Axial offset anomaly (AOA) in pressurized water reactors (PWR) refers to deviation of the measured neutron flux in the top half of the core from the predicted values. Among other difficulties, AOA reduces the shutdown margin, and may force the plant to reduce power output. AOA is believed to be caused by three related phenomena occurring in the core while operating at full power: sub-cooled nucleate boiling concentrated mainly in the upper half of the core, corrosion product deposition on the cladding surface (crud), and the deposition of boron within the porous crud layer in regions of vigorous sub-cooled boiling. This study replicates the conditions within the PWR primary coolant; specifically, the temperature, pressure, peak surface heat flux, coolant velocity and water chemistry are simulated in order to produce prototypical crud on an electrically heated Zircaloy-4 test element. At the conclusion of each test run, the heated Zircaloy-4 test element is rapidly isolated from the coolant in order to trap any soluble boron species that may be present in the crud layer. The results of this investigation indicate that prototypical crud with significant boron deposition can be produced. The deposited boron compound has been determined to be lithium tetraborate (Li2B4O7). Comparative experiments have been run to determine the effect of coolant pH, concentration and type of additives, and duration of exposure on the thickness of the crud deposit. The data obtained in this investigation can be used to validate mechanistic models for crud deposition and AOA in pressurized water reactors.

Cette étude concerne la caractérisation des écoulements diphasiques bouillants convectifs à haute pression rencontrés dans les réacteurs à eau sous pression (REP). La simulation de ces écoulements est aujourd'hui identifiée comme une voie possible d'amélioration pouvant conduire à la compréhension des mécanismes physiques menant à la crise d'ébullition en réacteur. La première partie de ce travail présente un modèle bi-dimensionnel quasi-établi capable de prédire de façon indépendante les profils de température et de vitesse dans un écoulement diphasique. Le découplage des équations implique de disposer de paramètres d'entrée (taux de vide, vitesse). Ce modèle est basé sur une approche de type modèle de mélange et sur la fermeture des termes de transport turbulent avec le concept de viscosité turbulente. La seconde partie généralise le modèle au cas bi-dimensionnel non-établi en proposant un outil qui résout de façon couplée toutes les équations de bilan et qui est basé sur l'utilisation d'un modèle original de type modèle homogène local avec relaxation thermodynamique. Une confrontation des résultats du modèle à des résultats expérimentaux fournis par la banque de données DEBORA a révélé que notre approche semblait suffisante pour rendre compte d'une bonne partie des données expérimentales en conditions REP. Mais néanmoins qu'elle présentait quelques limites dans des conditions poches du flux critique. Ce travail a permis de mettre en évidence les paramètres sensibles du modèle qui sont aujourd'hui bien identifiés à savoir les mécanismes de transport turbulent d'énergie et le choix du temps de relaxation. / This study is a contribution to the modelling of multidimentional high pressure boiling flows relative to PWR. Numerical simulation of such two-phase flows is considered to be an interesting way for the DNB understanding. The first part of this study exposes a two-dimentional steady state twophase flows model abble to predict velocity and temperature profiles in tube. The mixture balanced equations are used with the eddy diffusivity concept to close the turbulent transport terms. The second part is devoted to the development of the model in the general two dimentional case. Contrary to the steady state model, this model is indenpendant of experimental data and implies the use of an original local homogeneous relaxation modèle (HRM). The results obtained from the comparison with the data bank DEBORA reveals that in a mixture approch two submodel are sufficients to obtain a physial good description of turbulent boiling flows. Some limitations appear at conditions close to DNB conditions. The turbulent closures and the relaxation time in the HRM model have been clearly identified as the most important and sensitive parameters in the model.

Les composants du circuit primaire des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) subissent une corrosion généralisée entraînant le relâchement d'espèces solubles dans le fluide primaire (principalement Fe, Ni, Cr, Mn, Co). Sous l'effet de la convection du fluide, ces espèces sont entraînées dans le circuit primaire. Une partie de ces espèces peut précipiter sur les surfaces du combustible et être activée sous l'effet du flux neutronique régnant dans cette région. Ce dépôt de produits de corrosion peut, sous l'effet des forces hydrodynamiques du fluide primaire, être érodé (ou bien dissous si les conditions thermo-chimiques le permettent). Ces espèces activées (principalement du 58Co, 60Co, 51Cr et 54Mn), sous l'effet de la convection vont se retrouver disséminées dans l'ensemble du circuit primaire où elles pourront se redéposer (ou bien précipiter) sur les différents composants et ainsi contaminer l'ensemble du circuit primaire. Au cours d'un cycle de fonctionnement normal dans un REP EDF, l'activité du fluide dans le circuit primaire est relativement constante (généralement de l'ordre de 10-20 MBq.m-3 en 58Co). Cependant, lors de certains cycles de fonctionnement (en fonction de la gestion de combustible), notamment on observe des montées d'activités volumiques importantes en 58Co et en 51Cr pouvant atteindre une centaine de fois celles observées habituellement. Ces montées d'activités volumiques sont dues à l'établissement dans les régions les plus "chaudes" des assemblages de combustible d'un régime d'ébullition nucléée. L'ébullition peut dans certains cas multiplier par un facteur 10 à 100 l'épaisseur de dépôt formé sur le combustible conduisant ainsi à un transfert de masse plus important sous forme particulaire entre le dépôt et le fluide primaire du fait de l'érosion. Une modélisation des mécanismes de transfert de masse entre le fluide primaire et le dépôt sur ces régions "chaudes" du combustible en régime d'ébullition nucléée et les impacts sur la contamination du circuit primaire sont décrits dans ce mémoire. L'ébullition à la surface du dépôt ou bien dans le dépôt lui-même provoque un enrichissement à la paroi en espèces ioniques pouvant entraîner une précipitation plus importante ou bien modifier le comportement d'une espèce d'un régime de dissolution à un régime de précipitation ; le dépôt de particules turbulent et inertiel est lui aussi favorisé. La vaporisation du fluide à la paroi ainsi que la formation des bulles elles-mêmes entraînent aussi un dépôt et une précipitation plus importants. La prise en compte de ces mécanismes de transfert de masse dans le code OSCAR (Outil de Simulation de la ContAmination en Réacteur), développé au sein du Laboratoire de Modélisation des interactions et Transferts en Réacteur au CEA, conduit à une bonne reproduction des résultats expérimentaux issus du retour d'expérience des centrales françaises tant au niveau des dépôts formés dans les régions avec ébullition que des activités volumiques. / The Pressurized Water Reactors (PWRs) primary circuit materials are subject to general corrosion leading to soluble metallic element (mainly Fe, Ni, Cr, Mn, Co) transfer and subsequent ion precipitation processes on the primary circuit surfaces. When deposited on fuel rods, these species are activated by neutron flux. Thus, crud erosion and dissolution processes induce to primary coolant activity. During a normal operating cycle in a EDF PWR, the volume activity in the coolant is relativly stable (usually about 10-20 MBq.m−3 in 58Co). In some cycles (depending on fuel management), significant increases in 58Co and 51Cr volume activities are observed (10 to 100 times the ordinary volume activities). These increases of volume activities are due to local sub-cooled nucleate boiling on the "hot" parts of fuel assemblies. As presented in this thesis, boiling at the top of some fuel assemblies may lead to much higher amount of metallic elements than usual (some micrometers). Indeed, boiling that can locally occurs under PWR conditions concentrates species and to increase significantly the quantity of deposited and precipitated material. Erosion flux is higher in these regions due to thicker crud thickness, involving a greater mass transfer of activated isotopes to the primary coolant. The OSCAR calculation code, developed by the "Laboratoire de Modélisation des interactions et Transferts en Réacteur" in CEA, with these new mass transfer models can now well estimate the amount of deposit and the volume activities in the primary coolant in case of boiling in accordance with french PWR measurements.

Le contexte industriel actuel, animé d'un désir de prolonger la durée de fonctionnement des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) jusqu'à des durées de 60 ans, nécessite la compréhension de l'évolution de la microstructure et notamment d'un éventuel gonflement en conditions REP. Deux nuances de 304 (haut et bas carbone), représentatives des internes inférieurs de REP, ont été irradiées aux ions depuis les faibles doses jusqu'à des doses supérieures à la centaine de dpa, à 450°C (proche des conditions REP par la prise en compte d’un décalage flux/température), ainsi qu'à une dose intermédiaire à plus haute température 550°C. Sur la base des résultats expérimentaux des modélisations par dynamique d’amas avec le code CRESCENDO ont été réalisées afin d’étudier l’évolution de la microstructure.Les microstructures de boucles de Frank, du réseau de dislocations, des cavités et de la précipitation ont été caractérisées par Microscopie Électronique en Transmission (MET) à chacune des doses et par Sonde Atomique Tomographique (SAT) à 100 dpa. À 450°C, les conditions d’irradiations conduisent à une saturation du réseau de dislocations et des boucles de Frank, les cavités sont en faible densité induisant une fraction volumique faible (<0,1%) même dans la nuance bas carbone plus sensible au gonflement. La précipitation observée est principalement composée de carbures. En plus de l’évolution avec la dose, cette étude a permis d’analyser les effets de températures, de composition chimique et d’irradiation aux ions.Un jeu de paramètres d’entrée permettant de modéliser l’évolution de la microstructure avec la dose et le long du profil de dommage a été établi. Par modélisation il a été étudié les effets des interstitiels injectés, de la surface d’irradiation ou de la modification de l’efficacité des cascades avec la profondeur d’irradiation. / The French nuclear industry is looking into the extension of the operation time of pressurized water reactors (PWR) up to 60 years. This implies a good comprehension of the microstructural evolution under irradiation in Pressurized Water Reactors’ conditions.Two representatives stainless steels from PWR’s internals, 304 type steels, which differ in carbon content, has been irradiated form low to high doses (more than 100 dpa) at 450°C, irradiation at a second temperature (550°C) has also been performed at an intermediate dose. The choice of the temperature (450°C) was motivated by considering a temperature shift between neutron and ion irradiations due to their large difference in term of dose rate.The microstructural evolution has been characterized by transmitted electron microscopy on each conditions and by atom probe on highest irradiated samples. And modelling of the microstructure was performed using cluster dynamics code CRESCENDO.For both steels, at 450°C the dislocation network and Frank loops reach a saturation regime. As the cavity size and density are low the volume fraction is also low, even in the low carbon content steels, which is more favorable to swelling. The precipitation is mainly carbides. The effects of temperature, chemical composition and of ion irradiation were also investigated.Based on experimental results, a set of parameters which reproduces the evolution of the microstructure in respect to the dose and the depth of observation has been established. It has allowed to understand the effects of the irradiated surface, the injected interstitials and a possible evolution of the cascade efficiency along the damage profile.

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Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.

Cette étude fondamentale est dédiée à la compréhension de l’influence de la composition chimique, notamment la teneur en chrome, des alliages base de nickel sur leur mécanismes de corrosion et d’oxydation. La corrosion sous contrainte intergranular (CSCIG) est un mode de dégradation qui affecte de nombreux alliages au sein des réacteurs à eau pressurisé. En particulier, les alliages base nickel tubes des générateur de vapeur (GV). La sensibilité à la CSC est désormais dépend de la teneur en chrome, ce qui a conduit au remplacement de l’alliage 600 (Ni-16Cr-9Fe) par l’alliage 690 (Ni-30Cr-9Fe). Cependant le bon comportement de l’alliage 690 en termes de résistance à la corrosion restes mal défini. L’objective de cette thèse est double : i) déterminer l’effet de la teneur en chrome, ii) contribuer à la compréhension de l’effet de fer étant un élément d’addition sur la résistance à la corrosion et l’oxydation généralisée des alliages base nickel en milieu primaire assimilé et en vapeur surchauffée à 700°C. Par ailleurs, des analyses électrochimiques pertinentes dans la température ambiante ont été mené afin d’établir une corrélation entre les propriétés physiques de film passive susceptible de protéger le matériau et de la teneur en chrome. Des alliages modèles binaires Ni-Cr, à teneur de chrome varie entre 14 et 30 % en poids, des alliages ternaires Ni-Cr-8Fe et l’alliage 600 ont été étudies. L’aspect expérimental de cette étude repose sur des techniques conventionnelles: SEM, STEM, EDX, Potentiodynamique, EIS, Chronoamperometrie, Mott-Schottky. La cinétique d’oxydation en vapeur surchauffée a été déterminée en mesurant l’apport de masse. L’impact de l’état de surface sur le processus de la corrosion et l’oxydation a été mis en évidence. Les polissages miroir et électrochimique ont été réalisés afin de découpler l’effet de l’écrouissage développé en subsurface, induit par la préparation de surface, et la composition chimique de l’alliage. La teneur en chrome limite à partir de laquelle l’alliage a un comportement satisfaisant en corrosion a été déterminé à 20% dans le milieu primaire. Cependant les analyses électrochimiques ont décelé l’existence d’une teneur en chrome optimal à 26%. La cinétique d’oxydation des alliages modèles ainsi que la morphologie des oxydes formés sur ces matériaux dans le milieu vapeur surchauffée ont indiqué l’existence d’une teneur en chrome optimal à 24%. Une dégradation des propriétés des films d’oxydes a été observée en augmentant la teneur en chrome au-dessus de l’optimum. En résumé, ce travail se préoccupe de l’optimisation de la teneur en chrome, méthode plus adéquate, pour l’amélioration de la résistance à la corrosion et l’oxydation des alliages base nickel. / This fundamental study is focused on the understanding of the influence of the chemical composition of Ni-based alloys on their corrosion and oxidation mechanisms. This work is not dedicated for a particular application. It is well known for instance that Ni-based alloys are susceptible to intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) in primary water. Thus, Alloy600 (Ni-16Cr-9Fe), used in steam generator (SG) tubing, was replaced by higher chromium content material Alloy690 (Ni-30Cr-9Fe). This later shows a better resistance to IGSCC which may be linked to the growth of more protective oxide layer as chromium content is increased to 30 wt.%. The main goal of this study is to investigate: i) the influence of chromium content, ii) impact of iron addition on the corrosion and oxidation resistance of Ni-based alloys in primary water and superheated steam at 700°C. Furthermore, analytical approach in acidic solution is conducted at room temperature. This allowed to establish a relationship between alloying elements and physical properties of the oxide layers. For this purpose, Ni-xCr (14 ≤ x≤ 30 wt.%), Ni-xCr-8Fe (x=14,22 and 30 wt.%) model alloys and industrial material Alloy600 have been studied. To characterize the oxide scales, conventional technics were used: SEM, STEM, EDX, Potentiodynamic, EIS, Chronoamperometry, Mott-Schottky. Furthermore, steam oxidation kinetics was evaluated by means of weight gain measurements. To uncouple the effect of surface cold-work and the chemical composition of the base metal, mirror and electro polishing were carried out. In primary water, critical chromium content (20 wt.%), which corresponds to the minimum amount of chromium required to the transition from non-protective to protective and compact Cr-oxide layer, is determined. However, the analytical approach, using electrochemical technics, at room temperature elucidated the existence of optimum chromium content (26 wt.%) in terms of corrosion resistance. In superheat steam, oxidation kinetics and oxide scale characteristics showed the existence of optimum chromium content (24 wt.%) in terms of oxidation resistance. The corrosion and oxidation resistance is degraded as chromium content was increased more than optimal amount. Iron addition (8 wt.%) had a detrimental effect on the protectivess of the resulting oxide scales. Finally, this study showed that optimizing of chromium content is more appropriate method for enhancing corrosion and oxidation resistance, that increasing chromium content to high level is not necessary beneficial to those parameters. This work provides a useful knowledge to design new alternative materials. For this purpose, more investigations should be conducted to test other parameters such as: weldability, fabricability, thermal conductivity,etc.

L’un des accidents de dimensionnement d’un réacteur à eau pressurisée est l’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). L’évènement initiateur d’un tel accident est une brèche sur le circuit primaire du réacteur entrainant une perte d’inventaire en eau, et de ce fait conduit à un assèchement des assemblages combustibles. En conséquence, une augmentation considérable de la température surviendrait à l’intérieur du cœur du réacteur. Ainsi, les gaines de combustible peuvent éventuellement se déformer et des zones dites ballonnées apparaitre. Ces zones vont avoir un fort impact sur l’efficacité du refroidissement du cœur du réacteur. Pour contribuer à l’étude thermohydraulique d’un APRP, la présente thèse a pour but la caractérisation expérimentale des interactions entre un écoulement diphasique de vapeur/gouttes et une zone partiellement bouchée. Afin de reproduire un tel scénario, le banc expérimental thermohydraulique COLIBRI a été conçu. Plusieurs configurations géométriques de la zone ballonnée, caractéristiques d’un APRP, sont analysées (longueur et taux de bouchage associés au ballonnement). Afin de caractériser les échanges thermiques paroi/fluide ainsi que la dynamique des gouttes, des diagnostics optiques et thermiques sont utilisés : l’Anémométrie Phase Doppler (PDA) pour mesurer le diamètre et la vitesse des gouttes, la Fluorescence Induite par Laser (LIF) pour mesurer la température des gouttes et la Thermographie Infrarouge (IR) afin d’estimer le flux de chaleur extrait du tube par l’écoulement. En parallèle, une modélisation du problème a été développée afin d’obtenir une approche théorique de la capacité de refroidissement de l’écoulement diphasique. Le système d’équations décrivant la conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie permettra d’estimer l’impact respectif des différents mécanismes de transferts thermiques mis en jeu ainsi que l’évolution spatio-temporelle des paramètres thermohydrauliques / During a Loss of Coolant Accident (LOCA) in a Pressurized Water Reactor (PWR), caused by a break or a leakage on the primary circuit, partial or even complete drying of the fuel assemblies may occur. In these conditions, the fuel temperature increases, leading to a significant deformation and rupture of the fuel rod cladding. The cooling flow might be impaired, according to the size and distribution of the deformed zones within the fuel assemblies during the emergency cooling phase (Reflooding phase). To contribute to the thermalhydraulic study of the reflooding phase, this study aims to characterize experimentally the coolability of a representative deformed sub-channel by a steam-droplets flow under LOCA conditions. In order to reproduce such a scenario, the experimental thermal-hydraulic set-up COLIBRI was designed. Several geometrical blockage configurations are analyzed (Blockage ratios and axial lengths). Three measurement techniques are set up to follow the cooling transient phase of each experience: Phase Doppler Anemometry (PDA) in order to obtain both velocity and diameter of droplets, Laser Induced Fluorescence (LIF) to measure the mean droplet temperature and Infrared thermography to estimate the heat flux removed by the two-phase flow. Additionally, a one-dimensional mechanistic model, taking into account of the heat transfers mechanisms in the post-dry out region, is developed in order to analyze the experimental data and identify each one of the wall-to-fluid heat transfers (radiation with vapor and droplets, convection with vapor, evaporation, and droplet impact)

Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.:1 Einleitung 2 Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.1 Sicherheit in deutschen Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktor 2.1.1 Mehrstufenkonzept 2.1.2 Störfallinstrumentierungen 2.2 Auslegungsüberschreitende Unfälle mit Kernschmelze in DWR 2.2.1 Auslösende Ereignisse 2.2.2 Grundlegender Ablauf eines auslegungsüberschreitenden Unfall mit Kernschmelze 2.3 Strahlungstechnik, Strahlungsmesstechnik 2.3.1 Grundlagen der Strahlungstechnik 2.3.2 Wechselwirkungen von Gammastrahlung mit Materie 2.3.3 Messung ionisierender Strahlung 2.4 Verfahren und Methoden der Zustandsüberwachung 2.4.1 Zustandsüberwachung 2.4.2 Structural Health Monitoring 2.4.3 Mustererkennung 2.4.4 Entscheidungsbäume 2.4.5 k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 2.4.6 Künstliche neuronale Netze 2.5 Schlussfolgerungen aus der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.5.1 Zusammenfassung zum Kapitel 2 2.5.2 Zielstellung, Aufbau und Abgrenzung der Arbeit 3 Analyse der In-Vessel-Phase und Definition von Kernzuständen 3.1 Detaillierte Analyse der In-Vessel-Phase 3.1.1 Auftretende Temperaturbereiche 3.1.2 Vorgänge während der frühen In-Vessel-Phase 3.1.3 Vorgänge während der späten In-Vessel-Phase 3.1.4 Spaltproduktfreisetzung 3.2 Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall 3.3 Zusammenfassung zum Kapitel 3 4 Datenbasen zur Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 4.1 Beschreibung der Monte-Carlo-Simulationsmodell 4.2 Beschreibung der Simulationsergebnisse und Merkmalsextraktion 4.3 Datenbasis zur Entwicklung 4.4 Datenbasen zur Analyse 4.5 Zusammenfassung zum Kapitel 4 5 Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 5.1 Beschreibung des Klassifikationsmodells 5.2 Teilmodell 1 - Entscheidungsbaum 5.2.1 Entwicklung 5.2.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.3 Teilmodell 3 - k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 5.3.1 Entwicklung 5.3.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.4 Teilmodell 3 - Multilayer Perzeptron 5.4.1 Trainings- und Testdatenbasis 5.4.2 Entwicklung 5.4.3 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.5 Teilmodell 4 - Vergleichsalgorithmus 5.5.1 Entwicklung 5.5.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.6 Analysen zur Robustheit des Klassifikationsmodells 5.6.1 Ausfall einzelner Gammastrahlungsdetektoren 5.6.2 Gleichzeitiger Ausfall mehrerer Gammastrahlungsdetektoren 5.7 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 5 6 Validierung der Kernzustandsüberwachungsverfahren 6.1 Zielstellung und Vorgehensweise 6.2 Versuchstand zur Validierung 6.2.1 Aufbau 6.2.2 Funktionsweise 6.3 Anpassung der Kernzustandsüberwachungsverfahren an den Versuchsstand 6.4 Validierungsexperimente 6.4.1 Experiment 1 - Füllstandsänderungen 6.4.2 Experiment 2 - Quellenbewegungen 6.4.3 Experiment 3 - Füllstandsänderungen, Quellenbewegungen und Änderung von Profilkonturen 6.5 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 6 7 Zusammenfassung und Ausblick

The nuclear industry has long relied upon bounding parametric analyses in predicting the safety margins of reactor designs undergoing design-basis accidents. These methods have been known to return highly-conservative results, limiting the operating conditions of the reactor. The Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) method using a modernized version of the Code-Scaling, Applicability, and Uncertainty (CSAU) methodology has been applied to more accurately predict the safety margins of the Oregon State University Advanced Plant Experiment (APEX) facility experiencing a Loss-of-Feedwater Accident (LOFA). The statistical advantages of the Bayesian paradigm of probability was utilized to incorporate prior knowledge when determining the analysis required to justify the safety margins. RELAP5 Mod 3.3 was used to accurately predict the thermal-hydraulics of a primary Feed-and-Bleed response to the accident using assumptions to accompany the lumped-parameter calculation approach. A novel coupling of thermal-hydraulic and statistical software was accomplished using the Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP). Uncertainty in Peak Cladding Temperature (PCT) was calculated at the 95/95 probability/confidence levels under a series of four separate sensitivity studies. / Graduation date: 2013