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ENSI Erfahrungs- und Forschungsbericht 2011

INCOSAM (In-vessel Coolability and Severe Ac-

cident Management):

Für einen Siedewasserreaktor (Nordic BWR) wur-

de unter anderem untersucht, ob nach einer Kern-

schmelze die Führungsrohre der Instrumentierung

(Instrumentation Guide Tube, IGT) im Bereich der

Durchflussbegrenzer verklemmen. Dies würde das

Herausfallen dieser Führungsrohre aus der Boden-

kalotte des RDB nach dem Aufschmelzen der IGT-

Schweissnähte verhindern. Für die Analyse wur-

den der maximale Schmelzepool (1.9 m) sowie ein

möglichst mittig positioniertes Führungsrohr ge-

wählt. Die durchgeführte Analyse zeigt, dass das

Führungsrohr nicht verklemmt und somit der Re-

aktordruckbehälter zuerst im Bereich der IGT ver-

sagt. Bei anderen Mächtigkeiten des Schmelze-

pools und anderen IGT-Positionen könnten die Re-

sultate unterschiedlich sein, was weiter zu unter-

suchen sein wird.

DEFOR (Debris Formation):

Wenn die Kernschmelze als Strahl aus dem RDB

austritt und auf eine Wasservorlage trifft, so wird

der Strahl mit zunehmender Eintrittstiefe in die

Wasservorlage immer weiter aufgetrennt, bis

schliesslich nur noch Tropfen vorhanden sind. Dies

wird als «Jet-Breakup» bezeichnet und die dazu

benötigte Wassertiefe als «Jet-Breakup Length».

Die Analysen zeigen, dass wenn die Wasservorlage

mehr als 2 Meter tiefer als die Jet-Breakup Length

ist, keine signifikante Agglomeration von Schmelz-

partikeln zu erwarten ist. Diese Agglomeration ist

unerwünscht, da das Schüttbett dann schlech-

ter kühlbar ist. Der Einfluss der Überhitzung der

Schmelze auf die Streuung der Resultate ist deut-

lich geringer als der der Jet-Breakup Length. In der

sogenannten «Agglomeration Mode Map» wird

die Mächtigkeit der Wasservorlage, welche erfor-

derlich ist, um eine unerwünschte Agglomerati-

on von Schmelzpartikeln zu vermeiden, in Abhän-

gigkeit des Strahldurchmessers dargestellt. Im Be-

trachtungsjahr konnte eine erste Version dieser

Agglomeration Mode Map entwickelt werden. Mit

dem entwickelten DECOSIM (Debris Coolability Si-

mulator) Code wird die Ausbildung des Schütt-

bettes simuliert, wenn die Kernschmelze kontinu-

ierlich in die Wasservorlage fällt.

POMECO (Porous Media in- and ex-vessel

Coolability):

Zur Bestimmung, ob ein Schüttbett kühlbar ist,

wird der MEWA 2D Code (Universität Stuttgart)

eingesetzt. Ein Schüttbett ist kühlbar, wenn die im

Schüttbett durch die Nachwärme erzeugte Ener-

giedichte (in kW pro Kubikmeter Schüttbett) nicht

zu einer Austrocknung des Schüttbettes führt. Die-

se Kühlbarkeitsgrenze wird als Dryout Heat Flux

(DHF) bezeichnet. Zur Validierung des Codes wur-

den die ermittelten Daten aus den POMECO-HT-

Experimenten verwendet. Die in diesen Experi-

menten gemessenen DHFs liessen sich durch den

Code mit guter Genauigkeit (Differenzen kleiner

5%) vorhersagen. Die Forschungsresultate zeigen,

dass der DHF stark von der Schüttbettform abhän-

gig ist.

SERA (Steam Explosion Risk Assessment):

Mittels sogenannter Einzeltropfen-Experimenten

wird das Phänomen Dampfexplosion erforscht. Da-

bei werden Tropfen eines flüssigen Kernsimulati-

onsmaterials in eine Wasservorlage fallen gelassen

und die Reaktionen analysiert. Es wurden weitere

Experimente mit geringer Überhitzung (100 °C

über dem Schmelzpunkt) durchgeführt. Dabei be-

stätigte sich die Vermutung, dass die Material-

effekte (z.B. Mechanismen wie «mushy-phase»)

erst in diesem Überhitzungsbereich eine wesent-

liche Rolle spielen. Die Unterschiede zwischen eu-

tektischen und nicht-eutektischen Mischungen bei

der Erstarrung wurden mittels Analyse der durch

die Dampfexplosionen erzeugten Feinpartikel wei-

ter erforscht. Mit einem CFD-Rechenprogramm

(Computational Fluid Dynamics) wurde die Defor-

mation der Schmelztropfen simuliert. Die vorläu-

figen Resultate zeigen unter anderem die Bedeu-

tung der Eigenschaften der Schmelze auf die Vor-

konditionierung (Bedingungen für eine nachfol-

gende Dampfexplosion).

Bedeutung des Projekts,

Beitrag zur nuklearen Sicherheit

Das Projekt MWSI liefert Erkenntnisse zu den kom-

plexen Abläufen bei schweren Reaktorunfällen.

Je umfassender das Verständnis der Unfallphä-

nomene ist, desto präziser können diese model-

liert werden. Dadurch werden z.B. belastbarere

Risikoquantifizierungen in der Stufe 2 der Proba-

bilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) möglich. Sie

spielen beim Entscheid über technische Nachrüs-

tungen und auch bei der Optimierung von Unfall-

beherrschungsstrategien (SAMG) und der Not-

fallplanung eine wesentliche Rolle. So liefern die

Forschungsresultate beispielsweise Erkenntnisse

darüber, mit welchen Methoden und Erfolgsaus-

sichten die Kernschmelze vor oder nach einem Ver-

sagen des Reaktordruckbehälters gekühlt werden

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