Dokumentation über den Verbleib der - Kerntechnisches Regelwerk

der Wand des Reaktordruckbehälters auf 1. 1019cm-2 (Energie 1 MeV) sicherzustellen. Für dieder Neutronenstrahlung ausgesetzten Bereicheder Druckbehälterwand sind im Grundwerkstoffund im Schweißgut alle Anforderungen an diechemische Zusammensetzung einzuhalten, diezu einer Verminderung der Strahlenversprödungführen.(3)(4)struktive Vorgaben die Fluenzen begrenzt sowieim Grundwerkstoff und im Schweißgut Kriterienfür die chemische Zusammensetzung eingehalten,so dass die Veränderung der FestigkeitsundZähigkeitseigenschaften infolge der Bestrahlunginnerhalb zulässiger Grenzen bleibt.Zur Charakterisierung der durch Bestrahlungveränderten Werkstoffeigenschaften wird in Abhängigkeitvon der akkumuliertenNeutronenfluenz ein abgestuftes Überwachungsprogrammmit voreilend bestrahlten Einhängeproben(Grundwerkstoffe, Schweißverbindungen)durchgeführt.Für postulierte Oberflächenfehler und ggf. für imVolumen festgestellte herstellungsbedingte Fehlergrößenist für alle Beanspruchungen aus denrelevanten Belastungen nachgewiesen, dass beiVerwendung bruchmechanischer Nachweismethoden- bei Betriebszuständen der Sicherheitsebenen1 und 2 keine Rissinitiierung und- bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und4a kein instabiles Risswachstum in Wanddickenrichtungstattfindet.Bei Ereignissen der Sicherheitsebenen 3 und 4aist ein begrenztes, in Bezug auf die Wanddickenicht signifikantes, stabiles Risswachstum nur inder Hochlage der Zähigkeit zulässig.Darüber hinaus ist rechnerisch nachgewiesen,dass aus Wechselbelastungen auf die betrachtetenFehlergrößen kein in Bezug auf die Wanddickesignifikantes Risswachstum auftritt.weit nicht üblich, war aber eine einfach zuhandhabende Größe für die Auslegung undwurde durch einen ausreichend breiten Wasserspaltumgesetzt. Das Ziel der Begrenzungder Fluenz durch konstruktive Vorgaben bleibterhalten. Die Begrenzung der Fluenz zieltjedoch nur auf die Ursache, aber nicht diesicherheitstechnisch wichtige Wirkung (Verminderungder Zähigkeit) und wurde dahernicht übernommen. Mit dem heutigen Verständniszur Strahlenversprödung und denMöglichkeiten der Optimierung der Werkstoffe(die explizit auch gefordert ist) ist die Nennungdieses Zahlenwertes nicht mehr erforderlich.Die RSK hat in ihrer Zustimmung zumReaktordruckbehälter Mülheim-Kärlich dieZahl relativiert (siehe Stn. 140. und 152. Sitzung).Die Grundforderung der RSK-LL nach demausreichend zähen Werkstoffzustand währendder Lebensdauer der Anlage wurde fürden RDB durch die quantitativ nachvollziehbareForderung nach dem Nachweis des Ausschlussesvon Brüchen (siehe M4, 4.2 (4))ersetzt.Gegenüber dem Stand von KTA 3201.2 stelltdie hier eingeführte Absicherung gegen Rissinitiierungeine weitergehende Anforderungdar. Eine Inanspruchnahme des Rissarrest-Konzeptes, wie es die jetzige KTA 3201.2beinhaltet, ist jedoch hinsichtlich der Validierungder Methodik zu hinterfragen. Die Versuche,die experimentellen Ergebnisse hinsichtlichder zeitlichen Abfolge und Abmessungenvon Risserweiterungen (Versuche MPA-Stuttgart, ORLN, NESC) zu beschreiben, sindbisher nicht zufrieden stellend.(7) Die Anforderungen an Auslegung, Gestaltung, Die Anforderungen an Auslegung, Gestaltung, Es werden keine Anforderungen formuliert.- 22 -