Umfassende Sicherheitsanalysen von Stör- und Unfallabläufen in Kernkraftwerken erfordern Rechenprogramme, die unter Berücksichtigung des aktuellen Standes von Wissenschaft & Technik eine möglichst realitätsnahe und verlässliche Simulation der Abläufe und der sich einstellenden Zustände in der Anlage erlauben. Zielsetzung des aktuellen Vorhabens ist es, den GRS-Systemcode COCOSYS ('Containment Code System') und den deutsch-französischen Integralcode ASTEC ('Accident Source Term Evaluation Code') weiter zu validieren, aktuelle Versuchsprogramme (hier insbesondere die THAI-Anlage bei Becker Technologies GmbH) zu begleiten sowie die Anwendbarkeit der Simulationskette ATHLET-CD ('Analysis of Thermal-hydraulics of Leaks and Transients-Core Degradation') für Kern und Kühlkreislauf und COCOSYS für das Containment auch für die Phase nach Reaktordruckbehälter(RDB)-Versagen zu verifizieren.
Die folgenden Arbeiten werden durchgeführt: Validierung von weiterentwickelten und neuen COCOSYS-Modellen sowie die Begleitung von Experimenten (AP1). Im Mittelpunkt steht dabei die aktuelle COCOSYS-Entwicklung zur Umstrukturierung des Moduls für das Aerosol- und Spaltproduktverhalten (AFP - 'Aerosol and Fission Product Module'). Verifizierung von COCOSYS durch Anlagenrechnungen (AP2). Die Arbeiten beinhalten die Analyse der vollständigen Simulationskette mittels gekoppelter ATHLET-CD und COCOSYS Rechnungen, einschließlich der Phase nach RDB-Versagen. Weitere Arbeitspunkte betreffen Sensitivitäts- und Unsicherheitsanalysen mit COCOSYS (AP3). Darin wird die GRS-Methode mittels des Programms SUSA auf die COCOSYS Module für die Jod- und Aerosolmodellierung sowie die Schmelze-Beton-Wechselwirkung nach RDB-Versagen angewendet. AP4 beinhaltet internationale Aktivitäten. Dazu zählen insbesondere die Begleitung experimenteller Programme der OECD/NEA (THAI -'Thermal-hydraulics, Hydrogen, Aerosols, and Iodine', BIP -'Behaviour of Iodine Project', STEM -'Source Term Evaluation and Mitigation') sowie die Fortführung der Beteiligung am laufenden EU-Vorhaben CESAM (Code for European Severe Accident Management'), das zudem von der GRS auch koordiniert wird. Der AP 5 beinhaltet im Sinne einer Validierung die regelmäßige Durchführung des Regressionstestens und exemplarischer Anwendungsrechnungen zur Sicherstellung konsistenter Ergebnisse und Vermeidung unerwünschter Seiteneffekte bei bereits getesteten Teilen von COCOSYS. Die Qualitätssicherung wir in AP6 sichergestellt. Dazu zählen neben dem User Support z. B. durch Organisation von Workshops auch die Dokumentation sowie deren Aktualisierung. Hier sind Benutzer-Handbücher, Referenz-Handbücher sowie Nutzer-Empfehlungen zu nennen.
Im Falle einer Leckage im Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors (sog. Kühlmittelverlust-Störfall KMV) gelangen große Mengen des borsäurehaltigen Kühlmittels in das Containment des Kernkraftwerks. Hierbei kann es bei den verschiedenen feuerverzinkten Einbauten zur Zinkkorrosion unter Bildung wasserlöslicher Zinkborate kommen. Beim Management eines solchen Störfalles käme es nach der Schnellabschaltung des Reaktors und dem Anlaufen verschiedener Notkühlsysteme nach einigen Stunden zum sogenannten Sumpfumwälzbetrieb, einer Situation, bei der diese wässrigen Lösungen im Containment zur weiteren Aufrechterhaltung der Kernkühlung wieder mit in den Primärkreislauf zurückgepumpt werden.
Da die Wasserlöslichkeit der gebildeten Zinkborate bei höheren Temperaturen abnimmt, besteht hierbei nun die Möglichkeit, dass diese dann an Heißstellen der Kernbereiche aus den Kühlmittellösungen ausfallen und sich unter Umständen schichtbildend dort ablagern könnten, was zu Beeinträchtigungen der weiteren Kernkühlung in dieser Spätphase eines KMV führen könnte.
Zielstellung:
Eine Hauptaufgabe des Vorhabens ist es, die Vorgänge, welche sich im Falle eines KMV (Druckwasserreaktor) hinsichtlich der Zinkkorrosion im Containment sowie der später möglichen Zinkboratabscheidung an Heißstellen im Kernbereich ablaufen, im kleinen Maßstab (Laboranlage) unter störfallnahen Randbedingungen nachzubilden.
Dabei sollen besonders die hierbei stattfindenden chemischen und physikalischen Vorgänge im Einzelnen untersucht werden. Die hierbei erhaltenen Ergebnisse sollen dabei helfen, das Risikopotential einer solchen Beeinträchtigung der Kernkühlung in der Spätphase eines KMV besser einschätzen zu können und ggf. auch geeignete Strategien und Konzepte zu entwickeln, wie solche potentiellen Risiken zu vermeiden sind.
Analoge Versuche im größeren, halbtechnischen Maßstab mit den zugehörigen Untersuchungen und Auswertungen werden beim Projektpartner Hochschule Zittau-Görlitz durchgeführt.
Im Falle eines Kühlmittelverluststörfalls (KMV) hat durch Korrosion im Kühlmittel freigesetztes Zink das Potenzial, bis in den Reaktorkern zu gelangen und sich in den Heißkanälen in feste Korrosionsprodukte umzuwandeln. Generische Experimente wiesen u.a. eine mögliche Gefährdung der Nachwärmeabfuhr durch diese Produkte nach, welche sich zum Teil schichtbildend an Heißstellen anlagern. Im geplanten Vorhaben wird diese Problematik im Sinne sicherheitsrelevanter Fragestellungen auf in einer realen Druckwasserreaktor-Anlage (DWR) anzunehmende Leckgrößen und Nachkühlbedingungen sowie damit verbundene thermohydraulische Randbedingungen im Sicherheitsbehälter (SHB) und Reaktorkern bezogen. Hierfür sind einerseits aus den Erfahrungen vorhandener analytischer und experimenteller Untersuchungen bezüglich KMV in DWR und andererseits durch ergänzende thermohydraulische Simulationsrechnungen solche Zustände und Bedingungen abgrenzend zu ermitteln, bei der eine mögliche Gefährdung der Kernkühlung aus Sicht vorhandener Erkenntnisse zu den physikochemischen Effekten eintreten könnte. Die quantitative Analyse der Versuchsdaten zum zeitlichen Ablauf des Quelle-Senke-Mechanismus der Zinkkorrosion und der Umwandlung des gelösten Zinks in feste Produkte unter realen Störfallbedingungen stellt dabei auf Grund der Komplexität und der gegebenen Rückwirkungen eine Herausforderung dar. Die Arbeiten werden in Kooperation der Hochschule Zittau/Görlitz und der TU Dresden über eine Projektlaufzeit von 36 Monaten realisiert. Es werden jährliche Workshops zum aktuellen Projektstand durchgeführt. Das Vorhaben wird von einer Monitoring Group, bestehend aus Repräsentanten der Forschungsbetreuung des Projektträgers, Gutachtern, Herstellern und Anlagenbetreibern fachlich begleitet und ist in die nukleare Sicherheitsforschung eingeordnet.
Die Sicherheit von Kernkraftwerken kann durch Ereignisse erheblich beeinflusst werden, bei denen aufgrund einer gemeinsamen Ursache Nicht-Verfügbarkeiten von mehreren Komponenten (GVA) auftreten. Probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) moderner Kernkraftwerke haben gezeigt, dass die Wahrscheinlichkeiten für Ausfälle von Systemfunktionen (z. B. zur Notkühlung, zur Notstromversorgung oder zur Frischdampfabgabe) überwiegend durch die Wahrscheinlichkeiten für GVA von zueinander redundanten Komponenten dominiert werden. Die Betriebserfahrung hat darüber hinaus gezeigt, dass auch System- und Komponentenart-übergreifende GVA auftreten können. Da zur Modellierung solcher übergreifender GVA zurzeit allerdings keine Methode zur Verfügung steht, sollen Methoden zur quantitativen Berücksichtigung von übergreifenden GVA entwickelt werden, um so die Aussagekraft und Belastbarkeit von PSA von Kernkraftwerken weiter zu verbessern.