ARCHIVES HISTORIQUES
DELACOMMISSION
COLLECTION RELIEEDES
DOCUMENTS "COM"
COM(80)750
Vol.1980/0234

Disclaimer
Conformément aurèglement (CEE,Euratom) n°354/83duConseildu1erfévrier1983
concernant l'ouverture aupublicdesarchiveshistoriques delaCommunauté économique
européenne etdelaCommunauté européenne del'énergieatomique(JOL43du15.2.1983,
p.1),telquemodifiéparlerèglement (CE,Euratom) n°1700/2003 du22septembre 2003
(JOL243du27.9.2003, p.1),cedossierestouvertaupublic.Lecaséchéant,lesdocuments
classifiésprésentsdanscedossierontétédéclassifiés conformément àl'article5dudit
règlement.
Inaccordance withCouncilRegulation (EEC,Euratom) No354/83of1February 1983
concerning theopeningtothepublicofthehistoricalarchivesoftheEuropean Economic
Community andtheEuropean AtomicEnergyCommunity (OJL43,15.2.1983, p.1),as
amended byRegulation (EC,Euratom) No1700/2003 of22September 2003(OJL243,
27.9.2003, p.1),thisfileisopentothepublic.Wherenecessary, classifieddocuments inthis
filehavebeendeclassified inconformity withArticle5oftheaforementioned regulation.
InÜbereinstimmung mitderVerordnung (EWG,Euratom) Nr.354/83desRatesvom1.
Februar 1983überdieFreigabe derhistorischen Archive derEuropäischen
Wirtschaftsgemeinschaft undderEuropäischen Atomgemeinschaft (ABI.L43vom15.2.1983,
S.1),geändertdurchdieVerordnung (EG,Euratom) Nr.1700/2003 vom22.September 2003
(ABI.L243vom27.9.2003, S.1),istdieseDateiderÖffentlichkeit zugänglich. Soweit
erforderlich, wurdendieVerschlusssachen indieserDateiinÜbereinstimmung mitArtikel5
dergenannten Verordnung freigegeben.

KOMMISSION DER EUROPÄISCHEN GEMEINSCHAFTEN
KOM(80)750 endg.
Brüssel ,den 18.November 1980
MEHRJAHRES-FORSCHUNGSPROGRAMM DER
GEMEINSAMEN FORSCHUNGSTELLE
1980-1983
BERICHT DER KOMMISSION AN DEN RAT
ÜBER DIE DURCHFÜHRUNG DER ERSTEN PHASE
DES SUPER-SARA PROJEKTS
Ci .'

INHALTSANGABE
Seite
1.Einleitung 1
2.Rolle desSuper -SARA Projekts inderReaktorsicherheitsforschung 3
3.Technische Aspekte desProjekts 6
3.1 .Allgemeine Ziele undZusammensetzung desSuper-SARA Versuchsprogramms
(SSTP ),vorbereitet und angenommen von der Task Force 6
3.2 .Beschreibung desKonsensus LB-LOCA Teils des SSTP ~ 1 11
3.2.1 .Notwendigkeiten undEinschränkungen :von anderen Programmen
über das Brennstoffverhalten bei Grossbruch-LOCA erfasstes
.Gebiet 11
3.2.1.1 Out-of-pile Versuchsprogramme ,11
3.2.1.2 In-pile Versuchsprogramme 12
3.2.1.3 Aussichten fürdasErreichen oder die Simulierung des
Abbrandes ■ ' .^ 13
3.2.2 .Der Super-SARA LB-LOCA Versuchsmatrix-Konsensus 14
3.3 .Beschreibung desKonsensus "Schwerer Brennstoff schaden (SFD )Teils "17
des SSTP
3.3.1 .Notwendigkeiten undEinschränkungen :von anderen SFD-Programmen
erfasstes Gebiet 17
3.3.2 .Der Super-SARA SFD-Versuchsmatrix -Konsensus 18
3.4 .Spaltproduktfreisetzung 21
3.4.1 .Notwendigkeiten lind Einschränkungen :von anderen Programmen
erfasstes Gebiet i 21
3.4.2 .Untersuchtingen zurSpaltproduktfreisetzung ,22
3.5 .Beschreibung einiger technischer Probleme zurDurchführbarkeit der
Versuche ' 24
3.6 .Besondere Empfehlungen derTask Force 26
4.Sonstige Aspekte desProjekts . " 33 ,
4.1 .Zeitplan undfinanzielle Aspekte ' 33
4.1.1 .Zeitplan ' 33
,4.1.2 .Mittelzuweisungen fürdasSuper-SARA Projekts 33
4.2 .Ausführung desProjekts v . , 36
4.2.1.'Errichtung einer Konsultationsstruktur fürdasVersuchsprogramm 36
4.2.2 .Beteiligung nationaler Fachleute anderDurchführung des
Projekts - 37
4.2.3 .Beschreibung der internen Managementstruktur .37
4.3 .Beteiligung dritter Parteien amProjekt < '40
4.3.1 .Vereinigte Staaten vonAmerika 40
4.3.1.1 USD0E v 40
4.3.1.2 USNRC ' 40
4.3.1.3 EPRI •, 41
4.3.2 .Japan 42
4.3.3 .Schweden , 42
5.Schlussfolgerungen t 44
Anlage IListe derTeilnehmer derTask' Force
Anlage II Sitzungskalender der Task Force ' ,
Anlage IIIZusammenfassende Beschreibung des Sara-Kreislaufs und Stand der
Beschaffung

-1-3
1.Einleitung
I.Dieses Dokument entspricht demWunsch des Rates ,über neue Informationen
über dieZielsetzungen unddenStand desProjekts Super-SARA zuverfügen .
Der Bericht enthält dieErgebnisse derArbeit der ersten Phase sowie die
Aussichten fürdie Durchführung der zweiten Phase .
Hier wird andieVerabschiedung des von derGemeinsamen Forschungsstelle
auszuführenden Mehrjähres-Forschungsprogramms durch denRatam ;i3.März
1980 erinnert (Abi .vom 18.März 1980 ,Nr.L7?).DerRatpräzisierte bei
dieser Gelegenheit *),"dass erdieDurchführung desProjektes Super-SARA
genehmigt ,wobei nach denLeitlinien desBPA auch dieErfahrungen mit einem
Kühlmittelverlust durch kleine undmittelgrosse Brüche berücksichtigt werden .
Die aufdiese Weise genehmigte Mittelausstattung fürdieses Projekt (43,92 Mio
ERE )umfasst jedoch einen sofort verfügbaren Teil von 3,31 MioERE ,derfür
dieArbeiten imJahre 1980 notwendig ist ,während der andere Teil (40,61
Mio ERE )für die Jahre 1981 bis 1983 blockiert würde .Ende 1980 hat der
Rat nach denbis dahin vorliegenden neuen Erkenntnissen über Fortführung
oder Aufgabe desProjekts undüber dieFreigabe dieses zweiten Teils der
Mittel zuentscheiden .Sollte diese Entscheidung nicht getroffen werden ,
müsste derRat über diekünftige Verwendung des fürdasProjekt eingesetzten .
Personals befinden ." 1
Die Kommission wünscht nochmals das Super-SARA Projekt hervorzuheben ,das
eine weitere Gemeinschaftsinitiative von grösster Wichtigkeit aufdem Ge­
biet der Reaktorsicherheit darstellt .Esobliegt der Verantwortung der
Kommission ,dieNotwendigkeit einer sofortigen Ausführung des Super-SARA
-Projekts imRahmen des Mehr jahresforschungsprogramms -1980-1983 derGFSund
die ernsten Konsequenzen ,die sich aus einer negativen Entscheidung des
Rates fürdie künftige Entwicklung derGemeinsamen Forschungsstelle ergeben ,
zuunterstreichen .
II.Dieerste Phase desProjektes war inerster Linie derFortführung desBaus
desSARA-Kreislaufes gemäss demvorgesehenen Zeitplan gewidmet sowie der
eingehenden Untersuchung undVervollständigung des Inhalts desVersuchs -
programms undderUntersuchung dertechnischen Komplementarität desPro­
jektes Super-SARA gegenüber anderen Projekten ,dieaufdemgleichen Gebiet
durchgeführt werden .
*)Eintrag imProtokoll des Rates (Dokument Nr ."5422 /80vom 4.März 1980 )

I
-2-
DieKommission freut sich ,denausserordentlich signifikanten Beitrag
•'unterstreichen zukönnen ,dendieSachverständigen derMitgliedstaaten
imRahmen der imJuni 1980 eingesetzten Task Force nach einer Auffor­
derung desGeneraldirektors der GFS andie Ständigen Vertreter geleistet
haben .
DieListe der Sachverständigen ,die anderTask Force beteiligt waren ,
istinAnlage 1aufgeführt ,derZeitplan derSitzungen inAnlage II.
Der konstruktive Geist ,der während der Arbeit der Task Force anden
/ ) ■ ■ .
Tage gelegt wurde ,sollte nach Ansicht derKommission alsGrundlage für
dieweitere Entwicklung eines Projektes dienen ,anderen Ausführung die
Laboratorien derMitgliedstaaten weitgehend assoziiert werden undbei
der eine enge Zusammenarbeit mitdenProjekten ähnlicher Art -in-pile
undout-of-pile -,die innerhalb derGemeinschaft und anderswo durch­
geführt werden ,hergestellt wird .
s ■
t /
III .Schwerpunkt dieses Dokumentes sind die technischen Aspekte des Projekts
Super-SARA ;diewichtigsten Entwicklungen fanden während der ersten Phase
statt .Esumfasst weiterhin die finanziellen Aspekte desProjektes ,die
* ■ ■ .
Hauptmodalitaten für seine Durchführung unddieFrage derZusammenarbeit
mit dritten Parteien .
DieTask Force hat ,nachdem sieeinstimmig einTestprogramm empfohlen hat ,.
,eine Reihe von Empfehlungen fürdieweitere Entwicklung des Projektes
abgegeben .Diese Empfehlungen sind imKapitel 3,Absatz 3.6dieses Dokuments
aufgeführt . ,
»
IV.Dieses Dokument wurde dem Beratenden Programmausschuss Reaktorsicherheit
unddem Allgemeinen Beirat der GFS zur Stellungnahme unterbreitet .Diese
Stellungnahmen werden demRatvorgelegt ,sobald sievondenbetreffenden
Ausschüssen gebilligt worden sind .

DieRolle desSuper-SARA Projekts inderReaktorsicherheitsforschung
Wahrend alle Vorkehrungen bei der Reaktorplanung und -betreibung ge­
troffen sind ,umsicherzustellen ,dass Unfallsituationen eine sehr geringe
Wahrscheinlichkeit haben ,bleibt esjedoch notwendig ,-Informationen über
dieUnfallfolgen zuerhalten ,unabhängig von der geringen Wahrscheinlich­
keit ihres Vorkommens ,umvor allem klarzustellen ,dass sie nicht zuun- '
vertretbarem Radioaktivitätsaustritt indieUmgebung führen .
Das Super-SARA Projekt -also eine in-pile Untersuchung über dasVerhalten
von LWR (DWR öder SWR )Brennelementen unter einer Vielzahl von Unfall -
Bedingungen -zielt darauf ab,gemeinsam mit anderen laufenden Programmen
diese Art von Information zubeschaffen .
Dieuntersuchten Unfallbedingungen beziehen sich aufden Kühlmittelver -
lust vom Primärsystem des Reaktors .Sie reichen von denKühlmittelverlust -
unfällen bei grossen Brütern -dieheute üblicherweise derPlanung zu­
grunde gelegt werden -bis zujenen häufigen Abläufen ,die dasgleich­
zeitige Versagen unabhängiger Hauptsysteme einschliessen ,bei denen der
Kern freigelegt wird undwahrscheinlich zudensogenannten "class-9 "
Unfallbedingungen führt . *
4
Alle diese Unfallbedingungen fuhren zubeginnenden bis schweren Brenn -
stoffelementschäden :Hüllrohr schmelzen undAuflösung vonUC^-Pastillen ,
weitverbreitete Hüllrohroxydierung und -versprödung ,Bildung von Ver- ,
Sperrungen durch Trümmer understarrte Schlacke ,Begünstigung vonSpalt -
produktaustritt und Abnahme der Kernkühlbarkeit .
•DasSuper-SARA Projekt istausgerichtet aufdenallgemeinen Auftrag ,den
erwähnten Sachverhalt von Brennelementschäden und den damit verbundenen
Spaltproduktaustritt zubestimmen ,derbeidembreiten Unfallspektrum
auftritt .

-4-
Darüber hinaus wird die aus derKernver Sperrung gewonnene Kenntnis ,die
ausdenverschiedenen Schadensfällen hervorgeht ,"denGrad derKernkühlbar -
keit aufzeigen ,die für dieWiedererlangung derAnlagenkontrolle imFalle eines
Unfalls verfügbar ist .InVerbindung mit derKenntnis über den Spaltprodukt -
austritt könnte diese Information einen ausserordentlich wichtigen Faktor im
Verhalten undbei denMassnahmen darstellen ,dievomBetriebspersonal und den
staatlichen Behörden während desUnfallablaufs getroffen werden .
Essoll nochmal betont werden ,dass das Super-SARA Projekt nicht dengesamten
geometrischen Parameterbereich nachbilden kann ,derbei Unfallbedingungen in
einem LWRPrimärsystem auftreten kann .Esist jedoch beabsichtigt ,dass die
Art undWeise ,inder imSuper-SARA Projekt einBrennelementschaden auftritt ,
ähnlich istderjenigen ineinem tatsächlichen Reaktorkern ,weil dievorgegebenen
thermohydrauli sehen Randbedingungen (zwar unterschiedlich ,jedoch demwirk­
lichen Reaktorzustand entsprechend )sogesteuert werden ,dass siedemBrenn­
elernen tver halten ähnlich sind ,das für einen wirklichen Reaktorunfall voraus­
gesagt wird .Darüber hinaus wird dieVerteilung derBündel temperatur sogewählt ,
dass siedenwirklichen Verhältnissen imReaktorkern entspricht .Damit wird
eine gute Vergleichbarkeit derphysikalischen Bedingungen zwischen Versuch
und Unfall selbst gewährleistet . .
Zusammengefasst kann gesagt werden ,dass durch die Beschaffung von Daten mit
genügend allgemeinem Charakter über Brennelementschäden unddenSpältprodukt -
austritt vordemHintergrund desöffentlichen Interesses derNutzen des Super -
SARA Projektes der folgende sein wird : .
1.dieVerantwortlichen für die Sicherheitsabschätzung zuunterstützen
• ... I1
durch zusätzliche wichtige Information über die Unfallsituationen ,,die
zubeginnendem bis s6hwerem Brennelementschaden führen können ;
2.zurKenntnis desSpaltproduktaustritts indas >Primärsystem beizutragen ,
dieeine wichtige Grösse zurAufstellung von realistischen Notplänen
darstellt ;
3.beizutragen zurFeststellung vonMassnahmen ,mitdenen einer Verschlech­
terung derKernkühlbedingungen entgegengewirkt wird und diesich auch a,uf -
dieÜberwachungssysteme und dieAnweisungen für dasBedienungspersonal
erstrecken .

Das Super-SARA Projekt kann nicht alle Frage beantworten ,die indiesem
komplizierten Gebiet gestellt werden .Vielmehr bildet eseinen wichtigen
Teil eines Mosaiks von Projekten ,die gemeinsam einen geschlossenen Angriff
auf diese Fragen darstellen .
' % /
Indiesem Rahmen findet man dieout-of-pile Programme inREBEKA inDeutsch­
land undMRB .inUSA sowie die in-pile Programme PHEBUS inFrankreich und
PBF inden USA .Weil dieVerbindung zwischen Super-SARA und diesen Programmen
bis indie Einzelheiten hineinreicht -inergänzender undbestätigender Art
wird sie imfolgenden Kapitel zusammen mit den technischen Aspekten desVor­
habens dargestellt . ' • . ■
Essollte aber auch andieser Stelle betont werden ,dass sich die Task Forte
darin einig ist ,dass Mechanismen gebraucht werden ,,mitdenen dieergänzende /
bestätigende Rolle des Super-SARA Projektes besonders durch die Zusammenlegung
von Informationen von PHEBUS und PBF ,sichergestellt wird .
Die Eigenschaften von Super-SARA ,die ihr einen bestimmenden Platz indem
Mosaik ,einräumen ,sind klar grosse Abmessungen desVersuchsbündels ,
vollständiger Bereich der Unfallsimulation ,out-of-pile Versuchseichung .
D^ese Eigenschaften ,zusammen mit denen vonESSOR -Einzelzweck-Betrieb ,
angrenzende heisse Zellen ,Bunker-Behälter -geben dem Super-SARA Projekt ..
eine bemerkenswerte Leistungsfähicrkeit .

Technische Aspekte des Projektes •„
Vorwort
I
Das Mandat der "Task Force "besteht darin ,der Kommission technische Unter­
stützung beiderFestlegung derZiele desSuper -SARA .Projektes zugeben
und eine enge Verbindung zwischen dem Projekt .und out-of-pile und in-
pile -Versuchen zusichern ,die indenverschiedenen Instituten durchge­
führt werden . .
Während derZeit vonJuni (Gründurlg derTask Force )bisOktober 1980 hat
die "Task Force "einen Konsensus derVersuchsmatrix ausgearbeitet ,die
einen wesentlichen Beitrag zumVerständnis zumVerhalten des Brennelement -
bündels (Schaden und Spaltproduktaustritt )liefern soll bei einem breiten .
Spektrum vonUnfallbedingungen .
Eswar nicht dieAufgabe der Task Force ,tiefgehend dieFragen derDurch­
führbarkeit ,Instrumentation usw .zudiskutieren .Trotzdem ist eine An­
zahl von ungelösten technischen Fragen ,die inder Task Force heraus­
gestellt wurden ,inKapitel 3.5zusammengestellt . ' .
Folglich wurde dieVersuchsmatrix unter derAnnahme aufgestellt ,dass die
zurDurchführung des' Programms notwendige Technologie machbar istund in -
der Kenntnis ,dass dieTechnologie fortlaufend durch ergänzende Programme
&
begleitet wird .Logischerweise istdiese Matrix nicht starr undkann ab­
geändert werden ,umErgebnisse von laufenden technologischen Bestrebungen
zuberücksichtigen .
/ . ,
DasMandat schloss ebenfalls alle Fragen hinsichtlich Organisation ,Manage­
ment ,Budget und Zeitplan fürdieweitere Arbeit aus .
Allgemeine Ziele undZusammensetzung desSuper-SARA Versuchs -
prograrams (SSTP )vorbereitet und angenommen von der Task Force
Das erste grundlegende Ziel des abgestimmten SSTP istdie Schaffung von
Daten und ein tieferes generelles Verständnis von denjenigen Formen des
LWRBrennstabbündel-Verhaltens ,diezuschwerem Brennstabschaden ,

Kernversperrung undKuhlbarkeitsproblem führen Hönnen ,alseinErgebnis
von hypothetischen Unfallsituationen geringer Wahrscheinlichkeit ,wobei
angenommen wird ,dass normale Sicherheitssysteme teilweise oder vollstän­
dig nicht betriebsfähig sind .
Zusätzlich zudiesem Verstehen der thermomechanischen "und thermohydrau -
lischen Vorgänge ,,die Schaden undVersperrung vonLWR Brennelementbündeln
beherrschen ,ist einweiteres Grundziel diegegenseitige Abhängigkeit
destransienten Spaltproduktaustritts (FPR ),derwährend Unfallsitüationen
entsteht ,mit der Art und dem Ausmass des verursachten Brennelementschadens .
Der abgestimmte SSTP überdeckt Brennelementbündelverhalten sowohl fürdie
"schnellen "transienten Bedingungen desKühlmittelverlust-Unfalls bei •
grossem Bruch (LB-LOCA )alsauch die "langsameren "transienten Bedingungen
von anderen Unfallabläufen ,die unter bestimmten Umständen zuPerioden von
teilweise unbedecktem Kern undhöheren Hüllrohrtemperaturen und einem
Potential für schweren Brennelementschaden (SFD )führen kann .Ein wichtiges
Beispiel eines solchen "langsamen "transienten Vorganges ,der zuSFDführt ,
wurde durch den Thiree -Mile -Island (TMI )Unfall geliefert .
Die Mehrheit der Task Force war von Anfang ander Meinung ,dass mehr Nach­
druck auf den SFD-Teil desProgramms gelegt werden sollte undweniger auf
den LB-LOCA -Teil .DerGrund dafür isthauptsächlich darin zusuchen ,dass
während aufdemLB-LOCA -Gebiet bereits bemerkenswerte Arbeit begonnen ,
oder abgeschlossen wurde ,aufdem SFD-Gebiet dieAnstrengungen verhält -
nismässig nachhinken und eine Verstärkung erfordern ,umdie SFD-Daten so
schnell wie möglich zuschaffen .
Der LB-LOCA Teil des abgestimmten SSTP wurde aufder Grundlage derTask
Force-Anstrengungen (2)aufgestellt ,dass erlaufende out-of-pile Pro­
gramme über LB-LOCA Brennelementverhalten bestätigen soll (die inderLage
sind ,die führenden Parameter gut zuerfassen undnurbegrenzte in-pile
Kontrollen verlangen ,umzubestätigen ,dass dieArbeitsweise von Stab-
simulatoren typisch ist )undlaufende in-pile LB-LOCA Programme ergänzen
soll (wodieverfügbaren oder erwarteten Werte durch in-pile Versuche ,
die etwas Neues erbringen ,unterstützt' werden sollen ).

-8-
DerSuper-SARA Kreislauf wurde mitdemPlanungsziel hergestellt ,den
gesamten LB-LOCA Ablauf vom "blowdown "bis zum "reflood "durch Regel -
eingriffe anVentilen undBündelleistung nachzubilden .Diese Fähigkeit
»
wird dazu genutzt ,dieoben aufgestellten Grundziele zuerreichen ,die
fürLB-LOCA .die folgenden sind :
-Hüllrohrverformungseigenschaften ,wahrscheinlich zukennzeichnen
durch hohes "strain -rate -ballooning", was den Grad det Bündelver -
sperrung beeinflusst . , / •>
-Wechselwirkungen ,verursacht durch Verformung ,die denAnteil
derBündelversperrungen beeinflussen könnend
. lu
-Kühlbark eLtdes Rohrbündels und thermisches Ansprechen (response )
während desWiederflutens . *
-Abhängigkeit «desPPR vondemAusmass des Bündelschadens .
■ . '\
Die Task Force hat eine LB-LOCA -Versuchsmatnx, die inden gewünschten
ergänzenden /bestätigenden Zusammenhang passt ,durch folgende Versuche
vorgeschlagen : - <
( . • • •
-4Versuche mit 2mlangen DWR-Bündeln mit 32Stäben (Typ
■ 17x17)
-1Versuch mit einem 2mlangen SWR-Bündel (wahrscheinlich vom Typ
8x8R) ' '
-.2noch nicht festgelegte Versuche ,umunvorhergesehene Anforderungen
hoher Priorität zuerfüllen ,die zueinem späteren Zeitpunkt ,auf­
treten können .
ImGegensatz zudem LB-LOCA Teil sucht der SFDTeil des SSTP Konsensus
eine umfassendere Auswahl von Daten zuschaffen .Gegenwärtig gibt es
für SFDnicht diebreite Vielfalt anTätigkeiten wie aufdem Gebiet des
LB-LOCA :Das einzige andere bekannte und vergleichbare ist dasvon EG&G
Idaho fürPBFgeplante SFDProgramm ,dasEnde 1981 oder Anfang 1982
beginnt .Vöm PHEBUS Programm erwartet man dieAngabe von SFDVersuchen ,
dieebenfalls zuberücksichtigen sind .Verlauf igmuss das SSTP eine gute
L
ergänzende /bestätigende Beziehung lediglich zumPBFProgramm sicherstellen
InAnbetracht deroben festgesetzten Grundziele und derVielzahl vonUn­
fall szenarierv diezuSFDführen können ,wie imFalle des TMI-Unfalls

geschehen ,hatdieTask Force zurKenntnis genommen ,dass derSuper-SARA
Kreislauf imEntwurf darauf ausgerichtet ist ,diese Ziele durch Ausnutzung
seiner geplanten Fähigkeit zurNachbildung deswesentlichen gemeinsamen
Merkmals aller SFDAbläufe zuerreichen :vonKühlmittel ungedecktes Bündel
umentsprechende Transienten derHüllrohrtemperatur zubewirken inVerbin­
dung mitentsprechenden Transienten desSystemdrucks ,*gefolgt vonWieder -
flutung undAbschreckung .DieTask Force hat festgesetzt ,dass diese Fähig­
keit genutzt wird ,die folgenden besonderen SFDZiele anzuspröchen (2,3 ):
a)Grad der .Bündelversperrung undFPR aufgrund vonHü11rohrver formung
undBruch bei derniedrigsten Zerreissspannungen beimöglicherweise
"ungedeckten Kern "-Transienten ,unter besonderer Berücksichtigung der
Auswirkungen von Hüllrohroxydierung aufVerformungen imBereich
hohes 0C-hohes (^s»1100-1650K ). ^
i
b)Grad derBünde lverSperrung undFPRdurch Bildung einer Schuttbett füllung
aufgrund weitverbreiteter Oxydierung der Stäbe (biszuo*2000K ),mit ,
oder ohne vorherigem Aufblähen ("ballooning ")undBruch ,gefolgt von
Stabzertrümmerung durch Abschrecken (Wiedereintauchung )oder durch
Druckentlastung des Systems .
c)Grad derBündelversperrung undFPRdurch Bildung einer Zr/üO^Flüssig -
keitslösung oberhalb 2170K (Stab "candling "),mitoder ohne folgender
Schuttbettbildung durch Abschrecken .-
Die Task Force hat eine SFDVersuchsmatrix vorgeschlagen ,die indie gewün­
schte ergänzende /bestätigende Beziehung zuPBFpasst unddurch folgende Ver­
suche erreicht wird :
-3Versuche mit dem Ziel (a),alle mit 2mlangen DWR*-Bündeln mit
32Stäben ;
-4Versuche mit dem Ziel (b),3mit 2mlangen DWR*--Bündeln mit 32
Stäben ,1mit einem 2mlangen SWR -Bündel ;
-5Versuche mit demZiel (c),4mit 2mlangen DWR*-Bündeln mit 32
Stäben ,1miteinem 2mlangen SWR+-Bündel ;
*Die DWR-Bündel werden alle vom Type
+Die SWR-Bündel werden wahrscheinlich vom Typ17x17sein .
8x8Rsein .

-2nicht festgelegte Versuche ,umunvorhergehene Ziele einschliessen
\
zukönnen ,die evtl .spater hohe Priorität erhalten .
Der SSTP Konsensus besteht zusammenfassend vorläufig aus einer Gesamtzahl
von21Versuchen ,dieimAugenblick eine vernüftige Streuung über äie
wichtigen gegenwärtigen interessierenden Unfallbedingungen zubieten scheinen
unter Berücksichtigung der anderen Programme aufdem Gebiet desBrennstoff -
verhaltens .Inden folgenden Kapiteln sind diese Versuche ausführlicher be­
schrieben ;esrnuss jedoch darauf hingewiesen werden ,dass falls die Priori­
täten sich ändern oder inder Zukunft sich neue Probleme entwickeln ,der
SSTP ebenfalls geändert werden muss .

7J
-11-
3.2 . Beschreibung des Konsensus LB-LOCA Teils des SSTP
3.2.1 .Notwendigkeiten undEinschränkungen :Vonanderen Programmen über das
Brennstoff verhalten beiGrossbruch-LOCA erfasstes Gebiet
3.2.1.1 Out-of-pile Versuchsprogramme
Bemerkenswerter Fortschritt wurde bei derCharakterisierung unddemVer­
ständnis des Brennstab -und Bündelverhaltens während des LB-LOCA durch
out-of-pile Untersuchungen erzielt .Diese Untersuchungen erstrecken sich
von der ausführlichen Studie der Einzeleffekte ,wie z.B. die Studien
über die Hüllrohr-Aufblähung ,die inderPROPAT Anlage bei derUKAEA ~
Springfield und indenEDGAR-Anlagen bei derCEA Saclay durchgeführt
werden ,bis zurUntersuchung von grossen Bündeln unter Verwendung hoch - •
entwickelter elektrisch beheizter Stäbe ,wie z.B. inderREBEKA Anlage
inderKFK Karlsruhe bzw .inderMRBT-Anlage bei denORNL Tennessee .
Diese Programme untersuchen Brennstoffverhalten über einen weiten
Parameterbereich undgehen bis zurVerwirklichung theoretischer Modelle ,
I
bestimmt fürdie Analyse eines möglichen LB-LOCA unter Bedingungen eines ,
wirklichen Reaktors .Sie lassen allerdings die Fr'age offen :'Wie
A "prototypisch ".istdasVerhalten vonBrennstab-Simulatoren ?'Zur
Beantwortung dieser Frage wird eine geringe Zahl vonbesonderen zusätz­
lich indenbereits inPBFundFR2 durchgeführten und inHalden geplanten
in-pile Versuchen empfohlen .Diese Versuche sollten unter langsamen
Kriechratenbedingungen durchgeführt werden undanschliessend darauf ausgerich
tetsein ,besondere out-of-pile Bündel-Untersuchungen zuprüfen und zu
bestätigen .DieTask Force hat empfohlen ,dass derLB-LOCA Teil des SSTP
diese bestätigende Rolle spielen soll .
Diese Rolle könnte auch dieuntergeordnete Frage umfassen ,die sich
ausderTatsache ergibt ,dass out-of-pile Versuche lediglich die
blowdown Phase oder dieAufwärm-Phase getrennt undnicht den gesamten -
LOCA-Transienten nachbilden können ,was im .Super-SARA Kreislauf beab­
sichtigt ist . ,

y , •. -
\ -12-
3.2.1.2 .In-pile Versuchsprogramme -
Bemerkenswerte Arbeit über das Verhalten wirklicher Brennstäbe
unter LB-LOCA Bedingungen läuft auch inverschiedenen Versuchs -
reaktoren undhat^das gleiche Endziel wie dieout-of-pile Arbeit :
1 Oberprüfung derRechenmodelle ,diefürdieAnalyse des "füll scale "
LB-LOCA erforderlich sind .Die Hauptanlagen von Bedeutung fürdiese
Diskussion sind :DK/FR2 ,KFK ;PBF ,EG&GIdaho ;PHEBUS ,CEA- ~
, Cadarache ;NRU ,AECL-Chalk River .Die LOFT Anlage istnicht besprochen
worden ,daessich umeine Anlage zum integralen Betriebsverhalten
. -handelt und nicht nur aüf das Brennstoffverhalten ausgerichtet ist .
Diese in-pile Versuchsprogramme unterscheiden sich inMassstab und
■ Parameterbereich ,undder empfohlene Platz derErgänzung fürdas
V SSTP kann nur durch Schaffung eines Oberblicks über dieHauptgrössen
> jeder Einrichtung festgestellt werden .Fürvorliegende Zwecke sind
1dieGrössen ,diefürdie LB-'LQCA Versuchsziele alswichtig angesehen
werden ,mit Hilfe von vier Fragen für jede Anlage festgestellt :
Sind Stabbündel-Einflüsse eingeschlossen ?Istdiebeheizte Länge
ausreichend fürgute thermohydraulische Bedingungen beim Wieder fluten ?
Istder ganze LOCA-Ablauf eingeschlossen ?Istdie Wirkung von vorhe -
j rigem Abbrand eingeschlossen ?
Die folgende Tabelle zeigt die Lage hinsichtlich dieser Fragen .
. Grösse
Anlage:i 2 3■4\ ;
Bündel ? Länge
(m) |Gesamt
LOCA ?W F
Abbrand ?
DK/FR2 nein Q.5 ' , nein ja
PBF ' nein 0.9 ja ja
PHEBUS1
ja | 0.8 ja >ja
NRU ja 3.6 nein nein
SSTP ,
1ja 2.0 ja
1 --ja

-rr
-13- •
' •4
\Eszeigt sich unmittelbar ,dass dasSSTP bereits teilweise Ergänzung
zuden anderen Programmen ist inder Hinsicht ,dass esdie ersten
drei Grössen alle positiv beantwortet imGegensatz zudenanderen .
,DieTask Force hat jedoch empfohlen ,dass umvollständig ergänzend
•ι
,zusein ,das SSTP anstreben soll ,auch dievierte Grösse einzubeziehen :
dieAuswirkung desvorherigen Abbrands auf dasBündelverhalten .
3.2.1.3 Aussichten für das Erreichen oder die Simulierung des Abbrands
Für dieLB-LOCA Versuche ist eswünschenswert ,dass jeder Stab des
Bündels die gleiche Leistung hat .Wegen des hochthermischen Neutronen -
Energie-Spektrums imESSOR-Reaktor ,kann diese Anforderung nur durch
< Einteilung der Brennstoffanreicherung inZonen erfüllt werden :Zentral -
stäbe ***9,7%;Randstäbe «>»4 ,0%.Eine derartige Zoneneinteilung ermög­
licht esnicht ,komplette Super-SARA Bündel inReaktoren und anderen
Spektren vorzubestrahlen und imgünstigsten Fall dieVorbestrahlung
von einigen Einzelstäben zuerreichen und sie anschliessend inein
'nichtbestrahltes Bündel einzusetzen .Beispielsweise könnten sodie
vier Zentralstäbe vorbestrahlt werden .DieVorbestrahlung imSuper-SARA ,*
Kreislauf selbst würde die Ideallösung sein .Dies würde aber bedeuten ,
dass der Reaktor ständig aufvoller Leistung gefahren werden müsste ,
was aber zur Zeit mit den verminderten Betriebsverhältnissen des
ESSOR-Komplexes nicht vereinbar ist .
Die Task Force versuchte dieMöglichkeit festzulegen (4),die Haupt -
auswirkungen eines beträchtlichen Abbrandes ohne lange Vorbestrahlungen
zuerreichen .Die erreichbaren Auswirkungen sind imwesentlichen das
Brechen desBrennstoffs undVerlagerungsprobleme ,die chemische Bindung
.vonUO2mitdemHüllrohr unddasfürbeträchtlich abgebrannte Brenn -
stäbe typische "creepdown "desHüllrohrs .Diese Einflüsse sind wichtig ,
weil bei einem Auflähen desHüllrohrs alsFolge eines LB-LOCA dieBrenn -\
stofftrümmer derVerformung "folgen "können und eine nahezu gleich­
förmige Temperatur umdenHüllröhrumpfang beibehalten .Bekanntlich wurde
dies zueinem Anstieg derHüllrohrbeanspruchung und zurBündelversper -
rung führen und somit wesentlich eingrösseres Ver'suchsziel bedingen .

-14-
DieTask Force stellte klar heraus ,dass das -Brechen derUC^Pastillen
und das für einen hohen Abbrand typische Verlagerungsbild durch nicht
mehr als etwa 2Tage Vollastbetrieb erreicht werden kann ,verbunden
mitwenigstens 3Zyklen zwischen Voll -undNiedriglast ,jeder ineinem
Zeitintervall von etwa 1Stunde .Esscheint jedoch ,dass dieses Verfahren
nicht ausreicht ,umdiegewünschte chemische Bindung UO_/Hüllrohr und
das creepdown des Hüllrohrs zuerreichen .Das "creepdown des Hüll-
rohrs könnte durch einen geeigneten Entwurf und/oder Vorbehandlung er-1
reicht werden .
Zusammenfassend wurde esals notwendig erachtet ,dass jedem Versuch die ~
obengenannte Vorbehandlung vorausgehen muss ,umdie meisten der ge- .
wünschten Abbrandauswirkungen hervorzurufen ,dass eine Überwachung von
in-pile Versuchswerten aufrecht erhalten wird ,umdieBedingungen einer ,
UC^/Hüllrohrverbindung zuerhalten unddass währenddessen dasLB-LOCA
' ■Programm dieVerwendung von "einigen bestrahlten Stäben "indemFalle
vorgesehen sein sollte ,fa^ls dieUC^/Hüllrohrbindung aufanderem Wege
nicht erreichbar ist .
; ' - '
3.2.2 Der Super-SARA LB-LOCA Versuchsmatrix Konsensus
Alle oben genannten Notwendigkeiten und Einschränkungen wurden inder
Versuchsmatrix entsprechend Tabelle 1zusammengefasst ,dievon der
Task Force empfohlen wird (5).
Alle Versuche werden denvollständigen LB-LOCA -Ablauf umfassen (blowdown ,
refill ,reflood ),fürdendie Zeitpläne und thermohydraulischen Ver­
änderlichen sogestaltet werden ,dass sieinnerhalb derGrenzen des
"prototypischen "LOCA liegen durch bedachte Kreislauf -undReaktor -
regelmas snahmen .Dievorgeschlagene Art der Wiederf lutung ist für alle Ver
suche die "erzwungene Einspeisung "bei konstanter Wassereintrittsgeschwin -
digkeit (2cm/sek )Vor derDurchführung eines in-pile Versuches werden
diese Regelmas snahmen wiederholt ,korrigiert ,nochmal wiederholt und
durch Verwendung des elektrisch beheizten parallelen Zwillings-Kanals be­
stätigt.'
Zwei Arten vonRegelmassnahmen sind erforderlich ,umzwei Typen von
Hüllrohrhöchsttemperaturverlauf (PCT )zuerreichen :

-15-
TypA,beidemdie Kanalstromung und dieWärmeuberpumpzahl (HTC )
während desblowdown aufdasMindestmass herabgesetzt wird ,umeinen
raschen Anstieg derPCT auf denSpitzenwert zuerzeugen ,bevor das
Hüllrohr durch denAbfall des'Systemdrucks belastet wird .
Typ B,bei dem die Kanalströmung und HTC freier veränderlich sind ,um
denAnstieg der PCT inGrenzen zuhalten bis zumAbschluss des blow­
down .
/
PCT-Verläufe vomTyp Aliefern Situationen "heat -before -load",
geeignet zurErzeugung von Verformung bei vorgewählten Werten der
Hüllrohrtemperatur gefolgt von Wiederflutung undAbschreckung desbe­
schädigten Bündels .
PCT-Verlaufe vomTyp Bliefern Situationen "load-be fore-heat ",
beidenen Verformung nur nach demblowdown während derAufwarmphase bei
niedrigem' Druck auftritt .Verläufe vomTypB.sind erforderlich ,
umdieBeziehung zuout-of-pile Versuchen herzustellen ,die nurNieder­
druck Aufwärm- /Wiederf lut-Phase wiedergeben . '
Der Nachdruck inder LB-LOCA -Versuchsmatrix liegt bei der Verformung
inderhohen ©t-Phase desHüllrohres ,dadort dieSpannung unddie
Möglichkeit zurVersperrung besonders gross sind .Nur derVersuch 1
untersucht Verformung beihöherer PCTinderß-Phase ,woeine zweit­
rangigem Möglichkeil ;fürhohe Spannung gegeben ist .
Versuch 2ist der Grundfall und schliesst mit' Versuch 1den interessie­
renden Bereich der PCT ineiner Art ein ,die zuanderen in-pile Pro­
grammen ergänzend ist (siehe dievorhergehende Besprechung derEinrich­
tungen inKapitel 2).
Versuche 3und 4suchen dieErgebnisse vonout-of-pile Versuchen mit
Bündeln undnachgeahmten Stäben zubestätigen (REBEKA ,usw.),undda
derVersuch 4dieVerwendung voneinigen bestrahlten Stäben vorsieht ,
istdieser auch ergänzend zuNRU (derfrische Brennelemente benutzt ).

-16-
Versuche 1-4 sehen dieVerwendung von 2mlangen DWR-Bundeln
(TypW17x17)mit32Stäben vor .Versuch 5istmiteinem 2m ^
«
langen SWR-Bündel (wahrscheinlich Typ GE8X-8R)geplant ,dessen
Stabzahl noch festgelegt werden muss .Dieser Versuch soll bestätigen ,
dass dieBündelgeometrie das interessierende Verhaltensbild nicht
wesentlich beeinflusst und dass die Rechenkodes ,diemitDWR-Daten
überprüft werden ,auch SWRBrennelement-Verhalten wiedergeben können .
J ,-'
Vondiesem Gesichtspunkt auskann eine Ergänzung zuallen anderen
Programmen ,die DWRBrennelemente verwenden ,behauptet werden .
Von derTask Force wurden zwei nicht festgelegte Versuche empfohlen ,
umzusätzliche Ziele zuberücksichtigen ,z.B. Abhilf emassnahmen zur
\ • -
Verringerung des Schadens durch LB-LOCA oder unvorhergesehene Probleme
. i
zuuntersuchen ,die zuhoher Priorität gelangen .

-17-
3.3 . 'Beschreibung desKonsensus "Schwerer Brennstoff schaden "(SFD )Teils
desSSTP , \ -
3.3.1 .Notwendigkeiten undEinschränkungen :von anderen SFDProgrammen
erfasstes Gebiet '
Diedeutschen Delegierten ,fürdieTask Force beschrieben dieKFK
Simulierung der SFD-Zustände ineiner out-of-pile Versuchsstrecke
mitDWRBündel durch Jouleeffekt aufgeheizt mitverschiedenen
Aufheizraten .(3)ImBereich derVersuchsmatrix war dieHaupt -
schlussfolgerung dieser Arbeit ,dass mit einer PCTAufheizrate
kleiner als^'O.SK /sekdasHüllrohr vollkommen oxydiert ist vvor
dem Schmelzen ,dass aber bei einer Aufheizj?ate von grösser als«w
lK/sekeiniges ZrMetall bis zumSchmelzen übrigbleibt unddass
beiw4K /sek einbeträchtlicher Teil desMetalls überlebt undmit
UO2eine Schmelze bildet ,dienach unten tropft ("candling"Effekt )
"und dann tiefer erstarrt .Diese Versuche bieten den einzigen klaren
Leitfaden zurHandhabung der PCT zumErreichen verschiedener SFp
Zustände . ,
Als einziges bekanntes in-pile Programm zurStudie des in-pile
SFDgibt esdas PBFProgramm von EG&GIdaho (6).Derzeitige
Prioritäten indenUSA haben dieses Programm des Bündel "candling "
und/oder Stabzerbrechen mitdem Ziel ,soschnell wiemöglich Dat#n
über Brennstoff Verlagerung undSchuttbettversperrung mitdemdazu-
hörigen FPR (Spaltproduktaustritt )zuerhalten .Sieben Versuche
wurden vonderTask Force vorgeschlagen :die 5wichtigsten sind
voraussichtlich fürEnde 1981 bis Mitte 1984 geplant .
I ,
/
Die Task Force hat vorgeschlagen ,dass der SFD-Teil der SSTP
Versuche enthalten sollte ,welche die PBF Ergebnisse bestätigen
undandere ,welche ergänzend dazu sind .(Diese Art vonZusammen­
hang wurde auch mitanderen Programmen vorgeschlagen ,z.B. PHEBUS ,
sobald deren Versuchsplanung bekannt gemacht wird ).Diedrei vorher defi­
nierten zieledesKonsensus SSTP-SFD ermöglichen diese ergänzende /
bestätigende Rolle dadurch ,dass sieeinen grösseren Bereich von
Bedingungen erfassen , und somit eine ausführlichere Untersuchung
voneinigen Aspekten vonBrennelementschäden .(z.B.Verformung )zu
untersuchen ,welche nicht ausdrücklich imPBF -Programm vorgesehen
sind ..Diefolgende Besprechung derSFDVersuchsmatrix wird ausführ­
lich zeigen ,wiedies geschehen soll .

-18-
'W '' , - 1 ■ . : ' - . >
l
Während derTask Force Besprechungen ,kamen einige verschiedenartige
Meinungen über dieoptimale Btennstoffvorbehandlung fürdie SFD
Versuchsziele auf .
1Für Ziel (a);Grad derBündel verSperrung undFPR aufgrund von Hüll-
rohrverformung ;esscheint dass dieselben Argumente für dieLB-LOCA
gültig sind ,d.h.guteVorbehandlung .Umprototypische UO^Pastillenbruch -
undNeulagerung sowie Pastillen /Hüllrohr-Verbindung zuerhalten ,ist
esnotwendig ,die richtige Hüllrohrtemperaturverteilung ;zusichern .
Für Ziele (b)und (c):Grad der Bündelversperrung undFPR durch
v ,
Stabbruchteile und "candling "ergab einige Meinungen ,welche diese ;
Art von Vorbehandlung als nicht nötig erachten .
DieTask Force unterstrich das Bedürfnis ,einige Messungen der thermo -
hydraulischen Eigenschaften derVersperrung indieVersuchsziele (]?)
vind (c)einzufügen .Hinsichtlich derExtremität einiger dieser Bedin­
gungen ,"diezudiesen Versperrungen führen wie :ausgedehnte Oxydierung
/und "candling "derUC^/ZrSchmelze gefolgt durch Schuttbettbildung und
Schlackenerstarrung beiAbschrecken ,ist esnoch nicht klar ,welche Mess-
methode man dafür ambesten anwenden ,kann .Esist vorauszusehen ,
dass das PBF Programm die nötigen Technologien in ,den USA zur Lösung
dieser undähnlicher Messstreckenprobleme stimulieren wird unddass
( daraus Nutzen fürdenSSTP ,derspäter geplant ist ,gezogen werden
•kann.' • •. •
, , ·>, .
3.3.2 Der Super-SARA SFD-Versuchsmatrix Konsensus ,
Tabelle 2zeigt dieVersuchsmatrix ,indiedie abgestimmte Zielset -
' zung derVersuche mitschwerem Brennelementschaden SFDmitdenNotwendig­
keiten undBeschränkungen eingeflochten ist .DieArbeitsgruppe hat
..dieser zugestimmt (5). t
DasProgramm ist indrei Testserien A,Bund Caufgeteilt ,dieden drei
Zielsetzungen (a),(b)und (c),dievorher definiert wurden ,entsprechen .
Dazu kommt noch dieTestserie D,die noch hicht spezifizierte Versuche
enthält und für neue unvorhergesehene Probleme vorgesehen ist ,die in
Zukunft höchste Priorität haben können .

-19-
/
Alle Versuche werde gemeinsam denweiten Bereich wesentlicher Unfall­
\
Szenarien abdecken ,d.h .kontrollierte Nichtbenetzung desBündels bis
zuHöhen und Systemdrücken ,diegeeignet sind ,einspezielles Bündel -
verhalten hervorzurufen ,wie esdurch dieVersuchszielsetzung festgelegt
war .Dervorliegende Bericht beabsichtigt nicht ,die eigentlichen Ver-
suchsszenarien zudiskutieren .ImKreislauf werden Kontrollsysteme ein­
gebaut ,diedafür sorgen ,dieverlangten thermohydrauli sehen Bedingungen
undTransienten einzustellen .Diese Bedingungen werden vordem in-pile
Versuch mit einer elektrisch beheizten out-of-pile Zwillingsmessstrecke
überprüft .
Tabelle 2ist soausführlich ,dass nur noch einige zusätzliche generelle
Kommentare notwendig sind .Diese Kommentare berühren nicht die Spalt -
produktfreisetzung beidenVersuchen ,die später getrennt behandelt
wird .
- »
• ( •
Testserie A(Versuche 1-3 )untersucht mögliche weitverbreitete Hullrohr -
Ν
Verformungen ,dieals Wurst uoder "Karotten 1-Aufblähung charakterisiert
sind und diemit gegenseitiger Brennelementbeeinflussung und Blockierung
eines beträchtlichen Anteils des Bündels verbunden sind .Diese Testserie
untersucht dieVerformungen fürdieoC~undgerade noch©G /ß-Phase ,
woedie erwartete Aufblähung amgrössten ist (Versuch 1),sowie ,für
diegeringe /3-Phase (Versuch 2)undhoheß -Phase (Versuch 3),Bedingungen ,
bei denen noch eine grössere Verformung auftreten kann ,die jedoch sehr
stark durch diegleichzeitige Oxydierung beeinflusst wird .Alle drei
Versuche werden mit einem 2mlangen DWR-Bündel (W17x17)mit 32Stäben
durchgeführt .
Testserie B(Versuche 4-7 )untersucht Transienten ,diezuSchuttbettver -
sperrungen ohne Kerzenbildung ("candling ")führen .AufderBasis von
out-of-pile Untersuchungen beiderKFKkann einAnstieg von <^«0,3K/sek
beidermaximalen Hüllrohrtemperatur benutzt werden ,umdienotwendige
Hüllrohroxydierung zugewährleisten .Testserle B1 (Versuche 4-6 ),die
mit einem DWR-Bündel (W17x17)mit 32Stäben durchgeführt
wird ,untersucht denProzess derSchuttbettbildung auf­
grund vonAbschreckung nach Hüllrohrzerstörung undVersprödung durch

MU
-20-
weitverbreitete interne und externe Oxydierung ,wobei die maximale
Hüllrohrtemperatur biszu 19Ö0 Kansteigen kann .Versuch 4versucht
dieBedingungen des Brenrielementbündels vpr derFragmentierung festzu­
stellen ,wobei das Bündel vorher langsam abgekühlt wurde ,umWärmeschocks
zuvermeiden .Versuch 5ist eine Wiederholung aber mit Wärmeschock durch
schnelles Abschrecken .Beide Versuche sind mit Hüllrohraufblähung
und -Zerstörung verbunden ,dadiemaximale Hüllrohr temperatur über die
Zr-OC-Phase steigt .Versuch 6untersucht ,wie die Eigenschaften der
Schuttbettbildung geändert werden ,wenn das frühzeitige Aufblähen und Zer­
stören inderhohenß-Phase erfolgt (dieskönnte dasHüllrohr zueiner
anderen Fragmentierung veranlassen ).Versuch 5istder erste Versuch in
.derVersuchsmatrix ,der sich mit der Messung der Eigenschaften von Schuttbett -
versperrungen beschäftigt und istdeshalb der eigentliche erste Prüfstein
,innerhalb der SSTP Versuchszugstechnologie ,die .fürdiesen Zweck ent-
\ ,wickelt wird .Testserie B2 (Versuch 7)untersucht den Prozess der Schuttbett -
bildung durch Druckabfall (max .Hüllrohr temperatur 600K),der einer
ausgedehnten Hüllrohrversprödung durch externe Oxydierung (max .Hüll-
rohrtemperatur <-«»1500 K)folgt .DieTask Force .war sich darüber einig ,
dass dies mehr ein Problem des Siedewasserreaktors sei und der Versuch
wird deshalb miteinem 2mlangen SWR-Bündel (wahrscheinlich ■
GE8x8R)durchgeführt ,wobei die Anzahl der Brennstäbe noch fest­
gelegt werden muss . ^ ,
Testserie C(Versuche 8-12 )untersucht Transienten ,die zuKerzenbildung
("candling ")durch Auflösung von ingeschmolzenem Zrführt ,gefolgt
vondurch Abschreckung hervorgerufenes Versperren ,die ausSchutt und
wiedererstarrten Schlacken bestehen .Die out-of-pile KFKErgebnisse
führen zudemVorschlag ,dass diemax .Kühl temperatur schneller als
*»*1K/seksteigen muss , umeine Zr/UOjFlüssigkeit zuerhalten . '
Testserie C1 (Versuche 8-11 ),diemit einem 2mlangen DWR-Bündel
(W17x17)mit 32Stäben durchgeführt wird ,ähnelt sehr l 1
stark derTestserie Bl,wird jedoch mit einer schneller ansteigenden max .'
Hüllrohrtemperatur (/-v4K/sek )undbis zueinem höherem Niveau (^»/2300 K)
durchgeführt ,sodass Kerzenbildung ("candling ")undVersperren durch
wiedererstarrte Schlacken auftreten .Versuch 8versucht die Bündel in ,
der Kerzengeometrie vor der Fragmentierung durch einen langsamen schock­

-21-
freien Kühlprozess einzufrieren .Versuch 9wiederholt Veröuch 8,
jedoch mitschneller Abschreckung ,umBrennelementfragmentierung zu
erhalten undmisst diethermohydraulischen Eigenschaften derVersper -
rung .Beide Versuche 8und 9sind mit Hüllrohraufblähung und -bruch ver­
bunden ,dadiemaximale Hüllrohrtemperatur durch dieZr-©(»-Phase läuft .
.*
Versuch 10untersucht ,wie dieEigenschaften derVersperrung verändert wer­
den,wennderfrühe Bruch inderhohenß-Phase erfolgt (dieskönnte zu
verschiedenartigen Bruchkonfigurationen und damit auch zuverschiedenen
"Kerzenbildungsverhalten "führen ).Versuch 11soll bestätigen ,dass die
Prozesse imwesentlichen gleich sind ,wenn diemaximale Hüllrohr temper atur
sehr schnell ansteigt (^4K/sek)wieesbeidemUnfall vonTMIder
Fall war .Testserie C2 (Versuch 12)untersucht Bedingungen bei einem
siedewassertypischen Unfall (Kühlmittelversperrung amEingang ).Das
Problem hierbei ist ,wie esvon den U.S. Beobachtern derTask Force
beschrieben wurde ,festzustellen ,obgeschmolzenes Brennelementmaterial
I
■inbenachbarte Kanäle gelangen kann und somit ein Propagationsprozess
auftreten kann .Versuch 12istübereinstimmungsgemäss eine Untersuchung
derVerlagerung derZr/UOgFlüssigkeit .DieAuslegung des "Versuchszuges "
für den Siedewasserreaktor ,die für ein besseres Verständnis der oben
beschriebenen Verhältnisse notwendig ist ,ist noch nicht soweit ,um
weitere Aussagen machen zukönnen .Durch den sehr starken negativen
.%
Druckunterschied amHüllrohr wird dieser Versuch injedem Fall eine
grössere Veranlagung zurKerzenbildung "candling "haben als alle' anderen
Versuche .
ι
3.4 .Spaltproduktfreisetzung
3.4.1 .Notwendigkeiten undEinschränkungen :^Vonanderen Programmen erfasstes
■Gebiet < ; ■
Nach demoben beschriebenen Konsensus -Versuchsprogramm sollen verschiedene
Typen vonBrennelementschäden inverschiedenen Ausmassen willkürlich
herbeigeführt werden .Eserstreckt sich vcnmehrfacher Hüllrohraufblähung
undBruch im"unteren "Bereich derHüllrohrtemperatur (1O7O-1650K )über den
Bündelzusammenbruch hervorgerufen durch Oxydierung undFragmentierung bei
"mittleren "Temperaturen (/
1900 K)biszumBündel "candling "beihohen
Temperaturen (*>#2100-2300 K).

-22 ,-
DieTask Force hatvorgeschlagen ,dass dieUntersuchung der Spaltpro -
duktfreisetzung als einHauptziel des SSTP ,insbesondere imRahmen des
SFD-Programms Angesehen werden soll .Esgibt drei Gründe fürdiese
Zielsetzung :
-die Notwendigkeit ,die radiologischen Auswirkungen inderAn­
lage und Umgebung zukennen ,die durch einen hypothetischen Un­
fall entstehen ;
-die Notwendigkeit einer Unfall-Zustandsdiagnose ;
-dieNotwendigkeit einer FPR Instrumentierung ,umdiesen beiden
Anforderungen zugenügen . ''
Der Wissensstand auf diesem Gebiet wurde untersucht (z.B. deutsche
Studien mit simulierten FPR ;Experimente inheissen Zellen imORNL ),
/ I ' • • ,
eszeigt sich jedoch ,dass diem-pile Versuche nicht ausreichen ,um
eine Datengrundlage zuschaffen ,:diedie Modellentwicklung undKode-
Verifizierung unterstützt .Bezugnehmend aufdievorhandene Erfahrung bei
CEaGrenoble (FLASH -SILOE-Projekt )und bei EG&GIdaho (PBF-Programm ) •
empfiehlt dieTask Force ,dass das SSTP eine bestätigende Rolle fürdiese
Studien einnehmen solle ,insbesondere für das analytische und experimen -
4
teile Programm inGrenoble .
Untersuchungen zur Spaltproduktfreisetzung
DieTask Force empfiehlt ,indem Kreislauf eine Instrumentierung vorzu­
sehen ,die inderLage sein soll ,die zeitabhängige Spaltproduktfrei -
setzung für jeden Brennelementschaden zumessen .Die von einem solchen
System ermittelten Daten sollen die ,Suche nach -einer Beziehung zwischen
FPR einerseits undTypundAusmass desBrennelementschadens andererseits
unterstützen . .
DieTask Force hat versucht ,diegenerellen Spezifikationen für ein
dynamisches System zurAufzeichnung der Spaltproduktfreisetzung zude­
*finieren .Dasselbe gilt fürdieFestlegung der notwendigen Vollastbe -
-
triebsdauer des Kreislaufs ,umein ausreichendes Inventar anSpalt -
produkten fürdieMessungen sicherzustellen .Besonders nützliche In­
formationen zudiesen Punkten wurden von den französischen und U.S.

!
-23-
Teilnehmern vorgetragen ;ausdiesen Beitragen wurde der Schluss ge­
zogen ,dass ein dynamisches Spaltprodukt-Messsystem folgende Punkte
umfassen muss : .
•' \
-Messving verzögerter Neutronen amKreislauf ,sonahwiemöglich
am .Versuchsbrennelement (Erfassung desgesamten Signals der Spalt -
produktfreisetzung )t
-^-Detektion angeeigneten Stellen deslüreislaufes zumEinsatz eines
,^-Spektrometers zurzeitlichen Erfassung vonArtundOrtderNuklide ;
-On-line ^-Spektrometrie aneinem dieser Orte zurunmittelbaren Fest­
stellung des Brennelementschadens während eines Versuches »
-Filter oder Flaschen ,die mit dem Kreislauf oder der Versuchsstrecke
verbunden sind ,umProben des Kühlmittels zuverschiedenen Zeiten zu
entnehmen ,die zur späteren Kontrolle dergasförmigen und flüchtigen
Spaltprodukte mit längerer Lebensdauer dienen .
Esgabkeine einheitliche Meinung über die erforderliche Vollastbetriebs -
dauer ,umein geeignetes Inventar anSpaltprodukten zuerstellen .
V
Nach Meinung der franzosischen Experten sind fürdiese Operation bei
frischem Brennstoff etwa 15Tage empfehlenswert ,umSpaltprodukte im
131 133Bereich mit kurzer (*o/min )bismittlerer (<-JTage z.B. I ,Xe )
Lebensdauer aufzubauen .Während viele Experten hiermit übereinstimmten ,
meinten die U.S. Experten ,dass diekurzlebigen Nuklide Rückschlüsse auf
dasVerhalten von chemisch ähnlichen Isotopen längerer Lebensdauer zu-
liessen und daher nur einige Stunden Vollastbetrieb notwendig seien .
Selbst wenn manberücksichtigt ,dass esimAugenblick unwahrscheinlich
erscheint (siehe Kapitel 3.2.1.3 ),einen Vollastbetrieb von 15Tagen zu
erreichen (ausgenommen vielleicht füreinen .Versuch ),herrschte Einigkeit
darüber ,dass dieempfohlenen Messungen injedem Fall unabhängig vonder
Dauer desVollastbetriebs von Bedeutung sind und dass siebei allen Ver­
suchen durchgeführt werden sollen .

>Å
-24-
. i ■.
' . * ■ J
' : ■ ( , ' ' ' ' ' '
- Unter Berücksichtigung derErfahrung und derResultate ,die imFlash­
■ -,\.ï ;■'
Projekt imSiloe-Reaktor desCEA Grenoble vorhanden sind ,yrird mit
Nachdruck empfohlen ,dieSuper-SARA FPR-Messeinrichtungen sowie das
detaillierte Programm inenger Zusammenarbeit mitdemCEA aufzustellen .
••
-x .Die U.S. Erfahrungen bei PBF sollen ebenfalls berücksichtigt werden .
• i - - " ., • *
3.5 .Beschreibung einiger technischer Probleme fcurDurchführbarkeit der
Versuche ' ;
\ ..... '
Dieses Kapitel soll sicherlich nicht alle technologischen Probleme ,die
mitdemSSTP gestellt sind ,behandeln .Jedoch sollen einige wichtige
Probleme aufgezeigt werden ,dieeinen starken Einfluss aufdieDurch­
führbarkeit desProgramms haben unddiewährend derTask' Force Sitzungen
aufgeworfen wurden .Alle Teilnehmer waren sich einig darüber ,dass die
Lösung dieser Probleme Gegenstand langwieriger Projektstudien undAna-
lvsen sein wird .
Für dieLB-LOCA Versuche ist esnotwendig ,dieAuswirkungen derun­
symmetrischen Energiefreisetzung imBrennstab (power tilt )näher zu
Untersuchen .Diese kann z.B. zueiner untypischen diametralen Tempera -
i turdifferenz undder daraus resultierenden Verformung führen .
Ν , " ' " ·· ' ·- ' '
Die dynamischen thermohydraulischen Prozesse ,welche den angestrebten
Hülltemperatur verlauf unddiedazugehörige Verformung festlegen ,
müssen untersucht werden .Probleme entstehen aus verschiedenen Gründen :
Unsicherheiten wie "dryout"undWiederbenetzungsef fekte '»rewett2 entlang der
Bündellänge ,Zuverlässigkeit beiderMessung dermaximalen Hülltempera -
turen ,Änderungen der Bündelleistungsverteilung durch die Kühlmittel -
dichteverteilung ,Messving und Kontrolle der Bündelleistung und Kühlung .
1
Mögliche Beiträge undProbleme desparallelen out-of-pile Zwillings -
kanal sollten weiter untersucht werden (Ähnlichkeit ,Kontamination ,>•
Brennstabsimulator ).Die meisten der LB-LOCA Probleme können durch
vorhandene Methoden und/oder Technologien einer Lösung nähergebracht
werden .Programme wieREBEKA tkfk undMULTIROD beiderUKAEA werden
eine unterstützende Wirkung ausüben .

-25-
ImGegensatz hierzu erfordern dieProbleme des SFD-Programms zu- .-.-er
sätzliche Entwicklungsarbeiten fürihre ,Lösung .DasHauptproblem ■//
stellt derHoch temper aturbehälter dar :Bündeltemperaturen bis zu
rs/2300 Ksind vorgesehen .Siemachen esnotwendig ,dass dasDruck - .j
rohr miteine rthermischen Abschirmung versehen wird ,welche über das
Bündel hinausgeht .Vorschläge fürdiese Abschirmung werden z.Z. unter -.2.£
sucht ,und die Erstellung eines by-pass Kühlmittelstromes zwischen Abschir­
mung undDruckrohr wird allgemein alsnotwendig angesehen ,umdas
Druckrohr vor allen Gefahren zuschützen ,die durch die hohen Bündel -J
temperaturen hervorgerufen werden .Dampfkühlung durch Sprinkler und
Brennstoff änger-Einrichtungen müssen entwickelt werden .Zur Regulierung
des ungedeckten Bündel -Trans ienten werden Instrumentierung undKontroll­
system benötigt ,diezurMessüng beihohen Temperaturen undunter Eiri-
fluss derZr/^O-Reaktion geeignet seinmüssen .Entwicklungsarbeiten 1
zur in-pile Charakterisierung einer Schutt -oder Schlack enver Sperrung
müssen unternommen werden .
Diemöglichen Auswirkungen derFPR Zielsetzungen und InstrumentierunCjrs -
erfordernisse aufdenKreislauf müssen unmittelbar festgestellt werden ,
und dieVersuchsoperationen ,die die Zielsetzungen ermöglichen sollen ,
müssen untersucht werden .Alle diese Probleme werden fürdieProgramme
PHEBUS undPBF SFDuntersucht .Dievorgeschlagenen Lösungen werden dem
SSTP zurVerfügung gestellt . "
r /
l'DieTask Force erkennt an,dass dieLösung dieser Probleme nurschritt­
weise erfolgen wird .Die Task Force stellt fest ,dass einDialog ;
zwischen derGFSundForschungsgruppen ,die sich intensiv mit ähn-'J
liehen Studien befassen ,bereits aufgenommen wurde .Diese Gruppen L
haben ihren Willen gezeigt ,sich zugegenseitigem Nutzen aktiv am
SSTP zubeteiligen .

-26-
.6.Besondere Empfehlungen der Task Force
Die Task Force nimmt zur Kenntnis ,dass das SSTP imnormalen Be­
ratungsverfahren der Kommission (Beratender Programm -
ausschuss derReaktorsicherheit )verbleiben soll ,sie
•schlägt jedoch folgende Aktionen vor :
I.DieGFS soll alle zurLösung derProbleme (siehe Kapitel 3.5 )
beitragenden Studien identifizieren und finanziell unterstützen ,
entweder inIspra selbst oder mit Hilfe der teilnehmenden Parteien
II.Arbeitsgruppen sollen ,falls notwendig ,gebildet werden ,um
bei der Lösung der Probleme zuhelfen .Insbesondere werden Ar­
beitsgruppen aufdenGebieten PIEundFPRbenötiget ,umweitere
Notwendigkeiten für das SSTP zuuntersuchen .
III .DieGFS soll eine Zusammenarbeit mitdemFLASH /SILOE Projekt
Grenoble aufnehmen ,umZielsetzungen und Instrumentierung der
FPR ingrösserem Detail zudefinieren . .
IV.Die GFS soll unmittelbar die Auswirkungen des Konsensus-Pro -
gramms aufdie Kreislauf auslegung feststellen .
V.Die GFS soll einen laufenden Dialog mit den italienischen Zu-
lassungsbehörden aufrecht erhalten .DieTask Force schlägt auch
vor ,dass die Zulassungsbehörde kontinuierlich über die Entwick -
1
lung derTest Matrix und die Lösung der technologischen Probleme
informiert wird . ■/
VI.Das Konsensus SSTP Programm entspricht den augenblicklichen An­
forderungen .Das Gespräch mit denVerantwortlichen des Sicher -
heitskonzeptes indenverschiedenen Ländern sollte jedoch bei­
behalten werden ,umdieVerbindung zuden sich weiterentwickeln -
I
den Zulassungsfragen sicherzustellen .
VII .Zugeeigneter Zeit sollten Seminare inIspra oder anderswo ge­
halten werden ,umeinen Informationsaustausch innerhalb der Pro­
gramme zumBrennstoffverhalten zuerlauben ,damit eine direkte
Beziehung des SSTP zudiesen Programmen gewährleistet ist .

-27-
PKFKRENZEN -
1.SUPERSARA Programme inESSOR:SummaryObjectives
andStatus.April1980:ES.2.5500.A.004
2.MinutesofthefirstmeetingoftheSUPERSARA
TaskForce,Varese,June17-181980rSSTF2
3.,SummaryofthesecondmeetingoftheSUPERSARA
TaskForce(KfKbrainstorming sessionincluded),
Ispra,July22-231980:SSTF3
4.SUPERSARA Brainstorming Session ,September 10-12
1980,CEA-Cadarache :SSTF4
5.SummaryofthethirdmeetingoftheSUPERSARA
TaskForce,September 18-191980:SSTF5
6.Severecoredamageassessment programme experimer.t
requirements ,JB3R0UGHT0N ,March1980:EGG-
TF3P-5067.

TABELLE 1:KONSENSUS SSTP :GROSSE BRÜCHE LOCA VERSUCHSMATRIX
Testnr .
i' Zweck > Stabbündel -
GeometrieHiillrohrtempe -
raturverlauf *Brennstoff Bemerkungen
I
1 Untersuchungen derHüllrohr -
verformung inderjS-Fase in
"Wärme vor Belastung "Bedin *-
gungenDWR ** TypA,Verformung
bei /N.1300KFrisch
9
VorbehandeltErgänzend zuPHEBUS ,
PBF ,NRU
2 LB-LOCA BASIS-FALL :max .
Potential fur Hullrohrver -
formung (hohesoC );"Warme
vor Belastung "BedingungenDWR ** TypA,Verformung
bei 1070KFrisch ,
Vorbehandelt
3 Wie Versuch Nr.2,aber
Verformung in"Belastung
vor Wärme "BedingungenDWR ** Typ B,Verformung
bei *wl070K -Frisch ,
VorbehandltBestätigt REBEKA ,MRBT
Ergänzend zuNRU
4 Untersuchen des Brenn -
stof fabbrand -Effektes ,
d.h .Brennstoffbrechen ,
-Verlagerung ,usw .DWR ** Typ B,Verformung
bei a#1070 KEinige vorbestrahlte
Stäbe
5 Bestätigen der Extrapola­
tion von DWR Versuchser -
gebnissen anderer Brenn­
stoff geometriesSWR+ Typ B,Verformung
bei 1070KFrisch ,
VorbehandletErgänzend zuPHEBUS ,^PBF ,
NRU ,REBEKA ,MRBT
6
72UNSPEZIFIZIERTE VERSUCHE ZUMEXPERIMENTIEREN VONABHILFEMASSNAHMEN UNDANDERER STUDIEN ,WELCHEN SPÄTER HÖHERE
PRIORITÄT ZUGEORDNET WIRD . ~ '
*Siehe Text fürdieBeschreibung derHüllrohrtemperaturverläuf evon Serie Aund B
**Typ 17x17
+DasSWRBündel wird wahrscheinlich vomTyp 8x8 sein
N.B. Alle Versuche mit "Forced feed "Wiederfluten werden miteiner Wassereintrittsgeschwindigkeit von2cm/sek .gefahren

'i'Auli<LL:
KONSENSUS SSTP ;SCHWERE BRF.NHET.EMENTS CHflD EN (SFD )VERSUCHSMATRIX
VERSUCHSREIHE fl:UNTERSUCHUNG DES UMFANGS ANBÜNDELVERSPERRUNG UND SPALTPRODUKTFREISETZUNG ,BEDINGT DURCH HOLLROHRVERFORMUNG
IN"KLEINE UND MITTEI.GROSSE BRÜCHE "BEDINGUNGEN :DKR (TYPWI7 X17)BRENHSTOFFGEOMETRIE
iTESTUR
!ZWECK MINOTIGTE
PCT
(K)BENOTIGTE
RAMPRATE
BIS PCT
(K/sek )PSYS~KONTROLLEI
VERSUCHSENDE UND
ERWARTETER ENDZU­
STAND DES BÜNDELS- i■- \ '
WEITERE IN-REAKTOR
OPERATIONEN UND MES­
SUNGEN VOR DEM HE- .
RAUSZIEHEH DER VER­
SUCHSSTRECKEVERBINDUNG
MIT ANDEREN
SFD PROGRAM -
MEN +
1.jHullrohrkriechaufblâhen und1080 o/8MPa Nach Erreichen von Keine Ergänzend zu I
Bruch inderotoderct +/jFase ,h1200 Soeingestellt ,Inehrfacheffi Hullrohr - j PBF
erreicht durch Absieden bis
*dassAP^JO ,wenn pruch ,Reaktorabschal - !
zurgewünschte »PCT ,dann PCT stabil ist ,[ten,dannBundelgeflu - !
Rampe desPgyg dann Rampe mit
-0.Q05 MPa/sbis jtet .Verformte Bundel -
anordnung "eingefroreri 1
r
*w4MPa fur PIE
■f 2 hüllrohrkriechaufbläheri *und
Bruch inder/}Fase mitgleich­«J.350I 1"■ 1
Höchstmöglich x^8MPa
Soeingestellt ,Nach Erreichen von
mehrfachem Hüllrohr -Keine Ergänzend zu
PBF
r\ zeitiger Oxydierung ,erreicht
durch schnelles Absieden bis
zurgewünschten PCT ,dann
Rainpen desPSygI
j
'dassA PWO ,wenr
PCT stabil ist ,
dann Rampe mit
0.05-0.005 MPa/sbruch ,Reaktorleistung
und HPI Flussrate gleicl
zeitig geregelt ,umAb­
kühlen ohne therm .
rbis**4MPa jSchock zuerreichen .Vej*
.
I
r\ |
iSIEHE FUSSNOTE ^formte BündelanordnungL"eingefroren "furPIE'
f !3 WieVersuch 27abermithoher IL.1650 n
ISIEHE FUSS-1
'" 'IIl 11 I Ergänzend zuI
/3fase NOTE** jSIEHE FUSSNOTE *PBF
f
+ZurZeit hathauptsächlich nurdasUSNRC PBFProgramm inEG&G Idaho eindefiniertes SFDProgramm .Wenn dasfranzösische CEAPHEBUS
' unc*an£äereSFDProgramme definiert sein werden ,wird dasVerhältnis vomSSTP auch zudiesen Programmen inBetracht gezogen werden .
DieSystemdruckrampe wurde indemBereich von-0.05 bis-O.OOSMPa/sgewählt ,-umeinen gewünschten Grad anOxydierung während der
Verformung zuerreichen . -
**DieRamprate mussdefiniert werden ,indem mandieZr/HjOReaktion unddiedazugehörige Einstellfähigkeit inBetracht zieht ;essoll
auch dasSMB-Szenario beiderVerformung /Bruch inderß-Fase inBetracht gezogen werden .

|1*U4T1*»FE14UWOJ
V: -.liiert ... , >7 ; KONSENSUS SSTP;SCHWEftE BREMMELEMENTSCHA DEH(SFD )VERSUC11SMATRIX W i ••; .. „j-
VERSUCHSREIHE B:UNTERSUCHUNG DES UMFANGS ANBOMDELVERSPERRUNG UND SPALTI'RODUKTFREI SETZUNG MIT KEIUEH SCHMELZPRODUKTEN
HERRÜHREND VON STABF RAGMENT IERUHG UND SCHUTT13ETTBILDUNG
VERSUCHSREIHE Bl:SCHUITBETT DURCH ABSCHRECKEN ;DWR BREtlMSTOFFELEMENTE (TYP W17 X17)
M'TKSTNR ZWECK
t
•* ,• 'JSEHOTIGTE
PCT
(K)BENOTIGTE
RAMPRATE
BIS PCT
(K/sek )P -KONTROLLESYSVERSUCHSENDE UND
ERWARTETER ENDZU­
STAND DES BONDELSWEITERE IN-REAKTOR
OPERATIONEN UND fES
SUtIGEN VOR DEM HE­
RAUSZIEHEN DER VER
SUCHSSTRECKEVERB1NDUNG MIT
ANDEREN SFD-
PROGRAMMEN +
i'.:'' . ■
4 Temperaturrampe ,erreicht
durch Absieden zum Hervorru­
fen von Hüllrohrauf blähen und
Bruch inderc!,oderii.+J3 Fase
gefolgt vonvölliger Bxydie -
rung , .«.1900 -, 0.3 ** «*8MPa ,soeinge­
stellt ,dass Auf­
blähen auftritt ,
wenn die PCT
•**110OK erreicht .Nach Erreichen von völ­
liger Hüllrohroxydie -
rung imBereich derPCT ,
Reaktorleistung und HPI
Flussrate gleichzeitig ,
geregelt ,umAbkühlen
ohne therm .Schock
zuerreichen .Bündel
behält seine Integrität
für PIE -Keine
NErgänzend zu
PBF
;5 'WieVersuch 4,aber mit Her­
vorrufen von Schuttbett durch
schnelles Abschrecken . •U900 Λ.0.3 ** Wie inVersuch 4
/ '~ ■
• -' /Nach Erreichen von völ­
liger Hüllrohroxydie -
rung imBereich der PCT ,
Bündel rasch wieder ein­
tauchen (HPI Flussrate
<wlOcm /s),umein Schutt -
bett hervorzurufen ,
dann .Reaktor brüsk ab­
schalten .Messen vonAP und4T
welche sich über da
Schuttbett bilden |
mitkleiner Leistunj
undFluss (möglichsj
Dampf ).Oberprüfen
derTechnologie wel
che zur Instrument !
der therm .hydr .Ken
zeichen der Nach-Ve
versper .entwickelt
werden soll .Ergänzend zu
PBF
J
:r.
l-
rs.
6
I
IWie Versuch 4,aber mitAuf- :
blähen und Bruch inder hohen
ßFase (*»»1650K )undmitHer­
vorrufen von Schutthaufen durch
schnelles Abschrecken•*1900 ~0.3 ** U»8MPa ,soeinge­
stellt ,dass Auf­
blähen auftritt ,
wenn die Hüllrohr -
temperatur 1650K
erreichtWie Versuch 5 Messen vonA PundA '
welche sich über da
Schuttbett bilden ,
mit kleiner Lelstun
undFluss (möglichs
D-i'.^f ) ;^Ergänzend zu
PPBF ...U>O
VERSUCHSREIHE B2sSCHUTTBETT DURCH SPRÖDES ZERROTTEN BEIDRUCKENTLASTUNG :SWRBRENNELEMENTE (wahrscheinlich GE8X8)
7 Hüll rohroxydier ungohne Auf­
blähen erreicht durch Absieden
biszurgewünschten PCTgefolgt
vonAbkühlen gefolgt vonFrag-
atentlerung durch denSystem -
druckabfall (SWRUnfallzustand )«1500
fürOxy-
dierung
w£00
fürFrag-
mentie -
rung~~^n
für Aufwär­
men
-2
für .Abkühler**»4MPA .eingestelltAP^0wenn PCT
stabil ist ,umge-
wün.Hüllr .Oxyd ,zu
err.,dann absinken
auf#»lMPa nach Abk
UMZerrOtt .des
HMlr.tuNach Erreich .v.gewün .
Oxyd .,Reaktorleist .und
HPIFlussrate gleichz .
geregelt umAbküh .zu
erzielen ohne Therm .Schoc
bis PCT~600K .Nach HOi :
zerrQt .langsames Abküh­
lenweiterfahrenWie Versuch 6 Ergänzend zu
PBF
wahrend derMm abgeschlossen sein wird .

h*>£+* iT- V' 'A-*•"-* ;"*-'r--'V^ f
Clt'iT fc/g-U.'Ni Sp^&C -2"|03^ -.S*2^45 . -A ' •. . •.
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j j7 J |n-ti ;-:c^x^/.i'>n,-* j.c.'Atr.-m•■ |-"
>v:^-K KONSENSUS i:SSTT *;SCUWERE ;BRKHPKt^EMF ,MISSCHADE (SFB)vVERSUCUSMATRIXr»?j ]Ac;.irov r.qrt,e.?2:*nr
.*i'
i
VERSlilCHSRfiiHE' C-'üNTERSUfcllUNG bES'ÜMFAflGS AN^ONDELVERSPERhÖWG BEDIHCTDUUClV DIEBILDUNG VGt^FLOSSIGIOJITSLOSUNG ;j
;' ' VOMUOINZIRCALLöV (STAB "CÄNDLl MG"),MOGLTCHfeRWEISE CEFÖLGT VONSCHU'ITBETTBILDIUMG JDUP.CH ABSCHRECKEN {
iVERSUCHSREIHE Cl:DWR (TYPW17X1?)BRENNELEMENTE
TESTNR . ZWECK BENOTIGTE
PCT
(K)BENOTIGTE
RAMPRATE
BIS PCT
(K/sek )P -KONTROLLE
SYS
•'*1/ERSUCHSENDE UND ERWAR - I
rETER ENDZUSTAND DES
BONDELS'/EITERE IN-REAKTOR .
OPERATIONEN 'UND MES­
SUNGEN VOR DEM HE- .
»AUSZIEHEN DER VER-
5UCHSSTRECKEVERBINDUNG
IUT AMDEREN
SFD-FROGFAI1 -
MEN +
Β Temperaturrampe ,erreicht
durch Absieden ,zum Hervorru­
fenvon Hüllrohraufblähen und
Bruch indereCoderCC +ßFase
gefolgt vonOxydierung undBil
dungeinerVO^/ZrFlüssigkeits
lösung biszum "Candling "~2300 ~4++ *v*8MPa soeinge­
stellt ,dass Auf­
blähen auftritt ,
wenn die Hüllrohr
temperatur ~1100K
erreichtJachdem die PCT 230OK er­
reicht ,mit "Candling "
3ündel imBereich der PCT ,
*eaktorleistung und Flusst -
rate gleichzeitig geregelt
umein Abkühlen ohne ther­
misch .Schock zuerreichen
3ündel behält die "Candle "
Geometrie fürPIEKeine * Bestätigend zu
PBF .
9 WieVersuch 8,aber mit Her­
vorrufen von Schuttbett durch
schnelles Abschrecken~2300-++/v 4 Wie Versuch 8 Nachdem die PCT 2300K er­
reicht ,mit "Candle "Bünde l
imBereich der PCT ,Bündel
rasch wieder eintauchen
(HPI Fluss r"10cm/sek.)
amSchuttbett hervor zuruf a
1Messen vonA PundAT
welche sich über dem
Schuttbett ausbilden
mit kleiner Leistung
undFluss (möglichst
Dampf )Bestätigend zu
PBF
1
.10 WieVersuch 8,aber mitAuf­
blähen und Bruch inder hohen
ßFase undmitHervorrufen voi
Schuttbett durch schnelles Ab­
schrecken/-'2300 4++
11
•**8MPA soeinge­
stellt ,dassAuf^
blähen auftritt ,
wenn die Hüllrohr
temperatur '-'1650
erreichtWie inVersuch 9
lC
1 : .Wie inVersuch 9
% ■Ergänzend zu
PBF *
.11 TMI-Vergleichsversuch .Wie
Versuch 9,aber mithöherer
Temperaturanstiegsrate2300 >4 Wie inVersuch 8Wie inVersuch 9 Wie inVersuch 9 Bestätigend zu
PBF
++Temperaturanstiegsrate inVersuchen 8-10versuchsweise mit~4K/sekgewählt aufgrund vonKFKAngaben ,dasseiniges ZrMetall
überleben wird ,umeine UO_/ZrFlüssigkeitslösung über 2070 Kzubilden .

TABELIE (FORTSETZUNG )
KONSENSUS SSTP ;SCHWERE BRENNELEMENT SCHADEN (SFD)VERSUCHSMATRIX
cnruQBPTHF C•UNTERSUCHUNG DESUMFANGS AN -BÜNDELVE R.SPERRUNG BEDINGT DURCH DIEBILDUNG -VOMFLOSSTGKEITSLOSUUG VON ■UOj 'VERSUCHSREIHE_C .^^SUCHUNG DES^ _H0GLICHERWEISE GEFOLGT VONSCHULBILDUNG DURCH ABSCHRECKEN
VERSUCHSREIHE C2:SWRBRENNELEMENTE ;SIMULATION DERBEDINGUNGEN VONSWREINTRITTSKANALVERSPERRUNG (WAHRSCHEINLICH GE8X8)
12 Temperaturanstiegsrate erreicht
durch Absieden »um"Candling "und
Verlagerung vonSchmelzprodukten
hervorzurufen .Annahme einer SWR
Shroud Durchschmelzmöglichkeit~2300 rA.++!**>8MPa
(AP <•<O)Beim Erreichen vonerheblichem
"Candling ",Reaktorleistung und-
HPIFlussrate gleichzeitig ,geregelt
umAbkühlen ohne therm .Schock
zuerreichen .Bündel soll reine
"Candle "Geometrie beibehalten für
PIEKeine Ergänzend zu
PBF
++Temperaturanstiegsrate versuchsweise mit~«/Sekgewählt aufgrund vonKFKAngaben ,dasseiniges ZrMetall überleben wird ,
umoberhalb 2070KeireZr/U02Flüssigkeitslösung zubilden . '
VERSUCHSREIHE D:NICHTSPEZIFIZIERTE VERSUCHE
13
14« -
2nichtspezifizierte Versuche zumUntersuchen vonspäter eintretenden hohen Prioritäten ,zurZeitunvorhergesehen

4.Sonstige Aspekte desProjekts
4.1 .Zeitplan und finanzielle Aspekte
4.1.1 .Zeitplan
ImZeitplan des Super-SARA Kreislaufs und imProgramm
für die Indienststellung ist dieVerfügbarkeit fürdieAuf­
nahme derTestreihe Mitte 1983 vorgesehen (siehe Anlage 3).
Geht mandavon aus ,dass dasKonsensusprogramm weiterhin auf
dem Stand von 21Tests bleibt ,soimpliziert dies eine Test -
frequenz von 6Tests proJahr bis zumAbschluss desGemein -
schaftsprogramms Ende 1986 .
4.1.2 .Mittelzuweisungen für das Super-SARA Projekt
DieMittelzuweisungen für das Super-SARA Projekt imRahmen der
Gesamtmittel von 510,87 Mio ERE ,die der Rat für dasMehrjahres -
programm 1980-1983 der GFS insgesamt beschlossen hat ,wurden auf
43,92 Mio ERE festgelegt ,aufgeteilt in3,31 Mio ERE für die .
erste Phase desProjekts (1980 ).und 40,61 Mio ERE fürdie zweite
Phase (1981 ,1982 und 1983 ).Dies bezieht sich auf die Mittel -
zuweisung zuLasten desGemeinschaftshaushalts ,dadieBeiträge der
italienischen Regierung zumBaudesVersuchsstandes undzurFinan­
zierung deseigentlichen Projektes undderSachbetrag derUSNRC
ordnungsgemäss zudieser Nettomittelzuweisung alsdarüber hinaus­
gehende Einkunft berücksichtigt worden sind .

-34-
Die festgelegten Mittelzuweisungen können demnach wie folgt
aufgeschlüsselt werden
SUPER-SARA Projekt 1980 1981 1982 1983 GESAMT
A.Versuchsprogramm
A.l .Personalausgaben 0,21 -4,90 4,90 4,90 1.4,91
A.2 .Spezifische Mittelzu -
weisungen undDienst­
leistungen i 3,10 5,91 4,25 3,96 17,22
B.Betrieb des Reaktors ESSOR
B.l .Personalausgaben 2,01 "2,02 2,02 6,05
B.2 .Spezifische Mittelzu -
weisungen und Dienst­
leistungen 1,80 1,91 2,03 5,74
INSGESAMT !3,31 12,62 13,08 12,91 43,92
Seither wurden diePersonalausgaben dahingehend überprüft ,dass den
späteren Beschlüssen des Rates betreffend dieBezüge unddenHypothesen
fürdieBerechnung derPersonausgaben imEntwurf desHaushaltsplans
1981 ,den der Rat demParlament vorgelegt hat ,Rechnung getragen ist .
Überdies wurden die spezifischen Mittelzuweisungen erneut imZusammen­
hang mitden Zielen abgeschätzt ,diedemTestprogramm (SSTP )von
Super-SARA zufolge denArbeit derTask Force zugewiesen worden sind .
Diese revidierten Mittelzuweisungen können derzeit wie folgt aufge­
schlüsselt werden : <
SUPER-SARA Projekt 1980 1981 1982
!1983 |GESAMT
I
IA.Versuchsprogramm i
i
A.l .Personalausgaben 0,58 6,37 6,37 6,37 f19,69
A^2 .Spezifische Mittelzu - . .
Weisung und Dienst­'
leistungen I3,10 6,00 7,00 5,12
|21,22
B.Betrieb des Reaktors ESSOR\
B.l .Personalausgaben 2,46 2,46 2,46 j|7,38
I
|B•2•Spezifische Mittelzuwei - I
! sungen undDienstleistungen --j1,81 jI-1,90
1 1j2,03 15-74 I
'INSGESAMT
>[3,68
]16,64 17,73 15,98 54,03 |
! i

-35-
DieErhöhung indenPersonalausgaben (+6,11 Mio "ERE )ist eine Folge
der erneuten Abschätzung derPersonalausgaben (267,3 Mio ERE),die zu­
folge des Ratsbeschlusses zurAnpassung derBezüge ausgearbeitet wurde
(siehe Dokument desRates Nr.5422 /80vom 4.März 1980 ,Absatz 7,Seite 4).
Betreffend dieErhöhung inden spezifischen Mittel Zuweisungen und Dienst­
leistungen (+4Mio ERE )gibt dieKommission ihre Absicht bekannt ,diesen
Betrag indie 243,57 Mio ERE fürBetriebskosten aufzunehmen ,wobei essich
umeinen Pauschalansatz zulaufenden Preisen handelt (siehe Dokument des
*
Rates Nr.5422 /80vom 4.März 1980 ,Abs .7,'Seite' 4).Die neue Mittelzu -
weisung fürSuper-SARA istwiederum ohne dieBeiträge der italienischen
Regierung und derUSNRC wie aufSeite 33innetto ausgedrückt .

-36-
4.2 .Ausführving des Projekts ~
\«
4.2.1 .Errichtung einer Konsultationsstruktur fürdasVersuchsprogramm
\
»
'
Die erste Phase (1980 )des Projekts Super-SARA wurde mit Unterstützung
einer Task Force durchgeführt ,der Sachverständige derMitgliedstaaten
angehören und ander sich Beobachter ausDrittländern ;die Interesse an
demProjekt haben ,beteiligen .
j
Die ausserordentlich zufriedenstellenden Ergebnisse dieser Art von Zu­
sammenarbeit mit nationalen Sachverständigen veranlasst die Kommission ,
für die zweite Phase desProjektes eine ähnliche Konsul tations struktur
vorzuschlagen ,wobei jedoch die Rolle desBPA "Reaktorsicherheit "unange
tastet bleibt .
Eswird vorgeschlagen ,einen technischen Aüsschuss einzusetzen ,dem
Sachverständigen indenBereichen angehören ,die sich ausder Ziel -\
Setzung desProjektes ergeben .Aufgabe dieses Ausschusses wäre es,der
GFSbeim kontinuierlichen Prozess der Ausarbeitving ,Vorbereitung und
Auslegung der durchzuführenden Versuche beizustehen ;eswürde ferner
dieenge Verbindung gewährleisten ,wiesiezwischen demSuper-SARA ,,
Projekt und den einzelnen einschlägigen nationalen Programmen erforder­
lich ist .
Betreffend allgemeine fragen desManagement desProjektes undinsbe­
sondere die Koordinier vmg mit dem rechtlichen Programm über Reaktor -
sicherheit möchte der BPA "Reaktorsicherheit "die ihm mit Ratsentschlies
sung vom 18.Juli 1977 übertragene Beraterrolle beibehalten ;erwürde
insbesondere eine offizielle Stellungnahme zumManagement des Super - '
SARA Projektes abgeben .DieKommission schlägt vor ,dass einMitglied
desBPA -das vondiesem ernannt wird -exofficio Mitglied des tech-
i '•nischen Ausschusses sein soll .

-37-
4.2.2 .Beteiligung nationaler Fachleute anderDurchführung desProjekts
Gemäss Artikel 7Euratom-Vertrag fällt dieDurchführung desProjekts
Super-SARA -wie die imRahmen desMehr jahresprogramms derGFSbeschlos­
senen anderen Projekte -ausschliesslich unter dieVerantwortung der
Kommission ,die zurErreichung desZiels dasPersonal dergemeinsamen
Forschungsstelle einsetzt . •
Dennoch hält esdieKommission angesichts dervielfachen Berührungspunkte
zwischen demProjekt Super-SARA undden aufnationaler Ebene durchgeführten
Vorhaben und der diesbezüglich vorgesehenen Zusammenarbeit fürwünschens­
wert ,dasswährend derLaufzeit des Projekts Fachleute aus denMitglied­
staaten zudiesem Vorhaben abgestellt werden .DieKommission prüft die
Möglichkeit ,diesen Fachleuten -die indieArbeitsgruppen der GFS inte­
griert würden -ähnliche Bedingungen zubieten ,wie sie zur Zeit nationalen
Spezialisten oder Beamten nationaler Verwaltungen gewährt werden ,die zu
den Diensten der Kommission abgeordnet werden .
4.2.3 .Beschreibung der internen Managementstruktur
DasManagement desVorhabens wird nach denBestimmungen der inderAnstalt
Ispra geltenden Matrix-Struktur ausgeübt :
A.Innerhalb derDirektion "Projekte "wird eine Projekteinheit Super -
SARA eingerichtet mit derAufgabe ,alle Tätigkeiten ,diezurDurch­
führung desProgramms beitragen ,auftechnischer undbudgetärer Ebene
zukoordinieren .
Insbesondere gehört zudenAufgaben derEinheit :
-Wahrnehmung der fürdasVorhaben erforderlichen auswärtigen Be­
ziehungen (Konsultationsausschüsse ,nationale Laboratorien );
-Ausarbeitung derVersuchsplanung undentsprechenden Spezifikationen ;
-Festlegung undVerwaltung derStudienverträge ;

-38- ,
I
-Überwachung tundKoordinierung derTätigkeiten imZusammenhang mit
demVorhaben ,die von derwissenschaftlichen Abteilung derAnstalt
durchgeführt werden ;
-Kontrolle des Zeitplans undderAusführung derArbeit ;
-Verwaltung desBudgets desVorhabens . \
Dieser Einheit werden etwa zehn Bedienstete derLaufbahngruppe Aange­
hören ,die alle fürdie obengenannten Aufgaben erforderlichen Fach­
richtungen umfassen .
Die wissenschaftlichen Direktionen undAbteilungen derAnstalt sind mit
derDurchführung derArbeiten desProjektes beauftragt .Die ,Arbeits­
teilung erfolgt jenach denFachspezialisierungen .Diese Abteilungen
werden inwissenschaftlichen Bereichen zusammengefasst ,deren Personal
entweder durch interne Zusammenarbeit oder durch Einstellungen von aus­
wärtigen Kräften schrittweise verstärkt werden soll .
Die denwissenschaftlichen Abteilungen übertragenen Hauptaufgaben
sind wie folgt : v ,
'
a)-Erstellung desVersuchsstandes Super-SARA und derVersuchsein -
' ' ' 1 i
richtungen,v einschliesslich der Testabschnitte ;
Ν
»Vorbereitung undDurchfuhrung derExperimente ;Betrieb des Re-
,aktors und des Kreislaufs ;
- t - , *
-Einholung und Sammlung von Versuchsdaten .
Diese Aufgaben werden von derAbteilung ESSOR der Direktion An­
gewandte Wissenschaften undTechnologie durchgeführt .Dieser Ab­
,teilung obliegt ferner dieVerantwortung fürdie Sicherheitsana -
lyse undQualitätsüberwachung sowie fürdieEinholung derGenehmi -
\ - - . .
gungen von den italienischen Behörden .

HA
-39-
b)-Thermohydraulische ,thermomechanische undreaktorphysikalische
•Analyse imZusammenhang mit dendurchzuführenden Experimenten .
Diese iAufgaben werden durchgeführt vonderAbteilung Wärmeaustausch
und angewandte Mechanik derDirektion Angewandte Wissenschaften und
Technologie und von derAbteilung Informationsanalyse und -Verarbei­
tung derDirektion Mathematik und Systemanalyse . >
c)-Nachbestrahlungsuntersuchen
Diese Aufgaben werden durchgeführt vomLabor ADECO (Abteilung
ESSOR ,Angewandte Wissenschaften uncfTechnologie )undvomLaboratorium
fürmittlere Aktivität (Abteilung Werkstoffe ,Direktion Naturwissen­
schaften undPhysik ).
Insgesamt wird diesem Projekt laut Ratsbeschluss einForschungspersonal
von 75zugewiesen .Derzeitig gehören demPersonal 40Bedienstete an,
essind folgende Erhöhungen vorgesehen :
Anfang 1981
Anfang 1982
Anfang 198347Bedienstete
70Bedienstete
75Bedienstete .

-40-
4.3 .Beteiligung dritter Parteien amProjekt X
4.3.1 .Vereinigte Staaten vonAmerika
Schon alsder Ratüber dasMehr jahresforschungsprogramm derGFS 1980-1983
4
entschied ,war eine Beteiligung der USNuclear Regulatory Commission (USNRC )
und des Electric Power Research Institute (EPRI ),Palo Alto ,Kalifornien ,
amSuper-SARA Projekt vorgesehen .Seit dieser Entscheidung wurden zusätzliche
Kontakte mitdemÜSDepartment ofEnergy aufgenommen ,umdieZusammenarbeit
auch mit diesem Department zuerwägen .Diederzeitige Situation isthiernach
beschrieben : * -
4.3.1.1 USDepartment ofEnergy (USDOE )
Eswurden Unterredungen mitVerantwortlichen desDepartment ofEnergy über die
Möglichkeit einer DOEBeteiligung amSuper-SARA Projekt geführt .Diese Betei­
ligung ,beidem essich umeinen Finanzbeitrag handeln sollte ,könnte die
USNRC Beteiligung inForm von Hardware ergänzen .Mehrere Sitzungen wurden
abgehalten ,umDOE über die technischen Aspekte des Super-SARA Projekts zu
unterrichten .DOEhatmitgeteilt ,dass die verfolgten Ziele dieses Gemein -
schaftsprojekts nicht mit der unmittelbaren Priorität des DOE Forschungs -,
Entwicklungs -undDemonstrationsprogramms fürLeichtwasserreaktorsicherheit ,
übereinstimmen .Eswar aber trotzdem bereit ,seine Einstellung zuüberprüfen
und die neuesten aus den Arbeiten derTask Force resultierenden Entwicklungen
des Super-SARA Projekts zuberücksichtigen .DieKommission wird von denEr­
gebnissen dieser Oberprüfung unterrichtet undwird bald den Rat entsprechend
unterrichten .
4.3.1.2 USNuclear Regulatory Commission (USNRC )
V
Wie schon dem Rat erklärt ,wird sich die USNRC andem Super-SARA Projekt
durch Bereitstellung von Hardware ,Personal undDienstleistungen fürdie
Versuchsexperimente ,wie auch durch dieZurverfügungstellung von ihr auf diesem
Gebiet erworbenen Kenntnissen beteiligen . ' .
t

k3
-41-
Ν
DerHardware-Beitrag derUSNRC beinhaltet imeinzelnen folgendes :
a)Bereitstellung vonMessstrecken mit derdazugehörigen analytischen
• • ■ , •! '
und technischen Unterstützung :
-1nachrüstbare Grossbruch-Messstrecke * ,',
-1nachrüstbare Schwere Brennelementschäden-Messstrecke ,(Experiment
beiniedriger Temperatur )
-1nichtnachrüstbare Schwere Brennelementschäden-Messstrecke (Experiment
bei extrem hoher Temperatur ).
*
» v
Die ersten zwei Messstrecken sollten vor dem Ende des Kalenderjahres 1983 '
zurVerfügung stehen ;diedritte wird während derPeriode 1984-1986 inOber-
Ieinstimmung mit den erzielten Fortschritten desExperimentaltestprogramms
geliefert werden .Was diebeiden nachrüstbaren Messstrecken betrifft ,wird
dasNachrüsten inIspra mitHilfe desabgestellten Personals derUSNRC
ausgeführt . ' i ,
b)NRCwird weiterhin Instrumentierung zurVerfügung stellen ,deren spezifizierte
Einzelheiten imspäteren Programmverlauf während derPeriode 1984-1986 bis
zueinem Betrag von 2.5Mill $einschliesslich derbenötigten Instrumentierung
fürdas Nachrüsten präzisiert werden .Esistbekannt ,dass der USNRC Bei­
trag von den durch den USKongress bewilligten Mitteln abhängt .DasOffice
ofResearch der USNRC istbereit ,die Möglichkeit einer noch höheren als
oben beschriebenen Beteiligung zueinem späteren Zeitpunkt ,z.B. fürdie
Periode 1984-1986 ,andemProjekt zuerwägen .
4.3.1.3 .Electric Power Research Institute (EPRI )
ImRatsamkeitsbericht über Super-SARA ,derdemRat am15.November 1979
zugesandt worden ist ,wurden dieErörterungen mit demElectric Power Re­
search Institute (Palo Alto ,Kalifornien )erwähnt .EPRJ istzueiner Be­
teiligung amProjekt bereit ,indem esinPalo Alto einkleines Sachver -
ständigenteam -insbesondere auf dem Gebiet derThermohydraulic -zurVor­
bereitung undAuslegung derTests zurVerfügung stellt .

-42-
Dieser Beitrag wäre -obgleich vonhoher Qualltat -seinem Umfang nach
begrenzt (2bis 3Mannjahre proJahr );dieKommission warderAuffas­
sung ,dass dies einUngleichgewicht verursachen würde zwischen dender
Gemeinschaft erwachsenden nutzen und den Vorteilen ,die dadurch verschenkt
1 ι·
würden ,dass Zugang' zudenErgebnissen desProjektes gewahrt wird .Über­
dies sollte die Art technischer Unterstützung ,die von EPRI erbracht ,
werden könnte ,vorzugsweise aufdemWege über dieAbstellung vonSpezia­
listen derMitgliedstaaten angestrebt werden (siehe Kapitel 4.2.2 .)
Die Kommission hat unter diesen Umständen dieErörterung mit EPRI nicht
weiter vorangetrieben . .
4.3.2 .Japan
, » v . ' ' i ■
Nach eingehenden Kontaken unter Einbeziehung vonBotschaftern undWissen -
schaftsattaches derMitgliedstaaten -denen dieKommission für ihre Unter­
stützung undHilfe dankt -über eine japanische Beteiligung amProjekt
haben die japanischen Behörden derKommission vorkurzem mitgeteilt ,dass
'Japan derzeit nicht zueinem Beitrag zumProjekt bereit ist .
Mit Zustimmung desRates wollte dieKommission die zuständigen japanischen
Stellen über die allgemeine Entwicklung des Projektes auf dem laufenden
halten ,damit diese Stellen ihre Position später überprüfen können .
' '' ;
4.3.3 .Schweden .. '• ■' ,
ImFrühjahr 19Ö0 wurden Kontakte mitdenschwedischen Behörden aufge­
nommen ,umdieMöglichkeit einer schwedischen Beteiligung amProjekt zu
erkunden .Eswurden Erörterungen auftechnischer Ebene imJuni undSeptember
1980 abgehalten ,indenen die schwedischen interessierten Stellen grosses
Interesse andemProjekt gezeigt haben und ihre Bereitschaft aneiner Be­
teiligung ,falls Finanzmittel zurVerfügung stehen ,gezeigt haben .Die
Verhandlungen werden fortgeführt ,umden genauen Umfang und dieArt des
)
schwedischen Beitrags festzustellen .

-43-
Die Kommission hat den schwedischen Behörden mitgeteilt ,dass siehofft ,
dass indiesem Bereich ausreichende Fortschritte erzielt werden ,damit
siewährend derErörterung desvorliegenden Berichts bei den Stellen des
Rates inderLage .ist ,angemessene Ausführungen zurFrage des schwedischen
Beitrags zumachen .

1
-44-
5.Schlussfolgerungen
AufderGrundlage deroben aufgeführten Elemente istdieKommission ,
derAuffassung,' dass eine umgehende Entscheidung durch denRatfür
denObergang zur zweiten Phase des Super-SARA Projekts ohne weitere
Verzögerung erforderlich istund die entsprechenden Mittel freigegeben
werden . i

ANLAGE I
LISTE DER TEILNEHMER DER SUPER-SARA TASK FORCE SITZUNGEN
Belgien /. P.G0VAERTS
W.HEBEL
S.DAGBJARTSSON
F.ERBACHER
A.FIEGE
H.RININSLAND
L.SEPOLD
H.WATZINGERBundesrepublik Deutschland
Danemark
Frankreich
Grossbritannien
Irland
Italien
Niederlande
Japan
Vereinigte .StaatenA.OLSEN
M.CHAGR0T
R.DEL NEGR0
M.G0M0LINSKI
J.C.JANVIER
P.GEORGE
J.H.GITTUS
F.J.TURVEY
G.AMBROSINI
C.MANCINI
U.ROCCA
G.VALLI
A.DEJOODE
G.VAYSSIER
T.HOSHI )
)
J.BROUGHTON )
E.COURTRIGHT )
C.MOHR )
R.VANHOUTEN )
Kommission derEuropäischen Gemeinschaften
H.BLANK
T.D0YLE
G.FAYL
S.FINZI
R.KLERSY
A.MARK0VINA
J.RANDLES
0.SIMONI ,
F.TINAGLIBeobachter

ANLAGEII-
SITZUNGSKALENDER DERSUPERSARA TASKFORCE
Varese 17:-18.Jum1980
Ispra 22.-23.Juli1980
Ispra 18.-19.September 1980
Ispra 8.-9.Oktober1980
SITZUNGSKALENDER DEREXPERTEN GRUPPE
Kansruhe 15.-16.-17.Juli1980
Cadarache 10.-11.-12.September 1980

Anlage III
/
Zusammenfassende Beschreibung desKreislaufes SARA undStand derBeschaffung
I /
SARA-Kreislauf
Beschreibung dergegenwärtigen Anordnung
DerKreislauf SARA isteine Hochdruck -Wasser -Anlage fürdieUntersuchung
von einzelnen Brennelement-Stäben oder Stabbündeln bei verschiedenen Drucken
undTemperaturen .Einvereinfachtes Fließschema istinAbb .1dargestellt .
DasHauptziel desKreislaufes istdieUntersuchung vonnachgeahmten Kühl-
mittelverlustunfällen imDruckwasserbereich zurUnterstützung desDWR-und
SWRSicherheitsprogramms ;Unterstützungen imSiedewasserbereich sind eben­
falls möglich .DieVersuchsanordnung istinderLage ,den "Large-Break "
(große Brüche)-Unfall nachzubilden .Eingroßer Teil derKreislaufbestandteile
istbereits (September 1980 )bestellt und inFabrikation .DerEinbau der
Versuchsanlage indenReaktor ESSOR *sollMitte 1981beginnen .Dererste
I ..
"out -of-pile '-Abnahmeversuch ist fürMitte 1982 geplant ,demsechs Monate
später der"in-pile" -Abnahmeversuch folgen soll .Eine Studie ,diedieMög­
lichkeit derAnpassung desSARA-Kreislaufes zurDurchführung von "Severe fuel
damage "(schwerer Brennelementschaden)-Versuchen beschreibt ,wurde abge­
schlossen .Ebenfalls wurde eine allgemeine Planstudie abgeschlossen ,umim
Einzelnen dieFolgerungen dieser schwierigen Versuchsanforderungen zuüber­
prüfen .DieBeschreibung undBeschaffung zusätzlicher Kreis laufkomponenten v
wird imJahre 1981 vorgenommen imAnschluß andieVervollständigung der
Planstudie . ~
. -2-
DieAuslegung undCharakteristik desESSOR Reaktors undderangeschlossenen
Laboratorien sind beschrieben in"TheESSOR -PLANT -FACILITY" (Sept .1978 ).

-2-\
Diegrundlegenden Kreislaufparameter sind :
Leistung der"in-pile" -Meßstrecke (DWR ):2,26 MW (maximale Spaltwärme )
Leistung der"out-of-pile" -Meßstrecke (DWR):2,26 M6 (maximale elektrische
i Leistung )
Maximaler Durchsatz : 12kg/s • ,
.. . __MNAuslegedruck desHauptkreislaufes : 20–r (200bar)m
Auslegedruck der in-pile -Meßstrecke : 18 (180bar )
Kreislaufmaterialien : -
Hauptkreislauf rostfreier Stahl 316L
"in-pile" -Meßstrecke: Legierung Zr-2 1/2Nb
Rohrleitungen desHauptkreislaufes : 3in (75mm)Nennweite
Druckbehälter-Norm :
Hauptkreislauf : ASME IIIclass 1
Sekundarkreislauf : ASME III class 3
' : .
\ • '
Hauptkreislauf '
Abb .1zeigt einvereinfachtes .Fließschema desSARA -Kreis laufes.Diewich­
tigsten Kreislaufbestandteile sind :Hauptpumpen ,Durchflußmesser ,Haupt -
vorwärmer ,Filter ,Absperrventil V2,Meßgerät fürdenEintrittsdampf gehalt ,
Meßstrecke ,Dampfab scheider ,Meßgerät fürdenAustrittsdampf gehalt ,Absperr­
ventil V3,Filter ,Druckhalter ,Unterkühler undineinem Nebenstrang Haupt -
kühler undReinigungsanlage .
' \ '
DerKreislauf speist zwei verschiedene Meßstrecken ,einerseits die "in-pile "
Meßstrecke undandererseits parallel dazu eine Meßstrecke ,diederersten
identisch ist ,aber miteinem elektrisch beheizten Rohrbündel .Letztere hat
denZweck ,dasthermohydraulische Verhalten desKreislaufes zuüberprüfen ,
.bevor dienuklearen Versuche beginnen .Eswird erwartet ,daßdiese Anordnung
notwendige Informationen liefert fürdieÜberprüfung des"in-pile" -Versuchs -
programms undihrer darauf folgenden eingehenden Ausführung undAuswertung .

-3- &
Unter normalen stationären Betriebsbedingungen wird dasWasser durch den
Haupt Vorwärmer (1MWLeistung )gepumpt ,mitdemdiegewünschte Wassertem­
peratur oder derDampfgehalt amEintritt derMeßstrecke eingestellt wird .
DieVentile ,V2,V3sind offen undV10 ,V34imNebenstrang geschlossen .
DasWasser wird durch dasVersuchs-Brennelement inder"in-pile" -Strecke
weiter aufgeheizt bevor eszumUnterkühler (beiDWR-Bedingung )oder zum
Kondensator (beiSWR-Bedingung )gelangt .Kaltes Wasser vomHauptkühler
wird mitdemHauptstrom imUnterkühler vermischt ,ummitunterkühltem
Wasser indiePumpe einzutreten .DerKreislaufdruck wird durch einHeiz­
element imDruckhalter (beiDWR-Bedingungen )bzw .durch einSprühsystem
imDruckhalter (beiSWR-Bedingungen )geregelt .
Einrichtungen zurLOCA-Nachbildung
DerGrundkreislauf besitzt einige Besonderheiten ,dieUntersuchungen des
Kühlmittelverlustunfalls erlauben .Bevor einLOCA-Versuch begonnen wird ,
wird derKreislauf inzwei Bereiche geteilt durch Schließung derVentile
V2,V3unddurch Öffnung derNebenstrangventile V10 ,V34 .Dies stellt sicher ,
daßbeieinem Schaden anirgendeiner Stelle derVersuchsanlage während eines
LOCA Versuchs dieBestandteile aufeinen verhältnismäßig engen Bereich des
Kreislaufes beschränkt bleiben .Andere LOCA-Eigenschaften werden inden
nächsten Abschnitten beschrieben .
Nach Absperrung derMeßstrecke mitV2undV3werden V6und/oder V8geöffnet ,
umdieMeßstrecke über ,dieVentile V7und/oder V9geregelt indieAbkühlungs -
behälter abzublasen .Bei bestimmten Versuchen kann auch das Ventil V765 zur
Regelung benutzt werden .
Nach Abschluß des "blowdown "(Ausblasen )wird Ventil V764 geschlossen ,um
denkalten Strang abzutrennen ,unddieRohrleitung unterhalb derMeßstrecke
wird sehr rasch aufgefüllt durch Einspeisung vonWasser mitHilfe derFlu-
tungspumpe vomFlutungsbehälter über Ventil V766 .
-4-

DasVentil V766 schließt ,,wenn dasWasser gerade unterhalb derMeßstrecke
ist ,und estritt eine Unterbrechung ein ,während der sich dieMeßstrecke
aufheizt .Dakein Durchsatz gefordert wird ,pumpt dieFlutunj^pumpe ihre
Fördermenge durch denFlutwasserbehälter ,umÜberhitzung zuvermeiden .
DieFlutung wird begonnen durch Öffnung desVentils V23 .Wenn zyklische
Flutung erforderlich ist ,wird Ventil V763 abwechselnd geöffnet undgeschlos­
sen ,damit Wasser vonderMeßstrecke :abgestoßen werden kann (dieeinen Ge- ,
häusedruck vonetwa 2barhat ,geregelt über V7).
Nach Abschluß derFlutung wird V766 wieder geöffnet ,umeine Schnell flutung
desoberen Meßstreckenteils zuermöglichen .Wenn dasWasser denDampfab -
scheider erreicht ,wird Ventil V764 wieder geöffnet ,umdenkalten Strang
zufluten unddamit dasEinsetzen derNaturumlaufkühlung zuermöglichen .
Wenn dieser Kreislauf gefüllt ist ,wird alles Flutungswasser durch Schließung
derVentile V766 undV23abgesperrt . 1 .
Versuche zuschweren Brennelementschäden \ '
UmdieVersuche durchführen zukönnen sind einige Änderungen amSAEA-Kreis­
lauf notwendig .Diewesentlichen Eigenschaften desgeänderten Kreislaufes
sind inAbb .2dargestellt undbestehen aus :
I
a)Eine Hochdruck-Flutwasserpumpe undNachfüllpumpe fürdenFlutwasserbe -,
hälter ,dieKühlwasser indieunter Druck stehende "in-pile" -Meßstrecke , ,
einspeist .Dieses Wasser verdampft indemhalb freistehenden Brennelement -
bündel und strömt "dann zum Abkühlbehälter .
b)Spezielle Instrumentierung fürdieFeststellung vonSpaltpfodukten mit
Einschluß eines Gammaspektrometers .
c)Sprühkühlung desDampfes ,derdasBrennelement verläßt ,umdenDruckbe -
hälter und dieRohrleitungen aufderAuslegungstemperatur zuhalten .

-5-
d)EinKühlmantel umdieAusblaseleitung zumAbkühltank soll denDampf
kondensieren .Alle Wasserstoff gehalte werden zurückgehalten .
e)Eine Wasserstoff-Rekombinationseinheit istfürdieWasserstoffansammlung
indenAbkühltanks vorgesehen .
f)EinGasumwälzsystem sorgt fürdieAußenkühlung desDruckbehälters und
gibt Wärme andenÜ20-Reaktor ab. '
g)EinÜberwachungssystem reguliert dieHüllrohr-Spitzentemperatur der
Brennelemente durch Kontrolle derSiede -oder der"Dry-out" -Grenze im
Brennstabbündel .
h)EinAbblas-Regelventil ,gesteuert voneinem Druckfühler ,reguliert den
Systemdruck .,
i)Einzusätzlicher Druckhalter mitRegelventil kann imBedarfsfall den
Systemdruck ausgleichen .
Eswird eine neue Meßstrecke benötigt ,umdenAnforderungen eines Versuchs
zuschwerem Brennelementschaden gerecht zuwerden .Die -vorgesehenen hohen
Brennelementtemperaturen verlangen ,daßder"in-pile" -Druckbehälter abge­
sichert wird .Einvorläufiger Entwurf (Abb .3)enthält einen besonderen
Trennmantel ,einen Kernfänger (core catcher ),einSprühsystem fürdieDampf -
kühlung und Instrumentierung amKühlmittel-Eintritt .
Stand derKreislauf-Beschaffung
DieBeschaffung derEinzelteile wurde nach Plan fertiggestellt .Abb .5
zeigt denRhythmus derEinzelteilbestellung undeine Kennzeichnung von
einigen *Hauptbestellungen .Esisteine fürsolche Projekte typische S-Kurve
außer deroffenkundigen Erstarrung indenJahren 1978 /79
Diebereits Ende 1977 bestellten Bauteile ,Druckbehälter undHauptpumpen ,
werden inderZeit zwischen Mitte Oktober 1980 undApril 1981 nach Ispra
versandt . .
I
-6-

-6 -
ImJahre 1980 wurden folgende Unterverträge vergeben :Ventile ,Hilfs -
druckbehälter undFilter ,Hilfspumpen ,Instrumente ,elektrische Bauteile .
Folgende Unterverträge wurden bereits gebilligt undwerden imOktober 1980 -
vergeben :Graylocs ,glovebox ,Zr-Nb-Materialien.
Fürfolgende Unterverträge wird dieAusschreibung und *Angebotsbewertung
imOktober 1980 abgeschlossen sein unddieKontrakte imAblauf dieses
Λ Κ
Jahres bereit sein :Out-of-pile '-Meßstrecken -Heizelemente, Umformersätze ,
Installation . „
Dierestlichen Verträge ,dieunten' aufgeführt sind ,werden imLaufe des
Jahres 1981 vergeben inÜbereinstimmung mitderAufstellung fürdenSARA--
Kreislauf (Abb .4) :"In-pile" -Meßstrecke und"out-of-pile" -Meßstrecken -
' >• i
Herstellungsverträge ,out-of-pile -Leistungsversorgung .
Deroben beschriebene Stand derBeschaffung bezieht sich aufKreislaufent -
wurf und-bau zurDurchführung derLOCA-Experimente .DieBauteile und
Systeme zurDurchführung derVersuche zuschweren Brennelementschaden werden
zuBeginn nächsten Jahres spezifiziert unddanach dieAusschreibung begonnen
Das"Critical -Path -Network" (Kritischer Netzplan )aller Aktivitaten ,die in
der Kreis laufplanung und -errichtung enthalten sind ,wird nochmals abge­
schätzt imHinblick darauf ,Verzögerungen durch bereits festgelegte zusätz -
• \liehe Aufgaben zuverhindern oder solche ,die bei derweiteren Planung und
Analyse entstehen könnten ;dies vorallem inVerbindung mitdemPlan der
Versuchsreihe . - *

FLUTWASSER -
BEHALTER LOCA-RESERVEBEHALTERΓ 1 :
2 NOTKOflLUUGS-BEHALTER BEHALTfcK UOCA-RËSBKVKBKUALT
I ^– v– ~r ■- r f1
hK 766-3S l ' 20i::let
'762A^) VEBSUCTLSSTRKCKE -sa ,-]™x •X -1 .U-U) 3>
; 1□ f'7f"- •x'2 ■Té -- Il–I- U r,x,s*r*1 . *7~mm T I 123 I 763IABKOHLUMGS M FR-3»X275 SCHLIESSLICH KONDENSATOR -.!.1 . (BEHÄLTER _ 3S7 T~ UNDA33CHEIDER •[[JJ\ ––––– ^N >–»V '|
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0-É0-i -i-1»7^-^BKKOHHH ■X. I1I^^iF0LLPUMPE<4fo,Lc<], hi :T(7H–Vwv 1–{XH-I 1I(p)–(-^)–h±'L'nsn– ;nr^rr^rz : .
tMTC.O:r;:JG .IJ fV-jjY19 HAUPT-VORWÄRMER IHAUPT-PUMPENmit.o-g 'H ..w ■ ■-4Li.- HLtt«' 1 inriuc-^j e-. 1 1■ rti~fM
•STRECKE^.1WLI'fJf–If!
T~l"*! 1/^«fcAô7±-^^-OUTOFPILE"xxxm^-A^- 'J-r–■vmnrn^iry '–T–
"t-U».! L^-h'vk&J'/--.Jï«
"Ï--'764■' 760
' ,/IHAUPT-KOHLER (2)
*–\ΛΛΑΛτ~ ^*
NEBENWARMETAUSCHER (2)
MsMESS-EIN6ATZ
--'764
7777777/
Fig.1.SARAFLUSS-SCHEMA FORLOCA-VERSUCHE (vereinfacht )

V766HOCHDRUCKPUMPEDAMPFDRUCKHALTER
V23
STROMUNGSMESSER
KERN-rV762OV763ΘFLUTWASSER
BEHflLTER
ABSCHEIDERDETEKTOR FÜR
SPALTPRODUKTE
STROMUNGSMESSER I
ABKOHLUNGS-BEHAL'MÏK """!
OTKOHLUNGKERN-
NOTKÜBÖLTWL ,1Iwwpnwa .».1
2ZWISCHENRAUM–r-"^
KOHLUNG -FIV7659M–O–■«*>- 'HHËLB TV20HAUPT-
Iofx-o p®**– PU.MPE
KOHLER IIJ|PO–g»-
■;L&:
j
FLOSS.STANTJ
KONTROL-
THERMOEL .Iqt\SPROH-JKONTROLLE
DRUCKBEHÄLTER .
STRAHLUNGSSCHIRME
SICHERHEITSBEHÄLTER
©
-KERN-FÄNGER?^^HAUPT-
KREISLAUF
OUT-OF-PILE
-MESS-STRECKE
H)V6NEUESVENTIL
VDMKREISLAUFDRUCK
GEREGELT
, LUFT
WASSERSTOE
REKOMBINA -
TIONSEINHE
AKTIVER
•ABFALL
KOHLUNG VOMSARA
NEBENKREISLAUF
Fig.2.SARA-KRfilSLAUF FLUSS-SCHEMA FÜRVERSUCHE SCHWERE BRENNELEMENTSCHÄDEN

iHw.'R ; -LLI rLNCE »VON UÏ.TERC *!:
LIJ&E CL.;BIL*mJK?^KlS«?SCtK>EL3 •INWINT
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BYPASS -LEITUNGEN .
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INSTRUMENTEN -LEITUNGEN VOM UNTEREN
ENDE DES BRENNELEMENTBONDELS ,INWINDUJ1GEN
INDIESEM BEREICH ZUM AUSGLEICH DER
THERMISCHEN AUSDEHNUNG DES MANTELS s«I
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F'g3.MESS-STRECKE FÜR DAS PROGRAMM "SCHWERE BRENNELEMENT -SCHÄDEN "VN.V

AUFTRAGSVERGABE
(willkürliche Einheiten )
IN-PILE
OOT-OF-PILEVERSOCHS-STRECKEN
EINBAU
»ELEKTR .ANLAGE ,INSTRUMENTATION ,
fKLEINE DRUCKBEHALTER
VENTILE
HILFSPUMPEN
HAUPTPUMPEN
\.
HAUPT-DRUCKBEHALTER
1977 1978
DEC 7»
KONSTRUKTIONS
VERTRAGJAN 78
VERTRAG
BLOCKIERUNG.-r-r-t;rrr rrrrr i–IjFMAM JJASONOl
1979 1980
MAI 79
VERTRAG
WIEDERAUFNAHME^
1981 19Θ2 1983
rig.LOBERGABE I*»– --rU-
NICHT NUKL ./NUKL.
MAI 82
FERTIGSTELLUNG
DER MESS-STRECKE•VERSUCHSPROGRAMM
SARA KONSTRUKTION -ZUSAMMENGEFASSTE VERGABE ,

FINANZBOGEN
Zur Genehmigung des Programms
/ '
Die zur Durchführung des Projektes SUPER-SARA notwen­
digen Haushaltsmittel wurden inder Ausstattung des
Hehrjahresprogramms 1980-1983 der GFS,das am13.März
1980 vom Rat beschlossen wurde ,vorgesehen .
Diese Mittel sind indem global für das Programm der
"Reaktorsi cherhei t"vorgesehenen Betrag enthalten .
»
Sie betragen 43,92 MERE für den Zeitraum 1980-1983 ,
wovon : v
.3,31 MERE zur Durchführung der ersten Phase (1980 )
vorgesehen sind und
.40,61 MERE vorläufig ,imHinblick auf die Durch­
führung der zweiten Phase (1981-19 83)eingestellt sind .
Zum Haushalt
1.Zur Erinnerung ist festzuhalten ,daß die zur Durchführung
der ersten Phase notwendigen Mittel imRahmen des Gesamt­
haushalts der Europäischen Gemeinschaften für das Haushalts
jähr 1980 (Kapitel 33,Artikel 3300 )zur Verfügung ge- .
stellt wurden .
2.Für die zweite Phase ist der entsprechende Teil der
Mittel für die Arbeiten in1981 vom Rat inden Haushalts -
entwurf für das Hausha11sj.ahr1981 eingeset ztworden .

2.
t
Der Rat hat inErwartung des vorliegenden Berichts
dieses Vermerks die Mittel wie folgt eingesetzt :
inMERE ,
Kapitel oder Artikel.
Verpf lichtungs - j
ermächtigungenZahlungs -
ermâchtigungen
Kapitel' 33/Art.3334
(Personalkosten )8,8301
8,830 "
Kapitel 100 (,1)
(Betriebskosten von
SUPER-SARA )'Y 7,720"·. ' 'Λ ■
3,160
TOTAL • 16,550 11,990
(1)Der Ratverpflichtete sich ,eine Entscheidung über
..das Projekt SUPER-SA.RA bis zum 31.12.1980 zutreffen .
Entsprechend wird die Prozedur für die Einsetzung
der imKapitel 100 reservierten Mittel vorgenommen '*
werden . '
0