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.
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.
Die Wärmeabfuhr aus Lagerbecken von Brennelementen kann mit Hilfe von Wärmerohren von einer aktiven auf eine passive Kühlung umgestellt werden. Zur Bewertung der Machbarkeit dieser Umstellung fehlen jedoch zum einen numerische Simulationsmodelle, zum anderen Validierungsdaten von Wärmerohren mit anwendungsbezogenen Rohrlängen (mehr als 10 m). Ziel des Vorhabens ist die Weiterentwicklung und Validierung von Rechenprogrammen zur Auslegung und Begutachtung der passiven Nachwärmeabfuhr aus Brennelementlagerbecken und Nasslagern mit Wärmerohren. Hierzu werden die Reaktorsicherheitscodes RELAP und ATHLET anhand von in diesem Vorhabenrahmen am IKE Universität Stuttgart durchzuführenden Experimenten modelltechnisch erweitert und validiert, sodass diese die passive, wärmerohrgestützte Abfuhr der Nachwärme aus Lagerbecken simulieren können. Das Vorhaben, das in Kooperation mit der GRS durchgeführt wird, ist in vier Arbeitspakete (AP) aufgeteilt: Im AP1 werden vom IKE Spezifikationen eines generisches Nasslagers für Brennelemente erstellt. Im AP2 werden am IKE auf Basis der o.g. Spezifikationen Wärmerohrexperimente durchgeführt. Es werden max. 50 Wärmerohre gebaut, die in einem Laborversuchsstand getestet werden. Bei den stationären und instationären Experimenten werden Druck, Temperatur und Wärmeleistung gemessen, weiterhin die Leistungsgrenzen für Wärmerohre experimentell ermittelt. Da die Wärmeabfuhr auf der Luftseite die gesamte, aus dem Lagerbecken abgeführte Wärme limitiert, wird ein 'Dachversuchsstand' errichtet und ausgesuchte Wärmerohre in diesem Versuchsstand über 1 Jahr lang getestet. Die Daten werden den Codeentwicklern zur Validierung zur Verfügung gestellt. Im AP3 wird vom IKE ein parametrisches Wärmerohrmodell für RELAP entwickelt und die Implementierung überprüft. Es ist beabsichtigt, die Arbeiten im AP1 und 3 im Rahmen eines Unterauftrags bearbeiten zu lassen. Die IKE-Arbeiten werden in AP4 dokumentiert.