Modellierung von SGTR und seine Auswirkungen auf PSA-Studien

Die größte Sorge bei der Nutzung der Atomenergie bleibt die Gefahr einer unbeabsichtigten Freisetzung von radioaktiven Substanzen in die Umwelt. Um dieses Risiko zu verringern und die Sicherheit von Atomreaktoranlagen zu verbessern, wurden die möglichen Auswirkungen eines Bruches von Dampfgeneratorrohren von einer Gruppe europäischer Institute und Unternehmen untersucht.

In einem Atomreaktor wird Wärme durch dir Kernspaltung von Uranatomen erzeugt, die sich im Reaktorkern befinden. Diese Wärme wird in zwei Kreisläufen – einem primären und einem sekundären – vom Kern abgeführt. Dabei wird das im Primärkreislauf zirkulierende Wasser erhitzt. Dieser Kreislauf führt durch einen Dampfgenerator, in dem der Sekundärkreislauf über ein Wärmetauscher-Rohrbündel erwärmt wird, das gewöhnlich aus einer großen Zahl von U-förmigen Rohren besteht.

Das Problem, dem sich die Projektteilnehmer widmeten, ist die Gefahr eines Dampfgenerator-Rohrbruches (Steam Generator Tube Rupture, SGTR) in Druckwasserreaktoren (Pressurised Water Reactors, PWRs). Die Materialeigenschaften der Rohre im Inneren des Dampfgenerators verschlechtern sich im Laufe der Zeit. Dies kann letztlich mit einem Rohrbruch enden, der in Kombination mit anderen Fehlfunktionen dazu führen kann, dass radioaktive Kernspaltungsprodukte aus dem Primär- in den Sekundärkreislauf und schließlich in die Umwelt gelangen. Die Schwere eines solchen Störfalls verringert sich beträchtlich, wenn verhindert werden kann, dass diese radioaktiven Produkte im Dampfgenerator gehalten werden. Das Ziel des SGTR-Projekts besteht im Aufbau einer Datenbank mit Informationen über die Möglichkeiten zur Zurückhaltung von Spaltprodukten im Inneren des Dampfgenerators.

Die wichtigsten Störfallszenarien wurden auf der Grundlage vorhandener Studien zur wahrscheinlichkeitstheoretischen Sicherheitsbewertung (Probabilistic Safety Assessment, PSA) spezifiziert. Diese Studien dienen zur Ermittlung der Wege, auf denen radioaktive Substanzen nach einer Betriebsstörung freigesetzt werden könnten, sowie zur Abschätzung der Größenordnung und Häufigkeit solcher Ereignisse. Aus diesen Szenarien wurden die entscheidenden Grenzbedingungen für die experimentellen Studien ermittelt. Diese sind: Trocken- und Nassbedingungen auf der Sekundärseite, Zahl der gebrochenen Rohre, Schwere und Ort des Schadens, Durchflussmenge an der Bruchstelle, Spaltprodukt-Konzentration und Flutungsrate. Das Rückhaltevermögen gegenüber Spaltprodukten in den Dampfgeneratorrohren und auf der Sekundärseite des Reaktors wurde anhand von verkleinerten Modellen zweier PWR-Dampfgeneratortypen untersucht.

Zwar bleibt noch in vielen Bereichen weitere Forschungsarbeit zu leisten, doch das Projekt hat bereits Antworten auf heikle Fragen im Hinblick auf eine Aerosolablagerung und -resuspension im Fall eines Rohrbruches geliefert. Diese Informationen können zur Beurteilung der Wirksamkeit unterschiedlicher Strategien zum Störfallmanagement herangezogen und somit zur Verbesserung der Reaktorsicherheit genutzt werden.

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Jokiniemi, Jorma (Dr)

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