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.
Das Projekt "Investigations of viscous venting and treatment of releases" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Hamburg-Harburg, Forschungsschwerpunkt Bautechnik und Meerestechnik, Arbeitsbereich Strömungsmechanik durchgeführt. General Information: Polymerization reactors are widely used throughout the industrialized world in the production processes of many common materials such as polystyrene, polyvinylchloride (PVC) and polyacrylates (e.g. plexiglass). A survey carried out in 1990 by the UK Health and Safety Executive showed that, over period up to 1987, an average of five serious industrial incidents due to runaway polymerization reactions occurred every two years. Against this background, and in the framework of reduction of risks to human health and the environment, many of Europe's leading chemical companies have expressed a strong need to improve the modelling capability available for the design of emergency pressure relief systems for such reactors. The present proposal is focussed on this area and is characterised by a problem-solving approach. Many runaway reactions that are of greatest concern are those that involve highly-viscous multiphase fluids (viscosities typically greater than 1000cP). There are considerable uncertainties in specifying the required safety valve and pipe sizes to handle such fluids so that, if activated, the emergency pressure relief systems will be able to discharge reactor contents at a rate that will prevent a dangerous build-up of pressure and temperature in the reactor vessel. However, the basic hindrance to the development of improved modelling techniques is the extremely limited experimental database on the flow of highly-viscous multiphase fluids (reacting and non-reacting) in vessels, safety valves and piping. In view of the variety of polymerization processes, it is necessary for this project to adopt a generic approach, i.e. to perform experiments that allow high-viscosity effects to be studied systematically and, on this basis, to develop generalised physical models for emergency pressure relief system design. The INOVVATOR Project has the following objectives: 1. To complement the very limited experimental database on high-viscosity multiphase flows by performing a number of experiments designed to fill certain critical knowledge gaps such as liquid-vapour distribution in reactor vessels, the pressure drop characteristics of safety valves and associated pipe systems and corresponding mass discharge rates. 2. To create a computer database containing these and other available experimental data related to high- viscosity multiphase flows. 3. To develop or improve the modelling technology for highly-viscous flows used in the design of emergency pressure relief systems. This would be validated against the above database. 4. To exploit and disseminate the products of the project, e.g. by publications, presentations at industrial working groups and by incorporating the improved models in existing design software. The resources necessary to achieve these objectives demand a trans-national approach. ... Prime Contractor: Commission of the European Communities, Institute of Systems, Informatics and Safety; Barasso; Italy.
Das Projekt "Kopplung des Containment Pool-Modells CoPool an COCOSYS" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Fraunhofer-Institut für Techno- und Wirtschaftsmathematik durchgeführt. Gesamtziel des Projektvorhabens ist die Ankopplung des dreidimensionalen thermofluiddynamischen Poolmodels (kurz CoPool) als optionales Modul an das Containment Code System (kurz COCOSYS) zur genaueren Berechnung der strömungsdynamischen und thermischen Verhältnisse in Raumbereichen im Sicherheitsbehälter von DWR und SWR, in denen große Wasservorlagen vorhanden sind (Kondensationskammer bei SWR) oder im Verlauf von Stör- und Unfällen entstehen (Sumpf und Reaktorgrube bei DWR, Steuerstabantriebsraum bei SWR). Die Projektleitung liegt beim Fraunhofer Institut Techno- und Wirtschaftsmathematik (ITWM), Kaiserslautern, Abteilung Strömungs- und Materialsimulation. Seitens des ITWM werden die erforderlichen Kompetenzen bezüglich Strömungsdynamik, numerischer Methoden, Softwaretechnik und Programmierung bereitgestellt. Arbeitspunkte sind Geometrie- und Datenvorbereitung, Kopplung CoPool an COCOSYS, Erweiterungen an CoPool, sowie Testrechnungen und Validierung. Becker Technologies leistet die fachliche/reaktortechnische Unterstützung und führt eigenständig Tests und Validierungen von Zwischenversionen des Programms durch. Die GRS beteiligt sich im Rahmen ihrer laufenden COCOSYS-Vorhaben wesentlich bei Datenhandling und der Kopplung von CoPool an COCOSYS. Dabei werden Anpassungen und Erweiterungen an COCOSYS durchgeführt, sofern sie für die Kopplung notwendig sind. Die GRS wird insbesondere vergleichende Simulationsstudien zwischen COCOSYS mit und ohne CoPool-Ankopplung durchführen.
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.
Das Projekt "Entwicklung einer Programmkopplung im Bereich der Thermohydraulik des Sicherheitsbehälters zwischen dem CFD-Programm ANSYS CFX und dem Systemcode COCOSYS (KEK)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von RWTH Aachen University, Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und -technik durchgeführt. Zur Beschreibung der Strömungs- und Transportvorgänge im Sicherheitsbehälter eines Kernkraftwerkes werden neben den etablierten LP (Lumped Parameter)-Programmen zunehmend CFD (Computational Fluid Dynamics)-Programme angewendet. Letztere sind bei heutiger Rechenkapazität immer noch sehr zeitaufwendig, so dass überwiegend LP-Programme zum Einsatz kommen. Im Rahmen des geplanten Vorhabens soll eine prototypische Kopplung des CFD-Programms ANSYS CFX mit dem Systemcode COCOSYS entwickelt, verifiziert, validiert und schließlich auf zwei Störfallszenarien angewendet werden. Auf dieser Basis soll eine effektive und zugleich belastbare Simulation der Strömungs- und Transportprozesse, insbesondere der Wasserstoffverteilungen im Sicherheitsbehälter und auch anschließenden Raumgruppen (z. B. Ringraum) ermöglicht werden. Das Arbeitsprogramm 1 (AP1) 'Kopplungsstrategie und Programmierung' umfasst die numerischen Aspekte der Programmkopplung. Es wird zunächst das allg. Kopplungsverfahren sowie die Übergabevariablen und Zeitschrittsteuerung festgelegt, Ziel ist eine konservative Kopplung. Im AP2 'Physikalische Kopplung' soll eine physikalisch konsistente Kopplung erreicht werden. Hierzu werden insbesondere die Konvertierung von 1D/3D Daten an der Schnittstelle sowie physikalisch unterschiedliche Modellierungen in beiden Programmen (z. B. Turbulenz) untersucht. Die Kopplung wird in AP3 'Erste Verifizierung, Validierung und Demonstrationsrechnung' anhand einfacher Testfälle, geeigneter Versuche (z. B. PANDA-Anlage) und zweier Anwendungsrechnungen auf ihre numerische und physikalische Eignung sowie allg. Anwendbarkeit überprüft. AP4 umfasst die Projektdokumentation und schließt das Vorhaben ab.
Das Projekt "Lokale Effekte Im DWR-Kern infolge von Zinkborat-Ablagerungen nach KMV" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Hochschule Zittau,Görlitz, Institut für Prozeßtechnik, Prozeßautomatisierung und Meßtechnik durchgeführt. Im Falle eines Kühlmittelverluststörfalls (KMV) hat durch Korrosion im Kühlmittel freigesetztes Zink das Potenzial, bis in den Reaktorkern zu gelangen und sich in den Heißkanälen in feste Korrosionsprodukte umzuwandeln. Generische Experimente wiesen u.a. eine mögliche Gefährdung der Nachwärmeabfuhr durch diese Produkte nach, welche sich zum Teil schichtbildend an Heißstellen anlagern. Im geplanten Vorhaben wird diese Problematik im Sinne sicherheitsrelevanter Fragestellungen auf in einer realen Druckwasserreaktor-Anlage (DWR) anzunehmende Leckgrößen und Nachkühlbedingungen sowie damit verbundene thermohydraulische Randbedingungen im Sicherheitsbehälter (SHB) und Reaktorkern bezogen. Hierfür sind einerseits aus den Erfahrungen vorhandener analytischer und experimenteller Untersuchungen bezüglich KMV in DWR und andererseits durch ergänzende thermohydraulische Simulationsrechnungen solche Zustände und Bedingungen abgrenzend zu ermitteln, bei der eine mögliche Gefährdung der Kernkühlung aus Sicht vorhandener Erkenntnisse zu den physikochemischen Effekten eintreten könnte. Die quantitative Analyse der Versuchsdaten zum zeitlichen Ablauf des Quelle-Senke-Mechanismus der Zinkkorrosion und der Umwandlung des gelösten Zinks in feste Produkte unter realen Störfallbedingungen stellt dabei auf Grund der Komplexität und der gegebenen Rückwirkungen eine Herausforderung dar. Die Arbeiten werden in Kooperation der Hochschule Zittau/Görlitz und der TU Dresden über eine Projektlaufzeit von 36 Monaten realisiert. Es werden jährliche Workshops zum aktuellen Projektstand durchgeführt. Das Vorhaben wird von einer Monitoring Group, bestehend aus Repräsentanten der Forschungsbetreuung des Projektträgers, Gutachtern, Herstellern und Anlagenbetreibern fachlich begleitet und ist in die nukleare Sicherheitsforschung eingeordnet.
Das Projekt "Weiterentwicklung von Modellen für Stör- oder Unfallabläufe im Sicherheitsbehälter" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Die Entwicklung von Modellen für Phänomene und Vorgänge im Sicherheitsbehälter wird fortgesetzt. Im Rechencode COCOSYS sollen neueste Erkenntnisse aus den experimentellen Forschungsvorhaben OECD-BIP, OECD-STEM und THAI in Modellen für das Iod- und Spaltproduktverhalten einfließen. Das Anwendungsspektrum von COCOSYS soll im Hinblick auf relevante neue Anforderungen aus zukünftigen Anlagendesigns erweitert werden, z.B. bei tiefen Wasserpools, etwa nach Flutung von Räumen, eine große Bedeutung zukommt, oder bei denen ein Kernfängersystem Bestandteil des Sicherheitskonzeptes ist. Weitere Verbesserungen sind in einer realitätsnäheren Darstellung des Schmelzeverhaltens im SB sowie von Wasserstoffverbrennungen geplant. Die Einbindung von GRS-Arbeiten in internationale Aktivitäten z.B. in den EU-Vorhaben JASMIN (zur Ertüchtigung von ASTEC für natriumgekühlte, schnelle Reaktoren) und CESAM (zur Verbesserung der Modellbasis und der Anwendbarkeit von ASTEC auf Referenzanlagentypen bzw. Unfallszenarien), sowie an div. internationalen Arbeitsgruppen werden fortgesetzt. Die Qualität soll durch intensive Pflegemaßnahmen für den Quellcode von COCOSYS und für die Dokumentation gesichert werden. 1. Iod- und Spaltproduktverhalten, 2. Thermohydraulik im SB und H2-Verbrennung, 3. Schmelze-Verhalten im SB, 4. Konsolidierung von Quellcode und Dokumentation, 5. Internationale Einbindung von Arbeiten, 6. Nutzerrückflüsse und Qualitätssicherung und 7. Projektmanagement und Dokumentation. Erfolgsaussichten bestehen darin, dass COCOSYS im Rahmen nationaler und internationaler Genehmigungsfragen und für wissenschaftliche Untersuchungen an verschiedenen Instituten eingesetzt wird. ASTEC ist in den EU-Forschungsprogrammen ein wichtiger Kernpunkt, der mit vielen Aktivitäten des Netzwerkes im Rahmen der NUGENIA-Plattform stark verwoben ist. Das Vorhaben nutzt zum Teil bereits bestehende Netzwerke (z.B. im Rahmen der EU-Vorhaben CESAM und JASMIN).
Das Projekt "Versuchsprogramm zum Spaltprodukt- und Wasserstoffverhalten im Containment - THAI IV - OECD 2" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Becker Technologies GmbH durchgeführt. Experimentelle Untersuchungen im technischen Maßstab zur Ausbreitung von Graphitstaub, zum Iodverhalten, zur H2-Deflagration und zur Wirkung eines Rekombinators. Die Versuche dienen der Klärung von sicherheitstechnisch bedeutsamen Fragen zur Abschätzung des radioaktiven Quellterms und der Bereitstellung von Daten für die Weiterentwicklung von Rechenmodellen, insbesondere von COCOSYS. Vorbereitung und Durchführung von folgenden Versuchen: Atmosphärische Strömung und Transport von Graphitstaub in Mehrraum-Geometrie; Freisetzung von molekularem Iod aus einem siedenden Wasserstrahl; Anlagerung von molekularem Iod an Aerosolpartikeln; Wasserstoff-Deflagration unter Einwirkung eines Sprühsystems; Anlaufverhalten eines passiven Rekombinators bei niedriger Sauerstoff-Konzentration.
Das Projekt "Einsatz von CFD-Codes für die Simulation von unfalltypischen Phänomenen im Sicherheitseinschluss: Validierung und gezielte Modellerweiterung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Es soll mit der Erweiterung und Validierung des CFD-Codes ANSYS CFX für die Simulation von unfalltypischen Vorgängen im Sicherheitseinschluss eines Kernkraftwerkes fortgefahren werden. Schwerpunkte sind die Erstellung eines einfachen Sumpfmodells sowie die Modellierung aerosolphysikalischer Vorgänge. Bisherige Ergebnisse zur Erweiterung von ANSYS CFX bzgl. der Modellierung von Kondensations- und Verbrennungsprozessen werden genutzt und die entwickelten Modelle weiter validiert. Forschungsaktivitäten im Rahmen des CFD-Verbunds werden eng mit verschiedenen Partnern, z.B. IKE Stuttgart, RWTH Aachen/FZJ usw. abgestimmt und die gewonnenen Erkenntnisse und Modelle diesen zur Verfügung gestellt. OpenFOAM wurde von der GRS bei Anwendungen für den Primärkreis erfolgreich eingesetzt. Mit dem erstmaligen Einsatz eines 'Open Source' CFD-Codes OpenFOAM sollen die Einsatzmöglichkeiten derartiger CFD-Codes für das Anwendungsgebiet der Phänomene im Sicherheitseinschluss erprobt werden, um zukünftig beurteilen zu können, inwieweit OpenFOAM auch für Fragestellungen mit Bezug zum Sicherheitsbehälter eingesetzt werden kann. Der Focus liegt zunächst auf der Gasverteilung im Sicherheitsbehälter. Vergleiche mit vorliegenden CFX-Rechnungen sollen durchgeführt werden. Geplant ist die Beteiligung mit eigenen CFX- Versuchsnachrechnungen am OECD/NEA-Projekt HYMERES (FKZ 1501452) sowie die Teilnahme mit CFX an einem OECD/NEA Benchmark. Dieser wird zur Simulation der Bildung und Auflösung von Leichtgasschichtungen durchgeführt. Folgende Arbeitspakete sind für die Bearbeitung vorgesehen: AP 1: Erweiterung und Validierung von CFX für die Simulation unfalltypischer Phänomene im Sicherheitseinschluss. AP 2: Vergleich der Leistungsfähigkeit von OpenFOAM und CFX. AP 3: Untersuchungen zu unfalltypischen Phänomenen bei reaktortypischen Randbedingungen und für anlagentypische Geometrien mit CFX. AP 4: Zusammenarbeit mit anderen Institutionen, Projektkoordination und Dokumentation der Arbeiten.
Das Projekt "Analyse des Einflusses containment-typischer Phänomene auf die Spaltproduktverteilung" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von AREVA GmbH durchgeführt. Bei einem auslegungsüberschreitenden Störfall in Kernkraftwerken mit Kernschmelzereignissen und Versagen des Reaktordruckbehälters kommt es zur Freisetzung und Verteilung von radioaktiven Spaltprodukten im Sicherheitsbehälter (Containment). Diese Transport- und Verteilungsphänomene innerhalb des Sicherheitsbehälters werden mit Containment-Code COCOSYS simuliert. Zur Vervollständigung und Absicherung des Containment-Codes COCOSYS hat der vorliegende Antrag das wissenschaftliche und technische Ziel, diesen hinsichtlich Spaltproduktverhalten zu validieren. Die Vorhaben sind: 1. Validierungsrechnungen des COCOSYS-Jod-Moduls AIM-3 basierend auf experimentellen Daten aus den Versuchen ACE/RTF 2b und CAIMAN 2001/03. 2. Validierungsrechnungen des von AREVA entwickelten und in COCOSYS einbauten pH-Modells. 3. Validierungsrechnungen zum Auswaschen von Spaltprodukten basierend auf Versuchen aus THAI-V. 4. Validierung des IVO-Sprühmodells durch Nachrechnung von Sprühversuchen an der THAI2-Anlage mit reinem und kontaminiertem Wasser. 5. Validerungsrechnungen des COCOSYS-Schmelze-Beton-Wechselwirkungs-Moduls MEDICIS basierend auf den Versuchen ACE-L8 und AREVA-9a. Die Arbeitsplanung des Vorhabens ist mit dem Code-Entwickler GRS abgestimmt und separat im Antrag (Balkenplan) aufgeführt.
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 34 |
| Type | Count |
|---|---|
| Förderprogramm | 31 |
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| License | Count |
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| Englisch | 3 |
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