Abstract

In the Forschungszentrum Karlsruhe (FZK) the Institute for Reactor Safety (IRS) performed accident analyses for the European Pressurised Water Reactor (EPR) by plant calculations with SCDAP/RELAP5 mod 3.2 (S/R5) and RELAP5 (R5). The calculations were performed up to spring 2000 with an EPR agreed by to Siemens/KWU.

S/R5 calculations have been performed for a surge line rupture (SL), a loss-of-offsite power (LOOP), and a 46 cm² small break loss of coolant accident (SBLOCA). Furthermore, LOOP reflood calculations were performed at various core states varying between 1900 K and 2880 K peak core temperature.

Generally all calculations were performed up to contact of an in-core molten pool with the EPR specific heavy reflector. The code fails during relocation into the water-filled lower plenum. Actually, the simulation of the following accident phase, including estimation of fuel coolant interactions, is not possible with S/R5. The state of the corium in the molten pool as well as hydrogen source term have been calculated for various cases of the scenarios mentioned above.

Untersuchung der Schadensausbreitung im Reaktordruckbehälter für den Europäischen Druckwasserreaktor mit SCDAP/RELAP5 mod 3.2

Kurzfassung

Im Institut für Reaktorsicherheit (IRS) des Forschungszentrums Karlsruhe (FZK) wurden bis Frühjahr 2000 Unfallanalysen für den European Pressurised Water Reactor (EPR) mit SCDAP/ RELAP5 mod 3.2 und RELAP5 durchgeführt. Das EPR Inputdeck enthielte alle Anlagenverbesserungen entsprechend der Vorgaben von Siemens/KWU.

Mit S/R5 wurden Unfallanalysen für folgende Szenarien durchgeführt: Abriss der Druckhalterleitung (SL), Ausfall der Wechselstromnetze (LOOP), und kleines Leck (46cm² SBLOCA). Ferner wurden für das LOOP Szenario Rechnungen zum verzögerten Wiederfluten der Kernes durchgeführt, wobei der Flutzeitpunkt variiert wurde zwischen 1900 K und 2800 K Maximaler Kerntemperatur.

Im allgemeinen rechnete S/R5 bis zum Kontakt des Schmelzepools im Kern mit dem EPR spezifischen "Heavy reflector". Der Code versagt während der nachfolgenden Verlagerung in das wassergefüllte untere Plenum. Derzeit ist eine Simulation der dabei auftretenden Phänomene wie z.B. die Schmelze Wasser Wechselwirkung mit SCDAP/RELAP5 nicht möglich. Daher wurden die Rechnungen nicht weitergeführt. Es wurden der Zustand der Coriums im Kern, die Temperaturen der Einbauten der Reaktordruckbehälters und der Wasserstoffquellterm für verschieden Fälle der o.g. Szenarien berechnet.