(GRS 473) Thermohydraulisches Verhalten und Komponentenverhalten eines DWR bei ausgewähltem Kernschmelzszenarium infolge Station Blackout (SBO)

Internationale Untersuchungen zeigen, dass während HD-Kernschmelzsequenzen im Druckwasserreaktor (DWR) mit freigelegtem Kern, geschlossenem Primärkreis (Druckhalter(DH)-Abblaseventil und -Sicherheitsventile geschlossen) sowie einem durch Wasser isolierten Pumpenbogen sich eine freie Zirkulationsströmung von einem Wasserdampf/Gasgemisch innerhalb des Dampferzeugers der DH-Kühlmittelschleife einstellt, wodurch unterschiedliche thermische Belastungen der Heizrohre im Dampferzeuger auftreten. Dadurch werden einzelne Heizrohre in bestimmten Bereichen des Heizrohrbündels höher thermisch belastet, was ein früheres Versagen dieser Heizrohre durch Kriechversagen zur Folge haben kann.
„ANSYS-CFD“-Analysen wurden für einen generischen deutschen DWR durchgeführt, um das Ausmaß der freien Zirkulationsströmung bei dem konstruktiven Loop-Design und den zu berücksichtigenden Randbedingungen darzustellen. Ferner wurde die maximal zu unterstellende thermische Belastung der Heizrohre quantifiziert. Die Anfangs- und Randbedingungen der CFD-Analysen wurden durch ATHLET-CD/COCOSYS-Analysen eines HD-Kernschmelzunfalles bestimmt.
Die CFD-Analysen zeigen, dass sich die Zirkulationsströmung in der Kühlmittelschleife ausbildet, so dass es im heißen Strang zu einer Gegenströmung eines heißen und kälteren Wasserdampf/Gas-Gemisches sowie einer Vermischung in der Eintrittskammer des Dampferzeugers kommt. In der Eintrittskammer strömt heißes Gas in Richtung Austrittskammer und kälteres Gas strömt zurück in die Eintrittskammer. Die Bewertung der Ergebnisse zeigt, dass einige Heizrohre stärker thermisch belastet werden als andere (maximale Gastemperatur ist das 1,15-fache von der mittleren Temperatur des in die Heizrohre einströmenden Gases), dass das zyklische Abblasen über das DH-Sicherheitsventil nur einen geringe Auswirkung auf die Strömungsverhältnisse und thermische Belastung der Heizrohre hat und dass eine Neubewertung der bisherigen Annahmen der PSA Stufe 2 hinsichtlich des Kriechversagens der Komponenten heißer Strang, Volumenausgleichsleitung und DE-Heizrohre bei HD-Kernschmelzabläufen nicht notwendig ist.