The integrity of NSSS and containment during extended station blackout for Kuosheng BWR plant Translated title: Die Integrität von NSSS und Containment während eines ausgedehnten Ausfalls des Kuosheng-Siedewasserreaktors

Abstract

The Fukushima Daiichi accident occurring on March 11, 2011, reveals that Station Blackout (SBO) may last longer than 8 h. However, the original design may not have sufficient capacity to cope with a SBO for more than 8 h. In view of this, Taiwan Power Company has initiated several enhancements to mitigate the severity of the extended SBO. Based on the improved plant configuration, a SBO coping analysis is performed in this study to assess whether the Kuosheng BWR plant has sufficient capability to cope with SBO for 24 h with respect to maintaining the integrity of the reactor core and containment. The analyses in the Nuclear Steam Supply System (NSSS) and the containment are based on the RETRAN-3D and GOTHIC models, respectively. The flow conditions calculated by RETRAN-3D during the event are retrieved and input to the GOTHIC containment model to determine the containment pressure and temperature response. These boundary conditions include SRV flow rate, SRV flow enthalpy, and total reactor coolant system leakage flow rate.

Kurzfassung

Der Fukushima-Daiichi-Unfall vom 11. März 2011 zeigt, dass der Station-Blackout (SBO) länger als 8 Stunden dauern kann. Die Auslegung der Anlage mag nicht geeignet sein mit einem SBO länger als 8 h fertig zu werden. Die Taiwan Power Company hat deshalb Verbesserungen initiiert um den Schweregrad eines ausgedehnten SBO zu mildern. Basierend auf einer verbesserten Anlagenauslegung wurde eine Analyse durchgeführt um festzustellen ob der Kuosheng-Siedewasserreaktor geeignet ist einen 24 h andauernden SBO zu bewältigen in Bezug auf den Erhalt der Integrität des Reaktorkerns und des Containments. Die Analyse des nuklearen Dampferzeugungssystems (NSSS) und des Containments basieren auf den RETRAN-3D bzw. GOTHIC-Modellen. Die mit Hilfe von RETRAN-3D berechneten Strömungsverhältnisse während des Ereignisses werden erfasst und dienen als Input für das GOTHIC-Containment-Modell zur Bestimmung des Drucks im Containment und des Temperaturverhaltens. Diese Randbedingungen beinhalten SRV-Strömungsgeschwindigkeit, SRV-Strömungsenthalpie und den gesamten Reaktorkühlmittelschwund.