Abstracts

Der Fukushima-Unfall hat gezeigt, dass weitere Verbesserungen des Handbuchs fr Mitigative Notfallschutzmanahmen (SAMGs) notwendig sind. Dafr ist es erforderlich, eine umfangreiche Datenbank von Risiko-relevanten Szenarien unter Einsatz deterministischer Analysen basierend auf dem Stand von Wissenschaft und Technik zu generieren.In Rahmen dieser Doktorarbeit wird das Strfallcode ASTEC verifiziert und zur Optimierung und Entwicklung verschiedener Notfallschutzmanahmen (SAM) fr eine Deutsche Reaktoranlage-Anlage unter Bercksichtigung der aus dem Fukushima-Unfall abgeleiteten Lehren eingesetzt. Zu diesem Zweck werden die physikalischen Modelle der Frhphase eines schweren Unfalls von ASTECV2.0 anhand vom QUENCH-08 Versuch validiert, wobei einen beheizten Kern mit gesttigtem Wasserdampfgeflutet wird. Der Vergleich zwischen den gerechneten und experimentellen Ergebnissenhat zeigt, dass ASTECV2.0 alle wichtigen Phnomenewie z.B. Oxidation, Konvektions-, und Strahlungswrme vom QUENCH-08 Versuch mit guten Genauigkeit beschreiben kann. Daher liegen die berechneten Oxidationsprofile und diefreigesetzte Wasserstoffs-Menge nah an den Messdaten. Allerdings wird die Steigerung der Temperaturen whrend der Flutphase vom ASTEC unterschtzt. Ursachen fr diese Unterschtzung sind u.a. die niedrigen, radialen Temperaturgradientensowie die Wrmebertragung ber den aktivenTeil des Bndels. Mit dem validierten ASTECV2.0 Code wurde die Wirksamkeit verschiedenerSAM-Manahmenfr unterschiedliche SA-Sequenzen der Konvoi DWR-Anlage wie z.B. primr- und sekundrseitige Druckentlastung und/oder Wassereinspeisung in den Sekundr-, oder Primrkreislauf umfassend untersucht. Zu den ausgewhlten SA-Strfallszenarien gehren u.a. den mittleren und kleinen Bruch im Primrkreislauf (MBLOCA und SBLOCA) sowie der Ausfall der Drehstromversorgung (SBO). Unter Bercksichtigung der zahlreichen durchgefhrten ASTEC-Analysen der genannten Szenarien haben sich folgende Notfallschutzmanahmen als vielversprechenden und sehr wirksam zur Verzgerung oder Verhinderung des Reaktordruckbehlter (RPV)-Versagens herauskristallisiert: 1) Sekundrseitige Druckentlastung und Dampferzeugerbespeisung mit mehr als 15 kg/s durchgefhrt bevor die berschreitung der Kernaustrittstemperatur (CET) von 400 C erreicht wurde um Kernschmelze zu vermeiden (gem SBO). 2) Primrseitige Druckentlastung durchgefhrt beim Erreichen der Kernaustrittstemperatur (CET) von 400 C oder mit einer maximalen Versptung von20-30 min, um Kernschmelze und RPV-Versagen zu verzgern (gem SBLOCA und SBO). 3) Kernfluten beim berschreitung der CET>650 Cmit mehr als 20 kg/s Einspeiserate, um erhebliche Kernschmelze zu vermeiden (gem MBLOCA, SBLOCA und SBO). 4) Falls eine externe Bespeisung in den Primrkreislauf z.B. mit mobilen Pumpen bercksichtig wird, muss der Einsatz einerHochdruckmobilpumpe (>50 bar) in der darauf folgenden Stunde nach dem Verlust des ACserfolgen, damit das Fluten kurz nach dem Erreichen der CET=650 C erfolgen kannAdvisors/Committee Members: Stieglitz, R. (advisor).