TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI VIỆN KỸ THUẬT HẠT NHÂN & VẬT LÝ MÔI TRƯỜNG ====o0o==== BÁO CÁO HỌC PHẦN NE4115 BÁO CÁO HỌC PHẦN rong nhà máy điện hạt nhân ĐỀ TÀI: GVDH: ThS Lê Anh Đức Nhóm thực hiện: Nhóm 8: Danh sách nhóm Lê Thị Luyến Nguyễn Quốc Toản Nguyễn Vũ Duy Phùng Thị Quỳnh 1 Các cố thiết kế Design Basis Accidents (DBA) Các cố thiết kế • Phân tích cố thiết kế (DBA) • Mục tiêu: Để chứng minh nhà máy điện hạt nhân đối phó với danh sách nhận định khác thường bất ngờ với điều kiện không gây hậu thiệt hại với môi trường người • Tiêu chí lỗi đơn: Các hệ thống an tồn phải có khả hồn thành chức chúng cách đầy đủ trường hợp khơng có thành phần chúng: - Lỗi chủ động thụ động - Hệ thống bảo vệ an toàn phải đảm bảo đầy đủ chức chúng cho dù có cố hỏng hóc điện hoạt động máy móc - Bất kỳ hệ thống số hệ thống phải đảm bảo phục vụ khoảng thời gian dài sau khoảng 24h, lỗi chủ động thụ động xảy • Lỗi chế độ chung: Lỗi nhiều SSCs- structures, systems and components (Cấu trúc hệ thống hay thành phần) cách thức chế độ kiện ngun nhân • Các q trình tương tự trường hợp vị trí vỡ khác (kênh nóng), thấp nhiệt độ tối đa lớp vỏ • Các giai đoạn tương tự trường hợp kích thước vỡ trung bình Phản hồi phân tích DBA Thơng lượng notron Nhà máy điện Phân loại cố nước làm mát (LOCA) PWR • • LOCA: Sự cố nước làm mát lỗi học RCS (hệ thống làm mát lò phản ứng) hoạt động điều hành cẩu thả • • • Hình ảnh kích thước phá vỡ: Từ lỗ nhỏ mạch  phả vỡ mặt 200% Tiến trình tai nạn phụ thuộc vào vị trí, kích thước bị phá vỡ, loại lò phản ứng, tính khả dụng ECCS(Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp) , trạng thái máy bơm Điều quan trọng kích thước phá vỡ vị trí VD: - Phá vỡ đường ống dẫn - Sự tổn thương bình áp suất lò phản ứng (RPV) - Tắc nghẽn van giảm áp Phân loại cố nước làm mát (LOCA) PWR Mặt thứ cấp Tiến trình tai nạn LOCA - PWR • Các đặc trưng tiêu biểu tai nạn LOCA - Giảm áp suất ban đầu - Lò phản ứng tắt đường ống làm mát nhả ngắt tín hiệu bảo vệ - ECCS(Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp) hoạt động - Tuabin nhả - Áp lực thứ cập hạ xuống bới van xả (giảm bên bình ngưng bên khí quyển) van an tồn - Rủi ro vùng hoạt trần( ->Tính chất quan trọng, Giải mơi trường) Sự cố nước tải nhiệt kích thước lớn LB LOCA (large break LOCA) Sự cố nước tải nhiệt kích thước lớn PWR (200%) • • • • • Sự giảm áp suất nhanh, dòng chảy hỗn loạn đồng trình xả xuống • Phát vùng hoạt nhanh Hệ thống sơ cấp gần bị làm trống vài giây Các trình vật lý xác định dòng thổi xuống qua vết vỡ Dừng khẩn cấp sau có cố vỡ Departure from nucleate boiling (DNB) Khởi hành từ hạt nhân sôi giây (*Note: DNB Điểm mà truyền nhiệt từ một  nhiên liệu nhanh chóng giảm hiệu ứng cách nhiệt chăn nước hình thành bề mặt que nhiệt độ tiếp tục tăng) Sự cố nước tải nhiệt kích thước lớn PWR (200%) • • • Nhiệt độ bề mặt tăng nhanh • • • • Vùng hoạt làm đầy lại vài phút Do giảm áp nhanh hệ thống làm mát lò khẩn cấp cung cấp nước với axit bonic vài hệ thống sơ cấp Vùng hoạt đổ tràn đầy liên tục phụ thuộc vào phần làm mát bình áp suất lò phản ứng (RPV) (vd: vị trí phun Hệ làm mát vùng hoạt khẩn cấp vị trí vỡ) Sau làm đầy lại, hệ thống phun áp suất thấp-LPIS làm mát vùng hoạt Do trình xảy nhanh nên ko có đủ thời gian cho người điều khiển hành động Sự kiện nước tải nhiệt nghiêm trọng xảy kết thúc kép 200% (chém) vỡ chân lạnh, MCP ống làm mát bình áp suất lò phản ứng RPV Nhà máy có phù hợp với thiết kế khơng? • Lũ lụt vượt mức thiết kế • Sự điều chỉnh thùng lò cho phù hợp (mặt khác) - Thép PCV với tiêu chuẩn: động đất, sóng thần, nhiệt phóng xạ, bớm nước làm mát phản ứng nổ - Kiểm kê lại thành phần nguồn để tiếp tục dùng - Hạn chế rò rỉ • Mât tín hiệu từ trạm phát - trường hợp xấu • Tăng cường hệ thống an toàn - Lỗi động chạy diezel phụ thuộc vào loại vị trí - Thiệt hại nghiêm trọng hệ thống nạp nước - Bể chứa nhiên liệu qua sử dụng không bảo vệ - Quản lý hydro không quy tắc • Truyền thơng - Rất hỗn loạn, thông tin bị hạn chế, chuyên môn truyền thông tuần Sự rò rỉ phóng xạ • Liều lượng đáng kể số khu vực, cản trở trường hợp khẩn cấp - Khu vực bất ổn ( số vùng có liều 1Sv/h) - Giới hạn đo công nhân lên tới 250 mSv • Đường rò rỉ khác - Rò rỉ khơng khí: khí hiếm, sản phẩm phân hạch dễ bay (iốt) từ bể chứa nhiên liệu qua sử dụng - Rò rỉ chất lỏng thơng qua cấu trúc hư hỏng trực tiếp biển • Kết kiểm tra 10700 người - > 250 mSv: người (309-678mSv) - 200-250 mSv: người - 150-200 mSv: 14 người - 100-150 mSv: 81 người (JAIF) Sự rò rỉ phóng xạ • Bắt đầu sơ tán vào ngày 11 tháng (trong bán kính km), 20 km vào ngày hôm sau - Các khu định cư sau sơ tán dựa đồ liều - Hạn chế số khu vực + Ở Tokio, mức I-131 nước máy trẻ em đạt mức tới hạn + Rau bị ô nhiễm quận Ibaraki Fukushima + I-131 nước biển giới hạn • Giảm thiểu dò rỉ theo lệnh cấp, khu vực bị ô nhiễm phải làm trước hạn chế nâng cao Phương hướng phóng xạ mơi trường khu vực khác INES-7 • Phân loại INES với tai nạn Fukushima: cấp (cùng cấp với tai nạn Chenobyl) - Cấp cho tổ máy 1-3, cấp độ cho bể dự trữ nhiên liệu tổ máy - Phân loại bản: I-131 tích lũy đạt tới vài chục nghìn TBq (hướng dẫn INES) Tai nạn xử lý nhiên liệu Pak • • • • INES-3, tai nạn nghiêm trọng vào ngày 10/4/2003 Việc xử lý nhiên liệu bên tổ máy nhà máy điện hạt nhân Pak Có 30 nhiên liệu bị phá hủy Thiết bị sơ bộ: - Thay thiết bị phân bổ nước cấp nguồn bình sinh vào năm 90 - Đối với công việc thay thế, việc khử nhiễm máy phát nước (trên mặt sơ cấp) cần thiết, làm gia tăng tỷ lệ ăn mòn => quặng sắt từ (Fe3O4) lắng đọng cụm nhiên liệu tổ máy 1-3 - Vấn đề kinh nghiệm vận hành vào cuối năm 90 (tiếp nhiên liệu đầy đủ vào hai tổ máy, giới hạn công suất nhiệt độ đầu lõi cao) - Quyết định việc làm hóa chất cụm nhiên liệu thực vào năm 2000 Tai nạn xử lý nhiên liệu Pak - Số lượng bó nhiên liệu bị ảnh hưởng tăng lên năm 2002-2003 => nhà máy điện hạt nhân yêu cầu bể làm dung tích đủ cho 30 bó nhiên liệu - Quá trình làm bắt đầu vào tháng năm 2003 - chu kỳ làm hoàn thành trước cố 1.1 Các bể làm tổ máy 1.2 Sơ đồ dòng chảy bể làm Tai nạn xử lý nhiên liệu Pak • Đợt làm thứ kết thúc lúc 16.00, ngày 10/4 sau bắt đầu chế độ vận hành B • Cơng việc triển khai trì hỗn, cần cẩu sử dụng cho vận hành khác • Tại 21h50’ máy dò hoạt độ Kr-85 hệ thống làm báo động • Mở nắp lúc 2h15 sau nửa đêm Nắp tháo khỏi vị trí ban đầu mà khơng nâng lên lượng lớn khí gas lên từ bể chứa • Máy dò hiển thị hoạt độ khí trơ cao phòng lò phản ứng ống khói thơng gió • Vào lúc 4h20 cố gẳng để tháo nắp, sợi dây thừng cần trục bị vỡ Bể chứa vị trí mở phần • Đầu tiên tập trung đo hoạt độ hiển thị giá trị hoạt đô cao chất làm mát (10 ^ 7-10 ^ Bq / I) bể chứa nhiên liệu qua sử dụng • Nắp dỡ bỏ vào ngày 16 tháng 4, kiểm tra mắt xác nhận thiệt hại nhiên liệu lớn Tai nạn xử lý nhiên liệu Pak • Nguyên nhân tai nạn: vấn đề thiết kế: hai đầu vào đầu nối đặt phần bể chứa dòng chảy qua hình thành chúng   - Dòng chảy qua: thơng qua lỗ hổng bị khuất bó nhiên liệu lắp ráp sai lệch bó nhiên liệu - Dòng chảy qua: trở nên quan trọng chế độ B (tốc độ dòng chảy thấp) • Nhiệt nước dẫn đến trạng thái bão hòa đỉnh bể chứa   • Sản sinh dòng 4m3 diễn nhanh (nhiệt phân hủy cao) • Nhiên liệu khơng ngun vẹn sau chế độ làm mát trung gian bắt đầu • Nhiên liệu bị phình căng nổ (800 vào thời điểm áp suất bê cao số nhiên liệu bị biến dạng dẻo vỡ) • Sự oxy hóa Zr - thể tích hydro sản xuất lớn nhiều so với thể tích bể làm (xả qua van xả khí) • Khơng có số đo bên thùng lò Tai nạn xử lý nhiên liệu Pak • Tại 800-900 áp suất bên đạt tới 30-40 bar - Lớp phủ bị biến dạng dẻo phình căng gây nổ rỏ rỉ hoạt độ phóng xạ từ nhiên liệu - Có thể cho loại nhiên liệu bị hỏng nguyên nhân đo hoạt độ rò rỉ đầu dò Kr-85 • • • • Rò rỉ nhiên liệu phát lúc 21h50’ (Kr-85) • Một số thiệt hại nhiên liệu xảy giai đoạn làm nguội kèm với lượng rò rỉ phóng xạ hoạt độ cao   Nhiệt độ tăng cao trình oxy hóa thành phần Zr Nhiệt độ bề mặt tối đa đạt 1200-1300 Phần bó nhiên liệu bị ơxy hóa tách lượng lớn hydro Phần làm mát nước khơng có thay đổi đáng kể Tai nạn xử lý nhiên liệu Pak • Khơng có dấu hiệu tan chảy tạo thành hợp kim thép Zr bề mặt thành phần thép không gỉ - Nhiệt độ tối đa cố 1400 •   - Tính tốn trạng thái trì: Giá trị tối đa hệ số nhân cố 0,66 - Nồng độ axit boric 16g/kg, ngăn chặn tính q trình tới hạn phân hạch vật liệu • Liều: 0.13 Sv cho nhóm dân số bị ảnh hưởng nhiều nhất, 0,55 mSv cho công nhân nhà máy điện hạt nhân • Kết kiểm tra IAEA An tồn hạt nhân • Chú ý an toàn: - Nhận thức cá nhân tầm quan trọng an toàn - Kiến thức lực, cấp cách đào tạo hướng dẫn nhân tự học họ - Cam kết, yêu cầu giảng dạy quản lý cấp cao ưu tiên an toàn áp dụng cao cá nhân có mục tiêu chung an tồn Định nghĩa: Văn hóa an tồn tập hợp tính cách, thái độ tổ chức, xây dựng - Nỗ lực, thông qua lãnh đạo, thiết lập mục tiêu, hệ thống khen thưởng trừng phạt thông qua cá nhân tự tạo thái độ - Giám sát, bao gồm thực hành kiểm toán đánh giá, sẵn sàng đáp ứng với thái độ hỏi đáp cá nhân - Trách nhiệm, thông qua phân công thức mơ tả nhiệm vụ, hiểu biết họ cá nhân nhân, ưu tiên trọng số, nhấn mạnh an tồn điện hạt nhân nhận thơng báo cảnh bảo hệ thống tín hiệu An tồn hạt nhân • Các bước an tồn hạt nhân: Điểm yếu q trình văn hóa an tồn: - An toàn dựa điều luật quy định Quá tự tin - An toàn xem xét mục đích cửa tổ chức Khiếu nại - An tồn ln ln cải tiến Từ chối • Nguy hiểm Định hướng văn hóa an tồn: - Các số định hướng kết xác định kết đo lường, bao gồm đóng góp cá nhân tổ chức - Các số định hướng thực đo lường độ xác cơng việc tn thủ việc áp dụng phương pháp, tài nguyên phương pháp tiếp cận cho nhiệm vụ Thu gọn