Influence of multidimensionality and interfacial friction on the coolability of fragmented corium

Abstract

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.

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.