Further development of Severe Accident Management Strategies for a German PWR Konvoi Plant based on the European Severe Accident Code ASTEC

Der Fukushima-Unfall hat gezeigt, dass weitere Verbesserungen des Handbuchs für Mitigative Notfallschutzmaßnahmen (SAMGs) notwendig sind. Dafür ist es erforderlich, eine umfangreiche Datenbank von Risiko-relevanten Szenarien unter Einsatz deterministischer Analysen basierend auf dem Stand von Wissenschaft und Technik zu generieren.In Rahmen dieser Doktorarbeit wird das Störfallcode ASTEC verifiziert und zur Optimierung und Entwicklung verschiedener Notfallschutzmaßnahmen (SAM) für eine Deutsche Reaktoranlage-Anlage unter Berücksichtigung der aus dem Fukushima-Unfall abgeleiteten Lehren eingesetzt. ... mehr
Zu diesem Zweck werden die physikalischen Modelle der Frühphase eines schweren Unfalls von ASTECV2.0 anhand vom QUENCH-08 Versuch validiert, wobei einen beheizten Kern mit gesättigtem Wasserdampfgeflutet wird. Der Vergleich zwischen den gerechneten und experimentellen Ergebnissenhat zeigt, dass ASTECV2.0 alle wichtigen Phänomenewie z.B. Oxidation, Konvektions-, und Strahlungswärme vom QUENCH-08 Versuch mit guten Genauigkeit beschreiben kann. Daher liegen die berechneten Oxidationsprofile und diefreigesetzte Wasserstoffs-Menge nah an den Messdaten. Allerdings wird die Steigerung der Temperaturen während der Flutphase vom ASTEC unterschätzt. Ursachen für diese Unterschätzung sind u.a. die niedrigen, radialen Temperaturgradientensowie die Wärmeübertragung über den aktivenTeil des Bündels.
Mit dem validierten ASTECV2.0 Code wurde die Wirksamkeit verschiedenerSAM-Maßnahmenfür unterschiedliche SA-Sequenzen der Konvoi DWR-Anlage wie z.B. primär- und sekundärseitige Druckentlastung und/oder Wassereinspeisung in den Sekundär-, oder Primärkreislauf umfassend untersucht. Zu den ausgewählten SA-Störfallszenarien gehören u.a. den mittleren und kleinen Bruch im Primärkreislauf (MBLOCA und SBLOCA) sowie der Ausfall der Drehstromversorgung (SBO). Unter Berücksichtigung der zahlreichen durchgeführten ASTEC-Analysen der genannten Szenarien haben sich folgende Notfallschutzmaßnahmen als „vielversprechenden und sehr wirksam“ zur Verzögerung oder Verhinderung des Reaktordruckbehälter (RPV)-Versagens herauskristallisiert:
1) Sekundärseitige Druckentlastung und Dampferzeugerbespeisung mit mehr als 15 kg/s durchgeführt bevor die Überschreitung der Kernaustrittstemperatur (CET) von 400 °C erreicht wurde um Kernschmelze zu vermeiden (gemäß SBO).
2) Primärseitige Druckentlastung durchgeführt beim Erreichen der Kernaustrittstemperatur (CET) von 400 °C oder mit einer maximalen Verspätung von20-30 min, um Kernschmelze und RPV-Versagen zu verzögern (gemäß SBLOCA und SBO).
3) Kernfluten beim Überschreitung der CET>650 °Cmit mehr als 20 kg/s Einspeiserate, um erhebliche Kernschmelze zu vermeiden (gemäß MBLOCA, SBLOCA und SBO).
4) Falls eine externe Bespeisung in den Primärkreislauf z.B. mit mobilen Pumpen berücksichtig wird, muss der Einsatz einerHochdruckmobilpumpe (>50 bar) in der darauf folgenden Stunde nach dem Verlust des ACserfolgen, damit das Fluten kurz nach dem Erreichen der CET=650 °C erfolgen kann (gemäß SBO).
5) Unabhängig vom Einspeiseraten kann RPV Versagen nicht vermieden werden, wenn sich mehr als 20 Tonnen Coriumlänger als 20 min im unteren Plenum angesammelt hat (gemäß MBLOCA, SBLOCA und SBO).
Die aufgelisteten Notfallmaßnahmen sind von großer Bedeutung für den Betreiber und sollten mit der neusten ASTEC Version 2.1, welche verbesserte Zweiphasenströmungsmodelle für CESAR-Modul zur Beschreibung des Kernverhaltens aufweist, verifiziert werden. Des Weiteren ist es notwendig, eine Quantifizierung der Codeunsicherheiten bezüglich wesentliche physikalischen Phänomene wie z.B. Oxidation, Schmelzeverlagerung und Stratifizierung im unterm Plenum, RPV-Versagen, etc. durchzuführen.
Die durchgeführten Analysenan dem generischen Deutschen Konvoi PWR demonstrieren die Leistungsfähigkeit vom ASTECV2.0 wesentlichen Phänomenen der frühen Kernschmelzphase sowie die Eignung zur Erarbeitung und Optimierung von Notfallschutzmaßnahmen. Abschließend kann herausgestellt werden, dass diese Doktorarbeit wichtige Beiträge zur Erweiterung der technischen Basis für die Entwicklung und Optimierung von SAMGs geleistet hat, welche zur Stärkung der Robustheit der Sicherheitseigenschaften einer PWR-Anlage gegenüber schweren Kernunfällen genutzt werden kann.

The Fukushima accidents have shown that a further improvement of Severe Accident Management Guidelines (SAMGs) for the current fleet of Light Water Reactorsis still necessary. This requires the generation of a broad database of risk-relevant deterministic analyses using state-of-the-art severe accident software. In this dissertation, the ASTECV2.0 integral severe accident code is used for the verification, optimization and development of selected SAM strategies in a German Konvoi PWR based on the lessons learnt from Fukushima.
For this purpose, first of all the ASTECV2.0 physical models describing the early in-vessel phase are verified using data from the QUENCH-08 experiment, whichinvestigates the quenching of an overheated core with saturated steam. ... mehrThe comparison of the code predictions with the experimental data shows that the code is able to describe the key physical phenomena (e.g. core oxidation, convective and radiative heat transfers) during all experimental phases, leading to a similar oxidation profile and hydrogen generation at the end of the experiment. However, the code underestimates the hydrogen generation during reflooding, which seems to be caused by the systematic underestimation of the radial temperature gradient and of the heat transfer above the active zone of the facility.
The validated ASTECV2.0 version is then used to investigate the efficiency of selected SAM measures in a generic German Konvoi PWRe.g. depressurization and/or water injection into the primary and secondary circuit. The spectrum of selected scenarios includes Medium and Small Break LOCAs (MBLOCA and SBLOCA) and total Station Blackout (SBO), which are risk-relevant scenarios for core damage and containment failure.Based on a systematic and extensive evaluation of the aforementioned severe accident scenarios using ASTECV2.0, a list of promising SAM measures have been identified:
1) Secondary bleed and feed must be executed before the Core Exit Temperature (CET) exceeds 400 °C and with at least 15 kg/s to prevent core melting (based on SBO).
2) Primary bleed and feed must be initiated at CET=400 °C or, if not possible, with a maximum delay of 20-30minin order to delay core meltingand vessel failure (based on SBLOCA and SBO).
3) Core reflooding must be launched immediately after CET>650 °C with at least 20 kg/s in order to prevent major core damage (based on MBLOCA, SBLOCA and SBO sequences).
4) In case of an external injection into the primary circuit, the deployment order of a high-pressure head (> 50 bar) mobile pump must be issued 1 h after the loss of AC power supply so that reflooding can be initiated near CET 650 °C (based on SBLOCA and SBO sequences).
5) Vessel failure cannot be prevented if more than 20 corium tons are present in the lower plenum for more than 20 min regardless of the injection rate (based on MBLOCA, SBLOCA and SBO).
These findings are important for plant operators and shall be verified with the new ASTECV2.1 version, which includesimproved 2-D core thermal-hydraulics models. In addition, further effortsare needed to quantify ASTEC uncertainties regardingthe modelling of key in-vessel physical phenomena, such as oxidation, corium relocation and stratification in the lower plenum and RPV failure.
The performed investigations on a generic German Konvoi PWR using ASTECV2.0 elucidate the code capabilities to describe the in-vessel phase of severe accident in PWRsand to assess the performance of SAM measures aiming at preventing RPV failure. Furthermore, this dissertation extends the technical basis for the development of optimized SAMGs, contributing to strengthen such type of plant against severe accidents.