Dose rate in a PWR-containment in consequence of a core melt accident

Chan, Hsiao-Wei; Allelein, Hans-Josef; Cheng, Xu; Lauster, Michael

doi:39072

Dose rate in a PWR-containment in consequence of a core melt accident = Dosisleistung in einem DWR-Sicherheitsbehälter in Folge eines Kernschmelzunfalls

Chan, Hsiao-Wei

2019 & 2020

Verantwortlichkeitsangabevorgelegt von Hsiao-Wei Chan

ImpressumAachen 2019

Umfang1 Online-Ressource (XX, 220 Seiten) : Illustrationen, Diagramme

Dissertation, Rheinisch-Westfälische Technische Hochschule Aachen, 2019

Veröffentlicht auf dem Publikationsserver der RWTH Aachen University

Genehmigende Fakultät
Fak04

Hauptberichter/Gutachter
Allelein, Hans-Josef (Thesis advisor)^RWTH* ; Cheng, Xu (Thesis advisor) ; Lauster, Michael (Thesis advisor)^RWTH*

Tag der mündlichen Prüfung/Habilitation
2019-04-04

Online
DOI: 10.18154/RWTH-2020-02522
URL: https://publications.rwth-aachen.de/record/783468/files/783468.pdf

Einrichtungen

Inhaltliche Beschreibung (Schlagwörter)
PWR (frei) ; TMI (frei) ; containment (frei) ; dose rate (frei) ; source term (frei)

Thematische Einordnung (Klassifikation)
DDC: 620

Kurzfassung
Die derzeit verfügbaren, belastbaren Analysen zum radioaktiven Quellterm in einem Kernkraftwerk basieren auf sogenannten Lumped Parameter Programmsystemen, mit denen gekoppelte Rechnungen zu Thermo-hydraulik sowie Aerosoltransport und -ablagerung durchgeführt wurden. In einer daran ausschließenden Rechnung kann mit einem Rechenprogramm für die Simulation von Kernprozessen die Dosisleistung, z. B. im Sicherheitsbehälter eines Kernkraftwerks, berechnet werden. Zur Demonstration der Machbarkeit und Sinnigkeit eines solchen Vorgehens wird eine zweiteilige Berechnungskette aufgebaut. Der erste Teil der Berechnungskette ist eine Quelltermanalyse auf Isotopenbasis mit den gekoppelten Programmen ATHLET-CD und COCOSYS. Als Szenario wird in einem modernen Druckwasserreaktor ein Leck mit 50 cm2 (SB-LOCA) im heißen Strang mit einer begrenzten Einspeisung der Notkühlsysteme postuliert. Dieses auslösende Ereignis verursacht im Verlauf des Störfalls ein Kernschmelzen, jedoch ohne Versagen des Reaktordruckbehälters. In der Simulation werden die thermohydraulischen Vorgänge, der Spaltproduktetransport und die Nuklidverteilung in Reaktorkühlkreislauf und Containment analysiert. Für den zweiten Teil der Berechnungskette wird der Monte-Carlo-Partikel-Transport-Code Monaco eingesetzt, in dem von einer festen Quelle mit einer zeitunabhängigen und multigruppenenergetischen Strahlung ausgegangen wird. Für die radiologische Beurteilung werden in Monaco in dieser Arbeit zwei Quellorte berücksichtigt, und drei verschieden feine geometrische Modelle genutzt. Letztere bauen aufeinander auf, wobei das erste Modell einem stark vereinfachen Reaktorsicherheitsgebäude entspricht und das dritte Modell die feinste geometrische Auflösung besitzt. An exemplarisch durchgeführten Rechnungen für den Sicherheitsbehälter des havarierten Kernkraftwerks Three-Mile-Island wird eindrucksvoll bestätigt, dass die Anwendung der zweiteiligen Berechnungskette sehr sinnvoll ist. So sind die Simulationsergebnisse zur Thermohydraulik wie auch dem Aerosolverhalten in sehr guter Übereinstimmung mit den in Three-Mile-Island-2 gemessenen Werten.

Nowadays, the available radioactive source term analyses in a nuclear power plant are done by so called lumped parameter codes. These analyses are performed by coupling a thermohydraulic calculation and an aerosol transport and deposition calculation. When applying the result of such an analysis in a code simulating nuclear reaction, it can be used to evaluate the dose rate in the containment of a nuclear power plant. To prove the feasibility and the practicality of the mentioned procedure, an evaluation chain containing two calculation parts has been established. The first part of the evaluation chain is related to the isotopic source term analyses, which utilizes the codes ATHLET-CD and COCOSYS in a coupled version to obtain source term results on isotope basis. An SB LOCA scenario of a 50 cm2 leak at the hot-leg of the reactor cooling system surge line loop with limited emergency measurement leading to core degradation without reactor pressure vessel failure is assumed. Thermohydraulic responses and fission product transport and distribution in both RCS and containment are analyzed. The second part of the evaluation chain is performed with Monaco. Monaco is a time-independent, fixed-source, multi-group Monte Carlo particle transport code for shielding application. For the radiological assessment, two source locations are chosen to perform particle transport analyses in three different containment geometry models. The three containment geometry models are built based on one another. The first model represents a strongly simplified containment and reactor building and the last model has the highest geometrical resolution. The quality of the applied evaluation chain is impressive. This is proven by comparing the results of exemplary calculations with the measurements in the containment of the Three-Mile-Island Unit 2. They are in very good agreement.

OpenAccess:
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