Tuy nhiên, trên thế giới không chỉ có các loại công nghệ LPƯ trên mà còn nhiều công nghệ khác nữa như: CANDU, FBR, APR1400, v.v... Trong bài viết này, sẽ giới thiệu và có so sánh công nghệ LPƯ cải tiến APR1400 do Hàn Quốc sản xuất. Thực chất đây cũng là lò thuộc công nghệ LPƯ nước áp lực, song có những đặc tính an toàn ưu việt riêng.
Công nghệ LPƯ APR1400 cũng có thể là một lựa chọn tốt cho Việt Nam khi muốn sử dụng ĐHN. Tuy nhiên, mặt hạn chế của công nghệ này có thể là các khó khăn trong quản lý công nghệ, trong đó có quản lý tiêu chuẩn, an toàn, v.v... đặc biệt trong bối cảnh nền công nghệ hạt nhân của Việt Nam còn non trẻ. Sau đây là một số điểm chính về công nghệ APR1400..
1) Về kinh tế
Công nghệ APR1400 được nghiên cứu nhằm tăng khả năng cạnh tranh với nhiệt điện chạy than và cũng là để củng cố tính an toàn của LPƯ. Giá thành sản xuất điện của một lò đôi dùng công nghệ APR1400 chỉ bằng 80% - 75% giá thành sản xuất điện của một nhà máy nhiệt điện chạy than có công suất 1000 MWe tương ứng. Trong một thập kỷ qua, hệ số vận hành của các LPƯ của Hàn Quốc đều đạt 90%, thậm chí là hơn. Công nghệ APR1400 được yêu cầu thiết kế hệ số vận hành lớn hơn các LPƯ hiện tại, nên nhà máy ĐHN loại này sẽ có thể được vận hành với hệ số cao hơn.
2) Hiện trạng công nghệ APR1400
Cục quản lý hạt nhân (Nuclear Regulatory Body) thuộc Viện An toàn hạt nhân Hàn Quốc (Korean Institute of Nuclear Safety) đã cấp chứng chỉ thiết kế (Design Certification) cho công nghệ APR1400 vào tháng 5 năm 2002. Nhà máy ĐHN đầu tiên áp dụng công nghệ APR1400 gồm hai LPƯ số 3 và 4 được đặt tại Shin-Kori đang trong quá trình xây dựng và dự kiến sẽ đưa vào vận hành thương mại vào năm 2013 và 2014. Cũng theo kế hoạch một nhà máy thứ hai gồm hai LPƯ số 1 và 2 được đặt tại Shin-Ulchin sẽ được hòa lưới điện vào năm 2015 và 2016.
Liên đoàn các nước Ảrập (UAE) cũng đã lựa chọn công nghệ APR1400 cho các nhà máy ĐHN đầu tiên của họ vào cuối năm 2009. Hai nhà máy gồm 4 LPƯ sẽ được xây dựng ở Braka, UAE và dự kiến LPƯ số 1 sẽ đi vào hoạt động năm 2017.
Công ty KHNP đã bắt đầu các hoạt động xin cấp phép chứng chỉ thiết kế của ủy ban quản lý hạt nhân, Mỹ (US. NRC) cho công nghệ APR1400 từ tháng 4 năm 2010. Công ty KHNP cũng đã có một số cuộc họp với NRC để đàm phán về việc cấp chứng chỉ thiết kế.
3) Đặc tính an toàn chủ yếu của công nghệ APR1400
Về cơ bản công nghệ APR1400 được dựa trên thiết kế của công nghệ LPƯ OPR1000 bao gồm, các khái niệm “bảo vệ an toàn từ bên trong” (defense-in-depth). Các đặc tính an toàn tiên tiến đã giúp APR1400 tăng cường mức an toàn cao hơn so với các LPƯ thông thường khác. Hệ thống an toàn của APR1400 bao gồm: Hệ thống bơm an toàn (Safety Injection System – SIS), bể nước làm mát được đặt bên trong vỏ chứa LPƯ (In-containment Refueling Water Storage Tank – IRWST), hệ thống an toàn thông hơi và giảm áp (Safety Depressurization and Vent System – SDVS), hệ thống làm mát vỏ chứa LPƯ (Containment Spray System – CSS) và Hệ thống cung cấp nước phụ trợ (Auxiliary Feed Water System – ASWS).
Khái niệm chính của thiết kế hệ thống SIS đó chính là sự đơn giản hóa để đạt được hiệu suất và độ tín cậy cao. Hệ thống SIS gồm 4 hệ truyền động cơ khí áp độc lập được liên kết với 2 vùng điều khiển bằng điện, cho phép nước từ bể IRWST được bơm trực tiếp vào bên trong LPƯ. Mỗi hệ thống gồm 1 máy bơm an toàn chủ động (Active Safety Injection Pump – SIP) và 1 bình phun bị động (Passive Injection Tank) được trang bị bộ điều khiển dòng (Fluidic Device – FD). Trong trường hợp xảy ra sự cố mất nguồn làm mát cho LPƯ, bộ FD được kích hoạt và có thể tạo ra một lưu lượng nước lớn. Khi yêu cầu làm mát khẩn cấp giảm, bộ FD vẫn duy trì lưu lượng nước đủ lớn để loại bỏ tất cả nhiệt lượng sinh ra từ LPƯ.
Bể IRWST được đặt bên trong vỏ chứa LPƯ và được bố trí sao cho nước sau khi được bơm đi để làm mát LPƯ lại trở về bể. Đây là một bước cải tiến khác của APR1400 so với các LPƯ thông thường. Ngoài ra bể chứa IRWST này còn có chức năng chứa nước thay thế, đây cũng là nguồn nước dùng cho SIS, hệ thống làm mát khi LPƯ ngưng hoạt động (Shutdown Cooling System – SCS), hệ thống CSS, và là môi trường để làm ngưng tụ hơi nước sinh ra từ bộ điều áp khi cần phải giảm áp suất đột ngột, cũng như một số chức năng khác.
Hệ thống SDVS được thiết kế để làm giảm áp suất của hệ thống làm mát LPƯ (Reactor Coolant System – RCS) khi bình điều áp không hoạt động trong quá trình làm mát LPƯ. Lúc đó, van trên ống nối từ bình điều áp tới bể IRWST sẽ được kích hoạt tạo ra dòng thông lưu giữa chúng (xem hình vẽ trên).
Hệ thống CSS gồm 2 hệ truyền động dùng bơm hút nước từ bể IRWST để làm mát và giảm áp suất cho vỏ chứa LPƯ khi sự cố xảy ra. Hệ thống CSS và SCS được kết nối với nhau, do đó với thiết kế này, hệ thống CSS có độ khả tín cao hơn so với các LPƯ thông thường khác.
Hệ thống AFWS bao gồm 2 khu vực và 4 hệ truyền động, cung cấp nước tới bình sinh hơi cho hệ thống làm mát LPƯ (RCS) trong trường hợp xảy ra sự cố mất nguồn cung cấp nước hay sự cố mất nguồn làm mát (LOCA). Khác với LPƯ thông thường có thùng chứa nước sau khi hơi nước đã được ngưng tụ, APR1400 có hai thùng chứa nguồn nước để cung cấp trong trường hợp khẩn cấp đặt độc lập với nhau bên trong tòa nhà phụ trợ.
Ngoài ra, APR1400 còn có hệ thống quản lý để ngăn chặn và làm giảm hậu quả của các tai nạn nghiêm trọng, duy trì nguyên vẹn kết cấu của vỏ chứa LPƯ.
4) Làm gì khi tai nạn xảy ra?
Công nghệ APR1400 được thiết kế để giảm nhẹ thiệt hại khi tai nạn hạt nhân nghiệm trọng xảy ra. Ví dụ tai nạn do bị máy bay đâm, bị cô lập hoàn toàn với nguồn cung cấp điện từ bên trong cũng như từ bên ngoài, bị ngập lụt, hay thậm chí khi lõi LPƯ bị tan chảy, v.v... LPƯ này có hai hệ thống làm mát gồm hệ thống làm mát sơ cấp và hệ thống làm mát thứ cấp để đề phòng trường hợp lõi LPƯ hoặc vỏ LPƯ bị tan chảy.
Trong trường hợp nếu còn nguồn nước cung cấp cho hệ thống RCS thì nhiệt sinh ra từ LPƯ sẽ được lấy đi thông qua cơ chế hoạt động là cung cấp nước lạnh và lấy đi hơi nước và nước nóng. Khi đó van phía trên bình điều áp sẽ được kích hoạt mở, hơi nước và nước nóng sẽ được chuyển về bể IRWST. Bể IRWST chứa 650.000 gallons (tương ứng 2.461 m3) nước làm mát, làm ngưng tụ hơi nước, làm nguội nguồn nước nóng.
Trong trường hợp không thể cung cấp nguồn nước làm mát vào hệ thống làm mát sơ cấp, ta có thể làm mát hệ thống sơ cấp bằng việc làm mát hệ thống thứ cấp. APR1400 cũng có hai bơm để cung cấp nguồn nước làm mát phụ trợ, có thể bơm nước làm mát vào bộ sinh hơi (SG). Hệ thống này chỉ cần dùng nguồn điện một chiều (sử dụng các nguồn ắc qui dự trữ). Hơn nữa đường truy xuất vào bể cung cấp nước dự trữ được thiết kế bên trên mặt đất và ở bên ngoài tòa nhà phụ trợ, do đó có thể dùng bơm bên ngoài để cung cấp nguồn làm mát khi nguồn ắc qui dự trữ không đủ công suất.
Hệ thống làm mát khẩn cấp dùng cho vỏ chứa LPƯ sẽ hoạt động để phun nước vào bên trong vỏ chứa bằng việc dùng máy bơm bên ngoài, thậm chí có thể dùng xe cứu hỏa. Trong trường hợp nếu lõi LPƯ không được làm mát đầy đủ thì nó sẽ bị nóng chảy và có thể làm thủng vỏ LPƯ, khi đó nhiên liệu sẽ chảy xuống hầm chứa được thiết kế sẵn bằng lớp bê tông cực dày. Lúc đó, nước làm mát từ bể IRWST sẽ được xả xuống hầm chứa để làm mát nhiên liệu đã bị nóng chảy thông qua hệ thống chống ngập lụt.
5) Liên hệ với tai nạn hạt nhân Fukushima Daiichi
Trận động đất có cường độ mạnh 9.1 độ Richter làm cho Nhà máy điện hạt nhân Fukushima Daiichi ngừng hoạt động (phản ứng hạt nhân được dập tắt) và gây ra cơn sóng thần cao 15 m tràn vào Nhà máy sau đó một thời gian ngắn. Đây chính là nguyên nhân làm cho Nhà máy bị thiệt hại, ngập lụt trong nước, vô hiệu hóa các máy phát điện chạy dầu, dẫn tới cô lập Nhà máy với các nguồn phát điện cả bên trong lẫn bên ngoài. Do thiếu năng lượng để bơm nước làm mát LPƯ, nguồn nước trong lò bị cạn dần, dẫn tới việc các vỏ thanh nhiên liệu bị ôxi hóa