Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke ...

Durch das Versagen einer Primärkreisleitung kann einerseits ein Hochdruckpfad in einen
Niederdruckpfad, eventuell sogar mit Wiederkühlung des Kerns, überführt werden, andererseits
kann durch Versagen der Dampferzeugerrohre ein potenzieller Bypasspfad erzeugt werden.
7.2.2 Methoden zur Ermittlung der Wahrscheinlichkeit einer Druckentlastung
7.2.2.1 Methode zur Ermittlung der Erfolgswahrscheinlichkeit der primärseitigen
Druckentlastung
Für eine Vielzahl von Szenarien ist der Druckverlauf im Primärkreis mit und ohne Druckentlastung
zu berechnen. Die Ergebnisse sind anlagenspezifisch (Leistung, Anlagentyp). Zur Ermittlung der
Zeitspanne sind Anfangs- und Endzeit zu bestimmen.
Anfangszeit:
Endzeit:
Zeitpunkt zu dem der Operator wissen müsste, dass eine Druckentlastung
möglicherweise einzuleiten ist.
Zeitpunkt zu dem die Druckentlastung spätestens eingeleitet werden muss, um:
• Kernschaden zu vermeiden (Kriterium 923 K Kernaustrittstemperatur oder Beginn
der Wasserstoffproduktion),
• ein Versagen des RDB unter hohem Innendruck zu vermeiden (Druck- und Temperatur-Kriterien
siehe Abschnitt 7.6).
Die Wahrscheinlichkeit für die erfolgreiche, manuelle Einleitung der Druckentlastung als Funktion
der Zeit und für verschiedene Stress-Situationen (z.B. vorausgegangener Operatorfehler) kann mit
den Methoden zur Bewertung menschlicher Handlungen (siehe Methodenband Abschnitt 3.4)
ermittelt werden.
7.2.2.2 Methode zur Ermittlung der Versagenswahrscheinlichkeit des Primärkreises
7.2.2.2.1 Versagen der Primärkreisleitung
Aus den deterministischen integralen Analysen ist abzulesen, mit welchen Temperaturen der
Komponenten vor der Kernumlagerung und zwischen Kernumlagerung und RDB-Bodenversagen
zu rechnen ist. Als Resultat sind die Bandbreiten von berechneten Temperaturen für Hochdruck-
(> 8 MPa), Mitteldruck- (> 2 MPa) und Niederdruckfälle (< 2 MPa) anzugeben.
Ferner ist aus diesen Analysen der zugehörige quasi-stationäre Druck zu entnehmen und
gegebenenfalls um den aus der Schmelze-Wasser-Reaktion stammenden vorübergehenden
Druckbeitrag bei der Kernumlagerung zu erhöhen. Dies ergibt eine Bandbreite von Drücken für
jeden der drei Druckbereiche.
Für jeden der Druckbereiche ist dann die Wahrscheinlichkeit dafür zu ermitteln, dass die
temperaturabhängige Grenzbelastbarkeit (siehe folgende Arbeitsschritte) der Komponenten
überschritten wird.
1. Es werden die Hochtemperatur-Materialkennwerte für das Rohrmaterial benötigt.
Experimentell ermittelte Daten für die Festigkeit von Reaktorbaustählen bis 1273 K sind z.B. in
/MPA 99/ zu finden.
2. Die mechanische Belastung der Rohrleitungen wird aus dem Innendruck berechnet, indem die
Vergleichsspannung aus der Umfangsspannung, der Längsspannung und der mittleren
radialen Spannung gebildet wird.
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