API src

Found 31 results.

Related terms

Atomkraftwerke in Deutschland

Atomkraftwerke in Deutschland Der weltweit am häufigsten in Atomkraftwerken eingesetzte Reaktortyp ist der Leichtwasserreaktor. Zu diesem Reaktortyp zählen Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren, die beide in Deutschland in Betrieb waren. Kernkraftwerke dienen der Energieerzeugung und werden mit verschiedenen Reaktortypen betrieben. Die Reaktortypen werden unterschieden nach dem eingesetzten Kernbrennstoff ( z.B. mit Natururan, mit angereichertem Uran -235, mit Thorium), Material für die Neutronenmoderation (Moderatoren bremsen freie, energiereiche Neutronen ab. Häufig wird Wasser als Moderator verwendet) und Kühlmittel zum Transport der Wärmeenergie, die bei der Kernspaltung entsteht ( z.B. Wasser aber auch Gase (z.B. Helium) oder Flüssigmetalle (z.B. Natrium oder Blei). Die gegenwärtig weltweit am meisten eingesetzten Reaktortypen sind Leichtwasserreaktoren. Als Moderator und Kühlmittel kommt bei diesen Anlagen Wasser zum Einsatz. Leichtwasserreaktoren werden unterschieden in Siedewasserreaktoren ( SWR ) und Druckwasserreaktoren ( DWR ). In der Vergangenheit waren in Deutschland sowohl DWR als auch SWR in Betrieb. Info: Leichtwasserreaktoren Die verschiedenen Reaktortypen unterscheiden sich durch das verwendete Kühlmittel (Wasser, Gas oder flüssiges Metall) und den eingesetzten Moderator (ein Stoff, der schnelle Neutronen abbremst und dadurch die Kettenreaktion der Kernspaltung erst ermöglicht und aufrechterhält - thermische Spaltung). Als Moderator kann Wasser oder auch Kohlenstoff in Form von Graphit verwendet werden. Leichtwasserreaktoren Leichtwasserreaktoren kommen weltweit am häufigsten zum Einsatz. Zu den Leichtwasserreaktoren gehören Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren. In Leichtwasserreaktoren wird normales Wasser (leichtes Wasser) zur Kühlung eingesetzt. Gleichzeitig dient das Wasser als Moderator . Ein Molekül Wasser (H 2 O) besteht aus zwei Wasserstoffatomen und einem Sauerstoffatom. Besitzen beide Wasserstoffatome (H) im Kern nur ein Proton (positiv geladener Baustein), aber kein Neutron (ungeladener Baustein des Atomkerns), bezeichnet man die Verbindung mit Sauerstoff als "leichtes Wasser". Bei "schwerem Wasser" hingegen besitzen beide Wasserstoffatome im Kern ein Proton und ein Neutron. Diese Wasserstoffatome bezeichnet man auch als Deuterium - ein Isotop von Wasserstoff. Die Anzahl der Protonen und Neutronen im Kern bestimmen die Massenzahl eines Atomkerns. Die Wasserstoffatome von schwerem Wasser haben eine größere Masse (u≈2) als die Wasserstoffatome in leichtem Wasser (u≈1). Typen von Leichtwasserreaktoren Druckwasserreaktoren Druckwasserreaktoren ( DWR ) gehören wie die Siedewasserreaktoren zu den Leichtwasserreaktoren. Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR) © Deutsches Atomforum e. V. In Druckwasserreaktoren steht der Reaktordruckbehälter unter einem Druck von zirka 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers im Hauptkühlmittelkreislauf (auch Primärkreislauf genannt) trotz der dort herrschenden Temperatur von etwa 320 Grad Celsius ( °C ). Der für die Stromerzeugung benötigte Dampf wird über Dampferzeuger in einem weiteren Kreislauf - dem Sekundärkreislauf - produziert und dann auf die Dampfturbine weitergeleitet. Primärkreislauf - Hauptkühlmittelkreislauf des DWR Hauptkühlmittelpumpen pumpen das Wasser des Primärkreislaufes in den Reaktordruckbehälter, wo es von unten nach oben durch den Reaktorkern strömt. Das erwärmte Wasser verlässt den Reaktordruckbehälter und strömt in einem Kreislauf durch die Heizrohre der Dampferzeuger zurück zu den Hauptkühlmittelpumpen. Sekundärkreislauf des DWR Das Wasser im Sekundärkreislauf nimmt die Wärme des Primärkreislaufes über die Dampferzeuger auf und erwärmt sich dadurch auf etwa 280 °C . Da im Sekundärkreislauf ein niedriger Druck herrscht (etwa 60 bar), siedet das Wasser. Der entstehende Dampf des Sekundärkreislaufes treibt die Dampfturbine an, die mit einem Generator verbunden ist. Dritter Kreislauf des DWR Der Wasserdampf des Sekundärkreislaufes gibt seine Energie an die Turbine ab und kondensiert in einem Kondensator wieder zu Wasser, das in die Dampferzeuger zurückgespeist wird. Die freigewordene Wärme im Kondensator wird über einen dritten Kreislauf, dem Hauptkühlwassersystem, an den Fluss oder den Kühlturm abgegeben. Radioaktive Stoffe nur im Primärkreislauf Der Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Reaktorsicherheitsbehälter (Containment). Die Trennung von Hauptkühlmittel- und Sekundärkreislauf im DWR mittels Dampferzeuger verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen können. Das Maschinenhaus mit dem Sekundärkreislauf, der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiven Stoffe. Bei einem Störfall greifen Sicherheitseinrichtungen, um einen sofortigen Gebäudeabschluss des Reaktorsicherheitsbehälters zu erreichen. Steuerung der Kernspaltung im DWR Die Anzahl der Kernspaltungen kann durch neutronenabsorbierendes Material begrenzt werden. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren und regeln über die Eindringtiefe den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Schwerkraft in den Reaktorkern ein und beenden die Kettenreaktion. Neben den Steuerstäben wird zur Regulierung der Reaktivität im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors dem Primärkreislauf Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen , so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt. Siedewasserreaktoren Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR) © Deutsches Atomforum e. V. Siedewasserreaktoren ( SWR ) gehören wie die Druckwasserreaktoren zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. Im Siedewasserreaktor herrscht im Reaktordruckbehälter im Vergleich zum Druckwasserreaktor ( DWR ) ein relativ geringer Druck (etwa 70 bar, somit circa halb so hoch wie im DWR ). Das Kühlmittel Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Es verdampft bei etwa 290°C zum Teil oberhalb des Reaktorkerns (Dampfdom). Der entstehende Dampf wird über Dampftrockner, welche die im Wasserdampf enthaltene Feuchte abscheiden, direkt auf die Turbine geleitet und treibt diese an. Hauptkühlwassersystem Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übertragen hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Hauptkühlwassersystem) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen in den Reaktorkern zurückgespeist. Radioaktive Stoffe erreichen Turbine Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Da der Wasserdampf radioaktive Stoffe enthalten kann, können die Firschdampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Speisewasserleitungen radioaktive Ablagerungen enthalten. Daher gehört beim SWR auch das Maschinenhaus zum Kontrollbereich der Anlage mit entsprechenden Schutzeinrichtungen (zum Beispiel Abschirmung der Turbine). Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung den Reaktor sofort vom Maschinenhaus zu trennen (sogenannter Durchdringungsabschluss). Steuerung der Kernspaltung im SWR Im Reaktordruckbehälter vermischen dort integrierte Umwälzpumpen das aus dem Kondensator zurückgepumpte Speisewasser mit dem im Reaktordruckbehälter nicht verdampften Wasser. Je nach Umwälzmenge des Kühlwassers verändert sich die Temperatur des Kühlmittels, das die Brennelemente durchströmt. Dadurch wird auch der Anteil an Dampf im Bereich des Reaktorkerns beeinflusst. Dampf hat eine geringere Moderationswirkung als Wasser. Je mehr Dampf im Bereich des Reaktorkerns vorhanden ist, desto weniger Kernspaltungen laufen ab und somit sinkt die Reaktorleistung (negativer Dampfblasenkoeffizient). Durch Änderung der Drehzahl der Umwälzpumpen kann die Reaktorleistung somit über den Anteil der Dampfblasen im Kühlwasser beeinflusst werden. Ein geringerer Kühlmitteldurchsatz senkt die Reaktorleistung durch Erhöhung des Dampfblasenanteils und umgekehrt. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material (sogenanntes Neutronengift) enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von unten in den Reaktorkern eingefahren und regeln den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung werden die Steuerstäbe pneumatisch in den Reaktorkern "eingeschossen" und beenden die Kettenreaktion. Typen von Leichtwasserreaktoren Druckwasserreaktoren Druckwasserreaktoren ( DWR ) gehören wie die Siedewasserreaktoren zu den Leichtwasserreaktoren. Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR) © Deutsches Atomforum e. V. In Druckwasserreaktoren steht der Reaktordruckbehälter unter einem Druck von zirka 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers im Hauptkühlmittelkreislauf (auch Primärkreislauf genannt) trotz der dort herrschenden Temperatur von etwa 320 Grad Celsius ( °C ). Der für die Stromerzeugung benötigte Dampf wird über Dampferzeuger in einem weiteren Kreislauf - dem Sekundärkreislauf - produziert und dann auf die Dampfturbine weitergeleitet. Primärkreislauf - Hauptkühlmittelkreislauf des DWR Hauptkühlmittelpumpen pumpen das Wasser des Primärkreislaufes in den Reaktordruckbehälter, wo es von unten nach oben durch den Reaktorkern strömt. Das erwärmte Wasser verlässt den Reaktordruckbehälter und strömt in einem Kreislauf durch die Heizrohre der Dampferzeuger zurück zu den Hauptkühlmittelpumpen. Sekundärkreislauf des DWR Das Wasser im Sekundärkreislauf nimmt die Wärme des Primärkreislaufes über die Dampferzeuger auf und erwärmt sich dadurch auf etwa 280 °C . Da im Sekundärkreislauf ein niedriger Druck herrscht (etwa 60 bar), siedet das Wasser. Der entstehende Dampf des Sekundärkreislaufes treibt die Dampfturbine an, die mit einem Generator verbunden ist. Dritter Kreislauf des DWR Der Wasserdampf des Sekundärkreislaufes gibt seine Energie an die Turbine ab und kondensiert in einem Kondensator wieder zu Wasser, das in die Dampferzeuger zurückgespeist wird. Die freigewordene Wärme im Kondensator wird über einen dritten Kreislauf, dem Hauptkühlwassersystem, an den Fluss oder den Kühlturm abgegeben. Radioaktive Stoffe nur im Primärkreislauf Der Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Reaktorsicherheitsbehälter (Containment). Die Trennung von Hauptkühlmittel- und Sekundärkreislauf im DWR mittels Dampferzeuger verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen können. Das Maschinenhaus mit dem Sekundärkreislauf, der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiven Stoffe. Bei einem Störfall greifen Sicherheitseinrichtungen, um einen sofortigen Gebäudeabschluss des Reaktorsicherheitsbehälters zu erreichen. Steuerung der Kernspaltung im DWR Die Anzahl der Kernspaltungen kann durch neutronenabsorbierendes Material begrenzt werden. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren und regeln über die Eindringtiefe den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Schwerkraft in den Reaktorkern ein und beenden die Kettenreaktion. Neben den Steuerstäben wird zur Regulierung der Reaktivität im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors dem Primärkreislauf Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen , so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt. Siedewasserreaktoren Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR) © Deutsches Atomforum e. V. Siedewasserreaktoren ( SWR ) gehören wie die Druckwasserreaktoren zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. Im Siedewasserreaktor herrscht im Reaktordruckbehälter im Vergleich zum Druckwasserreaktor ( DWR ) ein relativ geringer Druck (etwa 70 bar, somit circa halb so hoch wie im DWR ). Das Kühlmittel Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Es verdampft bei etwa 290°C zum Teil oberhalb des Reaktorkerns (Dampfdom). Der entstehende Dampf wird über Dampftrockner, welche die im Wasserdampf enthaltene Feuchte abscheiden, direkt auf die Turbine geleitet und treibt diese an. Hauptkühlwassersystem Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übertragen hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Hauptkühlwassersystem) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen in den Reaktorkern zurückgespeist. Radioaktive Stoffe erreichen Turbine Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Da der Wasserdampf radioaktive Stoffe enthalten kann, können die Firschdampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Speisewasserleitungen radioaktive Ablagerungen enthalten. Daher gehört beim SWR auch das Maschinenhaus zum Kontrollbereich der Anlage mit entsprechenden Schutzeinrichtungen (zum Beispiel Abschirmung der Turbine). Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung den Reaktor sofort vom Maschinenhaus zu trennen (sogenannter Durchdringungsabschluss). Steuerung der Kernspaltung im SWR Im Reaktordruckbehälter vermischen dort integrierte Umwälzpumpen das aus dem Kondensator zurückgepumpte Speisewasser mit dem im Reaktordruckbehälter nicht verdampften Wasser. Je nach Umwälzmenge des Kühlwassers verändert sich die Temperatur des Kühlmittels, das die Brennelemente durchströmt. Dadurch wird auch der Anteil an Dampf im Bereich des Reaktorkerns beeinflusst. Dampf hat eine geringere Moderationswirkung als Wasser. Je mehr Dampf im Bereich des Reaktorkerns vorhanden ist, desto weniger Kernspaltungen laufen ab und somit sinkt die Reaktorleistung (negativer Dampfblasenkoeffizient). Durch Änderung der Drehzahl der Umwälzpumpen kann die Reaktorleistung somit über den Anteil der Dampfblasen im Kühlwasser beeinflusst werden. Ein geringerer Kühlmitteldurchsatz senkt die Reaktorleistung durch Erhöhung des Dampfblasenanteils und umgekehrt. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material (sogenanntes Neutronengift) enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von unten in den Reaktorkern eingefahren und regeln den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung werden die Steuerstäbe pneumatisch in den Reaktorkern "eingeschossen" und beenden die Kettenreaktion.

Teilvorhaben: Analytik für die Beprobung von Beton

Das Projekt "Teilvorhaben: Analytik für die Beprobung von Beton" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Strahlenschutz, Analytik & Entsorgung Roßendorf e.V. durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte, also dem unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden. Im Verbundvorhaben werden Mess- und Analyseverfahren entwickelt, mit denen es möglich ist, in-situ das Vorhandensein von Kontaminationen, deren Lage im Beton, deren Nuklidvektor, lokale Feuchte und Porosität der Betonmatrix sowie die Präsenz von Borverbindungen zu ermitteln. Für die hydraulische Permeabilität zwischen den Bohrungen werden Modellierungswerkzeuge entwickelt und angewendet. Weiterhin wird ein Konzept zur elektronischen Dokumentation von Daten aus Rückbauprojekten erarbeitet, welches für zukünftige Rückbauprojekte nutzbar ist. Die Ziele des VKTA innerhalb dieses Projektes sind die Herstellung relevanter radioaktiv kontaminierter Betonprobenkörper für die Validierung des Messsystems sowie die konzeptionelle Entwicklung eines automatisierten Bandfiltersystems für gammaspektroskopische Messung. Gleichzeitig sollen auch vergleichende Messungen mit herkömmlichen Analysemethoden gegenüber gestellt werden.

Entwicklung von Messtechnik zur Beprobung kontaminierter Betonbaukörper kerntechnischer Anlagen während des Rückbaus

Das Projekt "Entwicklung von Messtechnik zur Beprobung kontaminierter Betonbaukörper kerntechnischer Anlagen während des Rückbaus" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Dresden, Institut für Energietechnik, Professur für Wasserstoff- und Kernenergietechnik durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte, also dem unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden.

Teilvorhaben: Entwicklung von Werkzeugen zur In-Situ-Analyse von Betoneigenschaften, Radionukliden und hydraulischer Loch-zu-Loch-Permeabilität sowie Befundkartierung

Das Projekt "Teilvorhaben: Entwicklung von Werkzeugen zur In-Situ-Analyse von Betoneigenschaften, Radionukliden und hydraulischer Loch-zu-Loch-Permeabilität sowie Befundkartierung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Dresden, Institut für Energietechnik, Professur für Wasserstoff- und Kernenergietechnik durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte, also dem unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden. Im Verbundvorhaben werden Mess- und Analyseverfahren sowie Konzepte zur elektronischen Dokumentation von Daten aus Rückbauprojekten entwickelt. Im Teilvorhaben werden durch den Antragsteller folgende Teilziele verfolgt: - Entwicklung einer in-situ Analysetechnik zur Bestimmung von Feuchte und Porosität in der Wand des Bohrlochs mittels einer rohrgängigen Sonde (TUD-PBM) - Messtechnik zur In-situ-Messung der Ortsdosisleistung in der Wand des Bohrlochs mittels einer rohrgängigen Sonde (TUD-IKTP) - Entwicklung eines Verfahrens zur Bestimmung des Nuklidvektors und zum Nachweis von Borverbindungen mittels lokalem Laserabtrag und Bohraerosolanalytik (TUD-WKET) - Entwicklung eines Tracermessverfahrens zur Bestimmung der Loch-zu-Loch-Permeabilität sowie Modelle zur Beschreibung der Ausbreitung von Kontaminationen in der Betonmatrix (TUD-IfB) - Software zur Visualisierung von Befunddaten (TUD-PBM).

Teilvorhaben: Elektronische Ergebnisdokumentation, Beprobungsplanung und Wissensmanagement

Das Projekt "Teilvorhaben: Elektronische Ergebnisdokumentation, Beprobungsplanung und Wissensmanagement" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von PreussenElektra GmbH durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte (unterer Teil des Reaktorsicherheitsbehälter) vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden. Im Verbundvorhaben werden Mess- und Analyseverfahren entwickelt, mit denen es möglich ist, in-situ das Vorhandensein von Kontaminationen, deren Lage im Beton, deren Nuklidvektor, lokale Feuchte und Porosität der Betonmatrix sowie die Präsenz von Borverbindungen zu ermitteln. Für die hydraulische Permeabilität zwischen den Bohrungen werden Modellierungswerkzeuge entwickelt und angewendet. Die Einzelzielsetzung besteht darin, die im Gesamtvorhaben entwickelte Sonde in Feldversuchen zu erproben und die Technik gemeinsam mit den Projektpartnern hinsichtlich Nachweisfähigkeit und Handhabbarkeit zu bewerten. Die Messtechnik wird durch realmaßstäbliche Versuche im KKS auf Praxistauglichkeit geprüft. Für die Plausibilitätsbetrachtung und Festlegung der Bewertungsstrategie zur radiologischen Charakterisierung von Betonstrukturen werden alle verfügbaren Informationen systematisch dokumentiert und ein anlagenweiter und-übergreifender Wissenstransfer ermöglicht.

Deutsche Beteiligung am OECD/NEA HYMERES Phase 2 Project

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.

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 vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. 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.

Experimentelle Untersuchungen zur Spaltproduktrückhaltung und Wasserstoffbeherrschung bei Stör- und Unfallabläufen im Sicherheitsbehälter - THAI VI

Das Projekt "Experimentelle Untersuchungen zur Spaltproduktrückhaltung und Wasserstoffbeherrschung bei Stör- und Unfallabläufen im Sicherheitsbehälter - THAI VI" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Becker Technologies GmbH durchgeführt. Vorgesehen sind Untersuchungen im technischen Maßstab zu offenen Fragen bei Stör- und Unfallabläufen im Sicherheitsbehälter (SHB) von Kernkraftwerken (KKW) an der erweiterten THAI+-Anlage durch Becker Technologies in Eschborn. Das Versuchsprogramm dient der Weiterentwicklung und Validierung von Rechenmodellen, die zur Analyse und Bewertung von Sicherheitsfragen von Kernkraftwerke herangezogen werden. Die Notwendigkeit der Validierung ergibt sich aus der Anforderung an diese Programme quantitativ belastbare Aussagen über den Störfallablauf und mögliche radiologische Konsequenzen zu treffen. Aus diesem Grund müssen Experimente im geeigneten Maßstab bezüglich der Spaltproduktrückhaltung, der Wechselwirkung von I2 mit Dekontaminationsanstrichen des Typs GEHOPON, und des Verhaltens von brennbaren Gasen in Sicherheitsbehältern unter störfalltypischen Randbedingungen durchgeführt werden, um als Datenbasis der Modellvalidierung verfügbar zu sein. Die Notwendigkeit der angebotenen experimentellen Untersuchungen wurde im Rahmen der 5. Sitzung des Projektkomitees bestätigt. Planung, Vorbereitung, Durchführung und Auswertung der folgenden Versuche: (1) Rekombinatorverhalten unter CO-haltiger Atmosphäre, (2) Aerosolrückhaltung in einer Wasservorlage - Pool Scrubbing, (3) Inhomogene Ausbreitung von Iod in Raumketten, (4) Laborversuche zur I2/Farbanstrich-Reaktion. Der Einsatz von CO im THAI-Versuchsbehälter bedarf zusätzlicher Instrumentierung sowie einer Erweiterung des Sicherheitskonzeptes. Das Versuchsprogramm wird zur Auslegung der Versuche und zur Datenauswertung analytisch begleitet. Ziel ist die Bereitstellung von Daten zur Weiterentwicklung und Validierung der Analysewerkzeuge zur Bewertung von Sicherheitsfragen. Des Weiteren sollen die Versuchsergebnisse der Untersuchung der Aerosolrückhaltung in einer Wasservorlage - Pool Scrubbing als Sachleistung der deutschen Beteiligung an das IPRESCA Projekt übergeben werden.

Entwicklung eines CFD-Modells zur Beschreibung des Ablaufverhaltens von Flüssigkeiten und dem resultierenden Abwaschverhalten von Spaltprodukten auf Oberflächen im Reaktorsicherheitsbehälter (KEK)

Das Projekt "Entwicklung eines CFD-Modells zur Beschreibung des Ablaufverhaltens von Flüssigkeiten und dem resultierenden Abwaschverhalten von Spaltprodukten auf Oberflächen im Reaktorsicherheitsbehälter (KEK)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität der Bundeswehr München, Institut für Mathematik und Rechneranwendung, Professur für Numerische Methoden in der Luft- und Raumfahrttechnik (LRT1) durchgeführt. Im vorliegenden Projekt sollen Gerinneströmungen mit CFD (= Computational Fluid Dynamics) Simulationen detailliert untersucht, modelliert und anhand von experimentellen Daten aus der THAI Versuchsreihe validiert werden. Hintergrund ist der Abwasch von radioaktiven Aerosolpartikeln von Wänden und Oberflächen im Sicherheitsbehälter eines Leichtwasserreaktors während eines Störfalles. Das Gesamtziel des Forschungsvorhabens ist die Entwicklung eines CFD-Modells zur Beschreibung des Wandfilms, der Transition des Films in eine diskrete Anzahl von Strähnen, sowie deren Bewegungsdynamik. Die durchgeführten numerischen Experimente sollen aber auch zur Vertiefung des physikalischen Verständnisses führen und so die Möglichkeit einer verbesserten semi-empirischen Modellierung eröffnen. Die sich aus den Untersuchungen ergebenden Fließgeschwindigkeiten und Wandbenetzungen sind ein entscheidender Parameter zur Anwendung bestehender Erosionsmodelle. Der Erosionsprozess selbst soll nicht detailliert untersucht werden, sondern wird letztendlich über empirische Formeln des Sedimenttransports beschrieben. Die Erstellung eines Modells zum Ablaufverhalten von Flüssigkeiten auf geneigten Flächen gliedert sich in mehrere Arbeitsschritte. Zunächst werden einfache Konfigurationen eines Wandfilms und dessen Übergang in Strähnen simuliert und die Simulationsdaten mit theoretischen Vorhersagen und existierenden experimentellen Daten verglichen. Verschiedene Kontaktwinkelmodelle, u.a. dynamische Kontaktwinkelmodelle, werden untersucht und ggf. implementiert und deren Einfluss auf die Berechnungsergebnisse der vorliegenden Konfiguration bewertet. Um die Einflussgrößen des Transitionsprozesses zu untersuchen wird die Simulation als numerisches Experiment eingesetzt um u.a. Abhängigkeiten von der mittleren Wasserbeladung, dem Kontaktwinkel, der Neigung der Oberfläche oder Störungen der initialen Wellenfront zu untersuchen. Die Lebensdauer und Bahn einmal geformter Gerinne soll durch Variation der Einstromrandbedingungen analysiert werden. Weiter soll geklärt werden ob und wie randome Kontaktwinkelinhomogenitäten mit unterschiedlichen Längenskalen die Form der Gerinneströmung beeinflussen. Alle erzielten Ergebnisse werden in einem semi-empirischen Modell, das in bestehende Simulationscodes integriert werden kann, zusammengefasst, begleitet von einem ausführlichen Bericht.

Analyse und Bewertung der COCOSYS-Modellbasis (COSMO)

Das Projekt "Analyse und Bewertung der COCOSYS-Modellbasis (COSMO)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Ruhr-Universität Bochum, Ingenieurwissenschaften, Institut für Energietechnik, Lehrstuhl Energiesysteme und Energiewirtschaft durchgeführt. Das Vorhaben befasst sich mit der Validierung und Analyse ausgewählter Modelle des Störfallanalysecodes COCOSYS. Zur ganzheitlichen Analyse des Codes werden verschiedene Phänomene aus dem 'Ex-Vessel'-Bereich betrachtet, die Schmelze-Beton-Wechselwirkungen und atmosphärische Effekte berücksichtigen sowie Resuspensions-Phänomene. Aus den Analysen und Validierungsarbeiten werden die Gültigkeit der Modelle bestimmt und deren Handhabbarkeit für einen externen Nutzer bewertet. Das Projekt beginnt mit Analysen der Modelle zur Simulation der Wechselwirkungen zwischen Schmelze und Beton und der Spaltproduktfreisetzung sowie mit der Untersuchung der atmosphärischen Mischungseffekte. Hierbei können die Untersuchungsergebnisse mit dem Integralcode ASTEC verglichen werden. Weiterführend ist die Simulation von Resuspensions/Re-Entrainment-Phänomenen im Fokus des Projekts. Ergänzend werden Simulationen relevanter Versuche durchgeführt und es wird an Benchmarkrechnungen teilgenommen.

1 2 3 4