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

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.

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

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

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

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

Grenzüberschreitende UVP zur Laufzeitverlängerung der belgischen Kernreaktoren Tihange 3 und Doel 4

Die belgische Regierung hat aufgrund der russischen Invasion in die Ukraine und der daraus entstandenen Energiekrise entschieden, die Laufzeit der beiden Reaktoren Tihange 3 und Doel 4 zu verlängern. Der Druckwasserreaktor Tihange 3 hat eine elektrische Leistung von ca. 1000 MW und ist seit 1985 in Betrieb. Die Entscheidung der belgischen Regierung sieht eine Verlängerung der bis dato geltenden Laufzeit bis 2025 um weitere zehn Jahre auf 2035 vor. Die kürzeste Entfernung des Kraftwerksstandortes Tihange zur nordrhein-westfälischen Grenze beträgt ca. 60 km. Der Druckwasserreaktor Doel 4 hat ebenfalls eine elektrische Leistung von ca. 1000 MW und ist gleichfalls seit 1985 in Betrieb. Auch hier ist eine Verlängerung der Laufzeit um zehn Jahre bis 2035 vorgesehen. Die kürzeste Entfernung des Kraftwerksstandortes Doel zur nordrhein-westfälischen Grenze beträgt ca. 130 km. Nach derzeitigen Planungen sollen beide Reaktoren nach einer technischen Überprüfung ab November 2026 wieder ans Netz gehen. Nähere Einzelheiten zum Projekt ergeben sich aus den untenstehenden Dokumenten zur Umweltverträglichkeitsprüfung.

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