Fuer den Stoerfall Wassereinbruch in den Primaerkreis des HTR-Modul nach Bruch eines Dampferzeugerheizrohres werden die verfuegbaren Daten zur Korrosion der graphitischen Brennelemente (BE) analysiert. Im Rahmen ingenieurmaessiger Abschaetzungen werden der Umfang der Graphitkorrosion, der damit verbundenen Aktivitaetsfreisetzung aus dem BE sowie die Staubbildung auf der BE-Oberflaeche ermittelt. Die Staubfreisetzung aus dem Primaerkreis bei einer schnellen Druckentlastung fuenf Stunden nach Stoerfalleintritt ueber ein offen versagendes Sicherheitsventil wird ebenfalls abgeschaetzt. Die ermittelten Quellterme fuer freigesetzte Aerosolmasse und staubgebundene Aktivitaet zeigen um Groessenordnungen hoehere Werte als bei frueheren Analysen - ca. 45 kg Staub im Groessenbereich 2-5 μm und Staubaktivitaeten von 1,6.10¹⁰ Bq fuer Cs-137 -, die zum Teil auf konservativen Annahmen infolge der schmalen verfuegbaren Datenbasis beruhen. Insgesamt ist diesem Stoerfall ein nennenswertes Gefaehrdungspotential beizumessen. (orig.)

 Im Rahmen einer Literaturstudie wurde ein Ueberblick ueber die z.Z. vorhandenen bzw. geplanten Unfallfilter bei Kernkraftwerken gegeben. In diese Studie wurden auch die in Kernkraftwerken zur Raumbelueftung eingesetzten Abluftfilter mit einbezogen. Im einzelnen wurden folgende Filtertypen analysiert: Sandbettfilter, Kiesbettfilter, Wasservorlagen, Kiesschuettung in einer Wasservorlage, Metallfaserfilter, Keramikfaserfilter, Kiesschuettung in einer Wasservorlage mit einem Metallfaserfilter, Venturifilter, Nasswaescher, Tunnel als Filter, Aktivkohlefilter, Schwebestoffilter / HEPA-Filter, Molekularsiebfilter. Der Aufbau und die Wirkungsweise dieser Filter wurde beschrieben. Soweit zugaenglich wurden aus veroeffentlichten Versuchsdaten eine Bewertung dieser Filter unter folgenden Gesichtspunkten durchgefuehrt: Abscheideverhalten, Druckabfall, Thermisches Verhalten, Filtermechanismen, Sicherheit/Zuverlaessigkeit, Groesse/Kosten. (orig.)

 Im Berichtszeitraum (01.01.1984 bis 31.03.1985) wurden die im Zusammenhang mit der 'Gesteuerten Zuendung' verbliebenen offenen Fragen von sicherheitstechnischer Bedeutung vertieft behandelt. Dies geschah anhand der Auswertung der aktuellen Forschungsarbeiten zu diesem Problemkreis, die vor allem in den USA durchgefuehrt wurden. Folgende wichtige Ergebnisse koennen hierzu festgehalten werden: Das Problem der Funktionssicherheit in allen Unfallszenarien, insbesondere bei extremen Bedingungen (z.B. hohe Dampfkonzentration bei gleichzeitiger Anwesenheit von Nebel), konnte noch nicht vollstaendig ausgeraeumt werden. Die Frage nach dem Verhalten von sicherheitstechnisch wichtigen Komponenten waehrend eines Wasserstoffbrandes (Survivability) kann noch nicht abschliessend beantwortet werden. Beide Fragen beduerfen noch weiterer Untersuchung, ehe wenigstens eine Aussage ueber ihre Loesbarkeit gemacht werden kann. Nach dem jetzigen Stand des Wissens scheint eine positive Beantwortung der letztgenannten Frage eher moeglich zu sein als bei der erstgenannten Frage. Bei dieser Sachlage stehen derzeit noch nicht alle Kenntnisse zur Verfuegung, auf deren Basis dann eine uneingeschraenkte Empfehlung ueber Anwenden oder Nicht-Anwenden der 'Gesteuerten Zuendung' in einem DWR deutscher Bauart gegeben werden koennte. (orig./HP)

 Die Quellterme fuer aerosolgebundene (Luft-Off- und Wash-Off-Aerosole) und gasfoermige Spaltprodukt (SPP)-Freisetzungen aus dem RDB des HTR-Modul werden fuer verschiedene Stoerfaelle mit Kuehlmittelverlust abgeschaetzt. Stoerfalltypische Bedingungen werden am Beispiel des I-131 diskutiert und die verschiedenen SPP-Quellen fuer Aerosole und Gase analysiert. Die SPP-Freisetzungen werden durch die aerosolspezifischen Parameter, Aktivitaet und chemischer Bindungszustand charakterisiert. (orig./DG)

 Fuer einen angenommenen Coreaufheizunfall beim THTR-300 wird unter Zugrundelegung aktualisierter Basisannahmen zum Stoerfallablauf und zur SPP-Freisetzung aus dem Primaerkreis die Thermohydraulik des ausstroemenden Kuehlgas modelliert und die Ausbreitung in die beteiligten Raeume sowie die Umgebung berechnet. Die Rueckhaltung von SPP-Aerosolen sowie Gasen im Reaktorschutzgebaeude wird berechnet. Es werden Rueckhaltepotentiale von 75-96% fuer Aerosole und von 95-99% fuer Jod ermittelt. (orig.)

 Der Bericht behandelt die Methode der ''Gesteuerten Zuendung'', die im Verlauf der frueheren Arbeiten als die Wasserstoff-Gegenmassnahme mit den vergleichsweise geringsten Nachteilen ausgewaehlt worden war. Die Methode beinhaltete noch einige sicherheitstechnisch wichtige offene Fragen, die anhand aktueller Forschungsergebnisse (vor allem aus den USA) vertieft behandelt wurden. Die Fragen konnten in ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung relativiert werden, es bestand jedoch noch kein endgueltiger Konsens im Expertenkreis. Fuer einen endgueltigen sicherheitstechnischen Unbedenklichkeitsnachweis erscheinen deshalb noch weitere, vor allem experimentelle Untersuchungen erforderlich. Diese wurden naeher definiert. Sie betreffen vor allem die Frage nach dem Ablauf der Verbrennung in einer Mehrraumgeometrie (Wechselwirkung zwischen Verbrennung und Gasverteilung, Auswirkung von Mehrfachzuendungen). Liegen die Ergebnisse hierzu vor, so kann eine Neubewertung der Gesteuerten Zuendung vorgenommen werden, d.h. es kann eine Abwaegung des moeglichen Sicherheitsgewinns gegenueber dem Status-quo durchgefuehrt werden. Unabhaengig davon bleibt die Diskussion zu fuehren, ob Gegenmassnahmen fuer hypothetische schwere Unfaelle ueberhaupt sinnvoll und notwendig sind. Das Gesamtvorhaben SR 212/SR 365 steht jetzt jedoch als Basis fuer eine spaetere Neubewertung von Massnahmen zur Beherrschung des Wasserstoffproblems bei hypothetischen schweren Unfaellen zur Verfuegung. (orig./HP)

 Der Wissensstand zum Bruchverhalten und zur Freisetzung radioaktiver Aerosole und Gase bei mechanischer Belastung im Hinblick auf Stoerfaelle mit Gebindeabsturz wird durch Analyse der Forschungsarbeiten zur Entwicklung der HTR-BE, zur Sicherheit der HTR-Reaktoren und zum Brennstoffkreislauf ermittelt. Freisetzungen fuer radioaktive Aerosole und Gase werden abgeschaetzt und offene Fragen im Hinblick auf Stoerfaelle von HTR-BE-Abfallgebinde im Endlager dargestellt. (orig.) With 54 tabs., 45 figs

 Die Aktivitaetsgroessenverteilung des radioaktiven Aerosols bei kurz- und langlebigen Tochtersubstanzen von Ra und Th und des homogenen Radionuklids Be-7 wurde untersucht. Pb-210, -212 und -214 wurden unter verschiedenen Bedingungen gemessen. (DG)