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Vergleich des Kernkraftwerks Beznau II mit anderen mitteleuropäischen Druckwasserreaktoren unter ausgewählten Sicherheitsaspekten und Risiken durch den Betrieb der Anlage

Ressortforschungsplan 2023, Untersuchungen von Ermüdungsbewertungen an Komponenten in LWR

Analyse des Stör- und Unfallverhaltens von SMR mit dem Systemcode AC², TP: USTUTT-IKE

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

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.

Analyse des Stör- und Unfallverhaltens von SMR mit dem Systemcode AC², TP: RUB PSS

Recycling von Technologiemetallen aus dem Rückbau kerntechnischer Anlagen unter Berücksichtigung strahlenschutzrechtlicher Vorgaben, Teilprojekt: Identifikation und Bereitstellung von Komponenten zur Untersuchung sowie Integration relevanter Ergebnisse zur Berücksichtigung im Rückbau

Erweiterung der THAI-Versuchsanlage als SMR-Integral-Anlage

Transienten-Untersuchungen in der PKL-Versuchsanlage - PKL IIIJ: Untersuchungen zu auslegungsüberschreitenden KMV-/DE-Heizrohrbruch-Störfällen und innovativen, passiven Nachwärmeabfuhrsystemen

Entwicklung einer Methode zur Pre-Aktivitäts- und Dosisleistungsberechnung von reaktornahen Bauteilen auf Basis von Neutronenfluenzverteilungen, Teilprojekt: Berechnung der Neutronenfluenzverteilung in reaktornahen Bauteilen und deren Validierung an Experimenten als Basis der Aktivitätsrechnungen

Methoden und Werkzeuge für Probabilistische Sicherheitsanalysen für gesamte Kernkraftwerksstandorte mit Reaktoren neuer Bauart im In- und Ausland

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