Investigation of core melt coolability inside the large evolutionary advanced power reactor APR1400

摘要

Nach dem Störfall im Kernkraftwerk Fu-kushima, der letzten Endes von einem Tsunami verursacht wurde, hat sich die Aufmerksamkeit sehr stark auf die Kühlung des beschädigten Reaktorkerns im Druckgefäß bei Stromausfall im Kraftwerk konzentriert. Die Kühlbarkeit einer Kernschmelze durch Rückhaltung im Druckgefäß eines großen Kernkraftwerks ist eher gering, sodass Strategien zur Kühlung außerhalb des Druckgefäßes verfolgt werden. Um aussichtsreiche Möglichkeiten zur Erhöhung der Aufwärmspanne durch Rückhaltung im Druckgefäß zu identifizieren, werden für den APR 1400 (Advanced Power Reactor 1400) thermische und konstruktive Analysen durchgeführt. Zur Abschätzung von Parametern für die analytische Vorausberechnung der Aufwärmspanne werden Störfallszenarien identifiziert, für die eine Strategie der Rückhaltung im Druckgefäß in Frage kommt, und der Ablauf der Kernschmelze unter diesen Bedingungen wird mit dem Code MAAP 4 simuliert. Kühlbarkeit und bauliche Integrität werden für diese repräsentativen Szenarien mithilfe eines Zweischichten-Wärmeübertragungsmodells bzw. des ABAQUS-Codes untersucht. Die Ergebnisse zeigen, dass Szenarien mit hoher Eintrittshäufigkeit und langsamem Fortgang der Kernschmelze ganz eindeutig Möglichkeiten zur Kühlung im Druckgefäß bieten.%After the Fukushima nuclear power plant incident, which was caused finally by a tsunami, in-vessel cooling of the damaged nuclear reactor core under station black out scenario draws heavy attention. It has been known that the coolability of mol-ten core by in-vessel retention in a large nuclear power reactor is marginal and thus ex-vessel cool-ing strategy rather than in-vessel retention have been pursued for such reactors. In order to deduce a plausible option to increase thermal margin by in-vessel retention in such large power reactors, analytical thermal and structural analysis under severe accidents are performed for the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400), a Korean large evolutionary pressurized light water reactor with rated thermal power of 4,000 MW. In order to estimate parameters for the analyti-cal prediction of thermal margin, risk-important accident scenarios to which in-vessel retention strategy is applicable are identified and their core melt-progression are simulated using the MAAP4 code. The coolability and structural integrity for these representative scenarios are investigated using a two-layer lumped heat transfer model and the ABAQUS code, respectively. Results show that scenarios with high occurrence frequency and mild core melt progression have a definite potential of in-vessel cooling in the reactor. Two success criteria are pro-posed to make this in-vessel retention successful for wider spectrum of accidents in the reactor. Based on these criteria, metallic structural mass inside the reactor vessel that would be additional required to enhance the thermal margin by reducing focusing effect from metallic layer is estimated and this 'addition of structural mass' is proposed as a hopeful design option to increase molten core coolability through in-vessel retention in large power reactors.