Vollprobabilistische Ermittlung der Fragility-Kurve einer Stahldruckschale bei Wasserstoff-Deflagration

Der Beitrag beschreibt die Analyse der Tragfähigkeit der Strahldruckschale des Kernkraftwerkes Beznau während eines möglichen schweren Störfalls in Verbindung mit einer Wasserstoff-Deflagration. Die Darstellung der Tragfähigkeit erfolgt in Form einer Versagenswahrscheinlichkeit als Funktion des internen Druckes (Fragility). Die zu berechnende Fragility-Kurve hat erhebliche Auswirkungen auf die Ergebnisse der Probabilistischen Sicherheitsbewertung (PSA) Level 2, bei der die Häufigkeit einer frühen Freisetzung (LERF) bestimmt wird. Dabei wird als Verlust der Tragfähigkeit ein Zustand definiert, bei dem die Stahldruckschale unter einer bestimmten dynamischen Druckerhöhung eine Leckage aufweist, die signifikant über der Entwurfsleckage der Konstruktion liegt. Für die Strukturanalyse wurden realistische Materialkennwerte aus umfangreichen Materialversuchen verwendet. Es wurden sowohl vereinfachte analytische Modelle als auch zwei- und dreidimensionale Finite-Elemente-Modelle entwickelt. Das zweidimensionale Finite-Elemente-Modell berücksichtigte thermodynamisch-strukturmechanisch gekoppelte Felder. Das erlaubt die Modellierung der Veränderungen im Materialverhalten, die durch die zeitvarianten Temperatur- und Druckverhältnisse im Containment während und nach einer Wasserstoff-Deflagration verursacht werden. Das strukturmechanische Modell berücksichtigte das nichtlineare Werkstoffverhalten ebenso wie die Temperatur- und Verzerrungsgeschwindigkeitsabhängigkeit. Desweiteren wurden lokale Korrosionsabtragungen sowohl hinsichtlich der Materialdicke als auch der Materialeigenschaften und Kontaktflächen berücksichtigt. Die Unsicherheiten wurden über Zufallszahlen und Zufallsfelder abgebildet. Im Vergleich zu bisherigen Fragility-Berechnungen konnte die Tragfähigkeit erhöht bzw. die Einwirkungen vergrößert werden.