Analyse der Schädigung eines Druckbehälters in Simulationsexperimenten von nuklearen Kernschmelzunfällen


Analyse der Schädigung eines Druckbehälters in Simulationsexperimenten von nuklearen Kernschmelzunfällen

Böhmert, J.; Müller, G.; Willschütz, H.-G.; Sehgal, B. R.

Das Verhalten eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen ist von hoher sicherheitstechnischer Bedeutung für die Beherrschung derartiger Störfälle. An der Königlich-Technischen Hochschule Stockholm werden in einem umfangreichen Programm (FOREVER - Failure Of REactor VEssel Retention) die Verformung und das Versagenverhalten des Druckbehälters unter der thermischen Belastung einer oxidischen Schmelze untersucht. Die Experimente werden begleitet durch Finite-Element-Modell-Vorausrechnungen und durch metallografische Nachuntersuchungen. Die Gefügeänderungen geben Hinweise auf die aufgetretenen Maximaltemperaturen und Temperaturgradienten, auf die Wechselwirkungen mit der Schmelze und der umgebenden Atmosphäre sowie auf den Versagensmechanismus. Am Beispiel eines FOREVER-Experimentes werden die Ergebnisse der Nachtestuntersuchungen mit den FE-Modellrechnungen verglichen. Die metallografischen Befunde bestätigen die FEM-Vorausrechnungen.

  • Lecture (Conference)
    DGM-Tagung Werkstoffprüfung 2001, Bad Nauheim, 6. - 7. 12. 2001

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-4252