Verlag des Forschungszentrums Jülich
JUEL-4275
Moormann, Rainer
A safety re-evaluation of the AVR pebble bed reactor operation and its consequences for future HTR concepts
37 S., 2008
Eine sicherheitstechnische Neubewertung des Betriebs des
AVR-Kugelhaufenreaktors und Schlussfolgerungen für zukünftige Reaktoren
Zusammenfassung
Der Kugelhaufenreaktor AVR (46 MWth) war von 1967-88 mit Kühlgasaustrittstemperaturen
bis 990°C in Betrieb. Ein grundsätzlicher Unterschied von Kugelhaufen-HTR zu
konventionellen Reaktoren liegt in der kontinuierlichen Bewegung von kugelförmigen
Brennelementen durch das Core, was thermohydraulische, nukleare und
sicherheitstechnische Berechnungen erschwert . Die Ergebnisse des AVR-Betriebs dienen
als wichtige Grundlage der Entwicklung zukünftiger Kugelhaufenreaktoren, da es nur wenig
andere belastbare Erfahrungen gibt. Daher müssen die AVR-Betriebserfahrungen sorgfältig
analysiert werden. Diese Arbeit befasst sich vorwiegend mit einigen unzureichend
veröffentlichten aber sicherheitstechnisch relevanten Problemen des AVR-Betriebes. Weithin
bekannte Vorteile von Kugelhaufenreaktoren werden nicht behandelt.
Der AVR-Kühlkreislauf ist massiv mit metallischen Spaltprodukten (Sr-90, Cs-137)
kontaminiert, was zu erheblichen Problemen beim gegenwärtigen Rückbau führt. Das
Ausmaß der Kontamination ist zwar nicht exakt bekannt, aber die Auswertung von
Spaltproduktablagerungsexperimenten lässt darauf schließen, dass diese Kontamination
zum Betriebsende einige Prozent eines Coreinventars erreichte und damit um
Größenordnungen über Vorausrechnungen und auch ganz erheblich über den
Kontaminationen in großen LWR liegt. Ein bedeutender Anteil dieser Kontamination ist an
Graphitstaub gebunden und damit in Druckentlastungsstörfällen teilweise mobil, was in
Sicherheitsbewertungen zukünftiger Reaktoren zu berücksichtigen ist . In dieser Arbeit wird
die AVR-Kontamination neu ausgewertet um Folgerungen für Projekte zukünftiger
Kugelhaufen-HTR größerer Leistung zu quantifizieren. Dabei ergab sich, dass die
Kontamination des AVR-Kühlkreislaufs nicht wie früher angenommen in erster Linie durch
unzureichende Brennelementqualitäten verursacht wurde sondern durch unzulässig hohe
Coretemperaturen, welche die Freisetzungen erheblich beschleunigten.
Die unzulässig hohen Coretemperaturen wurden erst 1 Jahr vor dem endgültigen AVRBetriebsende
entdeckt, da ein Kugelhaufencore bisher nicht instrumentierbar ist . Die
maximalen Coretemperaturen im AVR sind zwar weiterhin unbekannt, aber sie lagen mehr
als 200 K über berechneten Werten. Außerdem wurden azimuthale Temperaturdifferenzen
am Corerand von bis zu 200 K gemessen, welche vermutlich auf eine Leistungsschieflage
zurückzuführen sind. Heißgassträhnen mit Temperaturen > 1100°C, welche den Dampferzeuger
geschädigt haben könnten, wurden gelegentlich oberhalb des Cores gemessen.
Nach Entdeckung der unzulässig hohen Coretemperaturen wurden die Heißgastemperaturen
aus Sicherheitsgründen drastisch abgesenkt. Eine sicheren und zuverlässigen AVR-Betrieb
bei Prozesswärme-tauglichen Gasaustrittstemperaturen, wie er als Basis der Kugelhaufen-
VHTR-Entwicklung im Generation IV Projekt unterstellt wird, hat es daher nicht gegeben.
Obwohl erheblicher Aufwand in die Untersuchung der hohen Temperaturen, der
Heißgassträhnen und der Leistungsschieflage investiert wurde sind deren Ursachen bisher
nicht verstanden. Es bleibt unklar, ob eine eindeutige Erklärung auf der Basis der
unzureichenden AVR-Daten überhaupt gefunden werden kann und ob Kugelhaufenspezifische
Ursachen dominieren. Entsprechende Untersuchungen werden weitergeführt.
Gegenwärtig sind zuverlässige Vorausrechnungen von Coretemperaturen im Kugelhaufen
nicht möglich.
Die AVR-Kontaminationsprobleme hängen auch damit zusammen, dass intakte HTRBrennelemente
nicht als fast vollständige Barriere für metallische Spaltprodukte angesehen
werden können, wie sie es für Edelgase sind. Metalle diffundieren im Brennstofffkern, in den
Beschichtungen und im Graphit. Ein Durchbruch durch diese Barrieren findet im Langzeit-
Normalbetrieb statt, wenn bestimmte, Spaltprodukt-spezifische Temperaturgrenzen
überschritten werden . Hier liegt eine ungelöste Schwachstelle von HTR vor, die es bei
anderen Reaktoren nicht gibt: Intakte LWR-Brennelemente stellen eine vollständige
Spaltproduktbarriere trotz maximaler Brennstoffzentraltemperaturen von 2500°C dar, weil die
Hüllrohre unter 600°C bleiben, was eine Freisetzung durch Diffusion ausschließt . Eine
andere HTR-Schwachstelle, welche zu den AVR-Kontaminationen beigetragen hat, liegt
darin begründet, dass sich die aus den Brennelementen freigesetzten Nuklide im HTR
unkontrolliert über den gesamten Kühlkreislauf verteilen . Wegen der hohen
Ablagerungsraten von chemisch reaktiven Spaltprodukten in HTR-Kühlkreisläufen kann
nämlich die aus den Brennelementen freigesetzte Aktivität nicht über eine Reinigungsanlage
entfernt werden, wie es im LWR Standard ist.
Schlussfolgerungen aus dem AVR-Betrieb für zukünftige Kugelhaufenreaktoren werden
diskutiert. Dazu wird der Einfluss der Brennelementqualität auf die AVR-Kontamination
untersucht: Im Unterschied zu Sr und Ag ist die Cs-Rückhaltung in intakten Partikeln
moderner TRISO-Brennelemente, wie sie in den letzten Betriebsjahren im AVR vorhanden
waren, schlechter verglichen mit den anfänglich benutzten HTI-BISO Brennelementen . Bei
niedrigen Temperaturen wird das kompensiert durch die geringere Zahl defekter coated
particles in TRISO-Brennelementen. Sr wird in modernen oxidischen Brennstoffkernen
besser zurückgehalten als in den anfänglich verwendeten karbidischen Kernen . Unterstellt
man, dass der AVR-Betrieb von Anfang an mit modernem TRISO Brennstoff erfolgt wäre,
hätte sich eine um den Faktor 10 – 30 geringere Sr-Kontamination ergeben, aber die
Reduktionsfaktoren für Cs und Ag wären geringer geblieben . Diese Abschätzungen stehen nicht in Widerspruch zu kürzlich durchgeführten Bestrahlungsexperimenten an modernen
TRISO-Brennelementen bei hohen Temperaturen, welche erheblich höhere Freisetzungen
als erwartet ergaben.
Solange Kugelhaufen-spezifische Ursachen für die erhöhten Coretemperaturen nicht
ausgeschlossen werden können, müssen sie für Betrieb und Auslegungsstörfälle zukünftiger
Reaktoren konservativ unterstellt werden. Dazu ist anzumerken, dass der AVR nur für
insgesamt weniger als 4 Jahre bei Heißgastemperaturen > 900°C betrieben wurde . Damit
sind Kühlkreislaufkontaminationen moderner Reaktoren (900°C Kühlgastemperatur, 400
MWth, TRISO Brennstoff, 32 Volllastjahre) zu erwarten, die zu Betriebsende absolut gesehen
mindestens in der gleichen Größenordnung wie beim AVR liegen . Daraus resultieren große
Sicherheitsprobleme, weil – wie Sicherheitsstudien ausweisen – die im Kühlkreislauf
akkumulierte Aktivität einen entscheidenden Beitrag zu Quelltermen von Auslegungstörfällen
liefert und weil Wartung und Rückbau unzulässig behindert werden. Als weitere in
zukünftigen Reaktoren zu berücksichtigende Folge unzulässig hoher Temperaturen ist die
Überschreitung von Temperaturgrenzen zu nennen, oberhalb welcher brennbare
Gasmischungen bei Wassereinbruchstörfällen auftreten . Dieses gilt jedoch nur für Anlagen
mit Dampfkreislauf oder Prozesswärmeanlagen ohne Zwischenkreislauf. Bei Wassereinbrüchen
muss zudem das Eindringen von flüssigem Wasser in den Kugelhaufen, wie es
bei einem AVR-Störfall vorkam, konstruktiv ausgeschlossen werden um einen möglichen
positiven Void-Koeffizienten der Reaktivität mit Reaktivitätsexkursion zu verhindern.
Kriterien für eine maximal tolerable akkumulierte Aktivität im HTR-Kühlkreislauf wurden auf
der Basis deutscher Verordnungen für Auslegungsstörfäle sowie aufgrund von
Anforderungen aus Wartung und Rückbau entwickelt . Die Anwendung dieser Kriterien auf
Kugelhaufenreaktoren führt zum Schluss, dass ein gasdichtes Containment auch dann
erforderlich ist, wenn keine überhöhten Coretemperaturen unterstellt werden . Durch ein
gasdichtes Containment werden aber die mit Wartung und Rückbau zusammenhängenden
Probleme nicht beeinflusst. Unzulässig hohe Coretemperaturen vergrößern diese Probleme
erheblich. Ein sicherer Betrieb eines Kugelhaufenreaktors bei Temperaturen nahe denen für
Prozesswärmenutzung erforderlichen ist damit gegenwärtig auch mit einem gasdichten
Containment nicht zu garantieren.
Daher werden zusätzlich zu einem gasdichten Containment Maßnahmen diskutiert, um trotz
der Unsicherheiten bei Coretemperaturen und der Akkumulation von Aktivität im HTRPrimärkreislauf
einen sicheren Reaktorbetrieb zu gewährleisten . Eine Option besteht in der
Verringerung der Anforderungen an zukünftige Reaktoren (Heißgastemperaturen,
Brennstoffabbrand), eine andere ist ein sehr umfangreiches F+E-Pogramm zur Lösung der
nachstehend aufgeführten Probleme im Normalbetrieb und bei Auslegungsstörfällen:
Entwicklung eines neuen Brennelementes, welches metallische Spaltprodukte im
Langzeitbetrieb hinreichend zurückhält. Für Prozesswärmeanwendungen muss auch
die Rückhaltung nichtmetallischer Spaltprodukte verbessert werden
- Entwicklung einer zuverlässigen Qualitätskontrolle für Brennelemente
- Experimente zur Jodfreisetzung aus Brennelementen für Bedingungen von
Coreaufheizstörfällen
- Zuverlässige Modellierbarkeit der HTR-Temperaturen und der Kugelhaufenmechanik
einschließlich von Kugelbruchvorgängen und deren Auswirkungen
- Schnelle und zuverlässige lokale Messung (direkt oder indirekt) von
sicherheitsrelevanten Parametern wie Temperaturen im Kugelhaufencore
- Zuverlässige Modellierbarkeit des Spaltprodukttransportes im Kühlkreislauf,
Entwicklung von Methoden zur Verhinderung der unkontrollierbaren
Spaltproduktakkumulation im Kreislauf
- Entwicklung eines schnellen Verfahrens zur Messung der Freisetzung von
metallischen Spaltprodukten
- Materialentwicklung für Prozesswärmekomponenten
- HTR-spezifische Rückbau- und Endlagerungsprobleme
Ein umfangreich instrumentierter experimenteller Kugelhaufenreaktor wäre zur Lösung
dieser Probleme unverzichtbar. Bevor ein F+E-Programm dieser Größe begonnen wird sollte
eine Machbarkeitsstudie einschließlich Aufwandsabschätzung durchgeführt werden, um das
ökonomische Risiko dieser Entwicklung zu quantifizieren.
In Hinblick auf auslegungsüberschreitende Störfälle sind Sicherheitsprobleme bei
Lufteinbruch/Corebrand noch nicht hinreichend gelöst . Eine vergleichende Sicherheitsstudie
von Kugelhaufen-HTR, Block-HTR und Generation-III LWR wäre hilfreich, um eine
zuverlässigere Aussage zur Sicherheit gegenwärtiger Kugelhaufen-HTR-Konzepte zu
bekommen: Frühere Sicherheitsstudien für Kugelhaufenreaktoren müssen aus heutiger Sicht
als zu optimistisch angesehen werden .
Abstract
The AVR pebble bed reactor (46 MWth) was operated 1967-88 at coolant outlet temperatures
up to 990°C. A principle difference of pebble bed HTRs as AVR to conventional reactors is
the continuous movement of fuel element pebbles through the core which complicates
thermohydraulic, nuclear and safety estimations . Also because of a lack of other experience
AVR operation is still a relevant basis for future pebble bed HTRs and thus requires careful
examination. This paper deals mainly with some insufficiently published unresolved safety
problems of AVR operation and of pebble bed HTRs but skips the widely known
advantageous features of pebble bed HTRs.
The AVR primary circuit is heavily contaminated with metallic fission products (Sr-90, Cs-137)
which create problems in current dismantling . The amount of this contamination is not exactly
known, but the evaluation of fission product deposition experiments indicates that the end of
life contamination reached several percent of a single core inventory, which is some orders of
magnitude more than precalculated and far more than in large LWRs . A major fraction of this
contamination is bound on graphitic dust and thus partly mobile in depressurization
accidents, which has to be considered in safety analyses of future reactors . A re-evaluation
of the AVR contamination is performed here in order to quantify consequences for future
HTRs (400 MWth). It leads to the conclusion that the AVR contamination was mainly caused
by inadmissible high core temperatures, increasing fission product release rates, and not - as
presumed in the past - by inadequate fuel quality only.
The high AVR core temperatures were detected not earlier than one year before final AVR
shut-down, because a pebble bed core cannot yet be equipped with instruments. The
maximum core temperatures are still unknown but were more than 200 K higher than
calculated. Further, azimuthal temperature differences at the active core margin of up to 200
K were observed, probably due to a power asymmetry. Unpredictable hot gas currents with
temperatures > 1100°C, which may have harmed the steam generator, were measured in the
top reflector range.
After detection of the inadmissible core temperatures, the AVR hot gas temperatures were
strongly reduced for safety reasons. Thus a safe and reliable AVR operation at high coolant
temperatures, which is taken as a foundation of the pebble bed VHTR development in
Generation IV, was not conform with reality. Despite of remarkable effort spent in this
problem the high core temperatures, the power asymmetry and the hot gas currents are not
yet understood. It remains uncertain whether convincing explanations can be found on basis
of the poor AVR data and whether pebble bed specific effects are acting . Respective
examinations are however ongoing . Reliable predictions of pebble bed temperatures are at
present not yet possible.
The AVR contamination problems are related to the fact that even intact HTR fuel elements
do not act as an almost complete barrier for metals, as they do for noble gases . Metalsdiffuse in fuel kernel, coatings and graphite and their break through takes place in long term
normal operation, if fission product specific temperature limits are exceeded. This is an
unresolved weak point of HTRs and is in contrast to other reactors : Intact LWR fuel elements
represent a complete barrier despite of fuel centre temperatures of up to 2500°C, because
claddings remain at temperatures < 600°C which excludes release by diffusion . Another
disadvantage of HTRs, responsible for the pronounced contamination, lies in the fact that
activity released from fuel elements is distributed in HTRs all over the coolant circuit surfaces
and on graphitic dust and accumulates there . Deposition rates of chemical reactive fission
products in the HTR coolant circuit are large . Thus the removal of activity released from core
by a coolant purging facility like in LWRs cannot be performed in gas cooled reactors.
Consequences of AVR experience on future reactors are discussed . For that, the influence of
fuel quality on the AVR contamination is examined. In contrast to Sr and Ag the retention of
Cs in intact coated particles of modern TRISO fuel, as present in AVR during its final years of
operation, is even worse compared to former HTI-BISO fuel . On the other hand the fraction
of defective fuel particles and of uranium outside particle kernels is smaller in modern fuel.
Further, the retention of Sr in oxides kernels used in modern fuel is better than in former
carbide kernels. For an AVR operation with only modern TRISO fuel the contamination is
estimated to be by a factor of 10 to 30 lower for Sr-90 . Smaller reductions are expected for
Cs and Ag. These results are not in conflict with recent high temperature irradiations of
modern fuel, which discovered significant higher activity releases than expected.
As long as pebble bed immanent reasons for high core temperatures cannot be excluded
they have to be conservatively considered in operation and design basis accidents of future
pebble beds HTRs. For that case we have to note that AVR was operated for only less than 4
y at hot gas temperatures > 900°C, and thus primary circuit contaminations in future reactors
(400 MWth, 900°C hot gas temperature, modern fuel, 32 full power years) are expected to
approach at least the same order as in AVR end of life . This creates problems: Former safety
analyses for advanced small HTRs revealed that activities accumulated in the primary circuit
are a major source term contributor in design basis accidents. Further maintenance and
dismantling is significantly hindered. Another consequence of inadmissible high core
temperatures to be considered in future reactors is the transgression of temperature limits,
which prevent from formation of explosive gas mixtures in water ingress accidents of steam
cycle and certain process heat generating designs . Ingress of liquid water into the pebble
bed, as it accidently happened in AVR, has to be excluded in future reactors by design
measures in order to avoid a potential positive void coefficient of reactivity with reactivity
transients.
Criteria for the maximum tolerable accumulated activity in the coolant circuit are developed
on basis of German regulations for protection of the public, i.e. maximum tolerable releases
in design basis accidents, and of requirements from maintenance and disposal . Application
II of these criteria on advanced pebble bed reactors leads to the conclusion that a pebble bed
HTR needs a gas tight containment even if inadmissible high temperatures as observed in
AVR are not considered. However, a gas tight containment does not diminish the
consequences of the primary circuit contamination on maintenance and dismantling.
Inadmissible high temperatures substantially aggravate these problems . A safe operation at
hot gas temperatures near to those suitable for process heat applications can currently not
be guaranteed by pebble bed reactors, even if a gas tight containment is present.
Thus complementary measures to a containment in order to achieve safe operation of pebble
bed reactors despite of activity accumulation in the primary circuit and of temperature
uncertainties are discussed. A reduction of demands on future reactors (hot gas
temperatures, fuel burn-up) is one option ; another one is an elaborate R&D program for
solution of the following problems related to operation and design basis accidents:
- development of a new fuel element sufficiently retaining metallic fission products in
long term operation. For hot gas temperatures as in process heat applications the
retention of non metallic fission products has to be improved, too
- development of a reliable quality control for fuel elements
- experiments on iodine release from fuel elements in core heat-up accidents
- full understanding and reliable modeling of core temperature behaviour and of pebble
bed mechanics including pebble rupture
- fast and reliable local measurement (direct or indirect) of safety relevant parameters
in the pebble bed core (e .g. temperatures)
- full understanding of fission product transport in the coolant circuit, including
development of measures to avoid the current uncontrollable activity accumulation in
the circuit
- development of a fast detection system for metallic fission product release from core
- material development for process heat components
- HTR specific dismantling and disposal items
A voluminously instrumented experimental pebble bed reactor would be required for solution
of these problems . Before initiation of this comprehensive R&D a feasibility study including
an estimate of the required effort is advisable in order to quantify the economical risk of this
development. Comparative probabilistic safety assessments on pebble bed HTRs, HTRs with
block type fuel and Generation III LWRs are proposed in order to generate a reliable figure of
current pebble bed reactor safety: Former safety studies for pebble bed HTRs are expected
to be too optimistic in light of improved knowledge.
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