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. ... mehrGemäß 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.

Severe accidents in nuclear power plants are very unlikely in the light of the accident measures implemented. However, they are still possible as recently happened at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants in 2011, which had severe consequences on the environment due to release of radioactive material from the damaged reactor pressure vessel (RPV). Through a perspective of confining radioactive material inside the RPV, in-vessel melt retention (IVR) through external reactor vessel cooling (ERVC) is regarded as a promising severe accident mitigation strategy. According to the list of severe accident research priority (SARP), the most important phenomena during in-vessel accident progression concerning the lower head are: (a) corium behavior in lower head, (b) integrity of RPV due to external vessel cooling, and (c) RPV failure mode. ... mehrA deeper understanding of these severe accident phenomena and accident progression is still important. Since the costs of experiments are prohibitively high and large-scale experiments cannot be conducted iteratively, numerical tools must be developed at the same time to simulate real-scale severe accidents and to improve further severe accident management (SAM) measures.

The objective of this work is assessment and improvement of the lower head analysis models. RELAP/SCDAPSIM is a reactor analysis code widely used for severe accident analysis, which includes the COUPLE module that simulates a lower head molten pool heat transfer as well as vessel damage by creep strain. Traditionally, the most important use of the COUPLE module was to calculate the heat-up of the vessel wall so that the time at which the vessel may rupture or melt can be predicted. Recently, however, the applicability of the existing reactor analysis code to the ERVC became of high interest. Few evaluation works have been conducted so far using the molten pool experiments, despite of increase of interest. It is necessary to evaluate the code by using the data obtained in the latest experiments. In this work, the modification enabled the code to be applied to any external cooling condition and the evaluation was performed using LIVE test series conducted at Karlsruhe Institute of Technology (KIT).

The COUPLE module has limitations, as it assumes a homogeneous pool and effects of a stratified pool cannot be simulated and that only a simple damage progression model by creep strain is considered. The phase-change effective convectivity model (PECM) is one of the specified models for more detailed lower head molten pool heat transfer analysis, developed based on CFD-investigations. This model uses empirical correlations to calculate the convective heat transfer to solve the energy equation. The heat transfer of a two-layer stratified pool is also possible. The model was implemented into OpenFOAM and further extended to include a structure analysis model, considering thermal expansion, plasticity, creep and material damage. The validation of the extended solver (PECM/S) was conducted using LIVE and FOREVER test series conducted at KIT and Royal Institute of Technology (KTH), respectively.

A limitation of the PECM/S is that it cannot calculate a complete accidental scenario by itself. Therefore, in order to utilize the strength of both RELAP/SCDAPSIM and PECM/S, coupling of these codes is performed through OpenMPI, a message passing interface. The coupled system was validated against the LIVE test series with different heating and cooling conditions. The results were compared also with the RELAP/SCDAPSIM stand-alone analysis and showed more detailed and better agreement with the experimental data. An application of the coupled system to the simulation of a severe accident scenario showed the capability of the coupling and its potential to be used in a RPV lower head analysis in core-melt severe accidents.