Dokumentation über den Verbleib der - Kerntechnisches Regelwerk

5.1 Auslegungsgrundlagen - -(1) Der Sicherheitsbehälter einschließlich allerDurchführungen und Kühleinrichtungen, soweitihre Funktion zur Beherrschung der Störfallfolgennotwendig ist, ist so zu gestalten und auszulegen,dass er unter Einhaltung der zugrunde gelegtenLeckrate den statischen, dynamischen undthermischen Belastungen (z.B. Kräften, innerenund äußeren Überdrücken und Temperaturen)standhält, die im Zusammenhang mit den gemäßKap. 21.1 behandelten Störfällen und ihren Folgensowie während des bestimmungsgemäßenBetriebes und bei betrieblichen Störungen auftretenkönnen.M4:7.3.1(1),Abs. 1(2) Bei der Ermittlung des maximalen Störfalldrucksfür das gesamte Leckspektrum ist davonauszugehen, dass der Störfall bei Nennbetriebszustandeintritt. Außerdem ist dabei zu unterstellen,dass während des Ausströmens des Primärkühlmittelsüber eine sekundärseitige Leckageauch der gesamte Energie- und Masseinhalteiner Sekundärseite eines Dampferzeugers einschließlichder Frischdampfleitung bis zur erstenAbsperrarmatur in den Sicherheitsbehälter freigesetztwird. Die Wärmeabgabe der Dampferzeugeran das ausströmende Kühlmittel bzw. andie Sicherheitsbehälteratmosphäre ist ebenfallsden Analysen zugrunde zu legen. Das in denStörfallrechnungen eingesetzte freie Volumendes Sicherheitsbehälters, der DruckführendenUmschließung und des Sekundärteiles des vorstehendangesprochenen Dampferzeugers biszur ersten Absperrarmatur ist im Rahmen derFunktions- und Abnahmeprüfungen experimentellnachzuweisen. Bei der Ermittlung des maximalenStörfalldrucks ist folgende Vorschrift zu beachten:1. Für die Freisetzung der oben definiertenEnergie- und Masseinhalte ist die ungünstigsteAusströmzeit und ein um 2 % (Bautoleranzen)größeres Volumen der DruckführendenM4:7.3.3(1)gen nicht zu unzulässiger Strahlenexposition inder Umgebung führt.Der Sicherheitsbehälter einschließlich allerDurchführungen und Schleusen sowie dasDruckabbausystem zur Druckbegrenzung beimSiedewasserreaktor sind so ausgelegt, dass sieunter Einhaltung der zugrunde gelegten Leckrateden statischen, dynamischen und thermischenEinwirkungen (z.B. Kräften, inneren und äußerenÜberdrücken und Temperaturen, Druckdifferenzen,Bruchstücken und Strahlkräften) aus Betriebszuständensowie Ereignissen der Sicherheitsebenen1 bis 3 sowie aus Transienten mitAusfall der Reaktorschnellabschaltung in derSicherheitsebene 4a standhaltenZur Sicherstellung der Integrität und der spezifiziertenDichtheit sind die maximal auftretendenDrücke und Temperaturen sowie einwirkendenLasten bei Ereignissen der Sicherheitsebene 3ermittelt. Dabei sind Zu- bzw. Abschläge füra) Unsicherheiten der Freisetzungsraten vonMasse und Energie, einschließlich chemischerEnergie aus Metallreaktionen,b) Toleranzen in der Gebäude- und Strukturabbildung,c) Unsicherheiten bezüglich der Nachwärmeleistungd) die Nicht-Berücksichtigung des thermodynamischenUngleichgewichts zwischen derDampf- und Wasserphase unde) die Auswahl einer entsprechenden Korrelationfür den Wärmeübergang berücksichtigt.Zu dem sich daraus ergebenden maximalenÜberdruck ist ein angemessener Sicherheitszuschlagfür- Modellunsicherheiten und- den ungünstigsten anfänglichen Betriebszustandbei der Bestimmung des Auslegungsdrucks berücksichtigt.Überführung in die genannte Nummer. Erweiterungenfür SWR, Bezug zu Sicherheitsebenen.Überführt in M4. Nummer 7.3.3 (1) und (2).Die Forderung eines experimentellen Nachweisesder Volumina und die sehr detailliertVorschriften zur Berechnung des maximalenStörfalldrucks einschließlich der anzusetzendenSicherheitszuschläge wurden hier nichtübernommen. Diese finden sich in KTA 3413.Es wurde allgemein ein Sicherheitszuschlaggefordert und die dabei zu berücksichtigendenUnsicherheiten benannt. Siehe auch Modul 6Anhang 2.- 50 -