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[en] The energy release during prompt critical power excursions in fast reactors is estimated using a simple method. Reactivity ramps in the operating reactor are postulated. The only feedback mechanisms considered are due to the Doppler coefficient, and due to vapor-pressure driven core disassembly. The core is assumed to be spherical. This very simple model allows inexpensive parameter studies. First, results obtained with the still simpler analytic model by Froehlich and Johnson are duplicated. In the frame of the parameter studies, the reactivity ramp is varied. Cases with different Doppler constants and neutron lifetimes are investigated. The main point, however, is studying excursions for reactors of different sizes, where the ASTRA-Core designs suggested by Siemens are used. One finds that the model predicts high energy release for fast ramps in a large reactor. For the medium-size ASTRA Core (1200 MWth) energy releases are of a magnitude which can probably be contained, if very high ramp rates can be excluded. Furthermore, by admixture of beryllium oxide, the Doppler constant is enhanced and the predicted energy release reduced. It must be emphasized that only scooping results were obtained. For more reliable results, accident analyses with the Codes SAS4A and SIMMER are needed. These codes allow to simulate a number of different phenomena during the complex accident path. However, analyses with these codes are very expensive. (orig.)
[de]
Die Energiefreisetzung bei prompt ueberkritischen Leistungsexkursionen in schnellen Reaktoren wird nach einer stark vereinfachten Methode abgeschaetzt. Es wird angenommen, dass eine Reaktivitaetsrampe in den ungestoerten Kern einlaeuft. Als Rueckwirkung wird nur der Dopplerkoeffizient und die Core-Disassembly durch Brennstoffdampfdruck beruecksichtigt, wobei der Kern als kugelfoermig angenommen wird. Dieses einfache Modell ermoeglicht Parameterstudien ohne grossen Rechenaufwand. Zunaechst werden Ergebnisse mit dem noch einfacheren analytischen Modell von Froehlich und Johnson nachgerechnet. Bei den Parameterstudien wird in erster Linie die Reaktivitaetsrampe variiert. Rechnungen fuer verschiedene Dopplerkoeffizienten und Neutronenlebensdauern werden durchgefuehrt. Als wichtiger Punkt wurde das Exkursionsverhalten fuer verschiedene Reaktorgroessen untersucht, wobei u.a. die ASTRA-Core Designs der Firma Siemens zugrunde gelegt wurden. Es zeigt sich, dass in diesem vereinfachten Modell fuer grosse Reaktoren und steile Rampen hohe Energiefreisetzungen berechnet werden. Fuer das ASTRA-Core der mittleren Groesse (1200 MWth) liegen die Energiefreisetzungen in einem Bereich, der vermutlich beherrscht werden kann. Durch Beimengung von Berylliumoxide wird der Dopplerkoeffizient erhoeht und die berechnete Energiefreisetzung vermindert. Es muss betont werden, dass hier nur grob orientierende Ergebnisse erhalten wurden. Fuer belastbare Ergebnisse muessen Stoerfallanalysen mit den Codes SAS4A und SIMMER durchgefuehrt werden. Diese Codes erlauben die Beschreibung einer Vielzahl von Einzelphaenomenen waehrend des komplizierten Stoerfallablaufs. Analysen mit diesen Codes sind jedoch sehr aufwendig. (orig.)Source
Jul 1995; 46 p; ISSN 0947-8620; 