Abstract

For the European Pressurized Water Reactor (EPR), developed in a French-German co-operation, delayed flooding of the voided core has been investigated for the loss-of-offsite power scenario at Forschungszentrum Karlsruhe (FZKA) at the Institute of Reactor Safety (IRS). In this scenario it is assumed that after 3.8 h the electric power can be reestablished to feed water into the reactor pressure vessel. Parameters of the investigation are time of water injection according to the peak core temperature between 1300K and 2300K and the number of available emergency core cooling systems. As state of the art tool, the severe fuel damage code SCDAP/RELAP5 mod 3.1 Rel. F (S/R5) was used. It includes improvements with respect to heat transfer modeling in the transition boiling regime, developed and validated at FZKA/IRS.

In all cases, core degradation could be stopped, however, cladding failure with subsequent melt relocation and debris formation was calculated for initiation temperatures above 1900K and low reflood rates.

From the calculations a typical value of the axial temperature profile in the core prior to reflood is depicted as 500-700 K/m. Heat-up rates during formation of oxidation profiles are less than 1 K/s at 1500 K. Reflood velocity in the upper third of the core varies between 0.5 and 1.0 cm/s. For steam cool-down the steam flow rate has an initial spike of more than 5 g/(s.rod) and a sustained value in the cool-down phase of 2-3 g/(s.rod) of saturated steam up to global cool-down to saturation temperature. The calculated maximum hydrogen production rates rank between 3 kg/s and 16 kg/s depending on scenario and reflood initiation temperature.

Rechnungen mit SCDAP/RELAP5 mod3.1 zum Wiederfluten des projektierten Europäischen Druckwasserreaktors

Kurzfassung

Für den europäischen Druckwasser Reaktor (EPR), der in deutsch-französischer Kooperation entwickelt wird, wurden am Forschungszentrum Karlsruhe (FZKA) im Institut für Reaktorsicherheit (IRS) Untersuchungen zum verspäteten Fluten nach anfänglichem, vollständigen Ausfall der Wechselstromversorgung durchgeführt. Es wurde unterstellt, daß ca. 3.8 h nach Ausfall der Stromversorgung diese wieder hergestellt werden kann und somit Wasser in den Reaktordruckbehälter eingespeist werden kann. Der Einspeisezeitpunkt wurde entsprechend der maximalen Kerntemperatur zwischen 1300 K und 2300 K variiert. Ferner wurde die Verfügbarkeit der Notkühlsysteme parametrisiert. Als adäquates Simulationsprogramm wurde SCDAP/RELAP5 mod3.1.F mit den Verbesserungen der Modellierung des Wärmeübergangs beim Fluten verwendet, die im FZKA/IRS entwickelt und validiert wurden.

In allen untersuchten Fällen konnte die Kernzerstörung gestoppt werden, jedoch wurde vor dem "Quenchen" bei anfänglichen Kerntemperaturen über 1900 K und niedrigen Flutraten Hüllrohrversagen mit nachfolgender Schmelzeverlagerung und Debris-Bildung berechnet.

Vor dem Flutbeginn wurde ein axiales Temperaturprofil im Kern von 500 -700 K/m sowie eine Aufheizgeschwindigkeit von weniger 1 K/s bei 1500K berechnet. Die Flutgeschwindigkeit im oberen Kerndrittel variiert zwischen 0.5 und 1.0 cm/s, die Dampfmassenströme werden dort, nach einem anfänglichen Spitzenwert von 5 g/(s.Stab), zu ca. 2-3 g/(s.Stab) berechnet. Die maximalen Wasserstoff Produktionsraten beim Fluten liegen zwischen 3 kg/s und 16 kg/s.