Im Karlsruher Institut für Technologie ist die Leichtwasserreaktor(LWR)-Sicherheit seit mehreren Jahren ein Schwerpunktthema des NUKLEAR -Programms. Die Gruppe Nukleare Sicherheitsforschung befasst sich mit der Untersuchung von sicherheitsrelevanten Störfallszenarien von Leichtwasserreaktoren. Dabei steht im Vordergrund der Interessen die Quantifizierung der Phänomene, die sich sowohl während der Auslegungsstörfälle (Temperaturen unterhalb von 1200 °C) als auch bei postulierten auslegungsüberschreitenden Unfallabläufen (Temperaturen über 1200 °C) entwickeln können.
Zentrale Fragen bei der Beschreibung von schweren Störfällen unter anderem sind:
- wann und wie beginnt der Reaktorkern seine ursprüngliche Geometrie als Folge der steigenden Temperaturen zu verlieren,
- wann kommt es zur Verlagerung von festen und geschmolzenen Kernmaterialien im unteren Teil des Reaktordruckbehälters,
- wie viel Wasserstoff entsteht infolge der Oxidation der Kernmaterialien durch Wasserdampf und wie wird die Wasserstoff-Bildungsrate durch die fortschreitende Kernzerstörung beeinflusst,
- wie kann ein teilweise blockierter Reaktorkern durch Wassereinspeisung gekühlt werden. Im Hinblick auf die rechtzeitige Beendigung eines schweren Reaktorstörfalls ist das Fluten des überhitzten Reaktorkerns mit Wasser eine der wichtigsten Schutzmaßnahmen. Bei diesem Vorgang kann es zu heftigen exothermen chemischen Reaktionen zwischen dem entstehenden Wasserdampf und den Brennelementhüllrohren (verschiedene Zr-Legierungen), zur Temperatureskalation und zur Bildung von großen Mengen Wasserstoff kommen.
Es ist wichtig, den so genannten Wasserstoffquellterm, also Erzeugungsrate und Gesamtmenge, zu kennen. Dieser wird in der elektrisch beheizten QUENCH -Versuchsanlage, die 1997 in Betrieb genommen wurde, unter verschiedenen Versuchsbedingungen für DWR- SWR- und WWER- Brennelemente mit 21 bis 31 ca. 2,5 m langen Brennstabsimulatoren ermittelt. Ein beheizter Brennstabsimulator besteht aus dem zu untersuchenden Hüllrohr, den ringförmigen ZrO2-Pellets (dessen Wärmeeigenschaften ähnlich wie bei UO2-Pellets sind) und dem zentralen Wolframheizer. Der zentrale unbeheizte Stabsimulator kann durch einen Neutronenabsorberstab ersetzt werden, was den Einfluss der eutektischen Wechselwirkungen zwischen Absorber- und Konstruktionsmaterialien ermöglicht.
Es wurde festgestellt, dass folgende Phänomene eine entscheidende Rolle für die erhöhte Freisetzungsrate des Wasserstoffs spielen:
Weitere Phänomene, die bedingt durch Lufteinbruch oder Bildung und Kühlung des Schüttbetts des zerfallenden Bündels auftreten, werden im Rahmen der internationalen Projekte LACOMECO , SARNET-2 , NUGENIA und F UMAC (IAEA) bearbeitet.
Wegen den höheren Abbrandstufen bei modernen Kernreaktoren und Verwendung neu entwickelter Hüllrohre soll die Absicherung von Notkühl-Kriterien für Auslegungsstörfälle geprüft werden. In der Gutachtenspraxis gilt derzeit die Kühlbarkeit des Reaktorkerns bei einem LOCA-Auslegungsstörfall als nachgewiesen, wenn die Restduktilität durch Versprödungskriterien nachgewiesen werden kann. Die Restduktilität kann aber wegen einer sekundären Hydrierung nach Bersten des Stabs unter bestimmten Bedingungen verloren gehen. Anstelle der Beurteilung einer Restduktilität könnte künftig die Beurteilung der Bruchfestigkeit treten, wenn eine solche Bruchfestigkeit als Funktion von Oxidationsgrad (ECR%) und Hydrierungsgrad (ppm H) bekannt wäre. Um diese Abhängigkeiten zu finden, wurde das QUENCH-LOCA -Programm initiiert.
Die Gruppe besitzt zwei Computer-Codes, die für Voraus- und Nachrechnungen aller Versuche benutzt werden:
- mechanistischer Code SFPR/SVECHA für Einzelstabrechnungen,
- Integralcode ASTEC für Bündelversuche.
Beteiligte Mitarbeiter:
Jutta Laier, Jürgen Moch, Dr. Heinrich Muscher, DI Ursula Peters, Dr. Anton Pshenichnikov, DI Conrado Rössger, Dr. Juri Stuckert.
Fragen zu diesen Themen richten Sie bitte an Herrn Dr. Juri Stuckert.
