Abstract:
Sicherheitsbedenken hinsichtlich der Minderung potenzieller Auswirkungen einer möglichen Freisetzung von Source Term (ST) auf die Bevölkerung und die Umwelt werden nach den Folgen des Unfalls von Tschernobyl und Fukushima verstärkt. Studien zu schweren Unfällen werden von Aufsichtsbehörden unter Verwendung deterministischer und integraler Tools durchgeführt, um den Unfallverlauf und ST vorherzusagen sowie die radiologischen Auswirkungen einer solchen Freisetzung zu bewerten, um Notfallmanagementpläne zu entwickeln und Notfallteams mit der bestmöglichen, zuverlässigen und zuverlässigen Unterstützung zu unterstützen schnelle Auskunft. ... mehrIn dieser Dissertation wird eine Plattform des integralen Schwere-Unfall-Tools ASTECAtmosphären dispersions- und Entscheidungsunterstützungssystem JRODOs verwendet, um den Transport und die Freisetzung des ST während eines schweren Unfalls sowie die möglichen Folgen eines solchen ST-Inventars für die Umwelt vorherzusagen, ausgehend von der Berechnung des Spaltproduktinventars unter Verwendung von KORIGEN in VVER-1000. Außerdem werden die Unsicherheitsquantifizierung und Sensitivitätsanalyse (U&S) mit dem KATUSA-Tool durchgeführt.
Mit diesem Ziel werden physikalische Modelle des ASTEC-Codes zur Simulation der Schiffsphase eines schweren Unfalls validiert, indem eine VVER-ähnliche Geometrie von QUENCH-12-Experimentdaten verwendet wird. Die Vorhersagen des ASTEC-Codes werden mit Versuchsergebnissen verglichen, und physikalische Modelle, die die wichtigsten Schlüsselphänomene des Unfallverlaufs wie Oxidation, Wärmeübertragung und Wachstum von Oxidablagerungen beschreiben, sind gut geeignet, um den Unfallverlauf zu demonstrieren. Obwohl das Wasserstofferzeugungsprofil vollständig von ASTEC erfasst wird, sind die Modelle in der Lage, eine ähnliche Wasserstoffmenge bis zur Abschreckphase vorherzusagen. Die Unterschätzung der Wasserstoffproduktion während der Abschreckphase wird durch fehlende thermische Eigenschaften von VVERverwandtem Material verursacht.
Das umfangreiche Modell von VVER-1000 wird von ASTEC modelliert, einschließlich aller primären und sekundären Kreislaufkomponenten, Sicherheitsräume und aktiven und passiven Sicherheitssysteme nach der Validierung, um den Verlauf schwerer Unfallszenarien und die Freisetzung von FPs in die Umwelt simulieren zu können.
Risikorelevante Szenarien, die zu Kernschäden und ST-Freisetzung führen, werden ermittelt und Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) auf Cold- und Hot-Leg zeitgleich mit Station Blackout (SBO) bis zum Reißen der Kavität simuliert. Nach der ASTEC-Simulation wird eine JRODOS-Analyse für ausgewählte Standorte mit ausgewählter Jahreszeit durchgeführt, um die Ausbreitung des radiologischen Inventars in die Umwelt zu beobachten. Schließlich wird das KATUSA-Tool verwendet, um Unsicherheiten zu quantifizieren und die empfindlichsten Variablen innerhalb der ausgewählten Parameter zu bestimmen. Nach den Ergebnissen der genannten schweren Unfallfolgen lassen sich folgende Befunde auflisten:
• Die erzeugte Wasserstoffmasse beträgt etwa 790 kg, wenn sich die Unterbrechung auf dem kalten Abschnitt befindet. Die höhere Wasserstoffmasse, 1270 kg, entsteht im Bruchfall auf dem heißen Strang aufgrund des langsameren Fortschreitens des schweren Unfalls.
• Die an die Umgebung abgegebene Aktivität beträgt etwa 1.2x1018 Bq am Ende der Simulation im Fall von LBLOCA auf der kalten Strecke. Die Retentionswerte sind aufgrund der Retention an den Wänden von Dampferzeugern signifikant hoch.
• Im Gegensatz dazu werden 7.0x1018 Bq Aktivität freigesetzt, wenn sich der Bruch auf dem heißen Bein befindet, da der Weg zum Containment deutlich kürzer ist als der eine Bruch auf dem Fall des kalten Beins.
• Die JRODOS-Analyse zeigt, dass die Kontamination etwa 22.9 MBq/km2 erreicht, was zu einer jährlichen effektiven Dosis von 1.38x103 mSv für einen Erwachsenen aus allen Pfaden mit der vorhergesagten ST für den Fall von LBLOCA auf kaltem Bein führt.
• Höhere ST-Vorhersage im Fall von LBLOCA auf Hot Leg-Ergebnissen mit 11.5 GBq/km2 Aerosolablagerung und 1.75x105 mSv jährlicher effektiver Dosis für einen Erwachsenen.
• Die durchgeführte KATUSA-Analyse zeigt, dass die maximale Dosisvorhersage etwa 2.9x1018 Bq für kalte Beinbrüche und 1.30x1019 Bq für heiße Beinbrüche beträgt. In beiden Fällen ist der Formfaktor relativ zur Stokes-Geschwindigkeit der dominierende Faktor für die Ergebnisse, dass die Änderung das gravitative Absetzen von Aerosolen beeinflusst.
• Schließlich beträgt der Unterschied bei der Kontamination mit Cs-137-Isotopen etwa 3.2 MBq/km2 für das Kaltbeinbruchszenario, während dieser Unterschied im Falle eines Heißbeinbruchs etwa 0.5 TBq/km2beträgt, basierend auf der radiologischen Auswirkungsanalyse unter Verwendung Beste-Schätzung- und Schlimmsten-Fall-ST-Lagerbestände.
Die Ergebnisse der Arbeit und der ASTEC-JRODOS-KATUSA-Plattform sind unerlässlich, um genaue, zuverlässige und schnelle Informationen über den Verlauf eines schweren Unfalls, mögliche radiologische Folgen und den Bereich der radiologischen Ausbreitung für jeden nuklearen Standort, jedes Unfallszenario und jede meteorologische Bedingung zu erhalten an die Aufsichtsbehörden und Teams für frühzeitige Reaktion, um Pläne für schwere Unfälle sowie effektive und effiziente Reaktionen auf die Unfälle zu entwickeln. Außerdem erweitert diese Dissertation die Fähigkeit, Folgen eines schweren Unfalls von der Einleitung des Ereignisses bis zur Ausbreitung von ST zu bewerten.
Abstract (englisch):
Safety concern on mitigating potential impact of a possible release of Source Term (ST) to the environment largely increased after the major severe accidents of Chernobyl and Fukushima.
Severe accident studies are conducted by regulators using deterministic integral tools to predict the accident progression and the resulting ST including the radiological impact. Based on such analysis, emergency response teams develop emergency management plans considering the best-possible, reliable and available information just after the accident happens. In this dissertation, a simulation platform is established consisting of the integral severe accident code ASTEC, the atmospheric dispersion and decision support tool JRODOS to predict the transport and release of the ST during a severe accident, and the radiological consequences of the released ST-inventory to the environment. ... mehrIt also includes the codes for the Fission Product inventory of realistic VVER-1000 core loadings such as KORIGEN, and ORIGEN. In addition, uncertainty quantification and sensitivity analysis (U&S) of the ASTEC and JRODOS codes is performed by using UQ-tool named KATUSA.
With this aim, physical models of ASTEC code to simulate in-vessel phase of a severe accident are validated by using VVER-specific test data such as the QUENCH-12 experiment. The prediction capability of the ASTEC code simulating VVER-specific in-vessel severe accident phenomena is evaluated by comparing the calculation results with the experimental data related to physical models describing main key phenomena of accident progression such as oxidation, heat transfer and oxide scale growth. Based on the validation work, it can be stated that the ASTEC-code is able to predict most relevant in-vessel severe accident phenomena e.g., oxidation, hydrogen generation, oxide layers of the fuel rods for LOCA-conditions including the
quenching phase. The underestimation of hydrogen production during quenching phase is caused by missing models for oxidation of VVER related material.
The VVER-1000 plant is modelled by ASTEC including all the primary and secondary circuit components, containment rooms, and active and passive safety systems to be able to simulate progression of severe accident scenarios and release of FPs to the environment. Risk-relevant scenarios that lead to core damage and ST release were identified. The Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) on cold and hot leg coincident with the Station Blackout (SBO) were selected and this scenario was simulated until the rupture of the reactor cavity. Following ASTEC simulation, JRODOS analysis is performed for selected sites with selected season to predict the dispersion of the radiological inventory to the environment. Finally, KATUSA tool is used to quantify uncertainties and determine the most sensitive variables within the selectedvi parameters impacting the source term prediction. Based on the severe accident results obtained with ASTEC, following findings are highlighted:
• The generated hydrogen mass is about 790 kg when the break is located on cold leg. The highest hydrogen mass of about 1270 kg is predicted in case of a LBLOCA on the hot leg due to slower progression of severe accident.
• The activity released to the environment is about 1.2x1018 Bq at the end of simulation in case of LBLOCA on cold leg. The retention levels are significantly high due to retention on the walls of steam generators.
• On contrary, 7.0x1018 Bq activity is released when break is located on hot leg since the pathway to the containment is significantly shorter than the one break on the cold leg.
Based on the subsequent prediction of the radiological impact using the JRODOS code, the following statements can be made:
• Analysis shows that the contamination reaches about 22.9 MBq/km2, resulting with 1.38x103 mSv annual effective dose for an adult from all pathways with the predicted ST for the case of LBLOCA on cold leg. Higher ST prediction in case of LBLOCA on hot leg results with 11.5 GBq/km2 aerosol deposition and 1.75x105 mSv annual effective dose for an adult. Based on the performed quantification of the Uncertainties of JRODOS using KATUSA it can be stated that the maximum dose prediction is about 2.9x1018 Bq for cold leg break and 1.30x1019 Bq for hot leg break. In both cases, the shape factor relative to Stokes velocity is the dominating factor on the results which the change of this parameter impacts the gravitational settling of aerosols.
• Finally, the difference on the contamination of Cs-137 isotope is about 3.2 MBq/km2 for the cold leg break scenario whereas this difference is about 0.5 TBq/km2 in case of hot leg break based on the radiological impact analysis
using best-estimate and worst-case ST inventories.
The established simulation platform consisting of the tools such as ORIGEN, ASTEC, JRODOS and KATUSA was essential to predict accurate, reliable and fast information about the progress of a severe accident, the potential radiological consequences and the range of radiological dispersion for any nuclear site, any accident scenario and any meteorological condition. That kind of information are of paramount importance for regulators and early response teams in order to develop plans to minimize the radiological consequences of severe accidents and for the implementation of effective and efficient measures to protect the peoplevii and environment. In addition, this dissertation demonstrates the unique and extended capability of the simulation platform capable to evaluate the consequences of a severe accident from the early in-vessel core degradation phase to the dispersion of ST around the nuclear power plant considering a realistic nuclide inventory of any burnt core loading.
