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Abstrakt in Englisch

This dissertation forms a link between automation engineering and nuclear safety research. Subject of the investigations is the development of improved and more efficient models for the description of particle loaded coolant flows in a boiling water reactor after a loss of coolant accident.

In particular, the influence of released insulation material on the differential pressure at the strainers of the emergency cooling system in a boiling water reactor as a result of a postulated loss of coolant accident is investigated. Based on an analysis of the state of the art of science and technology a general model for the calculation of the differential pressure at the strainers is carried out. The designed model is modular. Each of the three modules characterizes an essential phenomenon of the insulation material behavior. This includes the disposal of insulation material, their transportation in the condensation chamber and the containment sump as well as the differential pressure build-up on the strainers. The process specificity of a loss of coolant accident is analyzed in detail. The developed model accounts the nonlinearities of the physical processes. The differential pressure model was created by artificial neural networks based on an experimental data base. Furthermore, the cascading of the differential pressure model in order to enable a data visualization in a three - dimensional feature space is performed. Based on the weight analysis the physical verification of the compact and cascaded differential pressure model structure is carried out.

The general model allows a full calculation of the differential pressure on the strainers of the emergency cooling system for a postulated loss of coolant accident, taking disposal, transport and head loss of insulation material into account. In comparison to complex three - dimensional numerical simulation code, the required calculation time is significantly lower. The model was successfully applied to a simulation of a postulated loss of coolant accident scenario for a boiling water reactor.

Abstrakt in Deutsch

Die vorliegende Dissertationsschrift ordnet sich an der Schnittstelle der Wissenschaftszweige Automatisierungstechnik und Reaktorsicherheits-forschung ein. Gegenstand der Untersuchungen ist die Entwicklung verbesserter und effizienter Modelle für die Beschreibung von partikelbelasteten Kühlmittelströmungen in einem Siedewasserreaktor nach einem Kühlmittelverluststörfall. Insbesondere wird der Einfluss des freigesetzten Isolationsmateriales auf den Differenzdruck an den Rückhaltevorrichtungen des Not-/Nachkühlsystems in einem Siedewasserreaktor in Folge eines postulierten Kühlmittelverluststörfalles untersucht.

Ausgehend von der Analyse des Standes von Wissenschaft und Technik erfolgt die Entwicklung eines Gesamtmodells zur Berechnung des Differenzdruckes über den Rückhaltevorrichtungen. Das Gesamtmodell ist modular aufgebaut. Jedes der drei Module charakterisiert, ausgehend von der Freisetzung über den Transport des Isolationsmateriales in der Kondensationskammer und im Steuerstabsantriebsraum bis hin zum Differenzdruckaufbau an den Rückhaltevorrichtungen, ein wesentliches Phänomen des Isolationsmaterialverhaltens. Es wurde die Prozessspezifik eines Kühlmittelverluststörfalls eingehend analysiert. Das entwickelte Gesamtmodell berücksichtigt die Nichtlinearitäten der physikalischen Vorgänge. Das Differenzdruckmodell wurde mit Hilfe der Methode der Künstlichen Neuronalen Netze auf Grundlage einer experimentellen Datenbasis erstellt. Weiterhin wird die Kaskadierung des Differenzdruckmodelles mit dem Ziel der Visualisierbarkeit im dreidimensionalen Merkmalsraum durchgeführt. Anhand der Gewichtsanalyse erfolgt die physikalische Verifikation der kompakten und kaskadierten Differenzdruckmodellstruktur.

Mit Hilfe des Gesamtmodells ist erstmals die geschlossene Berechnung des Differenzdruckes an den Rückhaltevorrichtungen der Not-/Nachkühlstränge im Ergebnis eines postulierten Kühlmittelverluststörfalles möglich. Die Simulationszeit des Gesamtmodells wurde im Vergleich zu komplexen dreidimensionalen numerischen Simulationscodes deutlich reduziert. Das Gesamtmodell wurde erfolgreich auf ein postuliertes Kühlmittelverluststörfallszenario für einen Siedewasserreaktor angewendet.