Das Projekt "Verifikation des Thermohydraulikcodes ATHLET fuer die Bedingungen von WWER-Anlagen mit Experimenten der Versuchsanlagen PACTEL (Finnland) und HORUS-II (HTWS Zittau/Goerlitz)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Hochschule Zittau,Görlitz, Fachbereich Maschinenwesen, Fachgebiet Kerntechnik durchgeführt. Im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung wird der Thermohydraulikcode ATHLET, der von der Gesellschaft fuer Anlagen- und Reaktorsicherheit GRS mbH entwickelt wurde, in wachsendem Masse zur Analyse von Stoerfallablaeufen fuer Kernkraftwerke mit WWER-Reaktoren verwendet. Auf Grund der konstruktiven Besonderheiten dieser Baulinie im Vergleich zu Kernkraftwerken westlicher Bauart ergibt sich ein Verifikationsbedarf des Codes insbesondere fuer die Modellierung des Betriebs- und Stoerfallverhaltens der liegenden Dampferzeuger. Integral- und Einzeleffektexperimente fuer diese Konstruktionen wurden an der finnischen Anlage PACTEL und an der Versuchsanlage HORUS-II der Hochschule Zittau/Goerlitz durchgefuehrt. Es handelt sich dabei im wesentlichen um Untersuchungen zum Verhalten der WWER-Anlagen unter den Stoerfallbedingungen fuer kleine Lecks (SBLOCA). Fuer diese SBLOCA-Bedingungen sind insbesondere die im ATHLET-Code verwendeten Kondensationsmodelle zu ueberpruefen bzw. zu qualifizieren. Der Einfluss von nichtkondensierenden Inertgasen auf die Berechnungen bei Kondensationsbedingungen ist an Hand der HORUS-II Experimente zu ermitteln und die eingesetzten Inertgasmodelle sind zu ueberpruefen. Fuer die Berechnungen zu den Experimenten soll vergleichend die 6-Gleichungsversion des ATHLET-Codes eingesetzt werden. Einzelzielsetzung: 1. - Ueberpruefung der Modellierung und Berechnung zum Verhalten von Dampf-Inertgasgemischen unter Kondensationsbedingungen in liegenden Dampferzeugern. 2. - Verifikation des ATHLET-Codes hinsichtlich der integralen Anwendung fuer WWER Anlagen mit PACTEL-Experimenten unter spezieller Beruecksichtigung der liegenden Dampferzeuger. 3. - Allgemeine Ueberpruefung und Verifikation der Kondensationsmodelle fuer die speziellen Bedingungen von Kondensation in engquerschnittigen Rohren. 4. - Vergleichende Analyse der Druckverlustberechnung ueber Heizrohrabschnitte bei Kondensationsbedingungen zwischen der 5- und 6-Gleichungsversion des Codes. Erzielte Ergebnisse: Die Umruestmassnahmen der Anlage HORUS-II wurden bei der Erstellung des neuen Datensatzes entsprechend beruecksichtigt. Es wurden erste Testrechnungen durchgefuehrt. Fuer diese Testrechnungen wurde der Versuch PCHS.25 ausgewaehlt, da die Parameter des Experimentes dem in der Phase A realisierten Referenzkondensationsexperiment PCHS.lO entsprachen. Der Versuchsablauf PCHS 25 entsprach unter Beruecksichtigung der Veraenderungen des Versuchsstandes (groesserer Querschnitt der Sammlersteigleitungen) phaenomenologisch dem Experiment PCHS.10. Die Testrechnungen mit dem angepassten Datensatz bestaetigten die Berechnungsergebnisse, die fuer die Experimente der Phase A gewonnen wurden. Bei der Anwendung der Standardvariante von ATHLET Cycle B wurden die Phasen des Experimentes qualitativ gut simuliert.
Das Projekt "Untersuchungen zur Weiterentwicklung und Validierung von ATHLET mit gekoppelter 3D-Neutronenkinetik zur Analyse von WWER-Anlagen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Zur sicherheitstechnischen Bewertung der ukrainischen WWER-Anlagen ist die Anpassung und Kopplung von vorhandenen Berechnungsmethoden zum thermohydraulischen und reaktorphysikalischen Verhalten bei speziellen Stoerfaellen in WWER-Reaktoren erforderlich. Das im FZ Rossendorf entwickelte Programm DYN3D wurde mit dem GRS-Systemcode ATHLET gekoppelt. Ukrainische Experten sollen fuer die Anwendung des gekoppelten Programms geschult werden.
Das Projekt "Untersuchungen zur Weiterentwicklung und Verifikation von ATHLET zur Analyse von WWER-Anlagen - Wissenschaftlich-technische Zusammenarbeit (WTZ) der Bundesrepublik Deutschland und Ungarn" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Adaption, Ueberpruefung und Anwendung geeigneter thermodynamischer und neutronenkinetischer Berechnungsmethoden und Einarbeitung von Anwendern aus Ungarn mit dem Ziel, einen Beitrag zur Verbesserung von Analysemethoden fuer WWER-Reaktoren zu leisten. In den geplanten Arbeiten angestrebte Ziele sind die weitere Verifikation von ATHLET anhand der Nachrechnung von Experimenten an der ungarischen Versuchsanlage PMK, die Kopplung von ATHLET mit dem ungarischen 3D-Kernmodell KIKO3D und die Durchfuehrung einer Unsicherheitsanalyse fuer ein Experiment zu einem Kuehlmittelverluststoerfall. Die bisherigen Ergebnisse der Kopplung von ATHLET und KIKO3D sind die Durchfuehrung folgender Rechnungen: - Stationaere Rechnungen mit thermofluiddynamischen Kernmodellen mit 7 und 59 Kernkanaelen - Auswurf eines Steuerstabes (2 Faelle) - Ausfahren einer Steuerstabbank - Nachrechnung der Transiente 'Ausfall einer Hauptkuehlmittelpumpe im KKW Paks'. Die stationaeren Rechnungen mit 7 bzw 59 Kernkanaelen zeigten im Vergleich zur 'stand-alone' Rechnung mit KIKO3D eine hoehere Genauigkeit, wobei der Einfluss der groesseren Anzahl von Kernkanaelen relativ gering ist. Die Analyse zum Auswurf bzw. dem Ausfahren von Regelorganen zeigten plausible Ergebnisse. Die Analyse zum Ausfall einer Hauptkuehlmittelpumpe im KKW Paks lieferte im Vergleich zur ATHLET-Rechnung mit dem neutronenkinetischen Punktmodell eine wesentlich bessere Uebereinstimmung mit den Messwerten.
Das Projekt "Theoretische und experimentelle Untersuchungen des Naturumlaufverhaltens an Versuchsanlagen fuer Reaktoren vom Typ WWER unter Leckstoerfallbedingungen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Roßendorf e.V., Institut für Sicherheitsforschung durchgeführt. Das Forschungsvorhaben zielt auf die Untersuchung des thermohydraulischen Verhaltens von WWER-Reaktoren bzw. Versuchsanlagen fuer Reaktoren vom Typ WWER unter den Bedingungen eines Leckstoerfalls im Primaerkreislauf. Unter diesen Bedingungen wird das Verhalten der Anlage durch konstruktive Besonderheiten gepraegt, welche z.T. erheblich von westlichen Reaktorkonzepten abweichen. Experimentelle Untersuchungen wurden unter Beteiligung des FZR an der ungarischen Versuchsanlage PMK-2 fuer verschiedene Stoerfallszenarien durchgefuehrt, die experimentelle Datenbasis dient hierbei der Validierung thermohydraulischer Systemcodes (ATHLET, RELAP). Die theoretischen Analysen mit Hilfe von ATHLET ermoeglichen weitergehende Untersuchungen zu experimentell beobachteten Phaenomenen, so u.a. die physikalische Interpretation von Naturumlaufinstabilitaeten, welche die Waermeabfuhr aus dem Reaktorkern beeintraechtigen und somit die Sicherheit der Anlage gefaehrden koennen. Im Rahmen der Arbeiten konnten verschiedene Arten von Instabilitaeten klassifiziert, ihre Mechanismen aufgeklaert und die Moeglichkeit der theoretischen Modellierung mit ATHLET nachgewiesen werden.
Das Projekt "Nachweis, Interpretation und Bewertung neutroneninduzierter Defektstrukturen bei WWER-Reaktordruckbehaelterstaehlen" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Roßendorf e.V., Institut für Sicherheitsforschung durchgeführt. Zur zuverlaessigen Bewertung des Zustandes gealterter Reaktordruckbehaelter sind qualifizierte Kenntnisse ueber Ursachen und Mechanismen der Materialschaedigung infolge betriebsbedingter Strahlenbelastung noetig. Mit Hilfe moderner Methoden der Strukturanalytik sind gesicherte Vorstellungen zu den strukturellen Ursachen der Bestrahlungsversproedung von Druckbehaelterstaehlen des russischen WWER-Reaktortyps zu gewinnen und so ein Beitrag zur Entwicklung eines physikalisch begruendeten Modells der Bestrahlungsversproedung zu liefern. Bisher wurden Roentgen- und Neutronenkleinwinkelstreuexperimente an bestrahlten Cr-mo-V-legierten Staehlen mit unterschiedlichem Reiheitsgrad und nach verschiedenen thermischen Behandlungen durchgefuehrt. Die Groessenordnung der bestrahlungsinduzierten Struktureffekte ist bei gleicher Fluenz abhaengig vom metallurgischen Zustand des Materials, vom Cu-Gehalt sowie der Gluehtemperatur und korrelieren mit der Haerte.