Search

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet.

Zur Abfuhr der Nachzerfallswärme in der Spätphase eines Kühlmittelverluststörfalles in Druckwasserreaktoren wird das aus den Leck im Primärkreislauf austretende Kühlwasser aus dem Reaktorsumpf im sog. Sumpfumwälzbetrieb mittels der Niederdruckeinspeisepumpen in den Reaktorkern rezirkuliert. Im Containment kommt das Kühlmittel dabei in Kontakt mit Fremdstoffen, wie z.B. Isoliermaterialfasern, Staub und korrosiven Materialien, welche einerseits die Kühlmittelchemie und andererseits die Performance der den Pumpen vorgeschalteten Sumpfsiebe beeinflussen können. Weiterhin haben Studien gezeigt, dass feuerverzinkte Containment-Einbauten (z.B. Lichtgitterroste, Stützgitter von Sumpfsieben, Kanäle) einer beschleunigten Korrosion durch das borsäurehaltige Kühlmittel unterliegen. Die daraus resultierenden thermohydraulischen Effekte hängen in hohem Maße vom Löslichkeitsverhalten der Korrosionsprodukte ab. So können unlösliche Korrosionspartikel zu einem erhöhten Differenzdruck an den bereits mit Isoliermaterialfasern beladenen Sumpfsieben führen, während lösliche Korrosionsprodukte nicht zurückgehalten werden und somit in den Kern gelangen, was unter Umständen in Ausfällungsprozessen durch Temperaturänderungen resultiert. Da ein Einfluss dieser Effekte auf die Kernkühlung nicht ausgeschlossen werden kann, ist die Untersuchung der zugrundeliegenden physikochemischen Korrosions-, Ausfällungs- und Ablagerungsprozesse sowie deren thermohydraulischen Folgen Gegenstand von gemeinsamen Forschungsvorhaben des Helmholtz-Zentrums Dresden-Rossendorf, der TU Dresden sowie der Hochschule Zittau-Görlitz. Der Vortrag gibt einen Überblick über die bisherigen Forschungsarbeiten der o.g. Institutionen sowie die wesentlichen Ergebnisse der entsprechenden BMWi-Forschungsvorhaben im Kontext der Reaktorsicherheitsforschung.

Im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung erfolgten an der Hochschule Zittau/Görlitz in Kooperation mit dem Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf experimentelle und methodische Untersuchungen für die systematische Klärung physiko-chemischer Mechanismen und deren Auswirkungen auf thermo-fluiddynamische Prozesse, welche während des Sumpfumwälzbetriebs nach Kühlmittelverluststörfällen in einem Kernkraftwerk ablaufen können, falls in boriertem Kühlmittel (KM) gelöstes Zink in Kernbereiche höherer Temperatur (Hot-Spots) gelangt. Das im KM befindliche Zink kann hierbei im Vorfeld durch die Korrosion feuerverzinkter Bauteile freigesetzt werden. In den Untersuchungen im halbtechnischen Maßstab wurden die physiko-chemischen Mechanismen und der Temperatureinfluss analysiert. Gleichzeitig wurden Auswirkungen dieser Prozesse auf das thermo-fluiddynamische Verhalten in einer Heizstabkonfiguration (3x3-Anordnung mit für Druckwasserreaktoren (DWR) typischen Zirkaloy-Hüllrohren) mit Abstandshaltern erfasst. Im Fokus der Untersuchungen stand dabei das Verhalten derart zusammengesetzter Fluide an beheizten Konfigurationen, die im Kern von DWR auftreten können. Die durchgeführten Untersuchungen tragen generischen Charakter und liefern Aussagen zum Löslichkeitsverhalten von Zink in borsäurehaltigem KM sowie zur Bildung fester Korrosionsprodukte und den daraus folgenden Auswirkungen.

Im borsäurehaltigen Kühlmittelreislauf von Druckwasserreaktoren können nach einem postulierten Kühlmittelverluststörfall während des Sumpfumwälzbetriebs signifikante Konzentrationen an gelöstem Zink auftreten, welche durch Korrosion feuerverzinkter Einbauten des Containments verursacht werden. Bedingt durch die in Batch-Experimenten nachgewiesene abnehmende Löslichkeit der Zink-Korrosionsprodukte (Zink-Borate) mit zunehmender Temperatur ist eine Ausscheidung fester Korrosionsprodukte in heißen Zonen nicht auszuschließen. Die physikochemischen und thermofluiddynamischen Mechanismen der Korrosionsprodukt-Abscheidung wurden am HZDR im Labormaßstab bzw. an der Hochschule Zittau/Görlitz an halbtechnischen Versuchsanlagen untersucht. Der Beitrag gibt einen Überblick über die bisher im BMWi-Verbundvorhaben „Partikelentstehung und –transport im Kern von Druckwasserreaktoren“ durchgeführten Untersuchungen, die erzielten Ergebnisse sowie die geplanten Arbeiten zur Modellierung der Korrosions- und Ablagerungsprozesse und zu Präventivmaßnahmen.

In der Spätphase eines postulierten Kühlmittelverluststörfalles in Druckwasserreaktoren können infolge des Sumpfumwälzbetriebes Korrosionsprozesse an verzinkten Containment-Einbauten, welche mit dem austretenden borsäurehaltigen Kühlwasser in Kontakt kommen, auftreten. Dies bewirkt einen Anstieg der Zinkkonzentration im Kühlmittel. Infolge dieser physikochemischen Prozesse können sich feste Zink-Korrosionsprodukte an Heißstellen im Kühlmittelkreislauf (z.B. im Kern) abscheiden. Im Rahmen eines BMWi-Verbundprojektes (FKZ 1501430 und 1501431) wurde anhand von Experimenten an einer halbtechnischen Versuchsanlage der HS Zittau/Görlitz, bestehend aus einer Strömungsschleife mit einer beheizten Brennstabkonfiguration, und entsprechender chemischer Analysen, welche am HZDR durchgeführt wurden, die Bildung von hochporösen Zinkborat-Korrosionsproduktschichten nachgewiesen, die sich vornehmlich an Hüllrohren und Abstandshaltern ablagern und somit die Thermohydraulik im Kern beeinflussen können.

Bei postulierten Kühlmittelverluststörfällen (KMV) in Druckwasserreaktoren können Korrosionsprozesse an feuerverzinkten Einbauten des Containments auftreten und in Folge dessen einen starken Anstieg der Zinkkonzentration im Kühlmittel bewirken. An Heißstellen wie z.B. an Brennstab-Hüllrohren können sich die Zink-Korrosionsprodukte unter Umständen schichtbildend abscheiden. Neben der Abscheidung von Zinkborat, die bei Kühlmitteltemperaturen von 90 °C beobachtet wurde, kann durch Thermohydrolyse eine Umwandlung in schwerer lösliche Verbindungen bis hin zum Zinkoxid erfolgen und durch anwachsende Ablagerungen die thermofluiddynamischen Prozesse im Kern beeinflussen. Eine Freisetzung von Partikelsystemen mit breitem Größenspektrum, welche sich an Kernkomponenten oder Rückhaltevorrichtungen anlagern können, ist hierbei durch das Abplatzen von Partikelagglomeraten aus den Abscheidungen und im Kern ablaufende Kristallisations- und Umwandlungsprozesse möglich. Nach dem Einsetzen des Korrosionsprozesses erfolgt nachweislich auch nach Entfernung der Korrosionsquellen eine weitere Abscheidung von Zink-Korrosionsprodukten an Heißstellen. Es existiert somit eine Quelle für die Bildung unlöslicher Feststoffe im Primärkreis in der Spätphase eines KMV. Im Rahmen eines BMWi-Verbundprojektes (FKZ 1501430 und 1501431) werden die physikochemischen Grundlagen und die thermohydraulischen Auswirkungen der Zink-Korrosionsproduktbildung und –ablagerung mit Hilfe von Experimenten an unikalen Versuchseinrichtungen des HZDR bzw. der HS Zittau/Görlitz untersucht.

Mit Hilfe eines Finite Elemente Modells werden Eigenfrequenzen und Schwingungsformen eines DWR- Brennelements berechnet. Der Einfluss von Kontakt mit benachbarten Brennelementen wird untersucht. Der Bericht ist nicht öffentlich verfügbar (Industrieauftrag).

The EPR is a third-generation pressurized water reactor (PWR). Its development was started in 1992 by Framatome and Siemens within a Franco-German partnership. Since 2001 this work has been continued by Framatome ANP, which was formed when the two companies merged their nuclear businesses. The French company AREVA, world market leader in nuclear technology, holds a 66% share in Framatome ANP, with Siemens owning 34%. From the very start, development of the EPR was focused on improving plant safety and economics even further. The new reactor development was jointly financed together with the leading power utilities of both countries. The first steps towards realization of an EPR nuclear power plant were taken at Olkiluoto, Finland in 2004 [1][2], consisting of initial preparation of the construction site. By mid-February 2005 the local municipality – Eurajoki – had issued a construction permit, and the Finnish Government a construction license pursuant to the Finnish Nuclear Energy Act. This had been preceded by a preliminary safety assessment prepared by the Finnish Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK) for the Finnish Ministry of Trade and Industry in which STUK verified that it did not see any safety-related issues opposing issuance of the nuclear construction license. STUK emphasized that the evolutionary design of the EPR had been further improved by AREVA compared to the previous product lines. Concreting work began this spring and the unit will start commercial operation in 2009. Construction of an EPR has also been given the political go-ahead in France. According to the utility Electricité de France (EDF) the new reactor will be built as a forerunner of a later series at the site of Flamanville in Normandy. Construction is scheduled to begin in 2007. An EPR nuclear power plant has a rated electric capacity of around 1600 MW, depending on specific site conditions. Being the product of intense bilateral cooperation the EPR combines the technological accomplishments of the world's two leading PWR product lines – France's N4 and Germany's Konvoi. At the same time it incorporates a new class of safety: its highly advanced safety systems represent a further enhancement of the high safety level already provided by nuclear plants currently in operation in Germany and France. To attain the specified safety goals, measures have been taken to further reduce the probability of occurrence of core damage and to also ensure that all consequences of a (hypothetical) accident involving core melt remain restricted to the plant itself. The EPR has additionally made great progress in terms of low power generating costs, conservation of natural resources, and minimization of waste volumes. From the viewpoint of the European nuclear community, it therefore demonstrates nuclear energy's excellent prospects for the future as an economical option for carbondioxide-free base-load power generation in our liberalized power markets.

Es wurde ein Modell zur realistischen Beschreibung der Kühlmittelvermischung innerhalb des Reaktordruckbehälters von Druckwasserreaktoren in den gekoppelten Programmkomplex DYN3D/ATHLET implementiert. Diese Modell basiert auf dem Prinzip der linearen Superposition Dirac-Impuls-ähnlicher Störungen und kann für die Modellierung der Vermischung von Kühlmittel unterschiedlicher Temperatur und/oder unterschiedlicher Borsäurekonzentration eingesetzt werden. Der um das Vermischungsmodell erweiterte Programmkomplex DYN3D/ATHLET wurde für Analyse von Borverdünnungsstörfällen und Frischdampflecks angewandt. Für den Fall „Start der ersten Hauptkühlmittelpumpe bei Vorhandensein eines minderborierten Pfropfens im kalten Strang“ zeigten die Ergebnisse der durchgeführten Parame-terstudie, dass es selbst bei Annahme des maximal möglichen Pfropfenvolumens nicht zu einer Schädigung des Brennstoffes kommt. Mit den Analysen zu einem generischen Frischdampfleckszenario wurde die Anwendbarkeit des Programmkomplexes DYN3D/ATHLET auf die zweite Störfallklasse, in der die Kühlmittelvermischung eine wichtige Rollen spielt, demonstriert. Im Rahmen der Arbeiten zum Projekt wurde außerdem gezeigt, dass der Einfluss der turbulenten Schwankungen des Geschwindigkeitsfeldes innerhalb des Reaktordruckbehälters auf neutronenkinetische Parameter im Nominalbetrieb und unter Störfallbedingungen nicht zu vernachlässigen ist. A model for the realistic description of the coolant mixing inside the pressure vessel of pressurized water reactors was implemented into the coupled code complex DYN3D/ATHLET. This model is based on the linear superposition Dirac-pulse-like perturbations. The model can be applied to the mixing of coolant of different temperature and/or boron concentration. The coupled code complex DYN3D/ATHLET with the newly implemented model was applied to the analysis of boron dilution and steam line break accidents. The results of a parameter study for the case “Start-up of the first main coolant pump with a slug of lower borated water in the cold leg” have shown, that even under the conditions of the maximum slug volume there is no fuel damage. The applicability to the second class of accidents, where the coolant mixing has to be considered, was demonstrated by the analysis of a generic main steam line break scenario. Further it was shown, that the influence of turbulent fluctuations of the velocity inside the reactor pressure vessel during nominal and accident conditions on neutron-kinetic parameters cannot be neglected.