Fuer zukuenftige Druckwasserreaktoren werden derzeit Kernfaengerkonzepte als Massnahme zur Beherrschung auslegungsueberschreitender Stoerfaelle mit Niederschmelzen des Kerns entwickelt. Zu ihrer Ueberpruefung wird der Prozess der Schmelzeausbreitung in einer Vielzahl von Experimenten untersucht. Fuer eine Uebertragung dieser Experimente auf Anlagenbedingungen ist die Entwicklung von Computerprogrammen sinnvoll und notwendig. Der Code MECO beschreibt das Ausbreitungs- und Abkuehlverhalten heisser Schmelzen ueber horizontal, geneigt und vertikal orientierte Ausbreitungszonen. Basierend auf den Navier-Stokes'schen Bewegungsgleichungen sowie der Energiegleichung fuer ein zZt 2-dimensionales Berechnungsgebiet erfolgt die numerische Simulation durch Kopplung des SOLA-Algorithmus (Finite-Differenzen-Verfahren) mit der 'Marker-And-Cell'-Methode. Waehrend der Ausbreitung der Schmelze werden Erstarrungsprozesse infolge verschiedener Waermeabfuhrmechanismen beruecksichtigt. Eine erste Validierung des Codes erfolgte anhand der Nachrechnung von Experimenten der KATS-Versuchsreihe des Forschungszentrums Karlsruhe sowie der COMAS-Versuche der Giesserei Siempelkamp, Krefeld.
scienceBASEd: Accident Tolerant Fuels (ATF) Welche Auswirkungen hätten Accident Tolerant Fuels auf die Sicherheit von Kernkraftwerken? Anfang 06.11.2025 13:00 Uhr Ende 06.11.2025 14:30 Uhr Veranstaltungsort Onlineveranstaltung scienceBASEd – Forschung zur Sicherheit der nuklearen Entsorgung Herzlich willkommen zur digitalen Vortragsreihe des BASE . Forschungsergebnisse erklären, Standpunkte austauschen, neue Forschungsfragen entwickeln – das sind zentrale Aspekte der Wissenschaft. So entstehen neue Perspektiven, Ideen und Ergebnisse. ScienceBASEd bietet eine Plattform für wissenschaftlichen Diskurs . Welche Auswirkungen hätten Accident-Tolerant Fuels auf die Sicherheit von Kernkraftwerken? Am 11. März 2011 traf ein Tsunami die Ostküste Japans. Diese Naturkatastrophe löste im Atomkraftwerk Fukushima eine Unfallserie aus, bei der es zu Kernschmelzen in drei Reaktorblöcken kam. Erhebliche Mengen von Radionukliden gelangten in die Umwelt. Nach diesem Unfall wurden international Entwicklungsprogramme zu unfalltoleranten Brennstoff- und Hüllrohrkonzepten aufgelegt. Als Accident Tolerant Fuels (ATFs) werden alternative Brennstoff- und Hüllrohrkonzepte bezeichnet. Sie sollen unter Störfallbedingungen besser funktionieren und schützen als die aktuell im Einsatz befindlichen Brennelemente . Die Entwicklung solcher ATFs sind für verschiedene Brennstoff- und Hüllrohrkonzepte unterschiedlich weit fortgeschritten. Welche Auswirkungen ATFs auf die Sicherheit von Kernkraftwerken haben könnten, hat das BASE in einem Forschungsvorhaben untersuchen lassen. Im Rahmen der neuen digitalen BASE-Vortragsreihe zur Forschung – scienceBASEd – möchten wir die Ergebnisse mit Interessierten und Expert:innen diskutieren. Gegenstand, Methodik und Ergebnisse des Forschungsvorhabens ATF Im Forschungsvorhaben „Erfassung und Sicherheitsanalyse der Entwicklung von Accident Tolerant Fuels (ATF)“ wurde der aktuelle Entwicklungsstand von ATFs für Leichtwasserreaktoren (LWR) erhoben und aufbereitet. Sicherheitstechnisch relevante Eigenschaften für den Normalbetrieb, bei Transienten (bestimmte vorübergehende Abweichungen) und in Unfallszenarien unterschiedlicher ATF-Konzepte sind systematisch aufgearbeitet, zusammengefasst und eingeordnet worden. Außerdem wurden zwei vergangene reale Unfallabläufe (TMI-2 und Fukushima-Daiichi) so betrachtet, als seien ATF-Konzepte im Einsatz gewesen. Zu diesen Szenarien wurden Simulationsrechnungen vorgenommen. Dabei wurde untersucht, wie sich die jeweiligen Unfallabläufe mit dem Einsatz von ATF verändert hätten. Das Forschungsvorhaben diskutiert die Ergebnisse dieser Szenarien. Auch die Grenzen der Betrachtungen werden aufgezeigt. Als Ergebnis wird festgestellt, dass noch keines der betrachteten ATF-Konzepte als vollständig ausgereift betrachtet werden kann. Die Bestimmung eines „Besten“-Konzepts ist noch nicht möglich. Es konnte aber gezeigt werden, dass durch die Verwendung von ATF unter bestimmten Voraussetzungen Vorteile erzielt werden könnten, die z. B. in einer erhöhten Zeitreserve zur Beherrschung von Stör- und Unfällen liegen. Im Termin stellen wir Ihnen unsere Ergebnisse vor, diskutieren Sie mit! Agenda 13:00 Begrüßung | Esther Kähler ( BASE ) 13:10 Vorstellung des ATF-Projekts durch die Projektleiterin Isabel Steudel ( GRS ) 13:20 Vortragsteil durch Timo Löher (GRS) 13:45 Rückfragen und Diskussion | Anna Sachse (BASE) 13:55 Vortragsteil durch Livius Lovász (GRS) 14:20 Rückfragen und Diskussion | Anna Sachse (BASE) 14:30 Abschluss | Esther Kähler (BASE) So können Sie teilnehmen Die Teilnahme an der Online-Veranstaltung via Zoom ist kostenlos. Sobald Sie sich zur Veranstaltung angemeldet haben, erhalten Sie den Zugangslink per Mail. Adresse Online Weiterführende Information zum Forschungsprojekt Erfassung und Sicherheitsanalyse der Entwicklung von accident tolerant fuels (ATF)
Im GRS-Codesystem AC2 werden Analysen zu Stör- oder Unfallabläufen in KKW zukünftig auf der Basis der nachfolgend genannten, gekoppelten Codes ermöglicht: 1) COCOSYS (Containment Code System) als detailliertes Analysewerkzeug für die Vorgänge im Sicherheitsbehälter (Containment); 2) ATHLET für die Vorgänge und Zustände im RDB bzw. im Primär- und Sekundärkühlkreislauf und 3) ATHLET-CD für die Phänomene bzw. für den Verlauf der Kernzerstörung im Reaktorkern bis hin zum Versagen des RDB und dem nachfolgenden Schmelzeaustrag ins Containment. Ziel dieses Vorhabens ist die Weiterentwicklung und Aktualisierung der Modelle für die Vorgänge im Sicherheitsbehälter in COCOSYS sowie die Arbeiten zur endgültigen Gestaltung der Kopplung zwischen COCOSYS und ATHLET/ATHLET-CD in AC2.
Im Rahmen des Forschungsvorhabens sollen das Abbauverhalten unter transienten Einspeisebedingungen, die Wechselwirkungen zwischen Brandaerosolen und Kernschmelzaerosolen und die Partikelrückhaltung in einer Wasservorlage (Pool Scrubbing) vertieft mit dem Ziel untersucht werden, die Prognosefähigkeit für das Aerosolverhalten im Containment insgesamt zu erhöhen und somit eine belastbarere Aussage über einen potentiellen radiologischen Quellterm zu ermöglichen. Daneben werden Fragestellungen bearbeitet, die eine hohe Relevanz von Brandaerosolen hinsichtlich ausgewählter Maßnahmen zur Schadenbegrenzung im Störfall vermuten lassen. Konkret betrifft dies den Einfluss von Brandaerosol auf das Startverhalten von katalytischen Rekombinatoren und auf die Entstehung volatiler Jodspezies.
Bei einem schweren Störfall in Kernkraftwerken mit Kernschmelzen werden erhebliche Mengen an radioaktiven Spaltprodukten, darunter die flüchtigen Iod-Radionuklide, in das Containment freigesetzt. Transport- und Verteilungsphänomene der Spaltprodukte innerhalb des Containments werden mit dem Containment-Code COCOSYS simuliert, zur Quantifizierung einer Spaltprodukt-Freisetzung in die Umgebung. Aufgrund der chemischen Vielseitigkeit des Iods tragen außerordentlich viele Phänomene zu seinem Verhalten im Containment bei, so dass dessen Modellierung in COCOSYS bereits seit vielen Jahren mit großem internationalem Aufwand anhand von Experimenten unter möglichst störfallnahen Randbedingungen entwickelt und validiert wird. Mit dem vorliegenden AMICO-Projekt (1501562) werden die Iod-Modelle weiter optimiert und durch ihre Validierung die Belastbarkeit von COCOSYS-Rechnungen für ein Kernkraftwerk-Containment erhöht.
Zum Auswaschen von gasförmigem Elementariod mit einem Sprühsystem aus der Behälteratmosphäre der THAI-Versuchsanlage wird das Sprühmodell in COCOSYS optimiert. Nachfolgend wird in einer COCOSYS-Anlagenrechnung die Auswirkung des optimierten Sprühmodells auf das Inventar an flüchtigem Iod in einer EPR-Containment-Atmosphäre untersucht.
In aktuellen OECD-Projekten und im nationalen THAI-Projekt werden fortlaufend neue Iod-Experimente im Labormaßstab durchgeführt, deren Daten einzelne oder mehrere Einzelphänomene des Iods adressieren und die diesbezüglich mit den jeweiligen COCOSYS-Modellen analysiert und gegebenenfalls optimiert werden. Dazu gehören insbesondere die Ablagerung von elementarem Iod auf Containment-Dekontaminationsanstrich, sowie die Freisetzung von organisch gebundenem Iod vom Dekontaminationsanstrich unter Bestrahlung mit störfall-relevanter Dosisleistung.
Mit dem neu in COCOSYS aufgenommenen CoPool-Modell werden Temperaturschichtungen in einem störfallbedingt wassergefüllten Containment-Sumpf berechnet, um so die Auswirkungen auf die Freisetzung des flüchtigen Iods zu ermitteln und mit bisherigen vereinfachenden Schichtungsmodellen ohne CoPool zu vergleichen.
Für ein EPR-Störfallszenario wird die Unsicherheit der COCOSYS-Vorhersage zum flüchtigen Iod-Inventar in der Containment-Atmosphäre ermittelt, unter Verwendung der GRS-Methode bei der Durchführung von Unsicherheitsanalysen mit dem Programm SUSA. Neben der Quantifizierung der Unsicherheit des Iod-Inventars werden dabei auch die sensitiven Iod-Modellparameter identifiziert, was auch als Grundlage für die Bewertung von künftigem Verbesserungsbedarf der Iod-Modellierung dienen kann.