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  Institute for Reactor Safety and Reactor Technology (Univ.-Prof. Dr. rer. nat. Hans-Josef Allelein)

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Verbesserung der Reaktorsicherheit bei schnellen nuklearen Transienten

Zu der Klasse der schweren, mit sehr geringer Wahrscheinlichkeit auftretenden, Störfällen gehören Transienten infolge von Reaktivitätsstörungen, auch RIA (Reactivity Initiated Accident) genannt. Besonderes Augenmerk wird immer auf Kritikalitätsstörfälle im prompt kritischen Bereich gelegt, wenn also die zugeführte Störfallreaktivität r größer als b (Anteil der verzögerten Neutronen) ist. Der prinzipielle Ablauf einer schnellen Reaktivität ist in Abbildung 1 dargestellt.

Typischer Verlauf einer Transiente

Als Auslöser einer schnellen Transiente in einem Druckwasserreaktor unterstellt man z.B. das Versagen eines Abschaltsystemgehäuses, gefolgt von einem schnellen, durch die Druckdifferenz ausgelösten, Austreiben eines gesamten Abschaltelements. Darüberhinaus kann es auch durch das Eindringen von unboriertem Kühlmittel in den Reaktorkern zu einem plötzlichen Anstieg der Reaktivität kommen. Unabhängig vom auslösenden Ereignis kommt es in allen Fällen zu einem schnellen Anstieg der Reaktorleistung und dadurch bedingt zu einem Temperaturanstieg im Brennstoff. Aufgrund des negativen Dopplerkoeffizienten in den Resonanzabsorbern U-238 und Th-232 nimmt die Reaktivität mit zunehmender Brennstofftemperatur ab, so dass die Leistungsexkursion in einem Zeitraum von weniger als einer Sekunde beendet ist. Die Halbwertsbreite einer Reaktivitätstransiente beträgt in einem LWR typischerweise 30 ms. Der Eintrag von großen zusätzlichen Energiemengen in den Brennstoff sowie die erhöhte Beanspruchung der Brennstabhüllen kann zu Brennelementschäden führen. Dieser Fragestellung haben sich viele theoretische Analysen gewidmet und umfangreiche Experimente zu Pelletbrennstoffen und Coated-Particle-Brennstoffen sind weltweit durchgeführt worden.

Ziel des Projekts

Das Ziel der Untersuchungen besteht darin, Verbesserungsvorschläge für existierende sowie innovative Reaktoranlagen in Bezug auf das Verhalten bei schnellen nuklearen Transienten zu erarbeiten. Im Rahmen des Forschungsvorhabens sollen einerseits Vorschläge erarbeitet werden, die Spaltproduktfreisetzung aus dem Brennelement infolge einer schnellen nuklearen Transiente zu begrenzen, andererseits durch veränderte Brennelement- und Kernauslegungen das Auftreten schneller nuklearer Transienten zu verhindern bzw. die Folgen zu minimieren.Im Rahmen vorangegangener Forschungsvorhaben konnte gezeigt werden, dass die Sicherheit von Druckwasserreaktoren im Hinblick auf Kernschmelzen durch eine zusätzliche keramische Brennelementkapselung erheblich verbessert werden kann. Eine höhere Wärmekapazität im Core sowie eine Reduktion der Kernleistungsdichte kann die Karenzzeit bis zum Einsetzen einer Kernschmelze von einer halben auf mehrere Stunden verlängern. Es stellt sich die Frage, inwiefern eine keramische Kapselung des Brennstoffes den Ablauf sowie die Auswirkungen einer schnellen nuklearen Transiente beeinflussen kann. Die Fertigung derartiger Kapselungen hat sich als machbar herausgestellt. Das Vorhaben soll einen Beitrag dazu liefern, die Potentiale zur Verbesserung der Reaktorsicherheit in Bezug auf schnelle nukleare Transienten aufzuzeigen. Ein Vergleich herkömmlicher mit innovativer Reaktortechnik liefert Maßstäbe zur Bewertung der Reaktorsicherheit existierender Anlagen.