Tổng quan hệ thống công nghệ nhà máy điện hạt nhân - Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM Báo cáo tóm tắt TỔNG QUAN HỆ THỐNG CÔNG NGHỆ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN Cơ quan thực hiện: Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam Hà Nội, 4/2011 Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 1 - Nội dung 1. Mở đầu ................................................................................................................2 2. Một số khái niệm cơ bản về công nghệ lò phản ứng hạt nhân ...........................3 3. Lò nước nhẹ áp lực PWR - Pressurized Water Reactor .....................................6 4. Lò nước sôi BWR - Boiling Water Reactor ...................................................11 5. Lò nước nặng PHWR.......................................................................................14 6. Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân.......................................................................16 7. Một số thiết kế lò phản ứng cải tiến (advanced) .............................................20 8. Các loại lò VVER của Nga...............................................................................24 9. Kết luận.............................................................................................................30 Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 2 - CÔNG NGHỆ NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN 1. Mở đầu Theo số liệu mới nhất công bố tháng 1/2011 của Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế, hiện nay trên toàn cầu có 442 tổ máy điện hạt nhân đang vận hành, lượng điện phát điện hạt nhân chiếm 16% sản lượng điện toàn cầu; có khoảng 65 tổ máy điện hạt nhân đang tiến hành xây dựng. Thứ tự các quốc gia có nhiều tổ máy điện hạt nhân nhất: Mỹ 104 tổ máy, Pháp 58, Nhật Bản 54, Nga 32, Hàn Quốc 21, Ấn Độ 20, Anh 19, Canada 18, Đức 17, Ukraine 15, Trung Quốc 13. Châu Á đang là khu vực có nhịp độ phát triển điện hạt nhân cao nhất. Để đáp ứng nhu cầu của thế kỷ 21, hiện nay nhiều loại lò thế hệ mới đang được nghiên cứu phát triển. Chính phủ các nước có ngành công nghiệp hạt nhân phát triển đang đầu tư trên 2 tỷ US$ cho công tác này. Nhiều loại lò đang được nghiên cứu thiết kế với mục tiêu tăng tính kinh tế, nâng cao độ an toàn và giải quyết vấn đề bã thải hoạt độ cao sống dài ngày. Các khoa học gia quốc tế đã khẳng định: ”dù đang phải đối mặt với nhiều thách thức, nhưng công nghệ điện hạt nhân vẫn là một lựa chọn quan trọng của thế kỷ 21”. Trong hoạch định chiến lược phát triển năng lượng và lựa chọn công nghệ phát điện, mỗi khu vực, mỗi quốc gia, trong từng thời kỳ nhất định, đều phải đối mặt với một loạt các vấn đề, không có một khuôn mẫu chung nào cho tất cả các nước. Việc cung cấp năng lượng, đặc biệt là điện năng, một cách đầy đủ và tin cậy không chỉ cần thiết cho sự phát triển kinh tế mà, như ngày càng được thấy rõ, còn cần thiết cho sự ổn định chính trị và xã hội. Sự thiếu hụt năng lượng trầm trọng, cả hiện tại lẫn trong tương lai, thường dẫn tới những bất ổn và mâu thuẫn tiềm tàng trong mỗi quốc gia và giữa các quốc gia. Bởi vậy, cung cấp năng lượng một cách an toàn, tin cậy và với chi phí hợp lý là một yêu cầu kinh tế, chính trị và xã hội thiết yếu, và là một thách thức. Hoạch định và đưa ra những quyết định về sản xuất năng lượng và điện năng, do đó, là một trong những chức năng quan trọng nhất của các nhà hoạch định chính sách. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 3 - Báo cáo này giới thiệu những khái niệm cơ bản về công nghệ lò phản ứng hạt nhân và những cải tién, những công nghệ lò thế hệ mới đang được triển khai thực hiện trên thế giới. 2. Một số khái niệm cơ bản về công nghệ lò phản ứng hạt nhân 2.1 Nguyên lý phản ứng phân hạch Lò phản ứng hạt nhân (LPƯHN) hoạt động dựa trên nguyên lý phản ứng phân hạch dây chuyền. Sơ đồ đơn giản của nguyên lý này nêu trên hình 1. Khi một nơtron bắn phá hạt nhân U235, hạt nhân bị tách thành hai hay nhiều hạt nhân nhẹ hơn kèm theo việc giải phóng năng lượng ở dạng động năng, bức xạ gamma và phát ra các nơtron tự do, các nơtron tự do này là tiếp tục bắn phá các hạt nhân khác để tạo ra phản ứng hạt nhân dây chuyền. Nơtron nhiệt Nhiệt năng Nơtron nhanh N N Nơtron nhiệt N Phân hạch Chất làm chậm U 235 U 235 N Hấp thụ N Hình 1. Sơ đồ đơn giản của nguyên lý phản ứng phân hạch 2.2 Cấu trúc cơ bản của lò và các vật liệu sử dụng Cấu trúc cơ bản của lò phản ứng hạt nhân (LPƯHN) bao gồm: nhiên liệu hạt nhân, chất làm chậm, chất tải nhiệt, thanh điều khiển, vành phản xạ, thùng lò, tường bảo vệ và các vật cấu trúc khác. Sơ đồ cấu trúc cơ bản của LPƯHN nêu Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 4 - trong hình 2. Các phần tử chính, vật liệu sử dụng và chức năng của chúng được nêu trong bảng 1. Thanh điều khiển Vành phản xạ Nhiên liệu hạt nhân Thùng lò Chất làm chậm Chất tải nhiệt Hình 2. Sơ đồ cấu trúc cơ bản của LPƯHN Bảng 1. Các phần tử chính, vật liệu sử dụng và chức năng của chúng TT Phần tử Vật liệu Chức năng 1 Nhiên liệu U233 , U235, Pu239, Pu241 Chất phân hạch 2 Chất làm chậm H2O, D2O, C, Be Giảm năng lượng của nơtron nhanh thành nơtron nhiệt 3 Chất tải nhiệt H2O, D2O, CO2, He, Na Tải nhiệt làm mát lò 4 Thanh điều khiển Cd, B, Hf Điều khiển mức tăng giảm nơtron 5 Vành phản xạ Như các chất làm chậm Giảm mất mát nơtron 6 Thùng lò Fe &S/S Chịu áp lực và chứa toàn bộ vùng hoạt Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 5 - 7 Tường bảo vệ Bê tông, H2O, Fe, Pb Bảo vệ chống bực xạ 8 Các vật cấu trúc khác Al, Fe, Zn, S/S Hỗ trợ các cấu trúc trong lò 2.3 Phân loại các loại lò Tuỳ thuộc vào việc sử dụng các chất tải nhiệt, chất làm chậm và cấu trúc của lò, người ta phân ra các loại lò như nêu trong bảng 2. Bảng 2. Phân loại các loại lò SỐ TT LOẠI LÒ Tên gọi Nhiên liệu Chất làm chậm Chất tải nhiệt 1 PWR Lò nước áp lực Urani làm giầu nhẹ 2-5% H2O H2O 2 BWR Lò nước sôi Urani làm giầu nhẹ 2-5% H2O H2O 3 WWER Lò nước áp lực (LX cũ) Urani làm giầu nhẹ 2-5% H2O H2O 4 PHWR - CANDU Lò nước nặng kênh áp lực Urani tự nhiên 0,7% D2O D2O H2O 5 GCR Lò khí grafit Urani tự nhiên 0,7% Grafit Khí He 6 LWGR Lò nước grafit kênh áp lực Urani tự nhiên giầu nhẹ Grafit H2O 7 AGR Lò khí grafit cải tiến Urani tự nhiên 0,7% Grafit Khí He 8 FBR Lò nhanh tái sinh Urani làm giầu hoặc Plutoni Không Na Hiện nay, công nghệ lò phát triển rất phong phú và đa dạng. Hiện có trên 10 loại lò đang được sử dụng và nghiên cứu phát triển. Rất khó có thể đánh giá ưu thế tuyệt đối của loại lò này so với loại lò khác. Việc mỗi quốc gia sử dụng và phát triển loại lò nào phụ thuộc vào nhiều yếu tố, trước hết là ý đồ chiến lược của mỗi quốc gia, sau đó là trình độ khoa học - công nghệ và khả năng tham gia của Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 6 - công nghiệp nội địa. Mặc dù số loại lò nhiều như vậy nhưng đa số hoặc đã bị loại bỏ khỏi xu hướng phát triển hoặc đang ở trạng thái thử nghiệm. Cho đến nay, thực chất chỉ mới có ba loại được công nhận là những công nghệ đã được kiểm chứng và được phát triển nhiều nhất, đó là PWR, BWR và PHWR. Tỷ phần số lượng lò của các loại công nghệ như sau: Lò phản ứng nước áp lực: 60% (Pressurired Water Reactor - PWR+VVER), kế theo đó là Lò phản ứng nước sôi: 21% (Boiling Water Reactor - BWR), và cuối cùng là Lò nước năng kiểu CANDU: 7% (Pressurired Heavy Water Reactor - PHWR), phần còn lại là các loại lò khác. Chúng ta hãy xem xét sơ bộ 3 loại lò được phát triển nhiều nhất, phổ biến nhất hiện nay đó là PWR, BWR và PHWR. 3. Lò nước nhẹ áp lực PWR - Pressurized Water Reactor Đây là kiểu lò phổ biến nhất với trên 230 lò hiện đang vận hành trên khắp thế giới. Thiết kế cơ bản của loại lò này có nguồn gốc từ các lò phản ứng hạt nhân sử dụng trong các tầu ngầm hạt nhân. Chúng sử dụng nước thường làm chất tải nhiệt và làm chậm. Thiết kế khác biệt mang tính điển hình của loại lò này là dùng nước trong chu trình làm nguội vòng một đi qua tâm lò với áp suất rất cao và chu trình thứ hai được sử dụng là hơi được sinh ra để chạy tuôc bin. Hình 3. Sơ đồ công nghệ hai vòng tuần hoàn của lò PWR Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 7 - Nước trong vùng hoạt có thể đạt tới nhiệt độ 325 0C, khi đó nước cần phải ở mức áp suất 150 lần áp suất khí quyển để ngăn chặn việc làm sôi nước, áp suất được duy trì nhờ hơi trong bộ điều áp. Trong chu trình vòng I nước cũng đóng vai trò của chất làm chậm nên nếu nước trở thành hơi thì sẽ làm cho phản ứng phân hạch bị giảm xuống. Hiệu ứng phản hồi âm này là một trong những đặc trưng an toàn nội tại của loại lò PWR. Hệ thống dập lò thứ cấp thực hiện việc bổ sung thêm bo vào vòng sơ cấp. Vòng thứ cấp được duy trì ở áp suất thấp hơn và nước sẽ sôi trong các bộ trao đổi nhiệt của thiết bị sinh hơi. Hơi nước làm quay tuôc bin máy phát để sản xuất điện, sau đó lại được làm ngưng tụ thành nước với nhiệt độ thấp hơn và qua các bộ trao đổi nhiệt để quay trở lại vòng sơ cấp. Yêu cầu độ sạch của nước vòng hai rất cao, do vậy để bảo đảm các chỉ tiêu kinh tế, tất cả hơi nước sau khi sinh công ở tuốc bin đều được ngưng tụ và đưa trở lại chu trình công nghệ. Do vậy, vòng hai của nhà máy ĐHN cũng là một chu trình kín, nước bổ sung là một lượng nhỏ để bù hao hụt do rò thoát. Hình 4. Sơ đồ thùng lò PWR PWR là một loại lò nước nhẹ với nước nhẹ vừa là chất tải nhiệt vừa là chất làm chậm nơtron và có thùng lò chịu áp lực. Thùng lò cấu tạo từ một phần hình trụ với các ống vào/ra của chất tải nhiệt và đáy hình elíp. Bên trong thùng lò có giếng lò hình trụ dùng để bố trí vùng hoạt và tổ chức dòng chuyển động của chất tải nhiệt. Thùng lò chịu áp suất lớn và Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 8 - chịu bức xạ cao được chế tạo rất phức tạp. Mặt trong vỏ lò tiếp xúc với nước được phủ một lớp thép không gỉ để chống ăn mòn và giảm quá trình giòn vỏ lò do tương tác của dòng nowtrôn cao, chiếu xạ mạnh. Để bảo đảm độ bền, thùng lò được làm với số mối hàn ít nhất. Thùng lò được thiết kế để làm việc trong một thời gian dài từ 40 đến 60 năm. Các thông số của lò PWR công suất 1160 MWe được trình bày trong bảng 3. Bảng 3. Một số thông số chính của loại lò PWR - 1160 MWe Thông số cơ bản của lò PWR Công suất nhiệt 3423 MWt Công suất điện 1160 MWe Đường kính phía trong thùng lò 4,394 m Độ dày thùng lò 225 mm Chiều cao thùng lò 12,9 m Vật liêu thùng lò ASME SA-508 GrB class 3 Trọng lượng thùng lò 402 t Đường kính vùng hoạt 3,37 m Chiều cao/dài vùng hoạt 3,66 m Độ giàu nhiên liệu 2,1 - 4,1% Số bó nhiên liệu 193 Đường kính thanh nhiên liệu 9,5 mm Chiều dài thanh nhiên liệu 3,65 m Tổng chiều dài bó nhiên liệu 4,06 m Vật liệu ống thanh nhiên liệu Zircaloy-4 Trọng lượng nhiên liệu 89 t Mật độ công suất 105 KW/lít Số bó/thanh điều khiển 53 bó Áp suất trong lò 157 Kg/cm2 Chất tải nhiệt H2O Chất làm chậm nơtron H2O Thông lượng chất tải nhiệt qua lò 60.103 t/h Nhiệt độ chất tải nhiệt vào/ra lò 289/325 0C Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 9 - Ở lò PWR, khối các ống bảo vệ và hệ thống điều khiển được bố trí ở phía trên vùng hoạt. Điều này cho phép các thanh điều khiển có thể tự rơi vào vùng hoạt để dập lò khi cần thiết. Các lò PWR có các bó nhiên liệu với số lượng thanh nhiên liệu trong mỗi bó từ 200-300 tuỳ thuộc cấu hình của bó nhiên liệu (15 x 15, 16 x 16, 17 x 17, v.v.), các bó nhiên liệu được sắp trong thùng lò chịu áp lực theo chiều thẳng đứng. Tổng số bó nhiên liệu vào khoảng 150-250 và tổng trọng lương khoảng 80-100 tấn uranium. Các bó nhiên liệu của lò PWR cũng như của lò BWR trong trường phái thiết kế của các nước phương Tây có dạng hình hộp vuông, còn trong các lò do Nga thiết kế có dạng hình hộp lục giác đều, trong đó bố trí ô mạng vuông hay tam giác. Các thanh nhiên liệu có dạng hình ống bên trong xếp các viên nhiên liệu UO2 có đường kính 8 mm và chiều cao 10 mm. Giữa vỏ bọc và viên nhiên liệu là rãnh khí He, phía trên có lò xo nén giữ và khoảng trống chứa khí phóng xạ thoát ra trong phản ứng hạt nhân. Các thanh nhiên liệu hợp lại thành các bó nhiên liệu. Các bó nhiên liệu nạp vào lò có thể có hoặc không có vỏ hộp bọc ngoài tùy từng lò. Các hộp này được đục lỗ để tạo dòng chảy ngang có tác dụng dàn đều trường nhiệt độ vùng hoạt. Hình 5. Các bó nhiên liệu của lò PWR theo trường phái Phương Tây và Nga Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 10 - Nhà máy ĐHN với lò PWR có sơ đồ công nghệ hai vòng. Trong sơ đồ công nghệ này nhất thiết phải có thiết bị sinh hơi là thành phần phân chia hai vòng. Có thể nói thiết bị sinh hơi thuộc vòng một hay thuộc vòng hai đều đúng. Hình 6. Thiết bị sinh hơi kiểu đứng (phương Tây) và kiểu ngang (Nga) Trong thiết bị sinh hơi, để truyền được nhiệt từ vòng một sang vòng hai cần phải có chênh lệch nhiệt độ giữa nước vòng một (không được sôi) và nước sôi thuộc vòng hai. Để tránh sôi nước trong vòng một, áp suất của nó phải đủ lớn, thường là cao hơn nhiều so với áp suất vòng hai. Do vậy, tính kinh tế nhiệt của nhà máy hai vòng bao giờ cũng thấp hơn nhà máy một vòng có áp suất trong lò như nhau. Thiết bị sinh hơi là một thành phần cần thiết trong nhà máy ĐHN với lò PWR. Nó cách ly sự lan truyền chất phóng xạ từ vòng một sang vòng hai, giúp cho việc vận hành nhà máy được thuận tiện hơn. Nhưng mặt khác, thiết bị sinh hơi là một khâu yếu trong nhà máy ĐHN với lò PWR. Trong thiết bị này, có hàng ngàn ống trao đổi nhiệt, nhiều hỏng hóc thường hay xẩy ra với các ống này như tắc nghẽn, đứt gẫy, thủng do ăn mòn và cọ xát gây rò nước có phóng xạ từ vòng một sang vòng hai. Để khắc phục những hỏng hóc này, thường đòi hỏi phải mất thời gian, tốn kém và phải dừng nhà máy, gây ảnh hưởng đến kinh tế. Thoáng nhìn người ta có cảm giác nhà máy ĐHN hai vòng cần vốn đầu tư nhiều hơn nhiều so với nhà máy một vòng. Nhưng do yêu cầu đảm bảo an toàn Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 11 - phóng xạ, phải xử lý (trao đổi ion) toàn bộ lưu lượng nước ngưng tụ (sau tuốc bin) đã làm cho chỉ số quan trọng như giá công suất đặt mỗi KW của nhà máy một vòng hầu như xấp xỉ với nhà máy hai vòng. 4. Lò nước sôi BWR - Boiling Water Reactor Về mức độ phổ biến cũng như các hãng cung cấp, các nước sử dụng... thì lò nước sôi BWR chỉ đứng sau lò nước áp lực PWR. Nguyên lý thiết kế và hoạt động căn bản của các lò nước sôi là sử dụng chu trình trực tiếp. Nước trong vùng hoạt lò phản ứng được làm sôi nhờ phản ứng phân hạch và sinh ra hơi nước trực tiếp chạy tuôc bin máy phát. Nước trong thùng lò bao gồm hai phần: nước và hơi nước, do đó việc sử dụng chu trình trực tiếp thể hiện sự khác biệt với các công nghệ khác ở những đặc tính cơ bản sau: o Không có máy sinh hơi (chu trình trực tiếp). o Giảm được áp lực trong lò trong khi vẫn đạt được hiệu suất cao. o Phần lưu chuyển của các vật chất phóng xạ rộng hơn. Hình 7. Sơ đồ công nghệ một vòng tuần hoàn với lò nước sôi - BWR BWR cũng là một loại lò với nước nhẹ vừa là chất tải nhiệt vừa là chất làm chậm và có thùng lò chịu áp lực. Tuy nhiên, khác với lò PWR, trong lò BWR có sự sôi thể tích ngay trong lò. Thùng lò BWR có hình thức gần giống như lò PWR nhưng có các thông số khác hơn. Vùng hoạt lò BWR tương tự như lò PWR không đồng nhất và được Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 12 - tập hợp từ các bó nhiên liệu đặt sát nhau trong giỏ vùng hoạt. So với lò PWR cùng công suất, kích thước vùng hoạt của lò BWR lớn hơn. Hình 8. Thùng lò nước sôi - BWR Bảng 5. Một số thông số chính của loại lò BWR - 1100 MWe Thông số BWR Công suất nhiệt 3293 MWt Công suất điện 1100 MWe Đường kính phía trong thùng lò 6,375 m Độ dày thùng lò 157 mm Chiều cao thùng lò 23,0 m Vật liêu thùng lò ASME SA-533 GrB class 1 Trọng lượng thùng lò 793 t Đường kính vùng hoạt 4,75 m Chiều cao/dài vùng hoạt 3,71 m Độ giàu nhiên liệu 2,2% Số bó nhiên liệu 764 Đường kính thanh nhiên liệu 13 mm Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 13 - Chiều dài thanh nhiên liệu 3,71 m Tổng chiều dài bó nhiên liệu 4,46 m Vật liệu ống thanh nhiên liệu Zircaloy-2 Trọng lượng nhiên liệu 142 t Mật độ công suất 50 KW/lít Số bó/thanh điều khiển 185 thanh Áp suất trong lò 71 Kg/cm2 Chất tải nhiệt H2O Chất làm chậm nơtron H2O Thông lượng chất tải nhiệt qua lò 48.103 t/h Nhiệt độ chất tải nhiệt vào/ra lò 216/286 0C Hình 9. Các bó nhiên liệu và thanh điều khiển của lò BWR Các thanh nhiên liệu của lò BWR về hình thức cũng giống như các thanh nhiên liệu của lò PWR, chỉ khác là chúng có đường kính to hơn và vỏ bọc dày hơn. Các bó nhiên liệu của lò BWR được bọc trong hộp kín hoàn toàn, không đục lỗ để loại trừ các dòng chảy ngang. Do đặc thù của sơ đồ công nghệ khác với lò PWR, các hệ thống điều khiển Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 14 - và bảo vệ của lò BWR được bố trí ở phần dưới của lò và trong thành phần của hệ thống điều khiển có sử dụng các bơm để thay đổi lưu lượng nước tuần hoàn qua vùng hoạt để điều chỉnh công suất lò. Động cơ của các thanh điều khiển và bảo vệ nằm ngoài vỏ thùng lò và luôn có năng lượng dự trữ để thắng lực trọng trường và đưa các thanh này vào vùng hoạt khi bị mất điện cấp. Ưu điểm cơ bản của nhà máy ĐHN với lò BWR là có sơ đồ công nghệ một vòng, nhờ vậy cấu trúc đơn giản và tính kinh tế cao vì các thông số của hơi nước trước khi vào tuốc bin và ở trong lò gần như bằng nhau (chỉ hơn kém nhau ở phần tiêu hao trên đường ống). Nhược điểm cơ bản của nhà máy với lò BWR là tất cả thiết bị phải làm việc trong điều kiện có phóng xạ, do vậy, việc vận hành phức tạp hơn và lượng chất thải phóng xạ cũng nhiều hơn. 5. Lò nước nặng PHWR Phần lớn các lò PHWR (Pressurized Heavy-Water-moderated Reactor) có cấu hình tiêu chuẩn như nhau. Lò có 380 kênh công tác nằm ngang được sắp xếp trong ô mạng hình vuông. Thiết bị điều khiển, thiết bị dập lò và các thiết bị đo trong vùng hoạt đều nằm trong ống được bố trí thẳng đứng hay nằm ngang (xen kẽ giữa các kênh nhiên liệu). Môi trường làm việc là nước nặng có áp suất thấp, nhiệt độ thấp. Hình 10. Các bó nhiên liệu và kênh ngang của lò PHWR Vùng hoạt được bao bọc trong một bể kín bằng thép, hình trụ, nằm ngang, gọi là bể calandria. Đến lượt mình, bể calandria lại nằm trong một khoang bê tông kín chứa đầy nước nhẹ. Mỗi kênh công tác là một ống lồng, ống ngoài gọi là Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 15 - ống calandria làm bằng zircaloy. Ống trong gọi là ống chịu áp, chứa 12 bó nhiên liệu và nước nặng tải nhiệt, ống này làm bằng hợp kim zirconi-niobi. Các kênh công tác nằm ngang song song với trục và xuyên qua bể calandria. Khoảng không giữa ống chịu áp và ống calandria trong mỗi kênh công tác là khí CO2. Chất tải nhiệt là nước nặng chảy trong kênh nhiên liệu (kênh chịu áp) tải nhiệt sinh ra từ phản ứng hạt nhân về máy sinh hơi. Nước nặng trong bể calandria được sử dụng để làm chậm nơtron nhanh sinh ra từ phản ứng phân hạch. Chất làm chậm là nước nặng tuần hoàn liên tục qua bể calandria và máy trao đổi nhiệt để giải phóng nhiệt sinh ra trong chất làm chậm khi lò làm việc. Các cơ cấu trên đầu vào và đầu ra bảo đảm cho việc phân bố nhiệt độ của chất tải nhiệt trong bể calandria được đồng đều, áp suất trên bề mặt của nước nặng lớn hơn áp suất khí quyển một ít. Hình 11. Sơ đồ công nghệ của lò nước nặng PHWR Hệ thống chất làm chậm nơtron độc lập hoàn toàn với hệ thống tải nhiệt lò phản ứng. Hệ thống này bao gồm hai bơm và hai máy trao đổi nhiệt và nối với: - Hệ thống làm sạch nước nặng; - Hệ thống khí trên bề mặt nước nặng; - Hệ thống chất lỏng gây nhiễm độc dập phản ứng hạt nhân; - Hệ thống lấy mẫu; Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 16 - - Hệ thống cung cấp nước nặng. Bể chứa nước nặng giúp cho chất làm chậm duy trì ở mức cần thiết, bù cho sự co dãn do giao động nhiệt gây ra và bù rò thoát trong quá trình làm việc. Nước nặng trong bể calandria còn có chức năng như một bể làm mát trong trường hợp sự cố mất chất tải nhiệt mà hệ thống làm mát vùng hoạt bị hỏng. Những vật liệu trong bể calandria và hệ thống làm chậm nơtron có tiếp xúc với nước nặng là thép không gỉ hay các hợp kim zirconi. Những vật liệu này thích hợp với môi trường nhiệt độ thấp và có độ axít nhẹ. Trong lò PHWR việc dàn đều công suất đạt được bằng cách cho nhiên liệu cháy khác nhau theo từng vùng, kết hợp với sử dụng các thanh điều chỉnh. Các lò PHWR sử dụng nhiên liệu chuẩn. Mỗi bó nhiên liệu là tập hợp của 37 thanh nhiên liệu có vỏ bọc làm bằng hợp kim zircaloy, bên trong chứa các viên UO2 thiên nhiên. Vật liệu vùng hoạt và chất làm chậm nơtron là nước nặng đã làm cho lò PHWR tiết kiệm nơtron tối đa và sử dụng triệt để nhiên liệu. Khi nhiên liệu cháy và hàm lượng U-235 giảm, plutoni sinh ra sẽ cung cấp một lượng độ phản ứng bổ sung và góp khoảng một nửa sản lượng nhiệt. Đặc điểm thay nhiên liệu khi lò làm việc đã loại bỏ nhu cầu phải có độ phản ứng dư lớn, tức là số thanh bù của hệ thống điều khiển giảm. Mặt khác sự phân bố công suất trong vùng hoạt đồng đều hơn. 6. Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân Bắt đầu từ những năm 2000 trở lại đây, các NMĐHN được phân loại thành các thế hệ : o Thế hệ I: Các lò phản ứng nguyên mẫu (prototypes), o Thế hệ II: Các NMĐHN đã xây dựng và đang vận hành, o Thế hệ III và III+ : Các lò phản ứng tiên tiến, o Thế hệ lò phản ứng tiếp theo - thế hệ IV . Các thế hệ III, III+ và IV kế thừa các ưu điểm và khắc phục các nhược điểm của các thế hệ trước. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 17 - Hình 12. Các thế hệ lò phản ứng hạt nhân Thế hệ I Các lò phản ứng thương mại nguyên mẫu (prototype) vận hành vào những năm 1950 - 1960. Lò phản ứng thương mại đầu tiên trên thế giới với công suất 5 MW được đưa vào vận hành năm 1954 tại Liên Xô cũ. Sau đó, tại Anh, lò phản ứng Calder Hall được đưa vào vận hành vào năm 1956 với công suất ban đầu là 50 MW. Nhà máy ĐHN thương mại đầu tiên tại Mỹ là Shippingport vận hành vào năm 1957, với công suất 60 MW. Nhiều lò phản ứng thế hệ I chỉ là đơn chiếc, như lò Fermi I ở Mỹ, chứ không đại diện cho một kiểu thiết kế nào cả. Trong khi với thế hệ II các lò có khuynh hướng xây dựng hàng loạt, mặc dù được thiết kế riêng biệt nhưng áp dụng cùng một nguyên lý thiết kế. Thế hệ II Các lò thế hệ II là một số thiết kế được phát triển từ các lò phản ứng thế hệ I. Đã có nhiều thay đổi đáng kể trong thiết kế và kể cả có một số kiểu hoàn toàn mới so với thế hệ trước. Các lò phản ứng được xây dựng vào đầu những năm 1970 và 1980 và hiện tại vẫn đang được vận hành thương mại. Các lò phản ứng nước nhẹ ở Mỹ, Pháp, các lò CANDU ở Canada là những ví dụ về các lò thế hệ II. Thế hệ III Các lò thế hệ thứ III là các thiết kế cải tiến (advanced-design), bao gồm: - Các lò nước sôi cải tiến (ABWR) do GE thiết kế và được xây dựng tại Nhật Bản; Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 18 - - Các lò cải tiến hệ System 80+ do CE (Combustion Engineering) nay thuộc Westinghouse thiết kế; - Các lò PWR cải tiến (APWR), do Westinghouse, MHI thiết kế; - Các lò WWER-1000: AES-91, AES-92 của Nga thiết kế; - Các lò có thiết kế thụ động như AP600 của Westinghouse. - Các lò EPR (Evolutionary Pressurized / European Pressurized Reactor) – là một thiết kế tiến hóa kết hợp giữa các thiết kế và kinh nghiệm vận hành các lò N4 của Framatome và KONVOI của Siemens, Đức. Một số thiết kế đã được phát triển ở Mỹ và được Cơ quan pháp quy Hoa Kỳ (US-NRC) cấp phép vào những năm 1990. Các lò ABWR và APWR đã/đang được xây dựng và vận hành ở nhiều nước khác nhau. Một số thiết kế khác cũng đang trong giai đoạn xin cấp chứng nhận thiết kế của NRC như US EPR. Các cải tiến quan trọng so với thế hệ II bao gồm: - Hoàn thiện công nghệ về nhiên liệu; - Đưa vào các hệ thống an toàn thụ động; - Các thiết kế được tiêu chuẩn hóa; Thế hệ III+ Các thiết kế thế hệ III+ nói chung là mở rộng khái niệm thiết kế của thế hệ III trong đó đưa vào các đặc tính an toàn thụ động cải tiến (advanced passive safety). Các thiết kế này có thể duy trì trạng thái an toàn mà không cần sử dụng các thành phần điều khiển chủ động nào. Chúng có thể đã được phát triển ở những giai đoạn khác nhau vào những năm 1990 và hiện tại bắt đầu được cấp phép xây dựng. Các lò phản ứng có thể được vận hành vào những năm 2010. Các thiết kế thế hệ III+ bao gồm: - Các lò Advanced CANDU Reactor (ACR); - Lò AP1000 – dựa trên thiết kế AP600 của Westinghouse; - Lò Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) – dựa trên thiết kế ABWR; - Lò APR-1400 – Thiết kế PWR cải tiến phát triển từ các lò KNGR (Korean Next Generation Reactor) dựa trên cơ sở thiết kế hệ System 80+ của Mỹ. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 19 - - Lò WWER-1200: AES-2006 của Nga thiết kế. Thế hệ IV Các lò thế hệ IV là các thiết kế được xác lập bởi GIF (Generation IV International Forum), theo sáng kiến của DOE và 10 quốc gia thành viên khác. Tất cả các lò phản ứng thế hệ IV hiện còn đang ở giai đoạn thiết kế khái niệm hoặc thực nghiệm và hy vọng sẽ được xem xét khai thác vào những năm 2030. Năm 2002, GIF đã đưa ra lịch trình (Roadmap) cho 6 thiết kế thế hệ IV gồm 3 loại lò nơtrôn nhiệt và 3 loại lò nơtrôn nhanh. Đặc trưng an toàn qua các thế hệ Một số đặc trưng về an toàn của các thế hệ công nghệ lò nêu trong bảng 6. Bảng 6. Một số yêu cầu về phát triển các thế hệ công nghệ lò Thế hệ lò Đặc trưng thiết kế Xác suất phá huỷ vùng hoạt, năm-1 Xác suất thoát xạ ra MT, năm-1 Ví dụ loại lò I Các HT an toàn chủ động + Toà nhà bảo vệ > 10-4 > 10-5 Phần lớn các loại lò đang hoạt động II Các HT an toàn chủ động cải tiến : Đặt bẫy corium & Quản lý sự cố + Toà nhà bảo vệ <10-4 - 10-6 <10-6 - 10-7 Sizewell, N4, Convoy, System80+, AES-91, III Các HT an toàn chủ động và thụ động: Đặt bẫy corium & Quản lý sự cố + Toà nhà bảo vệ <10-6 - 10-7 Hầu như không thể xẩy ra EPR, ABWR, AP-1000, ESBWR, SIR, AES-92 IV Hoàn toàn thiết kế mới: Hầu như không có khả năng nóng chảy vùng hoạt ("NLHN không có thảm hoạ" Nhỏ hơn mức có thể tiên đoán MHTR, PIUS, ISIS, PRIS, SAFR, PBMR Những lò thế hệ III và III+ có các đặc tính sau: o Tiêu chuẩn hoá thiết kế cho mỗi loại để rút ngắn quá trình cấp phép, giảm chi phi phí đầu tư và giảm thời gian xây dựng. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 20 - o Thiết kế đơn giản hơn và vững chắc hơn làm chúng dễ vận hành và ổn định trong hệ thống có nhiều dao động. o Hệ số sẵn sàng hoạt động cao hơn và tuổi thọ dài hơn - mức điển hình là 60 năm. o Xác suất tai nạn nóng chảy vùng hoạt giảm. o Tác động tới môi trường ở mức tối thiểu. o Độ sâu cháy cao hơn và từ đó giảm nhiên liệu sử dụng và lượng thải phát sinh. o Sử dụng chất hấp thụ có thể cháy được nhằm tăng thời gian sử dụng nhiên liệu. Khác biệt lớn nhất so với các thiết kế hiện thời là nhiều nhà máy hạt nhân thế hệ mới tích hợp được đặc điểm an toàn thụ động hoặc nội tại, không đòi hỏi sự kiểm soát chủ động của con người hay sự can thiệp của nhân viên vận hành để tránh tai nạn khi có trục trặc. 7. Một số thiết kế lò phản ứng cải tiến (advanced) 7.1 Lò nước sôi cải tiến - Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) Hình 13. Sơ đồ nguyên lý nhà máy ĐHN dùng lò nước sôi cải tiến Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 21 - Hiện tại có 4 lò dang vận hành tại Nhật (Kashiwazaki-Kariwa -6 & 7, Hamaoka-5 và Shika- 2), 7 lò trong kế hoạch tại Nhật, 2 lò đang được xây dựng tại Đài Loan. Lò nước sôi cải tiến thuộc loại: o Công nghệ gốc của GE, tiếp thu bởi Hitachi & Toshiba o Lò thế hệ III đầu tiên được vận hành thương mại o Đã được cấp phép tại Mỹ, Nhật Bản, Đài Loan o Công suất 1380 MWe - 1500 MWe o Thời gian xây dựng được rút ngắn Các đặc trưng thiết kế: - Thiết kế một vòng, đối lưu cưỡng bức với công suất 1,300 Mwe; - Thiết kế kết hợp các đặc tính thiết kế của lò BWR ở châu Âu, Nhật Bản và Mỹ; - Sử dụng các bơm tái tuần hoàn trong lò (giảm thiểu các điểm vào thùng lò); - Các hệ thống an toàn số hóa, các hệ thống logic và điều khiển số hóa dựa trên các bộ vi xử lý (microprocessor-based); - Thiết kế cũng bao gồm các nâng cao về an toàn như bảo vệ chống lại sự quá áp của vỏ nhà lò phản ứng (RCV), hệ thống tích nước độc lập và thụ động, ba động cơ diesel khẩn cấp .v.v.. Hình 14.Thùng lò nước sôi cải tiến ABWR Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 22 - 7.2 Lò nước áp lực cải tiến AP600 và AP1000 của Westinghouse AP600: - Thiết kế lò PWR 600 MW mang đặc tính thụ động tiên tiến (Advanced Passive) kết hợp các hệ thống an toàn thụ động và thiết kế hệ thống được đơn giản hóa. - Các hệ thống thụ động sử dụng cơ chế đối lưu tự nhiên trong các tình huống sự cố mà không cần các bơm, không cần các động cơ diesel hay các hệ thống hỗ trợ khác. AP1000: - Thiết kế AP1000 là phiên bản lớn hơn của AP600 với công suất 1100 MWe. - Thiết kế tương tự như AP600 nhưng sử dụng thùng lò (reactor vessel) cao hơn để phù hợp với thiết kế bó nhiên liệu dài hơn và các thiết bị sinh hơi, bình điều áp lớn hơn - Các hệ thống an toàn thụ động của AP1000 được đơn giản hóa thiết kế so với các lò cùng công suất khác, nó sử dụng ít hơn khoảng 50% các van, 35% ít hơn các bơm, 70% ít hơn các cáp truyền dẫn, làm giảm thời gian xây dựng và lắp đặt đi rất nhiều. - Hiện tại AP1000 là thiết kế thế hệ III+ duy nhất được cấp phép tại Mỹ và Trung Quốc sẽ là nước đầu tiên xây dựng các NMĐHN lò AP1000. Hình 15. Thiết kế nhà lò AP1000 Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 23 - 7.3 Lò nước áp lực cải tiến tiêu chuẩn châu Âu EPR - Có tên gọi tại châu Âu là European Pressurized Water Reactor và xin cấp phép ở Mỹ với tên gọi Evolutionary Power Reactor với công suất 1,600 Mwe và thiết kế cải tiến. - Các đặc tính thiết kế bao gồm bốn hệ thống an toàn kỹ thuật với năng lực 100% mỗi hệ. - Vỏ nhà lò sử dụng tường kép (double-walled containment), và bẫy vùng hoạt ( “core catcher”) để giam giữ và làm nguội các vật liệu vùng hoạt trong tình huống tai nạn gây hỏng thùng lò phản ứng. - Lò EPR đầu tiên đã được xây dựng tại địa điểm Olkiluoto, Phần Lan và địa điểm Flammanville, Pháp. - - - - - Hình 16. Bố trí NMĐHN dùng lò EPR Nhà nhiên liệu Nhà phụ trợ hạt nhân Nhà diesel 1+2 Nhà văn phòng Nhà đi vào Nhà điện C.I. Nhà tua bin Nhà bảo vệ 2+3 Nhà diesel 3+4 Nhà bảo vệ 1 Toà nhà lò Nhà bảo vệ 4 Nhà thải Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 24 - 8. Các loại lò VVER của Nga Trong năm 2008, Nga đang vận hành 31 tổ máy với tổng công suất là 23.200 MW, sản lượng ĐHN năm 2007 của Nga là 158,3 tỷ kWh. Hiện nay, Nga có thể cung cấp loại lò VVER với các dải công suất khác nhau, cụ thể: o Loại lớn 1.000 – 1.200 MW là lò AES-91. AES-92 và AES-2006. o Loại trung bình 300-700 MW là VVER-300, VVER-640. o Loại nhỏ dưới 300 MW là VVER-150. 8.1 Các thế hệ lò VVER cũ V-230 là thế hệ đầu tiên của lò VVER-440, được phát triển trong khoảng thời gian 1956-1970, do vậy không có gì phải ngạc nhiên là có nhiều phần phải cải tiến cho thích hợp với các tiêu chuẩn hiện đại. Các hệ thống an toàn có độ dư gấp đôi. Tai nạn thiết kế cơ bản lớn nhất là vỡ ống tải nhiệt có đường kính 100 mm cùng với mất điện hoàn toàn. V-213 cũng có công suất là 444 MW như V-230, loại này được phát triển vào những năm 1970-1976, hệ thống an toàn có độ dư gấp ba và được thiết kế để đối phó với đứt ống tải nhiệt có đường kính 500 mm với mất điện hoàn toàn. V- 213 có hệ thống triệt bọt khí (V-230 chỉ có hệ thống van xả). VVER-1000 có công suất là 1.000 MW được phát triển trong những năm 1970-1980, được thiết kế để đối phó với sự cố xảy ra cùng một lúc vỡ ống đường kính lớn, động đất theo thiết kế cơ bản và mất điện hoàn toàn. Sau tai nạn tréc-nô-bưn, một số cải tiến đã được thực hiện để nâng cao an toàn cho các lò VVER-1000 như: o Thay đổi thủ tục khởi động lò với việc tăng cường sử dụng phần dưới các thanh; o Chuyển sang thay 1/3 nhiên liệu và sử dụng các thanh hấp thụ cháy dần trong nhiên liệu mới; o Hoàn thiện việc cung cấp axít bor khi sự cố; o Dự phòng việc xả hydro khỏi thùng lò và các máy sinh hơi; o Tháo nước khỏi nhánh chữ U trong phần lạnh của vòng một. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 25 - 8.2 Các thế hệ VVER cải tiến VVER-88 là dự án được bắt đầu sau tai nạn Tréc-nô-bưn để nâng cấp các nhà máy sắp xây và các nhà máy mới khởi công. Đồng thời việc nâng cấp cũng được tiến hành cho các tổ lò đang hoạt động. VVER-88 được triển khai cho các tổ lò 500 MWe và 1000 MWe. Các hoàn thiện an toàn bao gồm: o Thải nhiệt dư liên tục theo nguyên lý thụ động (bằng máy trao đổi nhiệt bằng không khí bên ngoài nhà lò) để đối phó với mất điện kéo dài (24 giờ); o Kiểm soát đo đạc hydrô sinh ra trong nhà lò; o Lọc không khí thoát ra khỏi nhà lò; o Thêm các hệ thống làm nguội vùng hoạt, đặc biệt là các thùng tích nước được nén dưới áp suất, dùng cho các điều kiện khẩn cấp. VVER-91 công suất 1000 MWe là loại lò thế hệ thứ 3, dựa trên cơ sở thiết kế của VVER-88, kết hợp các hệ thống an toàn chủ động và thụ động, sử dụng các thiết bị điều khiển của phương Tây. Nga đã cung cấp cho Trung Quốc 2 lò loại này. Hình 17. Thùng lò VVER-1000 loại AES-91 Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 26 - VVER-92 công suất 1000 MWe là loại lò thế hệ thứ 3+, là thế hệ VVER mới hoàn toàn, được triển khai vào cuối những năm 1990 với mục tiêu nâng cao tính kinh tế và hoàn thiện triệt để an toàn. Lò phản ứng V-392 (AES-92), là thành công lớn của các thế hệ lò VVER của Nga. Ấn Độ đã mua 2 lò V-392 của Nga. Lò V-392 có nhiều ưu điểm về an toàn như: Sử dụng hệ thống an toàn thụ động kết hợp với hệ thống an toàn chủ động. Đặt bẫy corium nhằm giảm thiểu hậu quả khi có sự cố nóng chảy vùng hoạt. Xác suất nóng chảy vùng hoạt của lò V-392 rất thấp: 5,6. 10-8. Công nghệ đ iện hạt nhân của Nga sử dụng lò hơi nằm ngang (thiết bị màu trắng trong hình 18). Hình 18. Hệ cung cấp hơi của NMĐHN với lò VVER Các thanh nhiên liệu của lò VVER của Nga có thiết kế hình lục giác (của phương tây thiết kế hình vuông). Thanh nhiên liệu được thiết kế chuẩn cho tất cả các loại lò VVER. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 27 - Hình 19. Thanh nhiên liệu của lò VVER Bảng 7. Một số đặc trưng của các lò thế hệ 3+: Thông số Lò V-392 của Nga Lò AP-1000 của Hoa Kỳ Lò EPR của Pháp&Đức Công sất, MWe 1000 1000 1650 Số lượng lò hơi 4 2 4 Tuổi thọ t/k, năm 60 60 60 Hệ thống đảm bảo an toàn - Hệ an toàn thụ động - Đặt bẫy corium giảm hậu quả khi có sự cố nóng chảy vùng hoạt - Hệ an toàn thụ động - Hệ an toàn chủ động - Hệ thống hầm chứa sản phẩm nóng chảy khi có sự cố nóng chảy vùng hoạt Xác suất nóng chảy vùng hoạt 5,6. 10-8 5,94. 10-8 4.10-7 AES-2006 công suất 1200 MWe là loại lò thế hệ mới nhất của Nga, nó kết hợp tối ưu các hệ thống an toàn chủ động và an toàn thụ động trên cơ sở kinh nghiệm của AES-91 và AES-92. Loại lò này đang xây dựng tại Novovoronezh của Nga. Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 28 - Hình 20. Hệ thống thiết bị chính của AES-2006 Hình 21. AES-2006 tại Novovoronezh Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 29 - Bảng 8. Các thông số thiết kế cơ bản của loại VVER-1000 Đặc tính chung của lò Công suất nhiệt 3000-3300 MWth Công suất điện 1000-1200 MWe Áp suất vòng một 15,7 MPa Mật độ năng lượng trung bình 118,9-76,6 kW/l Độ sâu cháy trung bình 46-55 MW.ngày/tấn UO2 Độ giàu nhiên liệu cao nhất 3,3 – 4,4 % Chu kỳ đảo nhiên liệu(nhiên liệu ở 3 năm trong lò) 6700-8000 giờ hiệu quả Áp suất hơi ở đầu ra bình sinh hơi 7,35 MPa Luợng hơi sinh ra 5880-6400 tấn/giờ Nhiệt độ nước cấp đầu vào bình sinh hơi 220 0C Thời gian hoạt động 50-60 năm Xác suất nóng chảy vùng hoạt lò khi sự cố 10- 6 – 10- 7 1/ năm.lò Đặc tính chung của vùng hoạt Số bó thanh nhiên liệu 163 – 253 Số bó thanh nhiên liệu có chứa thanh điều khiển 121 Số thanh nhiên liệu trong 1 bó thanh nhiên liệu 311 Số thanh hấp thụ trong 1 bó 18 – 24 Bước đặt các thanh nhiên liệu 12,75 mm Đường kính ngoài của thanh nhiên liệu 9,1 mm Số kênh đo nơtron 54 Số kênh đo nhiệt độ 54 ( kết hợp với thanh đo n) Tỷ số nhiệt tuyến tính cực đại 400-448 Tổng độ hấp thụ của các thanh điều khiển 11,5 % Hệ số độ phản ứng nhiệt độ của nhiên liệu - 1,9.10 -5/1/độ C Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 30 - Hệ số độ phản ứng nhiệt độ của chất tải nhiệt 0 đến - 70.10-5 1/độ C Đặc trưng cơ bản của lò Hiệu nhiệt độ của chất tải nhiệt giữa đầu ra và đầu vào vùng hoạt 34 0C Áp suất vòng 1 17,6 Mpa Nhiệt độ chất tải nhiệt khi ra khỏi lò 330 0C Chiều dài vỏ lò 11700 mm Đường kính bên trong vỏ lò nơi đặt vùng hoạt 4135 – 5400 mm Vật liệu vỏ lò Thép 15X2MFA-A Thời gian sử dụng vỏ lò 60 năm Đặc tính của bình sinh hơi Dạng bình sinh hơi Dạng đứng Nhiệt độ chất tải nhiệt đầu ra bình sinh hơi 296 0C Lưu lượng hơi 1600 tấn/giờ Độ ẩm của hơi sinh ra tại đầu ra bình sinh hơi 0,25 Đường kính ngoài 5000 mm Chiều dài ngoài 13100 mm Vật liệu vỏ bình sinh hơi Thép 10GH2MFA Vật liệu của ống góp (phần có gắn với các ống trao đổi nhiệt) Thép không gỉ 08X18H10T Áp suất trong bình sinh hơi 12,5 MPa 9. Kết luận Hiện nay, Việt Nam đã quyết định thực hiện chương trình phát triển ĐHN và chọn Rosatom của CH Liên bang Nga là đối tác xây dựng Dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 1 dùng công nghệ VVER. Trong những năm qua, công nghệ VVER đã có những bước tiến vượt trội về thiết kế, đảm bảo độ an toàn cao, được quốc tế thừa nhận. Tuy nhiên, những nội dung cụ thể của những bước tiến vượt trội về thiết kế nhiên liệu, thiết kế vùng hoạt, thiết kế thùng lò, thiết kế các hệ thống công nghệ đảo hạt nhân, thiết kế hệ điều khiển và các hệ thống đảm bảo an Công nghệ nhà máy điện hạt nhân – Báo cáo tháng 4-2011 - 31 - toàn…đều còn là ẩn số đối với Việt Nam. Hơn nũa, bản thân sự khác biệt, sự tiến bộ giữa các thế hệ lò VVER như V-91, V-92 hay AES-2006 cũng cần được làm rõ. Đối với Dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 2, Thủ tướng Chính phủ cũng đã tuyên bố Nhật Bản sẽ là đối tác xây dựng. Công nghệ ĐHN của Nhật Bản thực chất là công nghệ du nhập từ Hoa Kỳ. Công nghệ lò PWR của Hoa Kỳ và của phương Tây có những ý tưởng thiết kế khác biệt nhất định so với công nghệ VVER của Nga. Vấn đề đặt ra đối với Dự án điện hạt nhân Ninh Thuận 2 cũng như những dự án tiếp theo là phải chủ động nắm bắt công nghệ, làm rõ sự khác biệt ý tưởng thiết kế công nghệ giữa 2 trường phái: phương Đông và phương Tây. Do đó, vấn đề nghiên cứu, phân tích, đánh giá và so sánh các hệ thống công nghệ phần (đảo) hạt nhân của lò nước áp lực VVER so với lò PWR phương Tây nhằm mục tiêu hỗ trợ về mặt khoa học, công nghệ và đảm bảo an toàn cho việc triển khai thực hiện Dự án điện hạt nhân Ninh Thuận, đồng thời xây dựng năng lực quốc gia để từng bước tiếp thu, hấp thụ và làm chủ công nghệ được chuyển giao là rất cần thiết./. ***************************************************