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Hinweis zum Urheberrecht
Dissertation zugänglich unter
URN: urn:nbn:de:bsz:93-opus-20998
URL: http://elib.uni-stuttgart.de/opus/volltexte/2004/2099/
Influence of Multidimensionality and Interfacial Friction on the Coolability of Fragmented Corium
Einfluß von Mehrdimensionalität und Interphasenreibung auf die Kühlbarkeit von fragmentiertem Corium
Schmidt, Werner
pdf-Format:
Dokument 1.pdf (4.043 KB)
SWD-Schlagwörter:
Kernreaktor, Störfall
Freie Schlagwörter (Deutsch):
Kühlbarkeit , Partikelschüttung , Interphasenreibung
Freie Schlagwörter (Englisch):
coolability , particulate debris , interfacial friction
Institut:
Institut für Kernenergetik und Energiesysteme
Fakultät:
Fakultät Konstruktions-, Produktions- und Fahrzeugtechnik
DDC-Sachgruppe:
Ingenieurwissenschaften und Maschinenbau
Dokumentart:
Dissertation
Schriftenreihe:
IKE (Institut für Kernenergetik . Bericht)
Bandnummer:
2-149
Hauptberichter:
Lohnert, Günter (Prof. PhD)
Sprache:
Englisch
Tag der mündlichen Prüfung:
07.05.2004
Erstellungsjahr:
2004
Publikationsdatum:
21.12.2004
Kurzfassung auf Englisch:
After the shutdown of a nuclear power plant continued decay heat is released
from the reactor core. To avoid environmental pollution, even during a very
unlikely severe accident with failure of all cooling devices, the nuclear
material has to be retained in the reactor containment. Due to the decay heat
and a missing heat sink the core may dry out, and subsequently heat up and
melt. This core melt, called "corium", is a mixture of nuclear fuel,
cladding and structure material. It will flow downwards, and, after some
temporary configurations, pour down into the lower plenum of the reactor
pressure vessel. Here the corium jet gets in contact with residual coolant
water, and break up into fine fragments, that settle down as particulate
debris bed. If the reactor pit is flooded, a similar configuration may also
arise after vessel failure in the containment.
To achieve a stable cooled state enclosing the contaminated material, the
decay heat of the corium has to be removed. Due to the magnitude of the
internal power, and the non-availability of active cooling components, this
heat can only be removed by evaporation of cooling liquid. The produced vapour
escapes from the bed through the upper surface. To establish a steady cooled
state, the evaporated water has to be replaced by a coolant inflow driven by
gravity. Thus, a two phase flow of liquid water and steam establishes inside
the particulate debris and determines the coolability.
The central aim of this work is to present a model for the calculation of the
amount of heat that can be removed by this mechanism. As will be shown, this
depends mainly on the friction laws and the geometric configuration of the
particle bed. Especially the friction laws, with main emphasis on the
interfacial drag between the steam and the water, are regarded in detail. For
reactor typical configurations it will be shown, that the coolability is
significantly increased in realistic multidimensional geometries, compared to
commonly used 1D considerations. This increased coolability potential is due
to preferred flow paths of the water.
Kurzfassung auf Deutsch:
Nach dem Abschalten eines Kernreaktors wird weiterhin Wärme freigesetzt.
Diese Nachzerfallsleistung entsteht durch radioaktive Zerfälle in den
Spaltprodukten und beträgt etwa 1 % der thermischen Reaktorleistung. Bei
einem Leicht Wasser Reaktor wird sie im regulären Zustand durch die
Nachkühlsysteme aus dem Reaktorkern abgeführt. Im sehr
unwahrscheinlichen Fall eines schweren Störfalls, mit Ausfall aller Nach-
und Notkühlsysteme, ist diese Wärmeabfuhr nicht mehr möglich. Das
Kühlwasser im Reaktorkern verdampft, und der nun trocken gelegte Kern
heizt sich bis zum Aufschmelzen auf. Diese Schmelze, Corium genannt, ist eine
Mischung aus Kernbrennstoff, Hüllrohr- und Strukturmaterialien und verlagert
sich zum Unteren Plenum des Reaktordruckbehälters. Hier kommt der
Schmelzestrahl in direkten Kontakt mit dem Restwasser im Druckbehälter, und
fragmentiert zu Tropfen, die wiedererstarren und sich im unteren Plenum als
Schüttung ansammeln. Wenn der Sicherheitsbehälter mit Wasser geflutet ist,
führt ein analoger Prozess auch nach Versagen des Reaktordruckbehälters zu
einer Schüttungskonfiguration in der Reaktorgrube.
Das zentrale Ziel aller Sicherheitsuntersuchungen ist es, kontaminiertes
Material einzuschliessen. Daher ist die Kühlbarkeit von solchen
Partikelschüttungen aus fragmentiertem Corium eine zentrale Fragestellung.
Um gekühlte stationäre Zustände zu erreichen, muss die
Nachzerfallsleistung abgeführt werden. Aufgrund der grossen
Wärmeleistung und der Nichtverfühgbarkeit aktiver Komponenten, wie z.B.
Pumpen, kann die Leistung nur durch verdampfen von Kühlwasser abgeführt
werden. Der dabei entstehende Dampf entweicht über den oberen Rand der
Schüttung. Zum Erreichen eines stationären Zustands ist es daher
notwendig, dass das verdampfte Wasser durch einen von der Gewichtskraft
getriebenen Zustrom ersetzt wird. Die sich dabei einstellende zwei-Phasen
Strömung von Wasser und Dampf bestimmt die Kühlbarkeit der
Partikelschüttung.
Im Rahmen dieser Arbeit wird das Kühlungspotential solcher
Partikelschüttungen für reaktortypische Konfigurationen untersucht.
Hierbei sind die Reibungsformulierungen für die zwei-Phasen Strömung von
zentraler Bedeutung. Im Besonderen wird die Notwendigkeit einer expliziten
Berücksichtigung der Interphasenreibung zwischen Wasser und Dampf
aufgezeigt. Basierend auf den Reibungsformulierungen wird dann für
realistische mehrdimensionale Konfigurationen die globale Kühlbarkeit
untersucht. Hier zeigt sich ein erheblich verbessertes Kühlungspotential
gegenüber üblicherweise betrachteten 1D Konfigurationen. Diese
verbesserte Kühlbarkeit ergibt sich aufgrund von Querströmungen über
bevorzugte Wasserpfade.