Published 2000 | Version v1
Miscellaneous

Prestressed cast iron pressure vessels as burst-proof pressure vessels for innovative nuclear applications

  • 1. Forschungszentrum Juelich GmbH (Germany)
  • 2. Siempelkamp Nuklear- und Umwelttechnik GmbH und Co., Krefeld (Germany)
  • 3. Battelle Ingenieurtechnik GmbH, Eschborn (Germany)
  • 4. Siemens AG (Germany)

Description

The amendment to the German Atomic Energy Act from July 28, 1994 requires that events 'whose occurrence is practically excluded by the measures against damages', i.e. events of the category residual risk, must not necessitate far reaching protective measures outside the plant. For a conventional reactor pressure vessel, the residual risk consists in the very small probability of a catastrophic failure (formation of a large fracture opening, bursting of the vessel). With a prestressed cast iron vessel (PCIV), the formation of a large fracture opening or bursting of the vessel, respectively, is impossible due to its design properties. Against this background the possibility of the use of this type of pressure vessel for lightwater reactors has been studied in the frame of a 'Working Group for Innovative Nuclear Technology', founded by different research institutes and industrial companies. Furthermore, it has been studied whether the use of the PCIV support the realization of a corecatcher system. The results are presented in this report. Already many years earlier, Siempelkamp has performed industrial development and Forschungszentrum Juelich related experimental and theoretical safety research for the PCIV as an innovative, bust-proof pressure vessel concept. This development of the PCIV as well as its safety properties are also presented in a conclusive manner. (orig.)

Availability note (English)

Available from TIB Hannover: RR 9347(14)

Abstract (German)

Seit der Aenderung des deutschen Atomgesetzes vom 28.07.1994 duerfen auch Ereignisse, 'deren Eintritt durch die zu treffende Vorsorge gegen Schaeden praktisch ausgeschlossen ist', d.h. Ereignisse, die unter die Kategorie Restrisiko fallen, ausserhalb der Anlage keine einschneidenden Schutzmassnahmen erforderlich machen. Das Restrisiko besteht bei einem konventionellen Reaktordruckbehaelter in der sehr kleinen Wahrscheinlichkeit dafuer, dass er katastrophal versagt (Entstehen einer Grossen Bruchoeffnung, Behaelterbersten). Bei einem Vorgespannten Guss- Druckbehaelter (VGD) sind das Entstehen einer grossen Bruchoeffnung bzw. ein Behaelterbersten aufgrund seiner konsturktiven Eigenschaften nicht moeglich. Vor diesem Hintergrund wurde im Rahmen einer von verschiedenen Forschungsinstituten und Industriefirmen gegruendeten 'Arbeitsgemeinschaft Innovative Kerntechnik' (AGIK) auch die Moeglichkeit eines Einsatzes dieses Behaeltertyps fuer Leichtwasserreaktoren untersucht. Darueber hinaus wurde ueberprueft, inwieweit der Einsatz des VGD die Realisierung eines Kernschmelze-Auffangsystems erleichert. Die Ergebnisse sind im vorliegenden Bericht zusammengefasst. Fuer den VGD als innovatives, berstsicheres Behaelterkonzept wurden die industriellen Entwicklungsarbeiten bei Siempelkamp sowie experimentelle und theoretische Sicherheitsuntersuchungen beim FZJ bereits vor vielen Jahren aufgegriffen. Als Anwendung stand damals der HTR im Vordergrund. Im vorliegenden Bericht werden diese Entwicklung des VGD, sowie seine sicherheitstechnischen Eigenschaften ebenfalls zusammenfassend dargestellt. (orig.)

Additional details

Additional titles

Original title (German)
Vorgespannte Guss-Druckbehaelter (VGD) als berstsichere Druckbehaelter fuer innovative Anwendungen in der Kerntechnik

Publishing Information

ISBN
3-89336-276-2
Imprint Pagination
243 p.
Journal Volume
14
Series
Schriften des Forschungszentrums Juelich. Reihe Energietechnik/Energy Technology
ISSN
1433-5522