Reflood calculations for the projected European Pressurized Water Reactor using SCDAP/RELAP5 mod3.1

Fuer den europaeischen Druckwasser Reaktor (EPR), der in deutsch-franzoesischer Kooperation entwickelt wird, wurden am Forschungszentrum Karlsruhe (FZKA) im Institut fuer Reaktorsicherheit (IRS) Untersuchungen zum verspaeteten Fluten nach anfaenglichem, vollstaendigen Ausfall der Wechselstromversorgung durchgefuehrt. Es wurde unterstellt, dass ca. 3.8 h nach Ausfall der Stromversorgung diese wieder hergestellt werden kann und somit Wasser in den Reaktordruckbehaelter eingespeist werden kann. Der Einspeisezeitpunkt wurde entsprechend der maximalen Kerntemperatur zwischen 1300 K und 2300 K variiert. Ferner wurde die Verfuegbarkeit der Notkuehlsysteme parametrisiert. Als adaequates Simulationsprogramm wurde SCDAP/RELAP5 mod3.1.F mit den Verbesserungen der Modellierung des Waermeuebergangs beim Fluten verwendet, die im FZKA/IRS entwickelt und validiert wurden. In allen untersuchten Faellen konnte die Kernzerstoerung gestoppt werden, jedoch wurde vor dem 'Quenchen' bei anfaenglichen Kerntemperaturen ueber 1900 K und niedrigen Flutraten Huellrohrversagen mit nachfolgender Schmelzeverlagerung und Debris-Bildung berechnet. Vor dem Flutbeginn wurde ein axiales Temperaturprofil im Kern von 500-700 K/m sowie eine Aufheizgeschwindigkeit von weniger 1 K/s bei 1500 K berechnet. Die Flutgeschwindigkeit im oberen Kerndrittel variiert zwischen 0.5 und 1.0 cm/s, die Dampfmassenstroeme werden dort, nach einem anfaenglichen Spitzenwert von 5 g/(s. Stab), zu ca. 2-3 g/(s. Stab) berechnet. Die maximalen Wasserstoff Produktionsraten beim Fluten liegen zwischen 3 kg/s und 16 kg/s. (orig.)For the European Pressurized Water Reactor (EPR), developed in a French-German co-operation, delayed flooding of the voided core has been investigated for the loss-of-offsite power scenario at Forschungszentrum Karlsruhe (FZKA) at the Institute of Reactor Safety (IRS). In this scenario it is assumed that after 3.8 h the electric power can be reestablished to feed water into the reactor pressure vessel. Parameters of the investigation are time of water injection according to the peak core temperature between 1300 K and 2300 K and the number of available emergency core cooling systems. As state of the art tool, the severe fuel damage code SCDAP/RELAP5 mod 3.1 Rel. F (S/R5) was used. It includes improvements with respect to heat transfer modeling in the transition boiling regime, developed and validated at FZKA/IRS. In all cases, core degradation could be stopped, however, cladding failure with subsequent melt relocation and debris formation was calculated for initiation temperatures above 1900 K and low reflood rates. From the calculations a typical value of the axial temperature profile in the core prior to reflood is depicted as 500-700 K/m. Heat-up rates during formation of oxidation profiles are less than 1 K/s at 1500 K. Reflood velocity in the upper third of the core varies between 0.5 and 1.0 cm/s. For steam cool-down the steam flow rate has an initial spike of more than 5 g/(s. rod) and a sustained value in the cool-down phase of 2-3 g/(s. rod) of saturated steam up to global cooldown to saturation temperature. The calcualted maximum hydrogen production rates rank between 3 kg/s and 16 kg/s depending on scenario and reflood initiation temperature. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(6299) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman