Untersuchungen zum instationaeren Verhalten eines geregelten HTR-Modul-Kraftwerks

The proof of the operational safety of a nuclear power plant constitutes the basis for any safety analysis. For this proof, among other things, it is necessary to make quantitative statements about the operative dynamics of the total system and the loads of single components in their complex interaction among each other. This thesis presents the computer code C.A.S.H., which calculates the dynamic behaviour during operative use and accident scenarios. So the dynamic events in single components of the power plant become accessible to safety analysis. Typical of the new program system is, that the control system and the secondary circuit are added to the description of the primary circuit with the solid temperatures, the thermohydraulics, the neutron dynamics and the steam generator. To simulate the processes of the reactor core and the steam generator C.A.S.H. uses the program codes THERMIX and SIKADE 2. Both are developed at the Instutute for Safety Research and Reactor Technology, KFA Juelich. For simulation of the control system and the secondary circuit new codes have been developed. A main part of this thesis is dedicated to a detailed description of these codes. The program system is used on analysis of dynamic procedures of the Module-Power-Plant. For power transients the suitability of the design of the control system has been proven for the first time. In parallel to the calculations, analytical estimations are made to cover the results of the simulation. The aptitude of the model for description of complex accident transients is proven by calculations of the behaviour of the plant during faulty pull-out of all control rods. Exemplarily it is shown that the design of the control system has an important effect on the accident events during a reactivity accident by faulty pull-out of all control rodsIn der vorliegenden Arbeit wird das Rechenmodell C.A.S.H. vorgestellt, welches die Ablaeufe innerhalb eines HTR-Modul-Kraftwerks im Leistungsbetrieb und bei Stoerfallszenarien instationaer beschreibt. Die dynamischen Ablaeufe in den einzelnen Kraftwerkskomponenten werden damit einer sicherheitstechnischen Untersuchung zugaenglich gemacht. Charakteristisch fuer das erstellte Programmsystem ist, dass zusaetzlich zur Beschreibung des Primaerkreislaufs mit seinen Feststofftemperaturen, der Thermohydraulik sowie der Reaktorkinetik und dem Dampferzeuger auch die Einfluesse der Leit- und Regeltechnik sowie die Rueckwirkungen des Sekundaerkreises auf das instationaere Verhalten der Anlage beruecksichtigt werden. Fuer die Simulation von Primaerkreis und Dampferzeuger kommen erweiterte Versionen der am Institut fuer Sicherheitsforschung und Reaktortechnik entwickelten Programme THERMIX und SIKADE 2 zum Einsatz. Zur Beschreibung des Sekundaerkreises und der Regelung sind neue Programmcodes entwickelt worden (detaillierte Beschreibung der verwendeten mathematisch-physikalischen Modelle). Mit dem Programmsystem werden Untersuchungen zum instationaeren Betrieb der Modul-Anlage durchgefuehrt. Fuer den Lastwechsel wird die Eignung des vom Hersteller vorgesehenen Regelkonzepts erstmals nachgewiesen. Zu den Rechnungen werden analytische und vergleichende Modellueberpruefungen durchgefuehrt, die die Plausibilitaet der gemachten Aussagen absichern. Die Eignung des Modells zur Beschreibung komplexer Stoerfallablaeufe wird anhand mehrerer Rechnungen zum Verhalten der Anlage bei einem fehlerhaften Ausfahren aller Steuerstaebe nachgewiesen. Es wird exemplarisch gezeigt, dass bei einem hypothetischen Versagen der Reaktorschutz-Anregebene der Auslegung des Regelsystems ein erheblicher Einfluss auf das nachfolgende Stoerfallgeschehen beizumessen ist. (orig.)Available from TIB Hannover: RA 831(3081) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman