Strahlenschutz / Bund

Bekanntmachung von sicherheitstechnischen Regeln des Kerntechnischen Ausschusses – Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren – Teil 1: Grundsätze der thermohydraulischen Auslegung (Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren – Teil 1: Grundsätze der thermohydraulischen Auslegung – KTA 3101.1)

Vom 19.06.2017, BAnz S. 4838

Inhaltsübersicht

Grundlagen

1 Anwendungsbereich

2 Begriffe

2.1 Allgemeine Begriffe

2.2 DWR-spezifische Begriffe

2.3 SWR-spezifische Begriffe

3 Sicherheitstechnische Anforderungen an die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen

3.1 Allgemeines

3.2 Sicherheitsebene 1

3.3 Sicherheitsebene 2

3.4 Sicherheitsebene 3

3.5 Sicherheitsebene 4a (sehr seltene zu betrachtende postulierte Ereignisse; hier nur ATWS)

4 Anforderungen an die Methoden für die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen

4.1 Wesentliche Zusammenhänge der thermohydraulischen Auslegung von Reaktorkernen mit anderen Analysebereichen

4.2 Gekoppelte Analysen

4.3 Berücksichtigung von Unsicherheiten in der Kernauslegung

4.3.1 Grundanforderungen

4.3.2 Abdeckende Behandlung von Unsicherheiten

4.3.3 Statistische Behandlung von Unsicherheiten

4.3.3.1 Allgemeines

4.3.3.2 Gauß-Verfahren (RMS-Methode)

4.3.3.3 Monte-Carlo-Simulation

4.3.4 Besonderheiten der Kernauslegung für die Sicherheitsebene 4a

4.4 Vereinfachungen und Näherungen

4.5 Überprüfung der Gültigkeit und Genauigkeit

4.5.1 Allgemeines

4.5.2 Vorgehen bei der Validierung

4.5.3 Sicherheitsebenen

5 Spezielle Anforderungen an die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen

5.1 Stabilität beim SWR

5.2 Kompatibilität

5.3 Ausgangsleistungsverteilung

5.4 Durchsatzverteilung im Reaktorkern

5.4.1 Allgemeines

5.4.2 Durchsatzverteilung vor Kerneintritt

5.4.3 Kerndurchsatz und Bypass

5.4.4 Durchsatz durch Brennelemente oder Brennstabgruppen

5.4.5 Kühlmittelverdrängung infolge unterschiedlicher Aufheizung

5.4.6 Querdurchmischung des Kühlmittels

5.5 Druckdifferenzen im Reaktorkern

5.6 Resultierende Kräfte im Reaktorkern

5.7 Wärmeübertragung an das Kühlmittel

5.7.1 Untersuchungsumfang

5.7.2 Betriebsschwankungen und Messtoleranzen der Prozessvariablen

5.7.3 Fertigungstoleranzen

5.7.4 Toleranzen der Rechenverfahren und -programme

5.8 Angrenzende Systeme und Komponenten

5.8.1 Gesamtdurchsatz und Auslegung der Kühlmittelpumpen

5.8.2 Schutz des Reaktorkerns vor unzulässigen Betriebszuständen

6 Anforderungen an empirische Korrelationen

6.1 Allgemeines

6.2 Experimentelle Grundlagen

6.3 Entwicklung von Korrelationen

6.4 Festlegung des Gültigkeitsbereichs

6.5 Validierung

Anhang A
Repräsentative Ereignisse für die Kernauslegung

Anhang B
Bestimmungen, auf die in dieser Regel verwiesen wird

 
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