An improved model for two-phase flow through beds of coarse particles

After the shutdown of a nuclear power plant continued decay heat is released from the reactor core. To avoid environmental pollution, even during a very unlikely severe accident with failure of all cooling devices, the nuclear material has to be retained in the reactor containment. Due to the decay heat and a missing heat sink the core may dry out, and subsequently heat up and melt. This core melt, called "corium", is a mixture of nuclear fuel, cladding and structure material. It will flow downwards, and, after some temporary configurations, pour down into the lower plenum of the reactor pressure vessel. Here the corium jet gets in contact with residual coolant water, and break up into fine fragments, that settle down as particulate debris bed. If the reactor pit is flooded, a similar configuration may also arise after vessel failure in the containment.

To achieve a stable cooled state enclosing the contaminated material, the decay heat of the corium has to be removed. Due to the magnitude of the internal power, and the non-availability of active cooling components, this heat can only be removed by evaporation of cooling liquid. The produced vapour escapes from the bed through the upper surface. To establish a steady cooled state, the evaporated water has to be replaced by a coolant inflow driven by gravity. Thus, a two phase flow of liquid water and steam establishes inside the particulate debris and determines the coolability.

The central aim of this work is to present a model for the calculation of the amount of heat that can be removed by this mechanism. As will be shown, this depends mainly on the friction laws and the geometric configuration of the particle bed. Especially the friction laws, with main emphasis on the interfacial drag between the steam and the water, are regarded in detail. For reactor typical configurations it will be shown, that the coolability is significantly increased in realistic multidimensional geometries, compared to commonly used 1D considerations. This increased coolability potential is due to preferred flow paths of the water. 
Nach dem Abschalten eines Kernreaktors wird weiterhin Warme freigesetzt. Diese Nachzerfallsleistung entsteht durch radioaktive Zerfalle in den Spaltprodukten und betragt etwa 1 % der thermischen Reaktorleistung. Bei einem Leicht Wasser Reaktor wird sie im regularen Zustand durch die Nachkuhlsysteme aus dem Reaktorkern abgefuhrt. Im sehr unwahrscheinlichen Fall eines schweren Storfalls, mit Ausfall aller Nach- und Notkuhlsysteme, ist diese Warmeabfuhr nicht mehr moglich. Das Kuhlwasser im Reaktorkern verdampft, und der nun trocken gelegte Kern heizt sich bis zum Aufschmelzen auf. Diese Schmelze, Corium genannt, ist eine Mischung aus Kernbrennstoff, Hullrohr- und Strukturmaterialien und verlagert sich zum Unteren Plenum des Reaktordruckbehalters. Hier kommt der Schmelzestrahl in direkten Kontakt mit dem Restwasser im Druckbehalter, und fragmentiert zu Tropfen, die wiedererstarren und sich im unteren Plenum als Schuttung ansammeln. Wenn der Sicherheitsbehalter mit Wasser geflutet ist, fuhrt ein analoger Prozess auch nach Versagen des Reaktordruckbehalters zu einer Schuttungskonfiguration in der Reaktorgrube.

Das zentrale Ziel aller Sicherheitsuntersuchungen ist es, kontaminiertes Material einzuschliessen. Daher ist die Kuhlbarkeit von solchen Partikelschuttungen aus fragmentiertem Corium eine zentrale Fragestellung. Um gekuhlte stationare Zustande zu erreichen, muss die Nachzerfallsleistung abgefuhrt werden. Aufgrund der grossen Warmeleistung und der Nichtverfuhgbarkeit aktiver Komponenten, wie z.B. Pumpen, kann die Leistung nur durch verdampfen von Kuhlwasser abgefuhrt werden. Der dabei entstehende Dampf entweicht uber den oberen Rand der Schuttung. Zum Erreichen eines stationaren Zustands ist es daher notwendig, dass das verdampfte Wasser durch einen von der Gewichtskraft getriebenen Zustrom ersetzt wird. Die sich dabei einstellende zwei-Phasen Stromung von Wasser und Dampf bestimmt die Kuhlbarkeit der Partikelschuttung.

Im Rahmen dieser Arbeit wird das Kuhlungspotential solcher Partikelschuttungen fur reaktortypische Konfigurationen untersucht. Hierbei sind die Reibungsformulierungen fur die zwei-Phasen Stromung von zentraler Bedeutung. Im Besonderen wird die Notwendigkeit einer expliziten Berucksichtigung der Interphasenreibung zwischen Wasser und Dampf aufgezeigt. Basierend auf den Reibungsformulierungen wird dann fur realistische mehrdimensionale Konfigurationen die globale Kuhlbarkeit untersucht. Hier zeigt sich ein erheblich verbessertes Kuhlungspotential gegenuber ublicherweise betrachteten 1D Konfigurationen. Diese verbesserte Kuhlbarkeit ergibt sich aufgrund von Querstromungen uber bevorzugte Wasserpfade.

Influence of multidimensionality and interfacial friction on the coolability of fragmented corium

Pressure drop and average void fraction measurements for two-phase flow through highly permeable porous media

Interfacial drag of two-phase flow in porous media

https://hal.archives-ouvertes.fr/hal-01498570/document

Modeling of inertial multi-phase flows through high permeability porous media: Friction closure laws

Pressure drop and void fraction measurements in two-phase (air-water) flow through porous beds of randomly packed spheres have been used to determine the interfacial gas-liquid drag and the gas-solid drag for the case of zero net liquid flux through the bed. The results, presented for beds of 3.18-, 6.35-, and 12.7-mm spheres, show that the interfacial gas-liquid drag term is of the same order as the gas-solid drag term when the particle size is greater than 6 mm.

N. K. Tutu

Papers

Interfacial Drag for Two-Phase Flow Through High Permeability Porous Beds