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.
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
