Das Projekt "Deutsche Beteiligung am OECD/NEA HYMERES Phase 2 Project" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Organisation for Economic Co-operation and Development durchgeführt. Der Sicherheitsbehälter stellt in einem Kernkraftwerk die letzte Barriere gegen den Austritt von Radioaktivität in die Umwelt dar. Die Sicherheitssysteme müssen daher die Integrität des Sicherheitsbehälters unter allen Umständen gewährleisten. Im Falle eines schweren Störfalls mit Kernschäden ist die Entstehung von Wasserstoff dabei eines der Hauptrisiken, da sich in der Sicherheitsbehälteratmosphäre explosive Gasmischungen bilden können. Die Wirksamkeit der vorhandenen aktiven und passiven Sicherheitssysteme hängt von den vorherrschenden thermohydraulischen Randbedingungen ab und kann sich somit im Laufe der Transiente ändern. Zur Analyse des Verhaltens eines Reaktors während eines Störfalls werden moderne Lumped Parameter und CFD Codes eingesetzt. Für die Validierung insbesondere der CFD-Codes werden räumlich und zeitlich hochaufgelöste Daten benötigt, die bisher nicht im nötigen Umfang zur Verfügung stehen. Grundlegendes Ziel des Vorhabens ist daher die Durchführung von Experimenten, mit möglichst hoher räumlicher und zeitlicher Auflösung. Dabei soll ein möglichst breites Spektrum an möglichen Phänomenen, die im Verlauf eines Störfalls auftreten können, abgedeckt werden.
Das Projekt "Qualifizierung von Analysewerkzeugen zur Bewertung nachwärmegetriebener, autarker Systeme zur Nachwärmeabfuhr" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme durchgeführt. Im Falle des gleichzeitigen Ausfalls der Hauptwärmesenke und der Stromversorgung eines Leichtwasserreaktors kommt es zur Aufheizung des Kerns und zum möglichen Schmelzen, falls Notkühlmaßnahmen nicht zur Verfügung stehen oder nicht wirksam sind. In diesem Fall können autarke Wärmeabfuhrsysteme die Nachzerfallswärme an die sekundäre ultimative Wärmesenke (Luft) abgeben und so die Wiederherstellung der Kernkühlung gewährleisten. Ein solches Nachwärmeabfuhrsystem ist ein Joule-Kreislauf mit Turbo-Kompressor-System mit überkritischem CO2 als Arbeitsmittel. Die grundsätzliche Machbarkeit eines solchen Wärmeabfuhrsystems wird gerade auf Europäischer Ebene untersucht. In Vorarbeiten wurde mit Hilfe des Systemcodes ATHLET analysiert, wie dieses Nachwärmeabfuhrsystem beispielhaft mit einem Siedewasserreaktor interagiert. Es zeigt sich zum einen, dass unter den gewählten Annahmen und Randbedingungen die Nachwärme für mehr als 72 Stunden abgeführt werden kann. Zum anderen zeigte sich Bedarf an Modellverbesserungen im Systemcode ATHLET, insbesondere bei der Modellierung der kompakten Wärmeübertrager und des Turbokompressorsystems. Das Vorhaben beinhaltet Modellverbesserungen in ATHLET bei Wärmeübertragern und Turbo-Kompressoren und kleinskalige Validierungsexperimente.
Das Projekt "Untersuchung der Kritikalität von Schüttbettkonfigurationen bei schweren Unfällen von Leichtwasserreaktoren - KEK" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme durchgeführt. Die wissenschaftliche Zielsetzung des Projektes 'Untersuchung der Kritikalität von Schüttbettkonfigurationen bei schweren Unfällen von Leichtwasserreaktoren' besteht in der Ermittlung der (Re-)Kritikalität von Schüttungen auf Reaktorskala bis hin zur Ableitung möglicher Auswirkungen auf den Spätphasenquellterm. Der am IKE entwickelte Code COCOMO-3D soll dazu mit dem Neutronikcode MCNP gekoppelt werden. Mit diesem gekoppelten System sollen vor allem Haupteinflussparameter auf die Kritikalität von Ex-Vessel Schüttbetten ermittelt und die mit ihnen verbundenen Unsicherheiten mit dem GRS-Code SUSA analysiert und bewertet werden. Ziel ist es abzuleiten, unter welchen Grundbedingungen kritische Konfigurationen entstehen können, wenn die Steuerstäbe abgeschmolzen sind und eine ausreichende Borierung des Kühlwassers nicht gewährleistet werden kann. Das dreijährige Projekt ist in vier Arbeitspunkte (AP) untergliedert. Der erste AP beinhaltet die Entwicklungen von Schnittstellen, die Codekopplung und die Verifikation anhand von einfachen Beispielen. Die Codekopplung zwischen MCNP und COCOMO-3D wird extern vorgenommen. Scripte werden geschrieben, die die relevanten Daten aus COCOMO auslesen und für MCNP vorbereiten. Gleiches geschieht umgekehrt. Die Ein- und Ausgabedaten für SUSA werden bereitgestellt. Im AP2 erfolgt die Simulation für ein unendlich ausgedehntes Schüttbett. Aus diesen Daten wird eine Kritikalitätsausschlusskarte erstellt, die die weiter zu untersuchenden relevanten Parameter eingrenzt. Zu diesen Parametern zählen beispielsweise Borgehalt, Porosität der Schüttung, mittlere Partikelgröße, etc. Im AP3 wird eine gekoppelte Neutronik-Thermohydraulikrechnungen mit den Codes COCOMO3D und MCNP durchgeführt auf Reaktorskala. Falls Daten über die Schüttbetten in den havarierten Kernen in Fukushima vorliegen, soll eine Simulation eines der dortigen Schüttbetten erfolgen. Im AP4 erfolgt die Dokumentation der Ergebnisse.
Das Projekt "Weiterentwicklung der Rechenmethoden zur Sicherheitsbewertung innovativer Reaktorkonzepte auch mit Perspektive P&T" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Ziel des Vorhabens ist die Weiterentwicklung der reaktorphysikalischen und thermohydraulischen Rechenmethodik der GRS zur Sicherheitsbewertung innovativer Reaktorkonzepte mit Perspektive Partitionierung und Transmutation (P&T). Dabei soll der Bedeutung von P&T als Form des Umgangs mit radiotoxischen Abfällen aus ausgedienten Kernbrennstoffen Rechnung getragen werden, indem P&T-spezifische Sicherheitsaspekte betrachtet werden. Die Schwerpunkte sind: (a) Weiterentwicklung der reaktorphysikalischen und thermohydraulischen Rechenmethodik zur Sicherheitsbewertung flüssigmetallgekühlter Systeme einschließlich quellgetriebener unterkritischer Konzepte, (b) Sicherheitsaspekte der Prozesse von P&T, (c) Beteiligung an EU-Projekten ESNII+ und MAXSIMA sowie Mitwirkung am FRKP der IAEA. (1) Reaktorphysik zur Sicherheitsbewertung schneller Systeme (2) Entwicklung thermostruktureller Rückwirkungsmodelle (3) Sicherheitsaspekte bei Partitionierung und Transmutation (4) Thermohydraulik zur Sicherheitsbewertung schneller Systeme (5) Beteiligung an EU Projekten ESNII+ und MAXSIMA (6) Mitwirkung am IAEA FRKP Portal (7) Projektmanagement und Projektcontrolling.
Das Projekt "Validierung und Verifikation der Rechenprogramme COCOSYS und ASTEC" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Umfassende Sicherheitsanalysen von Stör- und Unfallabläufen in Kernkraftwerken erfordern Rechenprogramme, die unter Berücksichtigung des aktuellen Standes von Wissenschaft & Technik eine möglichst realitätsnahe und verlässliche Simulation der Abläufe und der sich einstellenden Zustände in der Anlage erlauben. Zielsetzung des aktuellen Vorhabens ist es, den GRS-Systemcode COCOSYS ('Containment Code System') und den deutsch-französischen Integralcode ASTEC ('Accident Source Term Evaluation Code') weiter zu validieren, aktuelle Versuchsprogramme (hier insbesondere die THAI-Anlage bei Becker Technologies GmbH) zu begleiten sowie die Anwendbarkeit der Simulationskette ATHLET-CD ('Analysis of Thermal-hydraulics of Leaks and Transients-Core Degradation') für Kern und Kühlkreislauf und COCOSYS für das Containment auch für die Phase nach Reaktordruckbehälter(RDB)-Versagen zu verifizieren. Die folgenden Arbeiten werden durchgeführt: Validierung von weiterentwickelten und neuen COCOSYS-Modellen sowie die Begleitung von Experimenten (AP1). Im Mittelpunkt steht dabei die aktuelle COCOSYS-Entwicklung zur Umstrukturierung des Moduls für das Aerosol- und Spaltproduktverhalten (AFP - 'Aerosol and Fission Product Module'). Verifizierung von COCOSYS durch Anlagenrechnungen (AP2). Die Arbeiten beinhalten die Analyse der vollständigen Simulationskette mittels gekoppelter ATHLET-CD und COCOSYS Rechnungen, einschließlich der Phase nach RDB-Versagen. Weitere Arbeitspunkte betreffen Sensitivitäts- und Unsicherheitsanalysen mit COCOSYS (AP3). Darin wird die GRS-Methode mittels des Programms SUSA auf die COCOSYS Module für die Jod- und Aerosolmodellierung sowie die Schmelze-Beton-Wechselwirkung nach RDB-Versagen angewendet. AP4 beinhaltet internationale Aktivitäten. Dazu zählen insbesondere die Begleitung experimenteller Programme der OECD/NEA (THAI -'Thermal-hydraulics, Hydrogen, Aerosols, and Iodine', BIP -'Behaviour of Iodine Project', STEM -'Source Term Evaluation and Mitigation') sowie die Fortführung der Beteiligung am laufenden EU-Vorhaben CESAM (Code for European Severe Accident Management'), das zudem von der GRS auch koordiniert wird. Der AP 5 beinhaltet im Sinne einer Validierung die regelmäßige Durchführung des Regressionstestens und exemplarischer Anwendungsrechnungen zur Sicherstellung konsistenter Ergebnisse und Vermeidung unerwünschter Seiteneffekte bei bereits getesteten Teilen von COCOSYS. Die Qualitätssicherung wir in AP6 sichergestellt. Dazu zählen neben dem User Support z. B. durch Organisation von Workshops auch die Dokumentation sowie deren Aktualisierung. Hier sind Benutzer-Handbücher, Referenz-Handbücher sowie Nutzer-Empfehlungen zu nennen.
Das Projekt "Weiterentwicklung von Methoden zur interaktiven Modellierung und zur Visualisierung in ATLAS-GRAMOVIS" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Das Gesamtziel des Vorhabens besteht darin, für Simulationsprogramme der Reaktorsicherheit eine entsprechend dem Stand der Computertechnik zeitgemäße Plattform für die Erstellung der Eingabedaten für die Modelle und für die Ergebnisauswertung weiter zu entwickeln. Die neue Plattform basiert auf bestehenden Entwicklungen, dem Analysewerkzeug ATLAS, der ATHLET Input Graphik (AIG) und den Methoden zur grafischen Modellierung und Visualisierung GRAMOVIS. Es wird angestrebt, die Erstellung der Eingabedaten für alle Teilmodelle von ATHLET mit interaktiven Methoden zu unterstützen. Dazu soll der Prototyp des 'ATHLET Thermohydraulic Modeler' (ATM), erweitert werden, insbesondere im Hinblick auf die Unterstützung der Diskretisierung und der geometrischen Darstellung der Thermohydraulikobjekte. Neu implementiert wird die Dateneingabe für Wärmeleitobjekte und Sondermodelle. Zusätzlich ist geplant, die Anpassung von Modelldaten durch die Verwendung von Parametern und die Bereitstellung Makrokomponenten, wie beispielsweise generische RDB oder Dampferzeuger, zu erleichtern. Für ATLAS und AIG ist ein umfangreiches Reengineering der Software vorgesehen. Wesentliche Schwerpunkte sind dabei die Modularisierung und strukturelle Verbesserung (Refactoring), die Erstellung einer Programmdokumentation, eine neue Bibliothek für die Bedienoberfläche (GUI), die Verbesserung der Bedienung, die Standardisierung des ATLAS Bildformats und ein neues Modul für die Erstellung von X/Y-Diagrammen.
Das Projekt "Passive Lagerbeckenkühlung durch Wärmerohre - Experimente, Verbesserung und Validierung numerischer Modelle" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme durchgeführt. Die Wärmeabfuhr aus Lagerbecken von Brennelementen kann mit Hilfe von Wärmerohren von einer aktiven auf eine passive Kühlung umgestellt werden. Zur Bewertung der Machbarkeit dieser Umstellung fehlen jedoch zum einen numerische Simulationsmodelle, zum anderen Validierungsdaten von Wärmerohren mit anwendungsbezogenen Rohrlängen (mehr als 10 m). Ziel des Vorhabens ist die Weiterentwicklung und Validierung von Rechenprogrammen zur Auslegung und Begutachtung der passiven Nachwärmeabfuhr aus Brennelementlagerbecken und Nasslagern mit Wärmerohren. Hierzu werden die Reaktorsicherheitscodes RELAP und ATHLET anhand von in diesem Vorhabenrahmen am IKE Universität Stuttgart durchzuführenden Experimenten modelltechnisch erweitert und validiert, sodass diese die passive, wärmerohrgestützte Abfuhr der Nachwärme aus Lagerbecken simulieren können. Das Vorhaben, das in Kooperation mit der GRS durchgeführt wird, ist in vier Arbeitspakete (AP) aufgeteilt: Im AP1 werden vom IKE Spezifikationen eines generisches Nasslagers für Brennelemente erstellt. Im AP2 werden am IKE auf Basis der o.g. Spezifikationen Wärmerohrexperimente durchgeführt. Es werden max. 50 Wärmerohre gebaut, die in einem Laborversuchsstand getestet werden. Bei den stationären und instationären Experimenten werden Druck, Temperatur und Wärmeleistung gemessen, weiterhin die Leistungsgrenzen für Wärmerohre experimentell ermittelt. Da die Wärmeabfuhr auf der Luftseite die gesamte, aus dem Lagerbecken abgeführte Wärme limitiert, wird ein 'Dachversuchsstand' errichtet und ausgesuchte Wärmerohre in diesem Versuchsstand über 1 Jahr lang getestet. Die Daten werden den Codeentwicklern zur Validierung zur Verfügung gestellt. Im AP3 wird vom IKE ein parametrisches Wärmerohrmodell für RELAP entwickelt und die Implementierung überprüft. Es ist beabsichtigt, die Arbeiten im AP1 und 3 im Rahmen eines Unterauftrags bearbeiten zu lassen. Die IKE-Arbeiten werden in AP4 dokumentiert.
Das Projekt "Weiterentwicklung des Systemrechenprogramms ATHLET-CD zur Simulation von Unfällen im Primärkreislauf" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Ziel der Weiterentwicklung des Rechenprogramms ATHLET-CD ist die allgemeine Verbesserung und Erweiterung der Modelle zur Simulation der Zerstörung des Reaktorkerns sowie der Spätphase eines Unfalls. Besondere Bedeutung haben dabei der zeitliche Ablauf der Kernzerstörung (v.a. in der Anlagenrechnung) sowie der Zeitpunkt des Druckbehälterversagens. Die Aussagekraft ist im Vergleich zu Auslegungsstörfällen teilweise noch unzureichend, besonders bei Anlagensimulationen. Ziel ist es daher dem Anwender zuverlässige Simulationen von Unfallsequenzen in kompletten Anlagen zu ermöglichen. Die Arbeiten zur Anpassung an den aktuellen Stand der Modellierung auf dem Gebiet der schweren Störfälle beinhalten die umfassende Auswertung aller kürzlich abgeschlossenen bzw. noch laufenden Experimente. Dies sichert und verbessert die Leistungsfähigkeit von ATHLET-CD und der Stand von ATHLET-CD auf internationaler Ebene wird gesichert. Mit der Programmkette 'ATHLET - ATHLET-CD - COCOSYS' ist es somit möglich eine vollständige Unfallsequenz zu simulieren. Modelle für den Reaktorkern sollen verbessert und erweitert werden. Die Berücksichtigung der speziellen Geometrien während der Kernzerstörung soll verbessert werden. Bei der Simulation des Transports von Spaltprodukten sollen programmtechnische Änderungen die Stabilität und Geschwindigkeit des Programmes erhöhen. Bei der Freisetzung von Spaltprodukten sollen aktuelle Erkenntnisse in die Weiterentwicklung der Modelle einfließen. Die Oxidationsmodelle, einzelne Modelle für SWR-Komponenten sowie die Modelle für die Simulation der Spätphase sollen verbessert bzw. erweitert werden. Arbeiten zu Anlagensimulationen und Schnittstellen beinhalten die Erstellung prototypischer Anlagendatensätze, die Implementierung einer Schnittstelle zu Python, spezifische Visualisierungen sowie Kopplungsmöglichkeiten mit COCOSYS und Code-Aster.
Das Projekt "The supercritical CO2 Heat Removal System (sCO2-HeRo)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Duisburg-Essen, Institut für Energie und Umweltverfahrenstechnik, Lehrstuhl für Strömungsmaschinen durchgeführt.
Das Projekt "Passive Lagerbeckenkühlung durch Wärmerohre - Verbesserung und Validierung numerischer Modelle" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Ziel des vorliegenden Vorhabens ist die Weiterentwicklung und Validierung von Rechenprogrammen zur Auslegung und Begutachtung der passiven Nachwärmeabfuhr aus Brennelementlagerbecken und Nasslagern mit Wärmerohren. Hierzu soll das Thermohydraulikprogrammsystem ATHLET (Analyse der Termohydraulik von Lecks und Transienten) der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH anhand von Experimenten, die am IKE Universität Stuttgart durchgeführt werden sollen und der GRS im Rahmen einer Kooperation zur Verfügung gestellt werden, modelltechnisch erweitert und validiert werden, so dass dieses in der Lage ist, die passive wärmerohrgestützte Abfuhr der Nachwärme aus Lagerbecken zu simulieren. Das Arbeitsprogramm gliedert sich in die folgenden Arbeitspunkte (1) Adaption der notwendigen ATHLET-Modelle zur Berechnung von Wärmerohren (2) Validierung der ATHLET-Modelle und Berechnung eines Nasslagers (3) Benchmark (4) Projektmanagement und Dokumentation.
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