Thermisches Versagen von Reaktordruckbehältern bei extremen Störfällen in Druckwasserreaktoren : Analyse und Verbesserungsvorschläge

Heuss, Ruth; Kugeler, Kurt

doi:1332

Thermisches Versagen von Reaktordruckbehältern bei extremen Störfällen in Druckwasserreaktoren : Analyse und Verbesserungsvorschläge = Thermal failure of reactor pressure vessels of pressurized water reactors in severe accidents - analysis and suggestions for improvement

Heuss, Ruth (Author)

2005 & 2006

Verantwortlichkeitsangabevorgelegt von Ruth Heuss

ImpressumAachen : Publikationsserver der RWTH Aachen University 2005

UmfangVIII, 154 S. : : Ill., graph. Darst.

Aachen, Techn. Hochsch., Diss., 2005

Prüfungsjahr: 2005. - Publikationsjahr: 2006

Genehmigende Fakultät
Fak04

Hauptberichter/Gutachter
Kugeler, Kurt (Thesis advisor)

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2005-06-28

Online
URN: urn:nbn:de:hbz:82-opus-13321
URL: https://publications.rwth-aachen.de/record/52620/files/Heuss_Ruth.pdf

Einrichtungen

Fakultät für Maschinenwesen (400000)

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
Ingenieurwissenschaften (frei) ; Inhärente Sicherheit (frei) ; Kernreaktor (frei) ; Reaktordruckbehälter (frei) ; Störfall (frei) ; Störfallanalyse (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 620

Kurzfassung
Im Rahmen dieser Arbeit wurde die Barrierenfunktion des Reaktordruckbehälters während eines schwerwiegenden Unfalls untersucht. Dazu wurde zunächst ein Referenzfall für ein konservatives Unfallszenario definiert und mit dem FEM-Programm ANSYS modelliert und bis zum Versagen des Druckbehälters berechnet. Aufgrund der Unsicherheiten des komplexen Unfallablaufs wurden neben der Berechnung des Referenzfalles weitere Berechnungen durchgeführt, um den Einfluss der Veränderung wesentlicher Parameter auf die Versagenszeit zu ermitteln. Die Ergebnisse zeigen, dass die Dicke der sich im frühen Unfallverlauf ausbildenden Coriumkruste, die Höhe der Nachwärmeleistung und die Emissivität des Stahls und damit die Kühlungseigenschaften an der Reaktordruckbehälteraussenwand den größten Einfluss auf den Zeitpunkt des thermischen Versagens der Bodenkalotte haben. Auf Basis dieser Ergebnisse wurden Ideen zur Verlängerung der Versagenszeiten abgeleitet und unabhängig voneinander analysiert:die Verringerung der spezifischen Nachwärmeleistung, die Optimierung der Kühlungsbedingungen an der äußeren Reaktordruckbehälterwand (Wasserkühlung, Bleikühlung), das Einbringen einer ZrO2-Schutzschicht in die Bodenkalotte des Reaktordruckbehälters, die eine ähnliche Funktion erfüllt, wie die Coriumkruste. Die Ergebnisse der Analysen zeigen, dass sich durch diese Maßnahmen beträchtliche Zeitgewinne bis zum Versagen der Bodenkalotte erzielen lassen. Das Durchschmelzen der Kalotte und damit das Eindringen von Schmelze in das Containment kann durch diese Maßnahmen vermutlich jedoch nicht vollständig verhindert werden. Die konstruktive Ausarbeitung der Verbesserungsvorschläge sowie die Untersuchung der Implikationen bei deren Umsetzung (z.B. Kosten, Auswirkungen auf Normalbetrieb) war, ebenso wie die Untersuchung der mechanischen Versagensmechanismen, nicht Gegenstand dieser Arbeit. Die Anwendung der Konzepte erfordert vielmehr weiterführende detaillierte Untersuchungen dieser Punkte. Parallel zu weiteren Simulationsrechnungen müssen außerdem Versuche durchgeführt werden, an denen die Simulationsergebnisse validiert werden können.

This thesis served to investigate the behavior of the pressure vessel in serious reactor accidents. To this end, a reference case for a conservative accident scenario was initially defined then modeled with the FEM software ANSYS. Calculations done with this software were used to analyze the behavior of the pressure vessel in the reference case up to the point that thermal failure would occur.Due to the high uncertainty involved in the complex accident sequence, several analyses beyond reference case calculation were conducted in order to determine the impact of changes in vital parameters up until the vessel's thermal failure. Calculation results show that the thickness of the corium crust – which develops in the early stages of the accident – has significant impact on the time to failure. Other vital parameters are the amount of after-heat power and the emission of heat from the pressure vessel's outer wall (thus, the cooling conditions at the outer wall).Based on these results, several ideas were generated to extend the time to failure and analyzed independently from each other: reducing the amount of after-heat power, optimizing cooling conditions at the pressure vessel's outer wall (cooling with water, cooling with lead), and inserting a protective ZrO2 layer that would fulfill a similar function as the corium crust.Results from these analyses show that implementing these measures can extend the time up until failure significantly. However, vessel failure – thus the penetration of corium into the containment – probably cannot be prevented completely.In this work, the technical definition and design of the improvement measures were not investigated in detail. Nor were any implications for the plant of implementing these measures (e.g., implementation cost, impact on normal mode). In addition, mechanical vessel failure mechanisms could not be considered. Therefore, the implementation of the suggested improvement measures requires further detailed investigations. In parallel and in addition to further calculations, experiments need to be carried out in order to validate simulation results.

Fulltext:
PDF
(additional files)