Tính toán thủy nhiệt và phân tích an toàn lò phản ứng nghiên cứu đa mục tiêu công suất 10 MW sử dụng nhiên liệu VVR-KN độ giàu thấp

ợc 
mô tả dưới dạng các tấm riêng biệt (Arne, & M, 2015). 
Chương trình PARET được sử dụng từ năm 1969 tại Phòng Thí nghiệm Quốc gia 
Idaho (INL) để phân tích các sự kiện/sự cố khi đưa độ phản ứng vào vùng hoạt LPƯ nghiên 
cứu hoặc lò thử nghiệm làm nguội bằng nước nặng hoặc nước nhẹ với nhiên liệu dạng tấm 
hoặc trụ. Chương trình PARET cũng thích hợp trong ứng dụng cho loại BNL dạng cong khi 
bán kính cong lớn hơn so với chiều dày của tấm nhiên liệu. Phiên bản chương trình 
PARET/ANL được phát triển tại Phòng Thí nghiệm Quốc gia Argonne (ANL) và đã được 
sử dụng cho chương trình chuyển đổi nhiên liệu LPƯ để xác định diễn biến của quá trình 
chuyển tiếp hoặc sự cố độ phản ứng. Chương trình PARET/ANL lấy mô hình nhiên liệu 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Nguyễn Tiến Vũ và tgk 
1137 
trong vùng hoạt như một kênh đại diện. Kênh này bao gồm một tấm nhiên liệu dạng tấm 
hoặc trụ bao gồm vỏ bọc nhiên liệu, khe hở với nước làm mát ở mỗi bên. Về hình học, các 
kênh làm mát cho một tấm nhiên liệu có kích thước giống hệt nhau (đối xứng gương) nhưng 
chúng có thể có độ dày khác nhau trong mỗi kênh. Có thể có nhiều kênh trong mô hình tính 
toán nhưng mỗi kênh là độc lập và kết hợp qua phản hồi độ phản ứng ảnh hưởng đến toàn 
bộ vùng hoạt (Arne, & M, 2016). 
2.2. Mô hình tính toán 
Vùng hoạt cân bằng được xác lập qua 6 chu trình nhiên liệu, công suất vận hành của 
LPƯ lúc này là 10 MW. Số BNL điều khiển trong vùng hoạt của mỗi chu trình là không đổi, 
tức là luôn có 9 BNL FA-2 trong vùng hoạt của mỗi chu trình. Phân tích an toàn thực hiện 
tại kênh nóng nhất đối với vùng hoạt cân bằng với cấu hình nạp tải được trình bày ở Hình 3. 
Hình 3. Mặt cắt ngang và thẳng đứng vùng hoạt LPƯ 
Các thông số neutron của vùng hoạt như phân bố công suất, phân bố công suất theo 
chiều cao và bán kính bó nhiên liệu được trình bày ở Hình 4, 5. Giá trị hiệu dụng các thanh 
điều khiển được trình bày ở hình 6, phản hồi nhiệt độ của chất tải nhiệt ở Bảng 1, Các thông 
tin liên quan tới vùng hoạt chu trình 6 được trình bày ở Bảng 2 được tính toán chi tiết bằng 
các hệ chương trình MCNP và MCNP-REBUS, sau đó được đưa vào input của các chương 
trình tính toán thủy nhiệt. 
Bảng 1. Phản hồi nhiệt độ chất tải nhiệt 
Thông số Giá trị 
Nhiệt độ chất tải nhiệt (K) 294<T<350 350<T<400 294<T<400 
Độ phản ứng ($) -1,14184E-02 -1,24056E-02 -1,18841E-02 
Bảng 2. Các thông số cơ bản vùng hoạt 
Công 
suất 
(MW) 
Lưu lượng 
qua vùng 
hoạt (m3/h) 
Số BNL 
tiêu 
chuẩn 
Số 
thanh 
berily 
Số BNK 
điều 
khiển 
Thời gian 
vận hành 
(Ngày) 
Độ cháy 
cực đại 
(%) 
Độ phản 
ứng dự 
trữ ($) 
10 900 27 22 9 86 56,064 13,753 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Tập 18, Số 6 (2021): 1134-1145 
1138 
Hình 4. Phân bố công suất nhiệt bên trong BNL nóng nhất theo chiều bán kính 
Hình 5. Phân bố công suất nhiệt BNL nóng nhất theo chiều cao 
Hình 6. Giá trị hiệu dụng của thanh bù trừ 
3. Kết quả tính toán phân tích an toàn 
3.1. Các thông số thủy nhiệt ở trạng thái vận hành ổn định 
Chương trình PLTEMP mô hình hóa BNL FA-1 thành các kênh độc lập và các thanh 
nhiên liệu được đánh số thứ tự từ tâm bó nhiên liệu ra ngoài. Như vậy, có 8 tấm nhiên liệu, 
9 kênh nước tải nhiệt giữa các thanh nhiên liệu với các thông số được trình bày ở Bảng 3, 
mỗi thanh nhiên liệu sẽ có 2 lớp vỏ bọc 2 bên tương ứng với các tấm riêng biệt nhưng do 
kích thước của mỗi tấm nhiên liệu và vỏ nhiên liệu là rất mỏng nên sự chênh lệch giữa 2 lớp 
vỏ bọc nhiên liệu là khá nhỏ (< 1 oC) nên có thể coi nhiệt độ giữa 2 tấm vỏ bọc là tương 
đương nhau. 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Nguyễn Tiến Vũ và tgk 
1139 
Bảng 3. Các thông số thủy lực các kênh tải nhiệt bên trong BNL 
Kênh Tiết diện, m2 Chu vi ướt, m Đường kính thủy lực, m Độ rộng, m 
1 4,74E-04 0,469697 4,03E-03 0,220193 
2 4,17E-04 0,432542 3,86E-03 0,195509 
3 3,67E-04 0,383175 3,83E-03 0,170826 
4 3,17E-04 0,333808 3,80E-03 0,146162 
5 2,67E-04 0,284441 3,75E-03 0,121459 
6 2,16E-04 0,235074 3,68E-03 0,096775 
7 1,66E-04 0,185707 3,58E-03 0,072092 
8 1,36E-04 0,125436 4,35E-03 0,044925 
9 6,59E-05 0,067544 3,90E-03 - 
Kết quả tính toán bởi chương trình PLTEMP được trình bày ở Hình 7 cho thấy nhiệt 
độ nóng nhất của vỏ bọc nhiên liệu là 93,50 oC ở vị trí 37,50 cm tương ứng với chiều cao ở 
tấm 1 được giải thích bởi kết quả tính toán nơtron cho thấy phân bố công suất cực đại nằm 
ở tấm số 1. 
Hình 7. Nhiệt độ vỏ bọc nhiên liệu 
Nhiệt độ các kênh làm mát được trình bày ở hình 8, với nhiệt độ nóng nhất là 70,0 oC 
ở lối ra kênh thứ 2. Do đây là kênh làm mát nằm giữa tấm nhiên liệu có phân bố công suất 
cao nhất là tấm số 1 và số 2. 
Hình 8. Nhiệt độ chất tải nhiệt 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Tập 18, Số 6 (2021): 1134-1145 
1140 
Tại mức công suất 10 MW và Lò vận hành ổn định, các thông số an toàn được xác 
định và đảm bảo đúng yêu cầu từ nhà sản xuất đối với các thông số cơ bản này. Kết quả tính 
toán các thông số an toàn được thể hiện trong Bảng 4. 
Bảng 4. Kết quả các thông số thủy nhiệt từ chương trình PLTEMP 
Các thông số 
Công suất 
(MW) 
Cực tiểu 
ONBR 
Nhiệt độ cực đại vỏ 
bọc nhiên liệu (oC) 
Nhiệt độ cực đại chất 
tải nhiệt (oC) 
Giá trị tính toán 10 1,48 93,5 70,0 
Giá trị cho phép từ 
nhà sản xuất 
10 > 1,30 < 98,0 < 108,0 
3.2. Phân tích an toàn trạng thái chuyển tiếp/sự cố 
Theo tài liệu hướng dẫn của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (International 
Atomic Energy Agency, 2008) và tham khảo các sự cố điển hình được sử dụng trong phân 
tích chyển tiếp LPƯ đã được công bố trong các tài liệu (Arinkin, 2014; Hanan, & Garner, 
2015; Nakipov, 2015) chương trình PARET được sử dụng để phân tích các sự cố được lựa 
chọn sau: 1) Sự cố rút thanh điều khiển ra khỏi vùng hoạt, 2) Sự cố đưa vào độ phản ứng 
dương do thí nghiệm, 3) Mất lưu lượng của một bơm, 4) Sự cố mất nguồn điện lưới. 
3.2.1. Sự cố rút không kiểm soát một thanh điều khiển 
Hình 9 trình bày kết quả tính toán với giả thiết là một thanh bù trừ bị rút ra khỏi vùng 
hoạt với tốc độ 0,40 cm/s, sau 1 s từ thời điểm thanh điều khiển được rút ra khỏi vùng hoạt, 
công suất và nhiệt độ bắt đầu tăng. Công suất LPƯ chạm ngưỡng 110% tại thời điểm 6,90 s 
và sau 0,30 s độ trễ của hệ điều khiển tại thời điểm sau 7,20 s LPƯ bị dập bởi tín hiệu công 
suất với công suất cực đại là 11,10 MW. Nhiệt độ nóng nhất của chất tải nhiệt là 78,40 oC 
của vỏ bọc nhiên liệu là 101,60 oC được trình bày ở Hình 10 hoàn toàn đáp ứng các giới hạn 
nhiệt được quy định bởi nhà sản xuất. Trong trường hợp sự cố đưa ra do tốc độ rút thanh 
điều khiển khá chậm tức là độ phản ứng đưa vào khá nhỏ theo thời gian nên LPƯ không bị 
dập bởi tín hiệu liên quan đến chu kì. 
Hình 9. Công suất và độ phản ứng khi xảy ra sự cố rút thanh điều khiển 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Nguyễn Tiến Vũ và tgk 
1141 
Hình 10. Nhiệt độ chất tải nhiệt, vỏ bọc nhiên liệu khi xảy ra sự cố rút thanh điều khiển 
3.2.2. Sự cố đưa vào độ phản ứng dương do thí nghiệm 
Hình 11 trình bày kết quả tính toán với giả thiết đưa vào độ phản ứng dương 1,50 % 
trong vòng 1 s tương đương với khoảng 2,0 $ trong vùng hoạt với việc đưa vào độ phản ứng 
rất lớn LPƯ bị dập bởi tín hiệu chu kì ngay tại thời điểm 1,30 s với công suất cực đại ở mức 
20,10 MW. 
Hình 12 cho thấy nhiệt độ nóng nhất của chất tải nhiệt là 95,60 oC, của vỏ bọc nhiên 
liệu là 127,0 oC lớn hớn giá trị cho phép là 110,0 oC song quá trình này là rất ngắn, trong 
thời gian chưa tới 1 s và ngay sau đó hệ thống bảo vệ sự cố đã đưa lò về trạng thái dưới tới 
hạn, đồng thời nhiệt độ vỏ bọc đã được hạ xuống thấp nên không có khả năng gây tổn hại 
đến vỏ bọc nhiên liệu. 
Hình 11. Công suất và độ phản ứng khi xảy ra sự cố đưa vào độ phản ứng do thí nghiệm 
Hình 12. Nhiệt độ chất tải nhiệt, vỏ nhiên liệu khi xảy ra sự cố độ phản ứng do thí nghiệm 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Tập 18, Số 6 (2021): 1134-1145 
1142 
3.2.3. Mất hoàn toàn lưu lượng một bơm 
Giả thiết là đường ống một bơm bị vỡ làm mất toàn bộ lưu lượng của một bơm, tổng 
lưu lượng làm mát giảm tuyến tính xuống còn ½ trong vòng 1 s. Hình 13 và Hình 14 trình 
bày công suất, độ phản ứng và nhiệt độ của vỏ bọc nhiên liệu khi xảy ra sự cố. Kết quả cho 
thấy lưu lượng làm mát bắt đầu giảm từ thời điểm 1 s làm cho nhiệt độ vỏ bọc và chất làm 
mát tăng lên dẫn đến công suất LPƯ giảm dần do hiệu ứng phản hồ nhiệt độ. Sau 0,30 s lưu 
lượng làm mát giảm xuống mức 80% lưu lượng danh định LPƯ bị dập bởi tín hiệu lưu lượng 
chất làm mát tại thời điểm 1,60 s bởi độ trễ của hệ điều khiển công suất và nhiệt độ giảm 
nhanh chóng với nhiệt độ nóng nhất của chất tải nhiệt là 84,50 oC của vỏ bọc nhiên liệu là 
108,0 oC cách xa khởi điểm làm biến dạng vỏ bọc nhiên liệu. 
Hình 13. Công suất và độ phản ứng khi xảy ra sự cố mất một bơm 
Hình 14. Nhiệt độ chất tải nhiệt, vỏ nhiên liệu khi xảy ra sự cố mất bơm 
3.2.4. Sự cố mất nguồn điện lưới 
Giả thiết là mất nguồn điện lưới dẫn đến 2 bơm làm mát bị dừng, nhưng lưu lượng của 
nước làm mát không giảm về 0 ngay lập tức mà quá trình này kéo dài trong vòng 44,0 s 
(Nakipov, 2015). Lưu nước làm mát giảm khi mất điện lưới được trình bày trong Hình 15. 
Kết quả phân tích được trình bày ở Hình 16 và Hình 17. Tương tự như trường hợp mất hoàn 
toàn lưu lượng một bơm, khi lưu lượng chất tải nhiệt bắt đầu giảm làm cho nhiệt độ chất tải 
nhiệt tăng nhẹ dẫn đến công suất LPƯ giảm dần do hiệu ứng phản hồi nhiệt độ. Cho tới thời 
điểm 7,40 s lưu lượng chất tải nhiệt giảm xuống mức 80% và 0,30 s sau đó LPƯ bị dập 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Nguyễn Tiến Vũ và tgk 
1143 
nhanh chóng với nhiệt độ nóng nhất của chất tải nhiệt là 80,60 oC của vỏ bọc nhiên liệu là 
103,60 oC. Các giá trị này hoàn toàn đáp ứng các yêu cầu được đưa ra bởi nhà sản xuất. 
Hình 15. Lưu lượng chất tải nhiệt giảm theo thời gian khi mất điện lưới 
Hình 16. Công suất và độ phản ứng khi xảy ra sự cố mất điện lưới 
Hình 17. Nhiệt độ chất tải nhiệt, vỏ bọc nhiên liệu khi xảy ra sự cố mất điện lưới 
4. Kết luận 
Các kết quả tính toán phân tích thủy nhiệt tại trạng thái dừng cũng như trong các tình 
huống chuyển tiếp/sự cố đáp ứng tốt yêu cầu từ nhà sản xuất đối với nhiên liệu VVR-KN. 
Các thông số như nhiệt độ nóng nhất chất tải nhiệt thấp hơn 108,0 oC. Nhiệt độ nóng nhất 
của vỏ bọc nhiên liệu thấp hơn 98,0 oC, khi xảy ra sự cố không vượt quá 110,0 oC, tỉ số cực 
tiểu khởi điểm sôi bọt (ONBR) lớn hơn 1,30 hoàn toàn được đáp ứng. 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Tập 18, Số 6 (2021): 1134-1145 
1144 
Kết quả phân tích còn cho thấy hệ thống bảo vệ sự cố LPƯ sẽ nhanh chóng đưa LPƯ 
về trạng thái dưới tới hạn bởi các tín hiệu bảo vệ sự cố trước khi LPƯ có bất kì tổn hại nào 
liên quan đến an toàn, nhất là tổn hại liên quan đến hư hỏng vỏ bọc nhiên liệu làm phát tán 
các sản phẩm phân hạch. 
❖ Tuyên bố về quyền lợi: Các tác giả xác nhận hoàn toàn không có xung đột về quyền lợi. 
TÀI LIỆU THAM KHẢO 
Arinkin, F. (2014). SAR Descriptive Sections, Deliverable 15.2 under ANL-issued Work Order 7J-
00141- 0015. 
Arne, P. O., & M, K. (2015). A Users Guide to The PLTEMP/ANL V4.2 Code. 
https://publications.anl.gov/anlpubs/2016/01/121096.pdf 
Arne, P. O., & M, K. (2016). A User Guide to PARET/ANL. Retrieved from 
https://publications.anl.gov/anlpubs/2019/03/151186.pdf 
Chatzidakis, S., Ikonomopoulos, A., & Day, E. S. (2012). PARENT-ANL modelling of a SPERT IV 
experiment under different departure from nucleate boiling correlations. Nuclear Technology, 
117. Retrieved from https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.13182/NT12-A13332 
Hanan, N. A., & Garner, P. L. (2015). Neutronics, Steady-State, and Transient Analyses for the 
Kazakhstan VVR-K Reactor with LEU Fuel. Retrieved from 
https://www.osti.gov/servlets/purl/1351289 
International Atomic Energy Agency. (2008). Safety Analysis for Research Reactors. No.55. 
https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1321_web.pdf 
International Atomic Energy Agency. (2019). Benchmarking Against Experimental Data Of 
Neutronics And Thermo-hydraulic Computational Methods And Tools For Operation And 
Safety Analysis Of Research Reactors. IAEA-TECDOC-1879. Retrieved from https://www-
pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE-1879_web.pdf 
Nakipov, D. (2015). Steady-State and Accident Analysis for the VVR-K Reactor, Deliverable 15.3 
under ANL-issued Work Order 7J-00141-0015. 
Nguyen, N. D., Luong, B. V., Le, V. V., Huynh, T. N., Nguyen, K. C., Nguyen, M. T., Pham, Q. H., 
Tran, Q. D., Vo, D. H.D., & Nguyen, M. H. (2019). Nghien cuu, tinh toan cac dac trung 
notron, thuy nhiet va phan tich an toan lo phan ung hat nhan nghien cuu do Lien bang Nga de 
xuat cho trung tam Khoa hoc va Cong nghe hat nhan Viet Nam [Research, calculation of 
neutron characteristics, thermal hydraulics and Safety Analysis for research reactor proposed 
by Russia for Vietnam Research Centre for Nuclear Energy Science and Technology]. 
Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM Nguyễn Tiến Vũ và tgk 
1145 
THERMAL HYDRAULICS CALCULATION 
AND SAFETY ANALYSIS FOR 10MW MULTIPURPOSE RESEARCH REACTOR 
USING VVR-KN LOW ENRICHED FUEL 
Nguyen Tien Vu*, Nguyen Nhi Dien, 
Huynh Ton Nghiem, Nguyen Kien Cuong, Vo Doan Hai Dang 
Reactor Center – Nuclear Research Institute - Vietnam Atomic Energy Institute (VINATOM), Vietnam 
*Corresponding author: Nguyen Tien Vu – Email: vunt.re@dnri.vn 
Received: December 09, 2020; Revised: April 28, 2021; Accepted: June 10, 2021 
ABSTRACT 
The PLTEMP/ANL.V4.2 and PARET/ANL.V7.5 codes were used for thermal hydraulics 
calculation and safety analysis of a high-power multipurpose research reactor using low enriched 
fuel VVR-KN. At a steady condition, the calculation results show that the maximum temperatures of 
fuel cladding surface and coolant were about 93.0oC and 72.0oC, respectively and the minimum 
Onset of Nucleate Boiling Ratio (ONBR) was approximately 1.46 when the inlet coolant temperature 
was 45.0oC and the coolant flow rate was 5.60 kg/s. These thermal hydraulics parameters completely 
met the safety requirements of the fuel supplier that the maximum temperature of the fuel cladding 
surface is not allowed to exceed 98oC and ONBR is higher than 1.30. For safety analysis, some 
accident scenarios were analyzed consisting of reactivity insert accident (RIA) and partial and total 
loss of coolant (LOFA) when a small break of the primary loop or station blackout occurred. At the 
110% of nominal power and during accident conditions, the maximum temperature of fuel cladding 
was not higher than 110oC and ONBR was higher than 1.30. The obtained results are useful for the 
safety evaluation of the proposed core configurations using VVR-KN fuel with six cycles from initial 
to equilibrium cores. 
Keywords: Cladding temperature; LOCA; ONB; PARET/ANL.V7.5; PLTEMP/ANL.V4.2; 
RIA; safety analysis; steady state; thermal hydraulics; transient/accident conditions; VVR-KN