Published March 1997 | Version v1
Report Metadata-only

Assessment of uncertainties in the analysis of molten core-concrete interaction using the WECHSL code

Creators

Description

Accident sequences result in a broad variation of the initial conditions at the time of RPV failure. Additionally, there are uncertainties in the knowledge of the properties of corium melts, among others the viscosity, the solidus-liquidus temperatures, and the thermal conductivity of the ex-vessel oxide melts. Therefore, the initial conditions for the MCCI analysis are not very well known. The uncertainties consist in variations of - the time of RPV failure; - the initial melt temperature; - the initial mass and melt compositions; - the melt configuration (possibility of segregation of metal and oxide melts instead of homogeneous mixing); - the rates of melts slumping from the RPV. A PWR core melt accident scenario is used as the reference case to assess the uncertainties in WECHSL MCCI calculations which are caused by the variations mentioned above. (orig.)

Availability note (English)

Available from FIZ Karlsruhe.

Abstract (German)

Verschiedene Unfallszenarien fuehren zu unterschiedlichen Anfangsbedingungen, die zum Zeitpunkt des RDB-Versagens herrschen werden. Eine zusaetzliche Quelle von Unsicherheiten besteht in der unzureichenden Kenntnis von physikalischen Eigenschaften von Ex-vessel-Schmelzen, wie z.B. der Viskositaet, der Solidus- und Liquidustemperatur und der Waermeleitzahl. Aus diesen Gruenden sind alle Annahmen, die fuer Analysen von schweren Reaktorunfaellen gemacht werden, mit Unsicherheiten behaftet. Diese Unsicherheiten beziehen sich auf: - Den Zeitpunkt des RDB-Versagens; - die Anfangstemperatur der Kernschmelze; - die Anfangsmassen und deren Zusammensetzung; - die Form der Schmelze (Metall und Oxid getrennt oder homogen vermischt); - die Austrittsraten der Schmelze aus dem RDB. Ein DWR-Unfallszenario diente als Ausgangsbasis, um die Auswirkungen der obengenannten Unsicherheiten auf die WECHSL-Ergebnisse zu untersuchen. (orig.)

Additional details

Publishing Information

Imprint Pagination
52 p.
ISSN
0947-8620
Report number
FZKA--5710

INIS

Country of Publication
Germany
Country of Input or Organization
Germany
INIS RN
28061910
Subject category
S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
Resource subtype / Literary indicator
Non-conventional Literature
Descriptors DEI
BWR TYPE REACTORS; COMPUTER CALCULATIONS; CONCRETES; CORIUM; MELTDOWN; PWR TYPE REACTORS; REACTOR SAFETY EXPERIMENTS; RISK ASSESSMENT; THERMAL CONDUCTIVITY; VISCOSITY
Descriptors DEC
ACCIDENTS; BUILDING MATERIALS; ENRICHED URANIUM REACTORS; MATERIALS; PHYSICAL PROPERTIES; POWER REACTORS; REACTOR ACCIDENTS; REACTORS; THERMAL REACTORS; THERMODYNAMIC PROPERTIES; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS