KLIMASCHUTZdigital.de

Strahlenschutz / Bund

Bekanntmachung von sicherheitstechnischen Regeln des Kerntechnischen Ausschusses – 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 [2]

1 Anwendungsbereich [3]

2 Begriffe [4]

2.1 Allgemeine Begriffe [5]

2.2 DWR-spezifische Begriffe [6]

2.3 SWR-spezifische Begriffe [7]

3 Sicherheitstechnische Anforderungen an die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen [8]

3.1 Allgemeines [9]

3.2 Sicherheitsebene 1 [10]

3.3 Sicherheitsebene 2 [11]

3.4 Sicherheitsebene 3 [12]

3.5 Sicherheitsebene 4a (sehr seltene zu betrachtende postulierte Ereignisse; hier nur ATWS) [13]

4 Anforderungen an die Methoden für die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen [14]

4.1 Wesentliche Zusammenhänge der thermohydraulischen Auslegung von Reaktorkernen mit anderen Analysebereichen [15]

4.2 Gekoppelte Analysen [16]

4.3 Berücksichtigung von Unsicherheiten in der Kernauslegung [17]

4.3.1 Grundanforderungen [18]

4.3.2 Abdeckende Behandlung von Unsicherheiten [19]

4.3.3 Statistische Behandlung von Unsicherheiten [20]

4.3.3.1 Allgemeines [21]

4.3.3.2 Gauß-Verfahren (RMS-Methode) [22]

4.3.3.3 Monte-Carlo-Simulation [23]

4.3.4 Besonderheiten der Kernauslegung für die Sicherheitsebene 4a [24]

4.4 Vereinfachungen und Näherungen [25]

4.5 Überprüfung der Gültigkeit und Genauigkeit [26]

4.5.1 Allgemeines [27]

4.5.2 Vorgehen bei der Validierung [28]

4.5.3 Sicherheitsebenen [29]

5 Spezielle Anforderungen an die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen [30]

5.1 Stabilität beim SWR [31]

5.2 Kompatibilität [32]

5.3 Ausgangsleistungsverteilung [33]

5.4 Durchsatzverteilung im Reaktorkern [34]

5.4.1 Allgemeines [35]

5.4.2 Durchsatzverteilung vor Kerneintritt [36]

5.4.3 Kerndurchsatz und Bypass [37]

5.4.4 Durchsatz durch Brennelemente oder Brennstabgruppen [38]

5.4.5 Kühlmittelverdrängung infolge unterschiedlicher Aufheizung [39]

5.4.6 Querdurchmischung des Kühlmittels [40]

5.5 Druckdifferenzen im Reaktorkern [41]

5.6 Resultierende Kräfte im Reaktorkern [42]

5.7 Wärmeübertragung an das Kühlmittel [43]

5.7.1 Untersuchungsumfang [44]

5.7.2 Betriebsschwankungen und Messtoleranzen der Prozessvariablen [45]

5.7.3 Fertigungstoleranzen [46]

5.7.4 Toleranzen der Rechenverfahren und -programme [47]

5.8 Angrenzende Systeme und Komponenten [48]

5.8.1 Gesamtdurchsatz und Auslegung der Kühlmittelpumpen [49]

5.8.2 Schutz des Reaktorkerns vor unzulässigen Betriebszuständen [50]

6 Anforderungen an empirische Korrelationen [51]

6.1 Allgemeines [52]

6.2 Experimentelle Grundlagen [53]

6.3 Entwicklung von Korrelationen [54]

6.4 Festlegung des Gültigkeitsbereichs [55]

6.5 Validierung [56]

Anhang A
Repräsentative Ereignisse für die Kernauslegung
[57]

Anhang B
Bestimmungen, auf die in dieser Regel verwiesen wird
[58]