Nukleare Prozesswärmeanlage AVR-II : sicherheitstechnische Untersuchungen

Im Frühjahr 1982 stellte die Kernforschungsanlage (KFA) Jülich in einem zusammenfassenden Bericht /l/ das Konzept einer nuklearen Prozeßwärmeanlage vor. Die Anlage mit einem Kugel häufen-HTR von 50 MW$_{th}$, als Wärmequelle erhielt in Anlehnung an den seit 1967 mit Erfolg auf dem Gelände der KFA betriebenenHTR die Bezeichnung AVR II. Im Rahmen der Konzeptentwicklung lag die Federführung für die Entwicklung des Sicherheitskonzeptes und für die Durchführung der Sicherheitsanalysen beim Institut für Nukleare Sicherheitsforschung (ISF). Das ISF wurde bei dieser Aufgabe von anderen KFA-Instituten - insbesondere dem Institut für Reaktorentwicklung (IRE) und dem Institut für Reaktorbauelemente (IRB) - unterstützt. Aus Platzgründen sind im Sicherheitskapitel des Konzeptberichtes nur die wesentlichen Ergebnisse dieser Arbeiten wiedergegeben. Es bestand daher der Wunsch, alle sicherheitstechnischen Arbeiten in einem gesonderten Bericht umfassend darzustellen und nachprüfbar zu dokumentieren, zumal viele Arbeiten auch für die an anderer Stelle laufende Entwicklung eines Modul-HTR von Bedeutungsind. Dies ist der Zweck des vorliegenden Berichtes. Er enthält in einer Sammlung von Einzelbeiträgen alle sicherheitsrelevanten Untersuchungen, die vom ISF im Rahmen der Konzeptentwicklung des AVR II durchgeführt wurden. Die Sammlung ist vollständig bis auf die thermodynamisehen Untersuchungen zum Nachweis der Wirksamkeit der Nachwärmeabfuhr bei Ausfall der Zwangskühlung und die Abschätzung der spontanen Aktivitätsfreisetzung aus dem Primärkreislauf bei Bruch der Primärkreisumschließung. Diese Arbeiten sind im IRE bzw. IRB durchgeführt worden. In sicherheitstechnischer Hinsicht unterscheidet sich der AVR II wesentlich von den bislang hauptsächlich untersuchten größeren Anlagen mit thermischen Leistungen von vielen hundert Megawatt. Hauptunterschiede sind: - schlanker Stahldruckbehälter statt Spannbetonbehälter, - kein separates Nachwärmeabfuhrsystem, - Nachwärmeabfuhr über die Oberfläche des Stahldruckbehälters möglich,- Steuerung und Abschaltung nur über Reflektorstäbe, - geringe Redundanz der Betriebssysteme, - vereinfachtes Containment, - Flächenkühler zur Kühlung der Reaktorkaverne. Die Sicherheit beruht im wesentlichen auf passiven Systemeigenschaften; dadurch können die Anforderungen an aktive Sicherheitseinrichtungen reduziert [...]