Auswirkungen eines postulierten Druckrohrversagens während des SCWR Fuel Qualification Tests (KIT Scientific Reports ; 7687)

Im Rahmen des Europäisch-Chinesichen Forschungsprojekts "SCWR-FQT" soll ein in-pile Brennelementtest für einen SCWR entworfen und lizensiert werden. Das durch Kernspaltung beheizte Brennelement wird dabei mit leichtem Wasser bei einem überkritischen Druck von 25 MPa gekühlt und soll in einem Forschungsreaktor betrieben werden. Im Rahmen dieser Arbeit werden mögliche Auswirkungen eines Druckrohrversagens auf die Umgebung diskutiert, besonders auf sicherheitsrelevante Komponenten des Reaktors.

As part of a joint European-Chinese research project "SCWR-FQT", an in-pile fuel assembly test for an SCWR is planned to be designed and licensed. The fuel element, heated by fission, shall be cooled with light water at supercritical pressure of 25 MPa and is intended to be operated in a pool-type research reactor. In this thesis, the possible consequences of a failing pressure tube on its surroundings, especially safety relevant components of the reactor, are discussed.