Untersuchung zum Druckentlastungsvorgang im Primärkreis eines Kugelhaufen-Hochtemperaturreaktors nach Abriß einer Hauptkühlmittelleitung. Berichte der Kernforschungsanlage Jülich, Jül-1404; Parallelausgabe.

Abstract

Im Mittelpunkt der Untersuchung steht der Prozeßwärmereaktor PR 500, der zur Erzeugung von Prozeßdampf und Vorschaltstrom in einem Industriekernkraftwerk vorgesehen ist.Die wärmeaustauschenden Aggregate der drei parallelen Kreisläufe des Reaktors sind innerhalb des Containments freistehend um diesen angeordnet.Koaxialleitungen verbinden die Dampferzeuger mit dem Reaktor.Den Schwerpunkt der Arbeit bildet die Untersuchung der Folgen, die sich aus dem Bruch einer Koaxialleitung, dem denkbar schwersten Störfall in diesem Reaktortyp, ergeben können.Dabei liegen die Probleme nicht unmittelbar wie bei Wasserreaktoren in der Gefahr einer Kühlmittelentblößung des Kerns, da der Kühlmitteldruck auch im Falle einer Leckage zur Nachwärmeabfuhr ausreichend wäre.Vielmehr ergeben sich in dem angenommenen Störfall enorme Druckunterschiede innerhalb kürzester Zeit, die zur Beschädigung von Einbauten und Komponenten führen können, die zur Abfuhr der Nachzerfallswärme notwendig sind. sg/difu