atw - International Journal for Nuclear Power | 11/12.2019

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atw Vol. 64 (2019) | Issue 11/12 ı November/December RESEARCH AND INNOVATION 536 Initial system pressure | Tab. 2. Specific experimental values. | Fig. 9. The pressure histories with various mass fraction nitrogen under 1.0 MPa pressure. Non-condensable gas mass fraction Peak pressure 0.5 0 0.55 0.5 10 % 0.59 0.5 20 % 0.61 1.0 0 1.08 1.0 10 % 1.21 1.0 20 % 1.25 1.5 0 1.69 1.5 10 % 1.87 1.5 20 % 1.92 In particular, the research demonstrated that when the pressurizer is free from non-condensable gas, may present the twice peak pressure phenomenon during the transient, and the first peak pressure will present about the same time. While only one peak pressure will present during the transient containing the noncondensable gas. There are two main reasons affected the pressure in a transient experiment, the first part is the increase of liquid level plays a role that compresses gas-phase space and the pressure is going up, the second part is steam condensation leading to a decrease pressure at some degrees. The peak pressure is combination of the two aspects. In the early stage of the transient, the compression of the vapor space plays leading roles and the pressure is going up. At this stage, there was no distinct effect on the temperature of the interface by incoming the cold water during the transient. In the second stage, steam condensation leads to a decrease pressure at some degrees due to the temperature reduction of the interface. And in next stage, the compression of the vapor space also plays leading roles comparing with the steam condensation and the pressure is going up. Conclusion Based on the proceeding analysis and experiments, an experimental study of the pressure response during an insurge transient under various pressure has been performed. The following conclusions are drawn based upon the experimental and analytical results: I The system pressure growth rate and the initial pressure of the pressurizer have positive correlation. The higher the initial pressure, the faster the system pressure growth rate in the transient. II The changes in system temperature coincided well with those of system pressure. III The higher initial non-condensable gas mass fraction in the primary tank, the higher the peak pressure in the transient. IV In particular, when the pressurizer is free from non-condensable gas, may present the twice peak pressure phenomenon during the transient, and the first peak pressure will present about the same time. While only one peak pressure will present during the transient containing the non-condensable gas. Acknowledgments Special thanks should go to Mr Ma Xizhen who have put considerable time and effort into the designing and constructing work of the experiment plant. References [1]. Bot P L. Human reliability data, human error and accident models—illustration through the Three Mile Island accident analysis[J]. Reliability Engineering & System Safety, 2004, 83(2):153-167. [2]. Jr H T P. Summary report on the post-accident review meeting on the chernobyl accident : International Nuclear Safety Advisory Group. International Atomic Energy Agency (IAEA) Safety Series No. 75-INSAG-1 (STI/PUB/ 740), Vienna, IAEA, 1986. 260 Austrian Schillings[J]. Journal of Environmental Radioactivity, 1987, 5(5):403-404. | Fig. 10. The pressure histories with various mass fraction nitrogen under 1.5 MPa pressure. [3]. Kinoshita N, Sueki K, Sasa K, et al. Assessment of individual radionuclide distributions from the Fukushima nuclear accident covering central-east Japan[J]. Proceedings of the National Academy of Sciences of the United States of America, 2011, 108(49):19526-19529. [4]. International Atomic Energy Agency: Advances in small modular reactor technology developments. Vienna: the IAEA in Austria,2014. [5]. Redfield, J. A., Prescop, V., & Margolis, S. G. (1968). Pressurizer performance during loss-of-load tests at shippingport: analysis and test. , 4(3), 173-181. [6]. Saedi, H. R. (1982). Insurge pressure response and heat transfer for PWR pressurizer. Massachusetts Institute of Technology. [7]. Kim, S. N. (1984). An experimental and analytical model of a pwr pressurizer during transients. British Journal of Surgery, 87(12), 1615–1616. [8]. Leonard, M. T., & Griffith, P. (1983). The effects of a noncondensable gas on pressurizer insurge transients. Trans. Am. Nucl. Soc.; (United States), 46(6), 844-845. NOMURA Katsuya, K.S.O.Y., Numerical analysis of droplet breakup behavior using particle method. 1999. 38(12): p. 1057-1064. [9]. 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atw Vol. 64 (2019) | Issue 11/12 ı November/December Stilllegung und Rückbau des Rossendorfer Forschungsreaktors RFR Teil 1: Objektbeschreibung, Genehmigungsverfahren, Ausgangssituation, Planungskonzept und Meilensteine Reinhard Knappik, Klaus Geyer, Sven Jansen und Cornelia Graetz Mit der Entlassung des Rossendorfer Forschungsreaktors im September 2019 aus dem Geltungsbereich des Atomgesetzes (AtG) sind die Stilllegung und der Rückbau der alten kerntechnischen Anlagen des ehemaligen Zentralinstituts für Kernforschung (ZfK) der Akademie der Wissenschaften der DDR bis auf ein ca. 50 m langes Reststück einer Rohrleitung der Speziellen Kanalisation abgeschlossen. In der zweiteiligen Veröffentlichung werden die Arbeiten zur Stilllegung und zum Rückbau des Rossendorfer Forschungsreaktors (RFR) übersichtsartig vorgestellt, wobei im Teil 1 (atw 11-12 2019) anknüpfend an die Objektbeschreibung die Genehmigungsverfahren, die Ausgangssituation radiologisch und konventionell, das realisierte Planungskonzept sowie die Meilensteine vor gestellt werden. Im Teil 2 (atw 1/2020) wird auf ausgewählte Aspekte der Stilllegung- und Rückbaudurchführung, zum Strahlenschutz, zur Freigabe sowie zum Reststoff- und Abfallmanagement eingegangen. 1 Einleitung Die Geschichte des Rossendorfer Forschungsreaktors und damit des Forschungsstandortes Rossendorf bei Dresden (jetzt Dresden-Rossendorf) begann mit dem „Abkommen über die Hilfeleistung der Union der Sozialistischen Sowjetrepubliken an die Deutsche Demokratische Republik bei der Entwicklung der Forschung auf dem Gebiet der Physik des Atomkerns und der Nutzung der Kernenergie für die Bedürfnisse der Volkswirtschaft“, das am 28. April 1955 abgeschlossen wurde. Auf dieser Grundlage erfolgte die Lieferung zweier Großgeräte, ein 2 MW Forschungsreaktor vom Typ WWR-S (Abb. 1) und ein 25 MeV-Zyklotron, an das am 1. Januar 1956 gegründete Zentral institut für Kernphysik (später Zentralinstitut für Kernforschung). Am 14. Dezember 1957 wurde der erste Forschungsreaktor der DDR nach einer Bauzeit von nur 21 Monaten erstmals kritisch und am 16. Dezember 1957 offiziell im Rahmen eines Staatsaktes in Betrieb genommen. Der RFR war ein leichtwassermoderierter und -gekühlter Tankreaktor. Über einen Zwischenschritt (von 2 MW auf 4 MW und 5 MW im Jahre 1965) erfolgte zuletzt eine Leistungs erhöhung auf 10 MW (1967), die ab 1981 im Dauerbetrieb realisiert wurde. Die Leistungserhöhung auf 10 MW konnte nur durch Einsatz neuer Brennstäbe mit einer Anreicherung von 36 % U-235 gegenüber vorher von 10 % U-235 erreicht werden. Die Energieabgabe des RFR betrug insgesamt rund 28.000 MWd bei einem Leistungseinsatz von rund 105.000 Stunden. Es gab während der Betriebszeit des RFR kein Ereignis, welches strahlenschutzrelevant war. Interessante Details über die RFR- Betriebszeit enthält das Buch „Beiträge zur Geschichte des Rossendorfer Forschungsreaktors RFR“ [1]. Im Zuge der weiteren Entwicklung des Forschungsstandortes entstanden eine Vielzahl von weiteren Anlagen und Einrichtungen in denen eine kerntechnische Nutzung bis 1991 erfolgte, wobei hier der RFR nur bis zum 27. Juni 1991 betrieben wurde. Mit der Neuordnung des Forschungsstandortes nach der Wiedervereinigung und der Auflösung der Akademie der Wissenschaften zum 31. Dezember 1991 wurden dann auf der Grundlage mehrerer in den Jahren 1993 und 1996 vollzogener Kabinettsbeschlüsse mit der Stilllegung und dem Rückbau der kerntechnischen Anlagen am Forschungsstandort begonnen. Der Freistaat Sachsen beauftragte den Verein für Kern verfahrenstechnik und Analytik Rossendorf e. V. (VKTA, Umbenennung in „VKTA – Strahlenschutz, Analytik & Entsorgung Rossendorf e. V.” im Dezember 2014) mit der vollständigen Beseitigung der nuklearen Altlasten des Forschungsstandortes Rossendorf. Im Folgenden werden die wichtigsten Rückbauobjekte mit Termin der Ent lassung (in Klammern) aus dem Geltungsbereich des Atomgesetzes aufgeführt: p die Rossendorfer Anordnung für kritische Experimente (RAKE, 1998) p das Urantechnikum (2000) p der Rossendorfer Ringzonenreaktor (RRR, 2000) p die Spezielle Kanalisation am Forschungsstandort (AtG-Teilentlassungen 2010, 2013 und 2018) p die Objekte und Anlagen der Isotopenproduktion (von 2009 bis 2014, [2]) p die Anlagen und das Gelände der Entsorgungs wirtschaft des ehemaligen ZfK (2005, 2011 und 2018) p der RFR (2009, 2010, 2019) | Abb. 1. Ansicht des Forschungsreaktors während der Fertigstellungsphase. Die Kosten für Stilllegung, Rückbau und Entsorgung werden vollständig vom Freistaat Sachsen getragen, sodass die Mittelbereitstellung auch Einfluss auf die terminlichen Arbeitsabläufe hatte. So mussten in den Jahren 2005 und 2006 die Rückbauarbeiten aufgrund der zu knapp bemessenen Finanzmittel durch den Freistaat Sachsen eingestellt werden, was zu entsprechend längeren Rückbauzeiten führte, da z. B. Mitarbeiter nicht mehr zur Verfügung standen. 2 Objektbeschreibung Zu den RFR-Anlagen (Abb. 2) gehörten der „Rückbau komplex RFR“ mit einer Fläche von ca. 9.000 m 2 und den Objekten: p Labortrakt (1) mit Reaktorwarte (2) 537 DECOMMISSIONING AND WASTE MANAGEMENT Decommissioning and Waste Management Decommissioning & Dismantling of the Rossendorf Research Reactor RFR ı Reinhard Knappik, Klaus Geyer, Sven Jansen and Cornelia Graetz
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