Der Reaktordruckbehälter (RDB) zählt zu den nicht auswechselbaren Komponenten eines Kernkraftwerkes (KKW). Durch die hohen Neutronen- und Gammaflüsse ist er beschleunigten Alterungsprozessen unterworfen, welche die Lebensdauer eines KKW bestimmen könnten. So haben neben der chemischen Zusammensetzung des RDB-Stahls vor allem die Strahlungsparameter (Neutronen- und Gammafluenzen und deren Spektren) Auswirkungen auf die Versprödungseigenschaften des RDB. Für einen sicheren Betrieb eines KKW ist es daher sehr wichtig, die mögliche Änderung des Materialzustandes vom RDB im Voraus bewerten zu können. Die sogenannten Voreilprobenprogramme gehören deshalb zu den wichtigsten Überwachungsmaßnahmen im KKW. Mit ihnen kann die Restlebensdauer des RDB realistisch und zuverlässig beurteilt werden. In dieser Arbeit werden, neben der Bestimmung der Fluenzen an sich, auch Auswirkungen auf den Teilchenfluss in den Voreilproben, wie zum Beispiel die verschiedenen geometrischen Positionen, untersucht. Damit können mögliche Unsicherheiten bei der Bestimmung der realen Fluenzwerte abgeschätzt werden. Die Berechnungen wurden sowohl mit dem Code TRAMO als auch mit dem Code DORT durchgeführt. Die berechneten Ergebnisse wurden an Aktivierungsmonitoren, die an der RDBAußenoberfläche des KKW Kola, Unit 3 (WWER-440/213), bestrahlt wurden, überprüft. Hauptsächlich kamen Aktivierungsmonitore mit den Reaktionen 54Fe(n,p)54Mn und 58Ni(n,p)58Co zum Einsatz. Die Aktivitätsmessungen wurden vom russischen Partner, dem „Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety“ (SEC NRS) durchgeführt. Es konnte gute Übereinstimmung sowohl zwischen den deterministischen und den stochastischen Berechnungsergebnissen als auch zwischen den berechneten und gemessenen Ergebnissen erzielt werden. Die durchschnittliche Differenz zwischen gemessenen und berechneten Werten betrug nur 5%. Ein Einfluss der Bestrahlungskanäle und der Versteifungsrippen der Kernumfassung auf die Monitoraktivität konnte festgestellt werden. Für die Voreilproben im Bereich des Flussmaximums wurden für den Neutronenfluss E> 0.5 MeV ein Mittelwert von rund 2.45*1012 Neutronen/cm2 berechnet. Dabei können die Unterschiede in Abhängigkeit von der Ausrichtung der Proben zum Reaktorkern bis zu 20% betragen. Abweichungen bis zu 10% können durch die Änderung der Position der Bestrahlungskapseln im Kanal entstehen. Auf Basis dieser Rechnungen wurden die Voreilfaktoren der Bestrahlungsproben bestimmt. Bei mittleren Zykluslängen würde die „End of Life“-Fluenz in den Bestrahlungsproben bereits nach 2 Jahren erreicht werden. Der berechnete maximale Gammafluss beträgt rund 3.4*1012 g/cm2s für E > 1.0 MeV und rund 8.4*1012 g/cm2s für E > 0.5 MeV, wobei der größte Anteil des Flusses (rund 97%) aus Neutronenreaktionen stammt. Damit sind die Gammaflüsse in den Proben zwei bis drei Mal so groß wie die der Neutronen. Trotzdem spielt die Materialschädigung durch die Gammastrahlung eine untergeordnete Rolle, da die DPAQuerschnitte (displacement per atom) von Gammas um etwa zwei bis drei Größenordnungen kleiner sind. Des Weiteren wurde untersucht, ob mögliche Ausheilprozesse durch zu hohe Temperaturen in den Bestrahlungsproben stattfinden könnten. Zu diesem Zweck wurde der Energieeintrag in den Bestrahlungsproben basierend auf den berechneten Teilchenflüssen bestimmt und mit einfachen thermohydraulischen Modellen die mögliche Aufheizung ermittelt. Eine Temperaturerhöhung von rund 20 K wurde mit einem konservativen Ansatz berechnet. Unter vergleichsweise realistischen Bedingungen reduzierte sich die Aufheizung auf unter 5 K. / Reactor pressure vessels (RPV) are non-restorable equipment and their lifetime may restrict the nuclear power plant-life as a whole. Surveillance specimen programs for RPV materials are among the most important measures of in-service inspection pro-grams that are necessary for realistic and reliable assessment of the RPV residual lifetime. In addition to the chemical composition of the RPV steel, the radiation pa-rameters (neutron and gamma fluences and spectra) have the most important impact on the RPV embrittlement characteristics. In this work, different geometric positions which have influence on the radiation conditions of the samples are investigated. Thus, the uncertainties can be determined in the fluence values of surveillance specimens. The fluence calculations were carried out by the codes TRAMO and DORT. This study was accompanied by ex-vessel neutron dosimetry experiments at Kola NPP, Unit 3 (VVER-440/213), which provide the basis for validation of calculated neutron fluences. The main neutron-activation monitoring reactions were 54Fe(n,p)54Mn and 58Ni(n,p)58Co. The activity measurements were carried out by “Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SEC NRS). Good agreement between the deterministic and stochastic calculation results as well as between the calculations and the ex-vessel measurements was found. The aver-age difference between measured and calculated values is 5%. The influence of the channels for surveillance specimens and the shielding effect of a baffle rib on the monitors and on the Monte-Carlo calculated results was studied. For the surveillance specimens in the maximum of the flux, an average flux of around 2.45 * 1012 neutrons/cm2 was calculated for the neutron flux E> 0.5 MeV. The differences in the surveillance specimens could be up to 20% depending on the direction to the core. Discrepancies up to 10% can be caused by the change of the position of the capsules in the irradiation channel. Based on these calculations the lead factor of specimens was determined. The maximum fluence of RPV may be achieved after two cycles. The calculated maximum gamma flux is around 3.4 * 1012 g/cm2s for E> 1.0 MeV and around 8.4 * 1012 g/cm2s for E> 0.5 MeV, with the largest part of the flux (around 97%) from the neutron reactions. The gamma fluxes in the surveillance specimens are two to three times bigger than the neutron fluxes. Nevertheless, the material damage by the gamma radiation is very small, because the dpa (displacement per atom) cross sections of gamma rays are about two to three orders of magnitude smaller. In order to exclude the possibility of healing effects of the samples due to excessive temperatures, the heat release in the surveillance specimens was determined based on the calculated gamma fluences. The analytic treatment of the heat conduction equation and simplified SS geometries were adopted to calculate the range of tem-peratures to be expected. The temperature increase of 20 K above the inlet coolant temperature was estimated using a conservative approach. Under comparatively re-alistic conditions, the heating was reduced to less than 5 K.

Der Reaktordruckbehälter (RDB) zählt zu den nicht auswechselbaren Komponenten eines Kernkraftwerkes (KKW). Durch die hohen Neutronen- und Gammaflüsse ist er beschleunigten Alterungsprozessen unterworfen, welche die Lebensdauer eines KKW bestimmen könnten. So haben neben der chemischen Zusammensetzung des RDB-Stahls vor allem die Strahlungsparameter (Neutronen- und Gammafluenzen und deren Spektren) Auswirkungen auf die Versprödungseigenschaften des RDB. Für einen sicheren Betrieb eines KKW ist es daher sehr wichtig, die mögliche Änderung des Materialzustandes vom RDB im Voraus bewerten zu können. Die sogenannten Voreilprobenprogramme gehören deshalb zu den wichtigsten Überwachungsmaßnahmen im KKW. Mit ihnen kann die Restlebensdauer des RDB realistisch und zuverlässig beurteilt werden. In dieser Arbeit werden, neben der Bestimmung der Fluenzen an sich, auch Auswirkungen auf den Teilchenfluss in den Voreilproben, wie zum Beispiel die verschiedenen geometrischen Positionen, untersucht. Damit können mögliche Unsicherheiten bei der Bestimmung der realen Fluenzwerte abgeschätzt werden. Die Berechnungen wurden sowohl mit dem Code TRAMO als auch mit dem Code DORT durchgeführt. Die berechneten Ergebnisse wurden an Aktivierungsmonitoren, die an der RDBAußenoberfläche des KKW Kola, Unit 3 (WWER-440/213), bestrahlt wurden, überprüft. Hauptsächlich kamen Aktivierungsmonitore mit den Reaktionen 54Fe(n,p)54Mn und 58Ni(n,p)58Co zum Einsatz. Die Aktivitätsmessungen wurden vom russischen Partner, dem „Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety“ (SEC NRS) durchgeführt. Es konnte gute Übereinstimmung sowohl zwischen den deterministischen und den stochastischen Berechnungsergebnissen als auch zwischen den berechneten und gemessenen Ergebnissen erzielt werden. Die durchschnittliche Differenz zwischen gemessenen und berechneten Werten betrug nur 5%. Ein Einfluss der Bestrahlungskanäle und der Versteifungsrippen der Kernumfassung auf die Monitoraktivität konnte festgestellt werden. Für die Voreilproben im Bereich des Flussmaximums wurden für den Neutronenfluss E> 0.5 MeV ein Mittelwert von rund 2.45*1012 Neutronen/cm2 berechnet. Dabei können die Unterschiede in Abhängigkeit von der Ausrichtung der Proben zum Reaktorkern bis zu 20% betragen. Abweichungen bis zu 10% können durch die Änderung der Position der Bestrahlungskapseln im Kanal entstehen. Auf Basis dieser Rechnungen wurden die Voreilfaktoren der Bestrahlungsproben bestimmt. Bei mittleren Zykluslängen würde die „End of Life“-Fluenz in den Bestrahlungsproben bereits nach 2 Jahren erreicht werden. Der berechnete maximale Gammafluss beträgt rund 3.4*1012 g/cm2s für E > 1.0 MeV und rund 8.4*1012 g/cm2s für E > 0.5 MeV, wobei der größte Anteil des Flusses (rund 97%) aus Neutronenreaktionen stammt. Damit sind die Gammaflüsse in den Proben zwei bis drei Mal so groß wie die der Neutronen. Trotzdem spielt die Materialschädigung durch die Gammastrahlung eine untergeordnete Rolle, da die DPAQuerschnitte (displacement per atom) von Gammas um etwa zwei bis drei Größenordnungen kleiner sind. Des Weiteren wurde untersucht, ob mögliche Ausheilprozesse durch zu hohe Temperaturen in den Bestrahlungsproben stattfinden könnten. Zu diesem Zweck wurde der Energieeintrag in den Bestrahlungsproben basierend auf den berechneten Teilchenflüssen bestimmt und mit einfachen thermohydraulischen Modellen die mögliche Aufheizung ermittelt. Eine Temperaturerhöhung von rund 20 K wurde mit einem konservativen Ansatz berechnet. Unter vergleichsweise realistischen Bedingungen reduzierte sich die Aufheizung auf unter 5 K. / Reactor pressure vessels (RPV) are non-restorable equipment and their lifetime may restrict the nuclear power plant-life as a whole. Surveillance specimen programs for RPV materials are among the most important measures of in-service inspection pro-grams that are necessary for realistic and reliable assessment of the RPV residual lifetime. In addition to the chemical composition of the RPV steel, the radiation pa-rameters (neutron and gamma fluences and spectra) have the most important impact on the RPV embrittlement characteristics. In this work, different geometric positions which have influence on the radiation conditions of the samples are investigated. Thus, the uncertainties can be determined in the fluence values of surveillance specimens. The fluence calculations were carried out by the codes TRAMO and DORT. This study was accompanied by ex-vessel neutron dosimetry experiments at Kola NPP, Unit 3 (VVER-440/213), which provide the basis for validation of calculated neutron fluences. The main neutron-activation monitoring reactions were 54Fe(n,p)54Mn and 58Ni(n,p)58Co. The activity measurements were carried out by “Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SEC NRS). Good agreement between the deterministic and stochastic calculation results as well as between the calculations and the ex-vessel measurements was found. The aver-age difference between measured and calculated values is 5%. The influence of the channels for surveillance specimens and the shielding effect of a baffle rib on the monitors and on the Monte-Carlo calculated results was studied. For the surveillance specimens in the maximum of the flux, an average flux of around 2.45 * 1012 neutrons/cm2 was calculated for the neutron flux E> 0.5 MeV. The differences in the surveillance specimens could be up to 20% depending on the direction to the core. Discrepancies up to 10% can be caused by the change of the position of the capsules in the irradiation channel. Based on these calculations the lead factor of specimens was determined. The maximum fluence of RPV may be achieved after two cycles. The calculated maximum gamma flux is around 3.4 * 1012 g/cm2s for E> 1.0 MeV and around 8.4 * 1012 g/cm2s for E> 0.5 MeV, with the largest part of the flux (around 97%) from the neutron reactions. The gamma fluxes in the surveillance specimens are two to three times bigger than the neutron fluxes. Nevertheless, the material damage by the gamma radiation is very small, because the dpa (displacement per atom) cross sections of gamma rays are about two to three orders of magnitude smaller. In order to exclude the possibility of healing effects of the samples due to excessive temperatures, the heat release in the surveillance specimens was determined based on the calculated gamma fluences. The analytic treatment of the heat conduction equation and simplified SS geometries were adopted to calculate the range of tem-peratures to be expected. The temperature increase of 20 K above the inlet coolant temperature was estimated using a conservative approach. Under comparatively re-alistic conditions, the heating was reduced to less than 5 K.

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.

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

Considering the late in-vessel phase of an unlikely core melt down scenario in a light water reactor (LWR) with the formation of a corium pool in the lower head of the reactor pressure vessel (RPV) the possible failure modes of the RPV and the time to failure have to be investigated to assess the possible loadings on the containment. In this work, an integral model was developed to describe the processes in the lower plenum of the RPV. Two principal model domains have to be distinguished: The tem-perature field within the melt and RPV is calculated with a thermodynamic model, while a mechanical model is used for the structural analysis of the vessel wall. In the introducing chapters a description is given of the considered accident scenario and the relevant analytical, experimental, and numerical investigations are discussed which were performed worldwide during the last three decades. Following, the occurring physical phenomena are analysed and the scaling differences are evaluated between the FOREVER-experiments and a prototypical scenario. The thermodynamic and the mechanical model can be coupled recursively to take into account the mutual influence. This approach not only allows to consider the temperature dependence of the material parameters and the thermally induced stress in the mechanical model, it also takes into account the response of the temperature field itself upon the changing vessel geometry. New approaches are applied in this work for the simulation of creep and damage. Using a creep data base, the application of single creep laws could be avoided which is especially advantageous if large temperature, stress, and strain ranges have to be covered. Based on experimental investigations, the creep data base has been developed for an RPV-steel and has been validated against creep tests with different scalings and geometries. It can be stated, that the coupled model is able to exactly describe and predict the vessel deformation in the scaled integral FOREVER-tests. There are uncertainties concerning the time to failure which are related to inexactly known material parameters and boundary conditions. The main results of this work can be summarised as follows: Due to the thermody-namic behaviour of the large melt pool with internal heat sources, the upper third of the lower RPV head is exposed to the highest thermo-mechanical loads. This region is called hot focus. Contrary to that, the pole part of the lower head has a higher strength and therefore relocates almost vertically downwards under the combined thermal, weight and internal pressure load of the RPV. On the one hand, it will be possible by external flooding to retain the corium within the RPV even at increased pressures and even in reactors with high power (as e.g. KONVOI). On the other hand, there is no chance for melt retention in the considered scenario if neither internal nor external flooding of the RPV can be achieved. Two patents have been derived from the gained insights. Both are related to passively working devices for accident mitigation: The first one is a support of the RPV lower head pole part. It reduces the maximum mechanical load in the highly stressed area of the hot focus. In this way, it can prevent failure or at least extend the time to failure of the vessel. The second device implements a passive accident mitigation measure by making use of the downward movement of the lower head. Through this, a valve or a flap can be opened to flood the reactor pit with water from a storage reservoir located at a higher position in the reactor building. With regard to future plant designs it can be stated - differing from former presumptions - that an In-Vessel-Retention (IVR) of a molten core is possible within the reactor pressure vessel even for reactors with higher power. / Für das unwahrscheinliche Szenario eines Kernschmelzunfalls in einem Leichtwasserreaktor mit Bildung eines Schmelzesees in der Bodenkalotte des Reaktordruckbehälters (RDB) ist es notwendig, mögliche Versagensformen des RDB sowie Versagenszeiträume zu ermitteln, um die daraus resultierende mögliche Belastung des Sicherheitsbehälters bestimmen zu können. In dieser Arbeit wird ein integrales Modell entwickelt, das die Vorgänge im unteren Plenum beschreibt. Dabei sind zwei prinzipielle Modellbereiche zu unterscheiden: Das Temperaturfeld in der Schmelze und im RDB wird mit einem thermodynamischen Modell berechnet, während für die Strukturanalyse des RDB ein mechanisches Modell verwendet wird. Zunächst werden das betrachtete Unfallszenario dargestellt und die bisher in den letzten drei Dekaden weltweit durchgeführten wesentlichen analytischen, experimentellen und numerischen Untersuchungen diskutiert. Anschließend werden die auftretenden physikalischen Vorgänge analysiert. Gleichzeitig werden Skalierungsunterschiede zwischen den in dieser Arbeit betrachteten Experimenten der FOREVER-Reihe und einem prototypischen Szenario herausgearbeitet. Das thermodynamische und das mechanische Modell können rekursiv gekoppelt werden, wodurch die wechselseitige Beeinflussung berücksichtigt werden kann. Insbesondere werden damit neben der Temperaturabhängigkeit der Materialparameter und den thermisch induzierten Spannungen im mechanischen Modell auch die Rückwirkungen der Behälterverformung auf das Temperaturfeld selber erfasst. Für die Kriech- und Schädigungssimulation werden in dieser Arbeit neue Verfahren angewendet. Durch die Entwicklung und den Einsatz einer Kriechdatenbasis konnte die bei sehr unterschiedlichen Temperaturen, Spannungen und Dehnungen ungeeignete Verwendung einzelner Kriechgesetze umgangen werden. Aufbauend auf experimentellen Untersuchungen wurde eine Kriechdatenbasis für einen RDB-Stahl entwickelt und an Hand von Kriechversuchen verschiedener Geometrie und Dimension validiert. Als Ergebnis lässt sich festhalten, dass das gekoppelte Modell prinzipiell in der Lage ist, die Behälterdeformation im Falle der skalierten FOREVER-Experimente exakt zu beschreiben bzw. vorherzusagen. Unsicherheiten bezüglich der Versagenszeit resultieren aus nicht exakt bekannten Materialparametern und Randbedingungen. Die wesentlichen Ergebnisse dieser Arbeit lassen sich wie folgt zusammenfassen: Aufgrund des thermodynamischen Verhaltens eines großen Schmelzesees mit inneren Wärmequellen erfolgt die höchste thermomechanische Belastung des RDB im oberen Drittel der Bodenkalotte. Dieser Bereich wird als heißer Fokus bezeichnet. Der untere Bereich der Kalotte weist hingegen eine höhere Festigkeit auf und verlagert sich deswegen bei entsprechender Belastung des RDB im wesentlichen senkrecht nach unten. Bei einer externen Flutung besteht auch bei hohen Innendrücken für einen Reaktor großer Leistung (KONVOI) die Möglichkeit, die Schmelze im RDB zurückzuhalten. Ohne interne oder externe Flutung besteht für das betrachtete Szenario keine Aussicht für eine Schmelzerückhaltung im RDB. Aus den gewonnenen Erkenntnissen wurden zwei Patente abgeleitet. Dabei handelt es sich um passiv wirkende Einrichtungen zur Schadensbegrenzung: Die erste reduziert durch Abstützen des unteren Kalottenzentrums die Maximalspannungen im hochbeanspruchten Bereich des heißen Fokus und kann damit ein Versagen verhindern oder zumindest verzögern. Die zweite Einrichtung ermöglicht die passive Auslösung einer Flutung, indem die Abwärtsbewegung der Kalotte zur Steuerung genutzt wird. Hierdurch kann beispielsweise ein Ventil geöffnet werden, um Wasser aus im Gebäude höher angeordneten Reservoirs in die Reaktorgrube zu leiten. Abweichend von bisherigen Annahmen kann im Hinblick auf die Entwicklung zukünftiger Baulinien festgehalten werden, dass eine Kernschmelzerückhaltung im Reaktordruckbehälter auch für Reaktoren größerer Leistung möglich ist.

Considering the late in-vessel phase of an unlikely core melt down scenario in a light water reactor (LWR) with the formation of a corium pool in the lower head of the reactor pressure vessel (RPV) the possible failure modes of the RPV and the time to failure have to be investigated to assess the possible loadings on the containment. In this work, an integral model was developed to describe the processes in the lower plenum of the RPV. Two principal model domains have to be distinguished: The tem-perature field within the melt and RPV is calculated with a thermodynamic model, while a mechanical model is used for the structural analysis of the vessel wall. In the introducing chapters a description is given of the considered accident scenario and the relevant analytical, experimental, and numerical investigations are discussed which were performed worldwide during the last three decades. Following, the occurring physical phenomena are analysed and the scaling differences are evaluated between the FOREVER-experiments and a prototypical scenario. The thermodynamic and the mechanical model can be coupled recursively to take into account the mutual influence. This approach not only allows to consider the temperature dependence of the material parameters and the thermally induced stress in the mechanical model, it also takes into account the response of the temperature field itself upon the changing vessel geometry. New approaches are applied in this work for the simulation of creep and damage. Using a creep data base, the application of single creep laws could be avoided which is especially advantageous if large temperature, stress, and strain ranges have to be covered. Based on experimental investigations, the creep data base has been developed for an RPV-steel and has been validated against creep tests with different scalings and geometries. It can be stated, that the coupled model is able to exactly describe and predict the vessel deformation in the scaled integral FOREVER-tests. There are uncertainties concerning the time to failure which are related to inexactly known material parameters and boundary conditions. The main results of this work can be summarised as follows: Due to the thermody-namic behaviour of the large melt pool with internal heat sources, the upper third of the lower RPV head is exposed to the highest thermo-mechanical loads. This region is called hot focus. Contrary to that, the pole part of the lower head has a higher strength and therefore relocates almost vertically downwards under the combined thermal, weight and internal pressure load of the RPV. On the one hand, it will be possible by external flooding to retain the corium within the RPV even at increased pressures and even in reactors with high power (as e.g. KONVOI). On the other hand, there is no chance for melt retention in the considered scenario if neither internal nor external flooding of the RPV can be achieved. Two patents have been derived from the gained insights. Both are related to passively working devices for accident mitigation: The first one is a support of the RPV lower head pole part. It reduces the maximum mechanical load in the highly stressed area of the hot focus. In this way, it can prevent failure or at least extend the time to failure of the vessel. The second device implements a passive accident mitigation measure by making use of the downward movement of the lower head. Through this, a valve or a flap can be opened to flood the reactor pit with water from a storage reservoir located at a higher position in the reactor building. With regard to future plant designs it can be stated - differing from former presumptions - that an In-Vessel-Retention (IVR) of a molten core is possible within the reactor pressure vessel even for reactors with higher power. / Für das unwahrscheinliche Szenario eines Kernschmelzunfalls in einem Leichtwasserreaktor mit Bildung eines Schmelzesees in der Bodenkalotte des Reaktordruckbehälters (RDB) ist es notwendig, mögliche Versagensformen des RDB sowie Versagenszeiträume zu ermitteln, um die daraus resultierende mögliche Belastung des Sicherheitsbehälters bestimmen zu können. In dieser Arbeit wird ein integrales Modell entwickelt, das die Vorgänge im unteren Plenum beschreibt. Dabei sind zwei prinzipielle Modellbereiche zu unterscheiden: Das Temperaturfeld in der Schmelze und im RDB wird mit einem thermodynamischen Modell berechnet, während für die Strukturanalyse des RDB ein mechanisches Modell verwendet wird. Zunächst werden das betrachtete Unfallszenario dargestellt und die bisher in den letzten drei Dekaden weltweit durchgeführten wesentlichen analytischen, experimentellen und numerischen Untersuchungen diskutiert. Anschließend werden die auftretenden physikalischen Vorgänge analysiert. Gleichzeitig werden Skalierungsunterschiede zwischen den in dieser Arbeit betrachteten Experimenten der FOREVER-Reihe und einem prototypischen Szenario herausgearbeitet. Das thermodynamische und das mechanische Modell können rekursiv gekoppelt werden, wodurch die wechselseitige Beeinflussung berücksichtigt werden kann. Insbesondere werden damit neben der Temperaturabhängigkeit der Materialparameter und den thermisch induzierten Spannungen im mechanischen Modell auch die Rückwirkungen der Behälterverformung auf das Temperaturfeld selber erfasst. Für die Kriech- und Schädigungssimulation werden in dieser Arbeit neue Verfahren angewendet. Durch die Entwicklung und den Einsatz einer Kriechdatenbasis konnte die bei sehr unterschiedlichen Temperaturen, Spannungen und Dehnungen ungeeignete Verwendung einzelner Kriechgesetze umgangen werden. Aufbauend auf experimentellen Untersuchungen wurde eine Kriechdatenbasis für einen RDB-Stahl entwickelt und an Hand von Kriechversuchen verschiedener Geometrie und Dimension validiert. Als Ergebnis lässt sich festhalten, dass das gekoppelte Modell prinzipiell in der Lage ist, die Behälterdeformation im Falle der skalierten FOREVER-Experimente exakt zu beschreiben bzw. vorherzusagen. Unsicherheiten bezüglich der Versagenszeit resultieren aus nicht exakt bekannten Materialparametern und Randbedingungen. Die wesentlichen Ergebnisse dieser Arbeit lassen sich wie folgt zusammenfassen: Aufgrund des thermodynamischen Verhaltens eines großen Schmelzesees mit inneren Wärmequellen erfolgt die höchste thermomechanische Belastung des RDB im oberen Drittel der Bodenkalotte. Dieser Bereich wird als heißer Fokus bezeichnet. Der untere Bereich der Kalotte weist hingegen eine höhere Festigkeit auf und verlagert sich deswegen bei entsprechender Belastung des RDB im wesentlichen senkrecht nach unten. Bei einer externen Flutung besteht auch bei hohen Innendrücken für einen Reaktor großer Leistung (KONVOI) die Möglichkeit, die Schmelze im RDB zurückzuhalten. Ohne interne oder externe Flutung besteht für das betrachtete Szenario keine Aussicht für eine Schmelzerückhaltung im RDB. Aus den gewonnenen Erkenntnissen wurden zwei Patente abgeleitet. Dabei handelt es sich um passiv wirkende Einrichtungen zur Schadensbegrenzung: Die erste reduziert durch Abstützen des unteren Kalottenzentrums die Maximalspannungen im hochbeanspruchten Bereich des heißen Fokus und kann damit ein Versagen verhindern oder zumindest verzögern. Die zweite Einrichtung ermöglicht die passive Auslösung einer Flutung, indem die Abwärtsbewegung der Kalotte zur Steuerung genutzt wird. Hierdurch kann beispielsweise ein Ventil geöffnet werden, um Wasser aus im Gebäude höher angeordneten Reservoirs in die Reaktorgrube zu leiten. Abweichend von bisherigen Annahmen kann im Hinblick auf die Entwicklung zukünftiger Baulinien festgehalten werden, dass eine Kernschmelzerückhaltung im Reaktordruckbehälter auch für Reaktoren größerer Leistung möglich ist.