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.
Ziel: Realisierung einer katastrophenfreien Kerntechnik. Fragestellungen: Lassen sich selbsttaetig wirkende stabilisierende Eigenschaften entdecken, entwickeln und anwenden, die bei Abweichungen von Normalbetriebsbedingungen eine Verminderung der Gefaehrdung bewirken ? Lassen sich selbsttaetig-wirkende, stabilisierende Eigenschaften identifizieren, ausschliessen bzw verbieten. Lassen sich um Zusammenwirken mehrerer solcher Eigenschaften Stabilitaetsgebiete etablieren. Haben solche stabilisierenden Eigenschaften eine abmildernde Wirkung fuer Einfluesse von aussen. Zwischenergebnisse wurden bisher mit dem Nachweis-Experiment SANA (SANA= Selbsttaetige Abfuhr der Nachwaerme) erbracht: Die Bedingungen fuer die selbsttaetige Abfuhr der Nachwaerme aus einem Kernreaktor wurden experimentell erarbeitet und zugehoerige Computer-Codes damit validiert.
Mit welchen Gesundheitsschäden ist zu rechnen, wenn es zu einer erheblichen Freisetzung kommt, zum Beispiel bei einer Kernschmelze? Ionisierende, also sehr energiereiche Strahlung erhöht das Krebsrisiko und das Risiko für weitere chronische Erkrankungen z.B. des Herz-Kreislaufsystems. Von Strahlung ausgelöster Krebs tritt nicht sofort, sondern erst nach Jahren oder Jahrzehnten auf. Ab einer Strahlendosis von 100 Millisievert ist eine Erhöhung des Krebsrisikos in der Bevölkerung nachgewiesen. Nach derzeitigem Kenntnisstand kann man aber nicht ausschließen, dass auch schon geringere Strahlendosen ein Risiko darstellen. Eine Dosis von 100 Millisievert erhöht das lebenslange Krebsrisiko um etwa 1 Prozent, also im Vergleich zum spontanen lebenslangen Krebsrisiko von etwa 47 Prozent auf 48 Prozent. Für Frauen ist das Risiko dabei etwas höher als für Männer, für Kinder nochmals deutlich höher. Akute Strahlenschäden treten erst bei Strahlendosen über 500 Millisievert auf. Für die Bevölkerung ist das unwahrscheinlich. Innerhalb von Stunden können Hautrötungen, Erbrechen, Haarausfall und Kopfschmerzen auftreten. Bei Strahlendosen ab 1.000 bis 2.000 Millisievert treten so schwerwiegende Schäden auf, dass eine schnelle medizinische, ggf. intensivmedizinische Versorgung notwendig ist. Ab einer Strahlendosis von etwa 5.000 Millisievert stirbt trotz Einsatzes medizinischer Maßnahmen die Hälfte der Betroffenen. So hohen Strahlendosen, dass überhaupt akute Strahlenschäden auftreten, könnten vor allem Beschäftige des betroffenen Kernkraftwerkes ausgesetzt sein. Für die Bevölkerung ist das sehr unwahrscheinlich. Alle Schutzmaßnahmen der Behörden dienen dazu, gravierende Gesundheitsschäden zu verhindern und das Krebsrisiko für die Bevölkerung möglichst gering zu halten. Zu diesen Schutzmaßnahmen gehören Evakuierungen, der Aufenthalt in Gebäuden, die Einnahme von Jodtabletten, Verzehrverbote oder Grenzwerte für Lebensmittel.
Kann ein Unfall wie in Tschornobyl auch in deutschen Kernkraftwerken passieren? Die Reaktor-Sicherheitskommission ( RSK ) stellte im November 1986 zur Übertragbarkeit des Unfalls von Tschornobyl (russ.: Tschernobyl) auf deutsche Anlagen fest, " dass eine prompt kritische Leistungsexkursion, wie sie sich in Tschernobyl ereignet hatte, aufgrund der inhärenten physikalischen Eigenschaften und der technischen Ausrüstung in einem Leichtwasserreaktor deutscher Bauart ausgeschlossen sei und dass das Sicherheitskonzept von Kernkraftwerken in der Bundesrepublik Deutschland durch den Unfall in Tschernobyl nicht in Frage gestellt sei. " Der Unfall in Tschornobyl beruht auf den reaktorphysikalischen Eigenschaften eines wassergekühlten und mit Graphit moderierten Reaktors. Für die in Deutschland verwendeten Leichtwasserreaktoren ist ein solcher Ablauf nicht möglich. Allerdings sind bei unterstelltem Ausfall aller Sicherheitseinrichtungen andere Unfallabläufe denkbar, die zu einer Kernschmelze führen könnten.
Umfassende Sicherheitsanalysen von Stör- und Unfallabläufen in Kernkraftwerken erfordern Rechenprogramme, die unter Berücksichtigung des aktuellen Standes von Wissenschaft & Technik eine möglichst realitätsnahe und verlässliche Simulation der Abläufe und der sich einstellenden Zustände in der Anlage erlauben. Zielsetzung des aktuellen Vorhabens ist es, den GRS-Systemcode COCOSYS ('Containment Code System') und den deutsch-französischen Integralcode ASTEC ('Accident Source Term Evaluation Code') weiter zu validieren, aktuelle Versuchsprogramme (hier insbesondere die THAI-Anlage bei Becker Technologies GmbH) zu begleiten sowie die Anwendbarkeit der Simulationskette ATHLET-CD ('Analysis of Thermal-hydraulics of Leaks and Transients-Core Degradation') für Kern und Kühlkreislauf und COCOSYS für das Containment auch für die Phase nach Reaktordruckbehälter(RDB)-Versagen zu verifizieren.
Die folgenden Arbeiten werden durchgeführt: Validierung von weiterentwickelten und neuen COCOSYS-Modellen sowie die Begleitung von Experimenten (AP1). Im Mittelpunkt steht dabei die aktuelle COCOSYS-Entwicklung zur Umstrukturierung des Moduls für das Aerosol- und Spaltproduktverhalten (AFP - 'Aerosol and Fission Product Module'). Verifizierung von COCOSYS durch Anlagenrechnungen (AP2). Die Arbeiten beinhalten die Analyse der vollständigen Simulationskette mittels gekoppelter ATHLET-CD und COCOSYS Rechnungen, einschließlich der Phase nach RDB-Versagen. Weitere Arbeitspunkte betreffen Sensitivitäts- und Unsicherheitsanalysen mit COCOSYS (AP3). Darin wird die GRS-Methode mittels des Programms SUSA auf die COCOSYS Module für die Jod- und Aerosolmodellierung sowie die Schmelze-Beton-Wechselwirkung nach RDB-Versagen angewendet. AP4 beinhaltet internationale Aktivitäten. Dazu zählen insbesondere die Begleitung experimenteller Programme der OECD/NEA (THAI -'Thermal-hydraulics, Hydrogen, Aerosols, and Iodine', BIP -'Behaviour of Iodine Project', STEM -'Source Term Evaluation and Mitigation') sowie die Fortführung der Beteiligung am laufenden EU-Vorhaben CESAM (Code for European Severe Accident Management'), das zudem von der GRS auch koordiniert wird. Der AP 5 beinhaltet im Sinne einer Validierung die regelmäßige Durchführung des Regressionstestens und exemplarischer Anwendungsrechnungen zur Sicherstellung konsistenter Ergebnisse und Vermeidung unerwünschter Seiteneffekte bei bereits getesteten Teilen von COCOSYS. Die Qualitätssicherung wir in AP6 sichergestellt. Dazu zählen neben dem User Support z. B. durch Organisation von Workshops auch die Dokumentation sowie deren Aktualisierung. Hier sind Benutzer-Handbücher, Referenz-Handbücher sowie Nutzer-Empfehlungen zu nennen.