạn Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 6 AOOs Anticipated Operational Occurrence - Các sự cố vận hành đã được lường trước DBA Design Basis Accident – Sự cố cơ bản theo thiết kế BDBA Beyond Design Basis Accident – Sự cố cơ bản ngoài thiết kế SA Severe Accident – Sự cố nặng RIA Reactivity Insertion Accident: Sự cố thêm vào độ phản ứng LOFA Loss Of Flow Accident – Sự cố mất dòng chất tải nhiệt LOCA Loss Of Coolant Accident – Sự cố mất chất tải nhiệt LB-LOCA Large Break – LOCA – Sự cố LOCA vỡ lớn SB-LOCA Small Break – LOCA – Sự cố LOCA v ỡ nhỏ MSLB Main Steam Line Break - Sự cố nứt vỡ đường ống dẫn hơi chính Hệ thống NSSS Nuclear Steam Supply System – Hệ thống cung cấp hơi hạt nhân RV Reactor Vessel-Thùng lò phản ứng RPV Reactor Pressure Vessel-Thùng lò chịu áp RCS Reactor Coolant System - Hệ thống làm nguội lò phản ứng RCP Reactor Coolant Pump - Bơm tải nhiệt lò phản ứng SG Steam Generator - Bình sinh hơi. PZR Pressurizer – Bình điều áp ECCS Emergency Core Cooling System – Hệ thống làm nguội tâm lò khẩn cấp HPIS High pressure injection system - Hệ thống đưa vào áp suất cao HPCI High Pressure Coolant Injection – Hệ thống tiêm cao áp LPCI Low Pressure Coolant Injection – Hệ thống tiêm thấp áp HPCS High Pressure Core Sprays – Hệ thống phun vùng hoạt cao áp LPCS Low Pressure Core Sprays – Hệ thống phun vùng hoạt thấp áp LPIS Low Pressure Injection System – Hệ thống phun thấp áp DVI Direct Vessel Injection – Tiêm trực tiếp vào thùng lò CVCS Chemical and Volume Control System - Hệ thống kiểm soát hoá học và thể tích RHR Residual Heat Removal – Hệ thống tải nhiệt dư RHS Residual Heat System – Hệ thống tải nhiệt dư ADS Automatic Depressurization System – Hệ thống giảm áp tự động RCIC Reactor Core Isolation Cooling System – Hệ thống làm nguội cô lập vùng hoạt lò phản ứng RWST Refueling Water Storage Tank – Bể chứa nước thay nhiên liệu IRWST IN-Containment Refueling Water Storage Tank - Bể chứa nước dùng thay nhiên liệu trong nhà lò CEA Bó thanh điều khiển – Control Elenment Assembly Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 7 POSRV Operated Safety Relief Valve – Van xả an toàn ở bình điều áp MSSV Main Steam Safety Valve – Van an toàn đường sinh hơi chính SCRAM Dập lò phản ứng khẩn cấp RPS Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng RCMS Reactor Control and Monitering System - Hệ thống điều khiển và kiểm soát lò phản ứng FSS Hệ thống dừng lò phản ứng thứ nhất - First Shutdow System SSS Hệ thống dừng lò phản ứng thứ hai - Second Shutdow System FRPS First Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng thứ nhất SRPS Second Reactor Protection System - Hệ thống bảo vệ lò phản ứng thứ hai CR Control Rod - Thanh điều khiển CEA Control Elenment Assembly - Bó thanh điều khiển CEDM Control Element Drive Mechanism – Cơ cấu lái phần tử điều khiển ICI In-Core Instrument – Thiết bị đo bên trong vùng hoạt Trạng thái, phương pháp BOL Beginning of life - Thời điểm bắt đầu vận hành lò phản ứng EOL End of life - Thời điểm kết thúc vận hành lò phản ứng BOC Beginning of cycle (after refuelling) - Thời điểm bắt đầu chu trình nhiên liệu EOC End of cycle (before refuelling) - Thời điểm kết thúc chu trình nhiên liệu EOP Emergency Operation Procedures – Thủ tục vận hành khẩn cấp MOX Mixed oxide fuel (i.e. containing both U and Pu) HFP Hot Full Power -Trạng thái nóng đầy tải HZP Hot Zero Power -Trạng thái nóng không tải HTP High thermal performance EM Evaluation Model – Hô hình đánh giá BE Best Estimate – Ước lượng tốt nhất (tối ưu) BEPU Best Estimate Plus Uncertainty – Bấ t định bổ xung trong phương pháp ước lượng tốt nhất. UMS Uncertainty Methodology Study – Nghiên cứu phương pháp bất định UE User Effect – hiệu ứng người dùng UA Uncertainty Analysis – Phân tích sai số (bất định) CSAU Code Scaling, Applicability, and Uncertainty SA Sesitivity Analysis – Phân tích độ nhạy QA Quality Assurance – Đảm bảo chất lượng Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 8 Hiện tượng, thông số PCI Pellet–cladding interaction -Tương tác giữa vỏ bọc và nhiên liệu PCMI Pellet–cladding mechanical interaction -Tương tác cơ học giữa vỏ bọc và nhiên liệu CWO Core Wide Oxidization – Hiện tượng oxi hóa mạnh vùng hoạt lò phản ứng LMO Local Maximum Oxidization – Hiện tượng oxi hóa cục bộ cực đại SCC Stress corrosion cracking PTS Pressurized Thermal Shock – Sốc nhiệt chịu áp MTC Moderator Temperature Coefficient - Hệ số nhiệt độ chất làm chậm FTC Feedback Temperature Coefficent - Hệ số phản hồi nhiệt độ FSC Fuel safety criteria - Tiêu chuẩn an toàn của nhiên liệu DNB Departure from Nucleate Boiling – Dời khỏi độ sôi b ọt DNBR Departure from Nucleate Boiling Ratio- Tỷ số dời khỏi sôi bọt PCT Peak Cladding Temperature - Nhiệt độ đỉnh vỏ bọc nhiên liệu CHF Critical heat flux (at which DNB occurs) - Thông lượng nhiệt tới hạn CPR Critical Power Ratio – Tỉ lệ công suất tới hạn (M)DNB(R) (Minimum) Departure from Nucleate Boiling (Ratio) – (Tỉ lệ) dời khỏi chế độ sôi bọt (cực tiểu) LHGR Linear heat generation rate IFMS Intermediate flow mixers CCFL Counter Current Flow Limiting – Giới hạn dòng chảy ngược SDM Shutdown margin - Độ dự trữ dập lò Bảng ký hiệu Ký tự Ý nghĩa Đơn vị đo (SI) p Áp suất 2 N/m v Vận tốc m/s V Thể tích 3 m u Nội năng J h Enthalpy J x Quality - g α Hệ số pha hơi - ρ Mật độ 3 kg / m M Khối lượng Kg Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 9 T Nhiệt độ K q Nhiệt lượng J q’ Tốc độ truyền nhiệt J/s q’’ Thông lượng nhiệt 2 J/m .s G Lưu lượng dòng chảy 2 kg / m .s σ Ưng suất bề mặt 2 J/m F Ngoại lực N A Diện tích 2 m r Bán kính M H Cột nước máy bơm M Q Tốc độ dòng thể tích 3 m/s τ Momen xoắn N.m I Momen quán tính 2 kg.m ω Vận tốc góc Rad/s w công J η Hiệu suất % K Hệ số mất mát năng lượng - β Hệ số đẳng áp của khí - δ Đường kính đặc trưng M ϑ Độ nhớt động học 2 m/s Gr Số Grashof - Nu Số Nusselt - Pr Số Prandtl - Chỉ số: f g m n Pha lỏng Pha khí (hơi) Hỗn hợp lỏng và hơi Khí không ngưng tụ - [...]... thập, nghiên cứu, phân tích các công trình công bố liên quan và thiết kế bài toán nghiên cứu; 2 Nghiên cứu tìm hiểu cấu trúc và các đặc trưng vật lý – kỹ thuật vùng hoạt lò phản ứng nước nhẹ; 3 Nghiên cứu tìm hiểu các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt, cơ học, hóa học tại vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố; 4 Phân tich các tiêu chuẩn an toàn liên quan đến vùng hoạt trong các điều. .. Quốc về Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 28 phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố Kết quả hai bên đã thống nhất đối tượng và phạm vi nghiên cứu (xem [9]): − Loại lò phản ứng nghiên cứu là PWR APR – 1400 − Phần mềm sử dụng trong thực hành nghiên cứu là RELAP5/SCDAPSIM và MARS Biện... điều kiện chuyển tiếp và sự cố; 5 Tổng quan các phương pháp phân tích an toàn và các công cụ tính toán liên quan; 6 Tìm hiểu và tiếp thu thuật toán các mô hình của công cụ tính toán RELAP5; 7 Áp dụng công cụ tính toán RELAP5 để phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng PWR điển hình trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố Báo cáo tổng kết đề tài hợp tác theo Nghị định thư VAEI - KAERI 14 Các. .. quan nghiien cứu phương pháp phân tích an toàn và thiết kế bài toán Chương 2 Cấu trúc nhiên liệu, đặc trưng thiết kế vùng hoạt và các hiện tượng vật lý, thủy nhiệt liên quan Chương 3 Các tiêu chí an toàn liên quan của vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố Chương 4 Nghiên cứu thuật toán, mô hình của công cụ tính toán Chương 5 Thực hiện phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò. .. Ủy ban hỗn hợp Việt- Hàn về Năng lượng nguyên tử, họp ngày 28 tháng 10 năm 2008 tại Seoul, Hàn Quốc; hai Bên đã thống nhất đề xuất và cùng thực hiện đề tài: Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố Đề tài được giao cho Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam chủ trì, phối hợp với đối tác nước ngoài là Viện nghiên cứu. .. hiện trong 2 năm: 2009-2010 Đề tài có các mục tiêu sau: - Nắm vững phương pháp và công cụ tính toán, phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố; - Đào tạo cán bộ trẻ về phương pháp luận phân tích an toàn lò phản ứng; - Góp phần nâng cao năng lực phân tích, đánh giá an toàn hạt nhân của Việt Nam Xuất phát từ mục tiêu nêu trên, đề tài đặt ra các. .. tính toán các trường hợp sự cố có thể dẫn đến mất an toàn lò phản ứng Ba trường hợp sau đây đã được phân tích: − Sự cố độ phản ứng (RIA): Đưa vào độ phản ứng dương lớn khi kéo ra khỏi vùng hoạt ngoài ý muốn một thanh điều khiển trong lúc khởi động hoặc lúc lò đang vận hành ở công suất danh định; − Sự cố mất lưu lượng nước làm mát (LOFA): Hỏng bơm vòng một và vòng hai; − Sự cố mất nước bể lò (LOCA):... NMĐHN trong các quá trình chuyển tiếp và sự cố, tai nạn; 3 Diễn biến và động thái của nhiên liệu trong các tình huống chuyển tiếp và sự cố, tai nạn; 4 Các hiện tượng vật lý trong các sự cố nặng (nổ hơi, nổ hydro trong nhà lò, sự tăng nhiệt độ trong nhà lò, các sản phẩm phân hạch ở dạng son khí hoặc hơi, nóng chảy trong vùng hoạt và khả năng làm nguội, khả năng làm nguội bên ngoài thùng lò v.v.); 5 Các. .. điều khiển dẫn đến rủi ro và những ứng dụng hiệu quả nhằm giảm thiểu rủi ro Phân tích an toàn xác suất được dùng để hỗ trợ các quyết định liên quan đến phân tích an toàn tất định Các nội dung cơ bản của phân tích an toàn tất định cần nghiên cứu bao gồm: 1 Vật lý lò phản ứng trong các quá trình chuyển tiếp và sự cố, tai nạn; 2 Các hiện tượng vật lý, các đặc trưng nhiệt thủy động của lò phản ứng và các. .. biết trước trong các điều kiện vận hành bình thường, điều kiện chuyển tiếp và khi xảy ra sự cố Phân tích an toàn được cả nhà thiết thế, cơ sở hạt nhân và cơ quan pháp quy sử dụng nhằm: - Cấp phép cho NMĐHN mới; - Phát triển, cải tiến hoặc chỉnh sửa NMĐHN đang vận hành; - Phân tích các sự kiện vận hành; - Điều chỉnh các giới hạn và các điều kiện vận hành của nhà máy - Trong các nghiên cứu về an toàn Xét . và cùng thực hiện đề tài: Hợp tác nghiên cứu phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng năng lượng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố . Đề tài được giao cho Viện Năng. pháp và công cụ tính toán, phân tích, đánh giá an toàn vùng hoạt lò phản ứng nước nhẹ trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố; - Đào tạo cán bộ trẻ về phương pháp luận phân tích an toàn lò phản. điều kiện sự cố 51 Chương 3. Các tiêu chí an toàn liên quan của vùng hoạt lò phản ứng trong các điều kiện chuyển tiếp và sự cố 57 3.1 Mở đầu 57 3.2 Phân loại các sự kiện khởi đầu 57 3.2.1 Các