Authors: Hiroshi Madokoro
Source: Repository KITopen (Karlsruhe Institute of Technology) (article, 2018-01-01)
Field: Materials Science — Materials Chemistry

Thermo-structural analysis of a reactor pressure vessel lower head during core-melt severe accidents Schwere Störfälle in Kernkraftwerke haben in Anbetracht der implementierten Sicherheitsmaßnahmen sehr geringe Eintrittswahrscheinlichkeit. Sie sind jedoch möglich, wie im Jahr 2011 am Kernkraftwerk Fukushima Daiichi eingetreten. Die Freilassung radioaktiver Stoffe vom versagten Reaktordruckbehälter (RDB) hatte dort massiv Konsequenzen auf die Umgebung. Um radioaktives Material im RDB einzuschließen, wird eine Rückhaltung der Kernschmelze im Behälter (IVR: in-vessel melt retention) durch externe Reaktorbehälterkühlung (ERVC: external reactor vessel cooling) betrachtet als eine vielversprechende Sicherheitsmaßnahme um schwere Störfälle zu begrenzen. Gemäß der derzeitigen Forschungsprioritäten für schwere Störfälle werden folgende Phänomene im unteren Plenum des RDB als wichtig betrachtet, um den Unfallablauf zu erklären: (a) Schmelzeverhalten in unteren Plenum, (b) Integrität des RDBs durch externe Behälterkühlung, und (c) RDB Versagensmodus. Es wird weiterhin ein tieferes Verständnis dieser Phänomene und des Unfallverlaufs gefordert. Die Kosten großer Experimente sind sehr hoch. Sie sind daher nicht wiederholbar. Daher sollen numerische Analysemodelle weiterentwickelt werden, um schwere Unfälle zu analysieren und um Gegenmaßnahmen schwerer Störfälle zu verbessern. Das Ziel dieser Arbeit ist die Bewertung und Verbesserung des Analysemodells für das untere Plenum. RELAP/SCDAPSIM ist ein Reaktorberechnungsprogramm, das weiterhin für Analysen schwerer Unfälle verwendet wird. Es beinhaltet das COUPLE-Modul, das den Wärmeübergang des Schmelzpools im unteren Plenum sowie die Kriechschädigung simuliert. Bisher war die wichtigste Anwendung dieses Moduls die Analyse der Aufheizung des Druckbehälters, so dass Versagens- sowie Schmelzzeit abgeschätzt werden können. In letzter Zeit gewinnt jedoch die Anwendbarkeit des vorliegenden Reaktorberechnungsprogramms auf die Reaktorbehälterkühlung immer größeres Interesse. Dennoch wurden bis jetzt nur wenige Evaluierungen mit Schmelzpoolexperimenten durchgeführt. Die Modifikation des Programms in dieser Arbeit auf die Anwendung auf externe Kühlung ermöglichte die Evaluierung des Codes anhand der LIVE-Experimente des KIT. Das COUPLE-Modul ist dadurch eingeschränkt, dass ein homogener Schmelzepool angenommen wird und dass der Einfluss eines geschichteten Pools nicht erfasst werden kann. Ferner wird nur Kriechschädigung betrachtet und detaillierte mechanische Analysen sind nicht möglich. Das Phase-Change Effective Convectivity Model (PECM) ist ein Spezialmodel für detaillierten Wärmetransport im Schmelzpool, das basierend auf CFD-Untersuchungen entwickelt wurde. Dieses Model verwendet empirische Korrelationen um den konvektiven Wärmetransport in der Energieerhaltungsgleichung abzuschätzen. Eine Simulation des Wärmetransports in einem geschichteten Pool ist ebenfalls möglich. Das Model wurde in OpenFOAM integriert und um mechanische Analysemodelle erweitert, um Wärmeausdehnung, Plastizität, Kriechen sowie Materialschädigung berücksichtigen zu können. Der erweiterte Löser (PECM/S) wurde mit LIVE und FOREVER Experimenten validiert. Mit PECM/S ist es jedoch nicht möglich ein ganzes Unfallszenario aufzulösen. Daher wurden RELAP/SCDAPSIM und PECM/S mit OpenMPI gekoppelt, ein Message Passing Interface, um die Vorteile beider Codes zu nutzen. Das gekoppelte System wurde mit LIVE-Experimenten, die je nach Versuch verschiedenen Heiz- und Kühlungsbedingungen hatten, validiert. Die Ergebnisse wurden ferner mit RELAP/SCDAPSIM Einzelanalysen verglichen und zeigte eine detailliertere und bessere Übereinstimmung mit den Experimenten. Die Anwendung des gekoppelten Systems auf die Simulation eines schweren Störfalls zeigte die Stärken der Kopplung und lässt erwarten, dass die Kopplungsmethode bei Analysen des unteren Plenums des RDBs für schwere Störfällen mit Kernschmelze verwendet werden kann. Plenum space ; Mechanical engineering ; Physics ; Engineering Nuclear Materials and Properties ; Nuclear reactor physics and engineering ; Nuclear Engineering Thermal-Hydraulics