Bezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreaktor ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Es wurden bereits eine Reihe von Experimenten durchgeführt, welche Erkenntnisse hierüber liefern sollen. Begleitend wurden in Einzelversuchen Materialeigenschaften ermittelt, sowie theoretische und numerische Arbeiten durchgeführt. Für die Simulation von Experimenten zum Versagen der Bodenkalotte, wie OLHF oder FOREVER, ist es notwendig, Kriechen und Plastizität zu berücksichtigen. Gleichzeitig müssen geeignete Modelle das Temperaturfeld in der Behälterwand für die mechanischen Rechnungen bereitstellen. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZR wird ein Finite-Elemente-Modell erstellt, das sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elasto-plastische Mechanik der Behälterwand modelliert. Die bisher durchgeführten Arbeiten werden in diesem Bericht kurz erläutert und mit Beispielen belegt. Am FZR wurde ein Finite-Elemente-Model entwickelt, das die Verwendung von einfachen Kriechgesetzen, die mit ihren angepassten Konstanten nur für begrenzte Spannungs- und Temperaturbereiche gültig sind, umgeht. Stattdessen wird eine numerische Kriechdatenbasis angelegt, in der die Kriechdehnrate in Abhängigkeit von der Gesamtdehnung, der Temperatur und der Vergleichsspannung abgelegt ist. Eine wesentliche Aufgabe für diese Vorgehensweise besteht in der Generierung und Validierung der Kriechdatenbasis. Zusätzlich wurden alle relevanten temperaturabhängigen Materialeigenschaften mit entsprechenden Modellen in den Code eingegeben. Für die Bestimmung der Versagenszeit wurde ein Schädigungsmodel nach einem Vorschlag von Lemaitre implementiert. Die Validierung des numerischen Models erfolgt durch die Simulation von und den Vergleich mit Experimenten. Dies geschieht in 3 Stufen: zunächst werden einzelne einachsige Kriechversuche nachgerechnet, was als 1D-Problem bezeichnet wird. In der nächsten Stufe werden sogenannte "Rohrversagensexperimente" simuliert: das RUPTHER-14 und das "MPA-Meppen"-Experiment. Diese Experimnete werden als 2D-Probleme betrachtet. Schließlich kann das Modell auf skalierte 3D-Versuche angewendet werden, in denen die Bodenkalotte eines Druckwasserreaktors mit ihrer halbkugelförmigen Geometrie wiedergegeben wird. Ein Beispiel hierfür sind die FOREVER-Experimente. In Zusammenarbeit mit den Experimentatoren an der KTH in Stockholm wurden Pre- und Posttest-Rechnungen für diese bisher einzigartigen Experimente durchgeführt, deren Ergebnisse qualitativ und quantitativ sehr zufriedenstellend sind. Eine wichtige Frage im Rahmen dieser Arbeit ist die Vergleichbarkeit des französischen Reaktordruckbehälterstahls 16MND5 und des deutschen 20MnMoNi5-5, welche chemisch nahezu identisch sind. Da diese beiden Stähle ein ähnliches Verhalten zeigen, sollte es in gewissem Umfang zulässig sein, experimentelle und numerische Daten und Erkenntnisse zwischen beiden zu übertragen.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:DRESDEN/oai:qucosa:de:qucosa:21748 |
| Date | January 2003 |
| Creators | Willschütz, Hans-Georg, Altstadt, Eberhard |
| Publisher | Forschungszentrum Rossendorf |
| Source Sets | Hochschulschriftenserver (HSSS) der SLUB Dresden |
| Language | German |
| Detected Language | German |
| Type | doc-type:report, info:eu-repo/semantics/report, doc-type:Text |
| Source | Wissenschaftlich-Technische Berichte / Forschungszentrum Rossendorf; FZR-370 März 2003 |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
| Relation | urn:nbn:de:bsz:d120-qucosa-237209, qucosa:22351 |
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