Safety related studies on the accident behaviour of the HTR-500
Creators
- Altes, J.
- Breitbach, G.
- David, P.H.
- Degen, G.
- Fassbender, J.
- Finken, R.
- Haben, M.
- Jahn, W.
- Katscher, W.
- Kroeger, W.
- Mertens, J.
- Mohr, H.G.
- Moormann, R.
- Nabbi, R.
- Rehm, W.
- Schwarzer, K.
- Verfondern, K.
- Wolters, J.
- Kernforschungsanlage Juelich G.m.b.H. (Germany, F.R.). Inst. fuer Nukleare Sicherheitsforschung
Description
Safety related studies on the accident behaviour of the HTR-500 comprised a total of 8 subsections on HTR safety and served the purpose of making an initial statement about the risk to be expected from this plant concept. The major emphasis of these studies was on accidents with failure of the forced core cooling, so-called core heat-up accidents, because they determine the risk of an HTR of this power size. A mean frequency of approx. 10-4/a was determined for core heat-up accidents; however, in more than 90% of these cases the reactor pressure vessel only opens momentarily. Only in 1per mille of the cases the integrity of the pressure vessel liner is lost by additional failure of the liner cooling system and radioactivity is released into the environment without passing the filters. By failure of the forced cooling system the maximum core temperatures rise to 17000C in the pressurized reactor and up to 25500C in a depressurized reactor. In either case, however, only a few per cent of the core volume are affected. Only in the second case the mean core temperature slightly exceeds the value of 16000C, the beginning of increased failure of the fuel particle coating. Core cooling can be restored within 10 h without thermally overloading the cooling systems. (orig./GL)
Availability note (English)
MF available from INIS under the Report Number.Abstract (German)
Die sicherheitstechnischen Untersuchungen zum Stoerfallverhalten des HTR-500 umfassten insgesamt 8 Teilgebiete der HTR-Sicherheit und hatten den Zweck, eine erste Aussage ueber das zu erwartende Risiko dieses Anlagenkonzeptes zu machen. Der Schwerpunkt der Untersuchungen lag bei den Stoerfaellen mit Ausfall der erzwungenen Corekuehlung, den sogenannten Coreaufheizstoerfaellen, weil sie das Risiko eines HTR dieser Leistungsgroesse bestimmen. Fuer Coreaufheizstoerfaelle wurde eine mittlere Haeufigkeit von ca. 10-4/a ermittelt; in mehr als 90% dieser Faelle oeffnet der Reaktordruckbehaelter jedoch nur kurzzeitig. Nur in 1per mille der Faelle geht die Integritaet des Druckbehaelter-Liners durch den zusaetzlichen Ausfall des Linerkuehlsystems verloren und kommt es zur ungefilterten Abgabe von Radioaktivitaet an die Umgebung. Bei Ausfall der erzwungenen Kuehlung steigen die maximalen Coretemperaturen bei unter Druck befindlichem Reaktor bis auf 17000C und bei drucklosem Reaktor bis auf 25500C. Betroffen hiervon sind aber jeweils nur wenige Volumenprozent des Cores. Die mittlere Coretemperatur uebersteigt nur im zweiten Fall knapp den Wert von 16000C, den Beginn eines erhoehten Versagens der Beschichtung der Brennstoffpartikeln. Die Wiederherstellung der Corekuehlung ist ohne thermische Ueberlastung der Kuehlsysteme innerhalb 10 h moeglich. (orig./GL)
Files
Additional details
Additional titles
- Subtitle (English)
- Supplementary volume with detailed individual contribution to the Juel-Spez-220 report
- Original title (German)
- Sicherheitstechnische Untersuchungen zum Stoerfallverhalten des HTR-500
- Original subtitle (German)
- Ergaenzungsband mit vertiefenden Einzelbeitraegen zum Bericht Juel-Spez-220.
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 226 p.
- Report number
- Juel-Spez--240
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 15044262
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- BOUNDARY CONDITIONS; CORROSION; ECCS; ENVIRONMENT; FAILURE MODE ANALYSIS; FISSION PRODUCT RELEASE; GRAPHITE; HTGR TYPE REACTORS; LINERS; MATHEMATICAL MODELS; OPERATION; PRIMARY COOLANT CIRCUITS; RADIOACTIVITY; REACTIVITY; REACTOR ACCIDENTS; REACTOR CORES; REACTOR SAFETY; RISK ANALYSIS; SIMULATION
- Descriptors DEC
- ACCIDENTS; CARBON; CHEMICAL REACTIONS; COOLING SYSTEMS; ELEMENTS; GAS COOLED REACTORS; GRAPHITE MODERATED REACTORS; NONMETALS; REACTOR COMPONENTS; REACTOR COOLING SYSTEMS; REACTOR PROTECTION SYSTEMS; REACTORS; SAFETY; SYSTEM FAILURE ANALYSIS; SYSTEMS ANALYSIS