Regelwerk, Technische Regeln, KTA
KTA 3101.1
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1 Anwendungsbereich
2 Begriffe
2.1 Allgemeine Begriffe
2.2 DWR-spezifische Begriffe
2.3 SWR-spezifische Begriffe
3 Sicherheitstechnische Anforderungen an die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen
3.1 Allgemeines
Bild 3-1: Sicherheitsebenen
3.2 Sicherheitsebene 1
3.3 Sicherheitsebene 2
3.4 Sicherheitsebene 3
3.5 Sicherheitsebene 4a (sehr seltene zu betrachtende postulierte Ereignisse; hier nur ATWS)
4 Anforderungen an die Methoden für die thermohydraulische Auslegung von Reaktorkernen
4.1 Wesentliche Zusammenhänge der thermohydraulischen Auslegung von Reaktorkernen mit anderen Analysebereichen
Bild 4-1: Zusammenhänge bei der thermohydraulischen Auslegung von Reaktorkernen
4.2 Gekoppelte Analysen
Bild 4-2: Beispiel einer Modellkopplung
4.3 Berücksichtigung von Unsicherheiten in der Kernauslegung
4.3.1 Grundanforderungen
4.3.2 Abdeckende Behandlung von Unsicherheiten
4.3.3 Statistische Behandlung von Unsicherheiten
4.3.3.1 Allgemeines
4.3.3.2 Gauß-Verfahren (RMS-Methode)
4.3.3.3 Monte-Carlo-Simulation
4.3.4 Besonderheiten der Kernauslegung für die Sicherheitsebene 4a
4.4 Vereinfachungen und Näherungen
4.5 Überprüfung der Gültigkeit und Genauigkeit
4.5.1 Allgemeines
4.5.2 Vorgehen bei der Validierung
4.5.3 Sicherheitsebenen
5 Spezielle Anforderungen an die thermohydraulische
5.1 Stabilität beim SWR
5.2 Kompatibilität
5.3 Ausgangsleistungsverteilung
5.4 Durchsatzverteilung im Reaktorkern
5.4.1 Allgemeines
5.4.2 Durchsatzverteilung vor Kerneintritt
5.4.3 Kerndurchsatz und Bypass
5.4.4 Durchsatz durch Brennelemente oder Brennstabgruppen
5.4.5 Kühlmittelverdrängung infolge unterschiedlicher Aufheizung
5.4.6 Querdurchmischung des Kühlmittels
5.5 Druckdifferenzen im Reaktorkern
5.6 Resultierende Kräfte im Reaktorkern
5.7 Wärmeübertragung an das Kühlmittel
5.7.1 Untersuchungsumfang
5.7.2 Betriebsschwankungen und Messtoleranzen der Prozessvariablen
5.7.3 Fertigungstoleranzen
Bild 5-1: Anforderungen an die Behandlung der Wärmeübertragung an das Kühlmittel in Reaktorkernen von Druck- und Siedewasserreaktoren
5.7.4 Toleranzen der Rechenverfahren und -programme
5.8 Angrenzende Systeme und Komponenten
5.8.1 Gesamtdurchsatz und Auslegung der Kühlmittelpumpen
5.8.2 Schutz des Reaktorkerns vor unzulässigen Betriebszuständen
Bild 5-2: Schematische Darstellung der Beziehungen zwischen DNBR- oder MASL-Werten des normalen und anomalen Betriebs
6 Anforderungen an empirische Korrelationen
6.1 Allgemeines
6.2 Experimentelle Grundlagen
6.3 Entwicklung von Korrelationen
6.4 Festlegung des Gültigkeitsbereichs
6.5 Validierung
Anhang A
Repräsentative Ereignisse für die Kernauslegung