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Numerische Analyse und Modellierung der Blasen- und Schwarmströmung unter Pool Scrubbing Bedingungen (NAMPS)

Das Projekt "Numerische Analyse und Modellierung der Blasen- und Schwarmströmung unter Pool Scrubbing Bedingungen (NAMPS)" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Umwelt, Klimaschutz, Naturschutz und nukleare Sicherheit. Es wird/wurde ausgeführt durch: Karlsruher Institut für Technologie, Institut für Angewandte Thermofluidik (IATF), Lehrstuhl Innovative Reaktorsysteme.

Entwicklung des Computercodes MECO zur Simulation der Ausbreitung heisser Schmelzen auf Flaechen

Das Projekt "Entwicklung des Computercodes MECO zur Simulation der Ausbreitung heisser Schmelzen auf Flaechen" wird/wurde gefördert durch: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt. Es wird/wurde ausgeführt durch: Universität Bochum, Fakultät XIII für Maschinenbau, Institut für Energietechnik, Lehrstuhl für Nukleare und Neue Energiesysteme.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.

Untersuchung von Sicherheitseigenschaften neuartiger Kernreaktoren mit dem Ziel einer katastrophenfreien Kerntechnik

Das Projekt "Untersuchung von Sicherheitseigenschaften neuartiger Kernreaktoren mit dem Ziel einer katastrophenfreien Kerntechnik" wird/wurde ausgeführt durch: Forschungszentrum Jülich GmbH, Institut für Sicherheitsforschung und Reaktortechnik.Ziel: Realisierung einer katastrophenfreien Kerntechnik. Fragestellungen: Lassen sich selbsttaetig wirkende stabilisierende Eigenschaften entdecken, entwickeln und anwenden, die bei Abweichungen von Normalbetriebsbedingungen eine Verminderung der Gefaehrdung bewirken ? Lassen sich selbsttaetig-wirkende, stabilisierende Eigenschaften identifizieren, ausschliessen bzw verbieten. Lassen sich um Zusammenwirken mehrerer solcher Eigenschaften Stabilitaetsgebiete etablieren. Haben solche stabilisierenden Eigenschaften eine abmildernde Wirkung fuer Einfluesse von aussen. Zwischenergebnisse wurden bisher mit dem Nachweis-Experiment SANA (SANA= Selbsttaetige Abfuhr der Nachwaerme) erbracht: Die Bedingungen fuer die selbsttaetige Abfuhr der Nachwaerme aus einem Kernreaktor wurden experimentell erarbeitet und zugehoerige Computer-Codes damit validiert.

Weiterentwicklung von Analysemethoden zur Bewertung der Komponentenintegrität bei Kernschmelzunfällen unter Einbezug fortschrittlicher Konzepte

Das Projekt "Weiterentwicklung von Analysemethoden zur Bewertung der Komponentenintegrität bei Kernschmelzunfällen unter Einbezug fortschrittlicher Konzepte" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH.

Mit welchen Gesundheitsschäden ist zu rechnen, wenn es zu einer erheblichen Freisetzung kommt, zum Beispiel bei einer Kernschmelze?

Mit welchen Gesundheitsschäden ist zu rechnen, wenn es zu einer erheblichen Freisetzung kommt, zum Beispiel bei einer Kernschmelze? Ionisierende, also sehr energiereiche Strahlung erhöht das Krebsrisiko und das Risiko für weitere chronische Erkrankungen z.B. des Herz-Kreislaufsystems. Von Strahlung ausgelöster Krebs tritt nicht sofort, sondern erst nach Jahren oder Jahrzehnten auf. Ab einer Strahlendosis von 100 Millisievert ist eine Erhöhung des Krebsrisikos in der Bevölkerung nachgewiesen. Nach derzeitigem Kenntnisstand kann man aber nicht ausschließen, dass auch schon geringere Strahlendosen ein Risiko darstellen. Eine Dosis von 100 Millisievert erhöht das lebenslange Krebsrisiko um etwa 1 Prozent, also im Vergleich zum spontanen lebenslangen Krebsrisiko von etwa 47 Prozent auf 48 Prozent. Für Frauen ist das Risiko dabei etwas höher als für Männer, für Kinder nochmals deutlich höher. Akute Strahlenschäden treten erst bei Strahlendosen über 500 Millisievert auf. Für die Bevölkerung ist das unwahrscheinlich. Innerhalb von Stunden können Hautrötungen, Erbrechen, Haarausfall und Kopfschmerzen auftreten. Bei Strahlendosen ab 1.000 bis 2.000 Millisievert treten so schwerwiegende Schäden auf, dass eine schnelle medizinische, ggf. intensiv­medizinische Versorgung notwendig ist. Ab einer Strahlendosis von etwa 5.000 Millisievert stirbt trotz Einsatzes medizinischer Maßnahmen die Hälfte der Betroffenen. So hohen Strahlendosen, dass überhaupt akute Strahlenschäden auftreten, könnten vor allem Beschäftige des betroffenen Kernkraftwerkes ausgesetzt sein. Für die Bevölkerung ist das sehr unwahrscheinlich. Alle Schutzmaßnahmen der Behörden dienen dazu, gravierende Gesundheitsschäden zu verhindern und das Krebsrisiko für die Bevölkerung möglichst gering zu halten. Zu diesen Schutzmaßnahmen gehören Evakuierungen, der Aufenthalt in Gebäuden, die Einnahme von Jodtabletten, Verzehrverbote oder Grenzwerte für Lebensmittel.

Weiterentwicklung der Simulationsmodelle für die späte Störfallphase zur Unterstützung der Verbesserung von Severe Accident-Strategien

Das Projekt "Weiterentwicklung der Simulationsmodelle für die späte Störfallphase zur Unterstützung der Verbesserung von Severe Accident-Strategien" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme.

Kann ein Unfall wie in Tschornobyl auch in deutschen Kernkraftwerken passieren?

Kann ein Unfall wie in Tschornobyl auch in deutschen Kernkraftwerken passieren? Die Reaktor-Sicherheitskommission ( RSK ) stellte im November 1986 zur Übertragbarkeit des Unfalls von Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) auf deutsche Anlagen fest, " dass eine prompt kritische Leistungsexkursion, wie sie sich in Tschernobyl ereignet hatte, aufgrund der inhärenten physikalischen Eigenschaften und der technischen Ausrüstung in einem Leichtwasserreaktor deutscher Bauart ausgeschlossen sei und dass das Sicherheitskonzept von Kernkraftwerken in der Bundesrepublik Deutschland durch den Unfall in Tschernobyl nicht in Frage gestellt sei. " Der Unfall in Tschornobyl beruht auf den reaktorphysikalischen Eigenschaften eines wassergekühlten und mit Graphit moderierten Reaktors. Für die in Deutschland verwendeten Leichtwasserreaktoren ist ein solcher Ablauf nicht möglich. Allerdings sind bei unterstelltem Ausfall aller Sicherheitseinrichtungen andere Unfallabläufe denkbar, die zu einer Kernschmelze führen könnten.

Verbesserungen von Modellen zur Simulation von Containmentphänomenen mit dem AC2-Programm COCOSYS

Das Projekt "Verbesserungen von Modellen zur Simulation von Containmentphänomenen mit dem AC2-Programm COCOSYS" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH.

Messung und Modellierung der SIedekrise bei periodisch schwankender Massenstromdichte (KEK)

Das Projekt "Messung und Modellierung der SIedekrise bei periodisch schwankender Massenstromdichte (KEK)" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Institut für Fusionstechnologie und Reaktortechnik (IFRT), Bereich Innovative Reaktorsysteme.

Modellentwicklung zu Vorgängen im Containment für das GRS-Codesystem AC2 (ATHLET / CD / COCOSYS)

Das Projekt "Modellentwicklung zu Vorgängen im Containment für das GRS-Codesystem AC2 (ATHLET / CD / COCOSYS)" wird/wurde gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie. Es wird/wurde ausgeführt durch: Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH.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.

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