Ngày 30/3/2017, Trung tâm Đào tạo hạt nhân tổ chức buổi sinh hoạt khoa học với sự tham dự của các cán bộ chuyên môn của Trung tâm. Buổi sinh hoạt diễn ra với 2 bài trình bày: TS.Nguyễn Nam Giang trình bày các kết quả đạt được trong khóa đào tào 4 tháng tại Hoa Kỳ và ThS.Đoàn Mạnh Long trình bày các kết quả đạt được trong khóa đào tạo 1 tháng tại Hàn Quốc.
Chủ đề thực tập của TS. Nguyễn Nam Giang đó là về “Sự cố nặng trong nhà máy điện hạt nhân” với thời gian 4 tháng, kéo dài từ 18/10/2016 – 18/02/2017, tại Viện nghiên cứu hạt nhân quốc gia Idaho, Hoa Kỳ. Cùng đi trong đoàn với TS.Nguyễn Nam Giang còn có TS.Hồ Mạnh Dũng – Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt thực tập về “Nghiên cứu vật liệu trên lò phản ứng”, và Kỹ sư Huỳnh Đông Phương thực tập với chủ đề “Tìm hiểu các nội dung liên quan đến việc xây dựng hệ thống mô phỏng phòng điều khiển nhà máy điện hạt nhân”.
TS. Nguyễn Nam Giang trình bày báo cáo
Trong bài trình bày, TS. Nguyễn Nam Giang giới thiệu về chương trình RELAP5/SCDAP và các ứng dụng của chương trình này trong nghiên cứu phân tích an toàn hạt nhân. Trong bài thực tập, TS.Nguyễn Nam Giang tập trung vào việc sử dụng chương trình RELAP5/SCDAP để nghiên cứu về các tình huống có khả năng dẫn tới trạng thái tới hạn trở lại trong lò phản ứng hạt nhân trong trường hợp xảy ra tai nạn nghiêm trọng:
- Trong trường hợp xảy ra tai nạn vùng hoạt bị phá hủy, quá trình làm ngập vùng hoạt bằng nước (nước có chứa boron hoặc không có boron) có thể dẫn tới khả năng tái tới hạn cho vùng hoạt. Trong kết quả nghiên cứu cho công nghệ lò nước sôi cho thấy: trong quá trình làm ngập và giá trị thể tích hơi chiếm nhỏ hơn 20% thể tích vùng hoạt thì khả năng tới hạn trở lại của vùng hoạt chỉ xảy ra nếu 95% thanh điều khiển bị hỏng; trong trường hợp 100% các thanh điều khiển bị hỏng và thể tích hơi chiếm lớn hơn 20% thể tích vùng hoạt thì khả năng tới hạn trở lại của vùng hoạt là không thể xảy ra.
- Cũng trong quá trình cấp nước làm ngập vùng hoạt, hiện tượng nổ hơi cũng có ảnh hưởng tới khả năng tới hạn trở lại của vùng hoạt khi mà toàn bộ các thanh điều khiển bị nóng chảy. Kết quả cho thấy: quá trình tới hạn trở lại có thể xảy ra nếu nước lạnh không chứa boron được cấp vào làm mát vùng hoạt, trong quá trình làm ngập vùng hoạt các tương tác không sinh nhiệt sẽ không gây ra khả năng tới hạn trở lại.
- Nghiên cứu cũng phân tích ảnh hưởng của van cô lập tới khả năng tới hạn trở lại trong trường hợp xảy ra tai nạn cho lò VVER-440/230 cho thấy: trong trường hợp xảy ra tai nạn ở áp suất cao, quá trình cấp nước làm mát vào vùng hoạt có thể gây ra hiện tượng tái tới hạn cho vùng hoạt vì vậy mà van cô lập đường hơi chính được lắp đặt
Tiếp đó là bài trình bày về khóa học 1 tháng của ThS.Đoàn Mạnh Long tại Viện nghiên cứu năng lượng nguyên tử (KAERI) của Hàn Quốc với chủ đề “Xây dựng cơ sở thiết bị nghiên cứu hạt nhân” nằm trong chương trình Hỗ trợ kỹ thuật (TC Project VIE 9016) của Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA hỗ trợ Việt Nam trong việc xây dựng năng lực nghiên cứu trong lĩnh vực năng lượng nguyên tử. Cùng tham gia khóa đào tạo này còn có TS.Nguyễn Văn Thái – Giảng viên đại học Bách Khoa Hà Nội, Kỹ sư Đinh Anh Tuấn – Trung tâm An toàn hạt nhân thuộc Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân.
ThS. Đoàn Mạnh Long trình bày báo cáo
Khóa học được chia làm 2 giai đoạn:
Giai đoạn 1: Tham dự Hội nghị quốc tế về “Thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân, vận hành và an toàn lần thứ 11” (11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety – NUTHOS11) ở Gyeongju, Hàn Quốc từ ngày 9 – 13/10/2016.
NUTHOS là hội nghị quốc tế về vấn đề thủy nhiệt lò phản ứng hạt nhân, được tổ chức 2 năm một lần luân phiên giữa các quốc gia có nền công nghiệp hạt nhân phát triển. Đây là nơi gặp gỡ, trao đổi và giao lưu giữa các nhà nghiên cứu về vấn đề an toàn thủy nhiệt cho lò phản ứng hạt nhân trên toàn thế giới về các vấn đề, các hướng nghiên cứu họ đang quan tâm. Đặc biệt tạo cơ hội cho các nhà nghiên cứu trẻ trình bày các nghiên cứu của họ và trao đổi với các nhà nghiên cứu nổi tiếng trên thế giới.
Việc tham dự Hội nghị NUTHOS-11 là cơ hội để nhóm tìm hiểu và nắm bắt được các hướng nghiên cứu trên thế giới và trao đổi với các nhà nghiên cứu khác về vấn đề nhóm quan tâm. Từ đó giúp nhóm có thêm các ý tưởng cho các hướng nghiên cứu của mình và là cơ hội để tạo thêm mối quan hệ với các nhà nghiên cứu nước ngoài.
Giai đoạn 2: Tìm hiểu một số hệ thực nghiệm thủy nhiệt liên quan đến dòng 2 pha và quá trình sôi tại Phòng nghiên cứu an toàn thủy nhiệt thuộc Viện Nghiên cứu năng lượng nguyên tử Hàn Quốc, dưới sự hướng dẫn của các cá nhân và các nhóm trực tiếp thiết kế và làm việc trên các hệ thực nghiệm.
Tại đây nhóm được giới thiệu, thăm quan và tìm hiểu cụ thể về các hệ thực nghiệm như:
- Hệ thực nghiệm “Quá trình sôi tại một bề mặt đốt nóng được đặt thẳng đứng hoặc nằm ngang trong kênh dẫn nước nhỏ” để nghiên cứu quá trình sôi nhân tại bề mặt và cơ chế gây ra hiện tượng thông lượng nhiệt tới hạn hay khủng hoảng sôi – đây là vấn đề được nhiều nhà thủy nhiệt quan tâm.
- Hệ thực nghiệm “Quan sát dòng chảy 2 pha phân tầng có ngưng tụ (hơi và nước) và không ngưng tụ (khí và nước) trong một kênh dẫn nằm ngang” với mục đích nghiên cứu các đặc trưng của dòng 2 pha phân tầng như độ dày của của lớp nước và hơi, trường nhiệt độ và vận tốc của dòng và các ảnh hưởng của vận tốc của hơi và nước tới đặc trưng của dòng. Hiện tượng ngưng tụ do tiếp xúc trực tiếp xảy ra ở dòng 2 pha giữa hơi và nước là hiện tượng thủy nhiệt quan trọng liên quan tới tính an toàn của các hệ thống lò phản ứng hạt nhân, hiện tượng ngưng tụ do tiếp xúc trực tiếp có thể gây ra hiện tượng “búa nước – water hammer” đe dọa tới sự an toàn của thiết bị hạt nhân, ví dụ như trong đường dẫn hơi chính hoặc đoạn ống nóng và lạnh khi xảy ra tai nạn.
Bên cạnh đó, nhóm được thăm quan phòng điều khiển và quan sát diễn biến của một bài kiểm tra về khả năng tải nhiệt dư thụ động trên hệ thực nghiệm thủy nhiệt tích hợp cho công nghệ lò dạng mô-đun mới của Hàn Quốc – SMART-ITL (FESTA) và về khả năng tải nhiệt dư của hệ thống tải nhiệt dư thông thường trên hệ thực nghiệm ATLAS (mô phỏng công nghệ lò APR1400) khi lò APR1400 hoạt động ở trạng thái “mid-loop”. Trạng thái “mid-loop” tức là theo thiết kế của công nghệ lò phản ứng hạt nhân nước nhẹ áp lực, trong các giai đoạn hoạt động nhất định như thay đảo nhiên liệu hoặc bảo trì, mực nước bên trong hệ thống tải nhiệt sơ cấp ở mức thấp, mực nước ở độ cao nằm giữa (mid-point) độ cao của chân nóng (hot leg) và chân lạnh (cold leg), do đó trạng thái hoạt động này được đặt tên là “mid-loop”.
Bên cạnh những chia sẻ về các kết quả đạt được trong thời gian thực tập và định hướng nghiên cứu chuyên môn sau khi trở về nước, TS.Nguyễn Nam Giang và ThS.Đoàn Mạnh Long cũng chia sẻ những hoạt động bên lề và những trải nghiệm về văn hóa, con người và ẩm thực tại Hoa Kỳ và Hàn Quốc.
ThS. Đoàn Mạnh Long – Trung tâm Đào tạo hạt nhân