In-vessel melt-water interaction caused by the failure of the crust above the core support plate under molten pool. Pt. 1. Choice of the solution method
Description
The first part of this work describes a methodology used to estimate the risk of melt water interaction for in-vessel scenarios. After presenting the available information for the admissible mechanical upper head impact energy and for the available thermal energy for the EPR several inherent limitations are discussed for transferring the available thermal energy into mechanical energy and to transport it up to the upper head. Finally a strategy is elaborated to apply the state of the art melt-water interaction analysis using the IVA5 computer code and, in addition, to estimate the maximum energy which can be transferred into mechanical energy. The strategy elaborated in Part 1 will then be applied in Part 2 for practical estimation of the risk of 4 selected scenarios for in-vessel meltwater interaction. (orig.)
Abstract (German)
Im ersten Teil dieser Arbeit wird eine Methodik zur Abschaetzung des Risikos der Schmelze-Wasser-Wechselwirkung fuer In-Vessel-Szenarien beschrieben. Zuerst wird die vorhandene Information fuer die erlaubte mechanische Energie, die vom Reaktordeckel abgetragen werden kann und fuer die verfuegbare thermische Energie fuer den Europaeischen Druckwasserreaktor dargestellt. Danach wird eine Vielzahl von inhaerenten Begrenzungen fuer die Umwandlung der vorhandenen thermischen in mechanische Energie und deren Transport zum Reaktordeckel diskutiert. Abschliessend wird eine Strategie entwickelt, um den heutigen Kenntnisstand bei der Schmelze-Wasser-Wechselwirkungsanalyse zu nutzen. Dazu wird das Computerprogramm IVA5 eingesetzt und mit einer zusaetzlichen Abschaetzung der maximalen Energie, die in mechanische Energie umgewandelt werden kann, kombiniert. Die in Teil 1 entwickelte Strategie wird dann in Teil 2 angewandt. (orig.)Additional details
Publishing Information
- Journal Title
- Kerntechnik (1968)
- Journal Volume
- 64
- Journal Issue
- 4
- Journal Page Range
- p. 209-215
- ISSN
- 0932-3902
- CODEN
- KERTAA
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 30055307
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- FUEL RACKS; I CODES; IMPACT STRENGTH; MELTDOWN; PRESSURE VESSELS; PWR TYPE REACTORS; REACTOR VESSELS; RISK ASSESSMENT; WATER
- Descriptors DEC
- ACCIDENTS; COMPUTER CODES; CONTAINERS; ENRICHED URANIUM REACTORS; HYDROGEN COMPOUNDS; MECHANICAL PROPERTIES; MECHANICAL STRUCTURES; OXYGEN COMPOUNDS; POWER REACTORS; REACTOR ACCIDENTS; REACTORS; SUPPORTS; THERMAL REACTORS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 53 refs.