Das Projekt "Teilprojekt: Wahrung der Containmentintegrität mittels passiver Gebäudekondensatoren" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von RWTH Aachen University, Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und -technik durchgeführt. Das Gesamtziel des Verbundvorhaben ist die Weiterentwicklung und Validierung eines gekoppelten Programmsystems, mit dessen Hilfe der Nachweis geführt werden soll, dass die Nachzerfallswärme in einem großen Kernreaktor allein mit passiven Komponenten zuverlässig abgeführt werden kann. In der Vergangenheit wurden diverse passive Komponenten zur Beherrschung von Auslegungsstörfällen entwickelt, eine integrale Betrachtung aller passiven Komponenten wurde aber bislang nicht durchgeführt. Daher sollen im Rahmen des Verbundprojekts zunächst Einzeleffektanalysen und daran folgend das Zusammenspiel aller passiven Komponenten experimentell analysiert werden und die so gewonnenen Erkenntnisse für die Entwicklung und Validierung vorrausagefähiger Simulationsprogramme verwendet werden. Im Rahmen des Verbundprojekts beinhalten die Arbeiten des RWTH-LRST die Entwicklung von Modellen und einem Datensatz für Kondensations-, H2-Überström- und Überlaufrohre in COCOSYS sowie die Weitentwicklung und Validierung eines Simulationsmodells für Gebäudekondensatoren bei SWR, inklusive einer daran anschließenden Sensitivitäts- und Unsicherheitsanalyse. Im Rahmen des Arbeitspaktes 1 werden Eingabedatensätze für Überströmrohre (Kondensations-, H2-Überström- und Überlaufrohre) in COCOSYS entwickelt und damit Einzeleffektversuche aus der INKA-Versuchsanlage nachgerechnet. Weiterhin wird für die Einzeleffektanalysen im Arbeitspaket 2 ein Datensatz für Gebäudekondensatoren im gekoppelten COCOSYS-CoPool-System weiterentwickelt und validiert. Im Arbeitspacket 3 werden Validierungsrechnungen für Integraltests mit dem von der GRS bereitgestellten, gekoppelten ATHLET-COCOSYS-System durchgeführt, als Szenario ist das kleine Frischdampfleitungsleck im Containment geplant. Diese Validierungsrechnungen liefern die Grundlage für die daran folgenden Sensitivitäts- und Unsicherheitsanalysen. Arbeitspaket 4 umfasst die fortlaufende Dokumentation der im Verbundprojekt durchgeführten Arbeiten des RWTH-LRST.
Das Projekt "Experimentelle Untersuchungen zu Kühlbarkeit und Fluten prototypischer Schüttbett-Konfigurationen. Phase II: Flutexperimente" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme durchgeführt. Es werden spezifische experimentelle Untersuchungen zum Fluten von prototypischen Schüttbett-Konfigurationen mit bestehender IKE-Versuchsanlage durchgeführt, die zu einem besseren Verständnis der Strömungs- und Wärmeübertragungsvorgänge in Schüttungen beitragen. Die experimentellen Ergebnisse dienen vorrangig zur Weiterentwicklung des IKE-Codes MEWA-3D, der im deutschen Systemcode ATHLET-CD implementiert ist und zur Beschreibung der Kühlbarkeit eines stark zerstörten, teilweise geschmolzenen Reaktorkerns und von Schüttungen im unteren Plenum eine RDB eingesetzt wird. Die Untersuchungen schließen unmittelbar an vorangegangene Arbeiten zum Ausdampfen von prototypischen Schüttbett-Konfigurationen an (Forschungsvorhaben FKZ 1501466, Untersuchungs-/ Arbeitsphase I) und beinhalten unter dem Aspekt realitätsnäherer Untersuchungsbedingungen weiterführende Experimente mit schrittweiser Erweiterung des experimentellen Parameterbereichs der thermohydraulischen Randbedingungen (Temperatur, Druck) beim Fluten (Untersuchungs-/ Arbeitsphase II). Das Arbeitsprogramm ist unterteilt in Arbeitspaket I und II. Arbeitspaket I umfasst Flutexperimente mit trockener, überhitzter Schüttung bei erhöhten Temperaturen (Arbeitsabschnitt (i)) und Systemdrücken (Arbeitsabschnitt (ii). Arbeitspaket II beinhaltet die für Arbeitspaket I notwendige Erweiterung der Messtechnik (Arbeitsabschnitt (i) - Temperaturmesstechnik, Arbeitsabschnitt (ii) - Dampfmassenstrommesstechnik) und Modifikation der Versuchsanlage (Arbeitsabschnitt (iii).
Das Projekt "The supercritical CO2 Heat Removal System (sCO2-HeRo)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Duisburg-Essen, Institut für Energie und Umweltverfahrenstechnik, Lehrstuhl für Strömungsmaschinen durchgeführt. Raising nuclear reactor safety to a higher level - The supercritical CO2 heat removal system - 'sCO2-HeRo. The 'supercritical CO2 heat removal system', sCO2-HeRo, safely, reliably and efficiently removes residual heat from nuclear fuel without the requirement of external power sources. This system therefore can be considered as an excellent backup cooling system for the reactor core or the spent fuel storage in the case of a station blackout and loss of ultimate heat sink. sCO2-HeRo is a very innovative reactor safety concept as it improves the safety of both currently operating and future BWRs and PWRs through a self-propellant, self-sustaining and self-launching, highly compact cooling system powered by an integrated Brayton-cycle using supercritical carbon dioxide. Since this system is powered by the decay heat itself, it provides new ways to deal with accidents that are beyond design. The sCO2-HeRo provides breakthrough options with scientific and practical maturity, which will be proven by means of numerical tools, like advanced CFD, and small-scale experiments to determine the performance of the components like a compact heat exchanger and a turbo-machine set. A demonstration unit of the sCO2-HeRo system will be installed in a unique glass model in order to demonstrate the maturity of the system. Finally, the potential of this system to deal with a range of different accident scenarios and beyond-design accidents will be shown with the help of the German nuclear code ATHLET.
Das Projekt "Entwicklung von Methoden zur Berücksichtigung übergreifender GVA in der PSA" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Die Sicherheit von Kernkraftwerken kann durch Ereignisse erheblich beeinflusst werden, bei denen aufgrund einer gemeinsamen Ursache Nicht-Verfügbarkeiten von mehreren Komponenten (GVA) auftreten. Probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) moderner Kernkraftwerke haben gezeigt, dass die Wahrscheinlichkeiten für Ausfälle von Systemfunktionen (z. B. zur Notkühlung, zur Notstromversorgung oder zur Frischdampfabgabe) überwiegend durch die Wahrscheinlichkeiten für GVA von zueinander redundanten Komponenten dominiert werden. Die Betriebserfahrung hat darüber hinaus gezeigt, dass auch System- und Komponentenart-übergreifende GVA auftreten können. Da zur Modellierung solcher übergreifender GVA zurzeit allerdings keine Methode zur Verfügung steht, sollen Methoden zur quantitativen Berücksichtigung von übergreifenden GVA entwickelt werden, um so die Aussagekraft und Belastbarkeit von PSA von Kernkraftwerken weiter zu verbessern.
Das Projekt "Unfallablauf- und Quelltermanalysen: Untersuchungen zu den Ereignissen in Fukushima im Rahmen des OECD/ NEA BSAF Projektes, Phase II" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Mit den vorgeschlagenen Arbeiten möchte sich die GRS an Phase II des OECD/NEA Projektes BSAF als deutsche TSO beteiligen und damit die Arbeiten aus Phase I fortsetzen und inhaltlich erweitern. Ziel ist es, das Spaltproduktverhalten in den Blöcken 1 bis 3 in Fukushima Daiichi und den Quellterm aus den Anlagen für die ersten ca. 3 Wochen des Unfallablaufes bis Ende März 2011 zu ermitteln. Mit den Analysen sollen das Inventar an radioaktiven Stoffen im verbliebenen Kernmaterial im Reaktor sowie im Containment ermittelt werden, sowie Aussagen zur Rückhaltung von Spaltprodukten im Wasser in der Kondensationskammer, zu Ablagerungsvorgängen auf wesentlichen Strukturen und Komponenten in Reaktor, Containment und umgebendem Reaktorgebäude und zum Quellterm in die Umgebung erarbeitet werden. Diese Ergebnisse werden für die Unterstützung der Rückbauarbeiten am Standort benötigt. Von der Teilnahme am OECD BSAF Projekt profitieren auch die Vorhaben RS1505, RS1514 und RS1532 bzw. deren Nachfolger. In der Weiterentwicklung und Validierung der genannten Rechenprogramme werden die neuen Erkenntnisse aus den Analysen zu den Unfallabläufen in Fukushima und zur Ermittlung des Quellterms und dessen Absicherung durch Ausbreitungsrechnungen von Spaltprodukten auf dem Anlagengelände Berücksichtigung finden. Die Verfahren zur Evaluierung des Quellterms mittels Ausbreitungsrechnungen und dem Vergleich mit Messdaten sind darüber hinaus grundsätzlich auch zur Analyse anderer radiologischer Ereignisse sowie zur Quelltermabschätzung in Notfällen geeignet. Zur Erfüllung der Zielsetzung sind die folgenden Arbeitspakete vorgesehen. AP1: Detaillierte Bewertung der Analyseergebnisse aus Phase I. AP2: Unfallanalysen und Ermittlung des Quellterms. AP3: Evaluierung der Freisetzung von Spaltprodukten aus der Anlage und Vergleich mit radiologischen Messdaten. AP 4 Querschnittsaufgaben und Gremienarbeit. AP 5: Projektmanagement, und Dokumentation der Endergebnisse.
Das Projekt "Entwicklung einer Programmkopplung im Bereich der Thermohydraulik des Sicherheitsbehälters zwischen dem CFD-Programm ANSYS CFX und dem Systemcode COCOSYS (KEK)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von RWTH Aachen University, Lehrstuhl für Reaktorsicherheit und -technik durchgeführt. Zur Beschreibung der Strömungs- und Transportvorgänge im Sicherheitsbehälter eines Kernkraftwerkes werden neben den etablierten LP (Lumped Parameter)-Programmen zunehmend CFD (Computational Fluid Dynamics)-Programme angewendet. Letztere sind bei heutiger Rechenkapazität immer noch sehr zeitaufwendig, so dass überwiegend LP-Programme zum Einsatz kommen. Im Rahmen des geplanten Vorhabens soll eine prototypische Kopplung des CFD-Programms ANSYS CFX mit dem Systemcode COCOSYS entwickelt, verifiziert, validiert und schließlich auf zwei Störfallszenarien angewendet werden. Auf dieser Basis soll eine effektive und zugleich belastbare Simulation der Strömungs- und Transportprozesse, insbesondere der Wasserstoffverteilungen im Sicherheitsbehälter und auch anschließenden Raumgruppen (z. B. Ringraum) ermöglicht werden. Das Arbeitsprogramm 1 (AP1) 'Kopplungsstrategie und Programmierung' umfasst die numerischen Aspekte der Programmkopplung. Es wird zunächst das allg. Kopplungsverfahren sowie die Übergabevariablen und Zeitschrittsteuerung festgelegt, Ziel ist eine konservative Kopplung. Im AP2 'Physikalische Kopplung' soll eine physikalisch konsistente Kopplung erreicht werden. Hierzu werden insbesondere die Konvertierung von 1D/3D Daten an der Schnittstelle sowie physikalisch unterschiedliche Modellierungen in beiden Programmen (z. B. Turbulenz) untersucht. Die Kopplung wird in AP3 'Erste Verifizierung, Validierung und Demonstrationsrechnung' anhand einfacher Testfälle, geeigneter Versuche (z. B. PANDA-Anlage) und zweier Anwendungsrechnungen auf ihre numerische und physikalische Eignung sowie allg. Anwendbarkeit überprüft. AP4 umfasst die Projektdokumentation und schließt das Vorhaben ab.
Das Projekt "Lokale Effekte im DWR-Kern infolge von Zinkborat-Ablagerungen nach KMV" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Dresden, Institut für Energietechnik, AREVA-Stiftungsprofessur für Bildgebende Messverfahren für die Energie- und Verfahrenstechnik durchgeführt. Im Falle einer Leckage im Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors (sog. Kühlmittelverlust-Störfall KMV) gelangen große Mengen des borsäurehaltigen Kühlmittels in das Containment des Kernkraftwerks. Hierbei kann es bei den verschiedenen feuerverzinkten Einbauten zur Zinkkorrosion unter Bildung wasserlöslicher Zinkborate kommen. Beim Management eines solchen Störfalles käme es nach der Schnellabschaltung des Reaktors und dem Anlaufen verschiedener Notkühlsysteme nach einigen Stunden zum sogenannten Sumpfumwälzbetrieb, einer Situation, bei der diese wässrigen Lösungen im Containment zur weiteren Aufrechterhaltung der Kernkühlung wieder mit in den Primärkreislauf zurückgepumpt werden. Da die Wasserlöslichkeit der gebildeten Zinkborate bei höheren Temperaturen abnimmt, besteht hierbei nun die Möglichkeit, dass diese dann an Heißstellen der Kernbereiche aus den Kühlmittellösungen ausfallen und sich unter Umständen schichtbildend dort ablagern könnten, was zu Beeinträchtigungen der weiteren Kernkühlung in dieser Spätphase eines KMV führen könnte. Zielstellung: Eine Hauptaufgabe des Vorhabens ist es, die Vorgänge, welche sich im Falle eines KMV (Druckwasserreaktor) hinsichtlich der Zinkkorrosion im Containment sowie der später möglichen Zinkboratabscheidung an Heißstellen im Kernbereich ablaufen, im kleinen Maßstab (Laboranlage) unter störfallnahen Randbedingungen nachzubilden. Dabei sollen besonders die hierbei stattfindenden chemischen und physikalischen Vorgänge im Einzelnen untersucht werden. Die hierbei erhaltenen Ergebnisse sollen dabei helfen, das Risikopotential einer solchen Beeinträchtigung der Kernkühlung in der Spätphase eines KMV besser einschätzen zu können und ggf. auch geeignete Strategien und Konzepte zu entwickeln, wie solche potentiellen Risiken zu vermeiden sind. Analoge Versuche im größeren, halbtechnischen Maßstab mit den zugehörigen Untersuchungen und Auswertungen werden beim Projektpartner Hochschule Zittau-Görlitz durchgeführt.
Das Projekt "Strömungsformen bei Vermischung in der Umgebung eines Rohrleitungs T-Stücks (KEK)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme durchgeführt. Die Strömungsturbulenz in Rohrleitungssystem von Kernkraftwerken ist für Ermüdungs- und Korrosionsphänomene verantwortlich und kann somit nach langen Laufzeiten Fehlfunktionen oder Schädigungen in den Komponenten von Kühlkreisläufen auslösen. Stellvertretend sollen im PVC-Versuchsstand des IKE Strömungen ohne und mit Dichteschichtung nahe einer generischen Einspeisestelle (horizontales T-Stück) untersucht werden, unter welchen Bedingungen sich unterschiedliche Strömungsformen mit Dichteschichtung ausbilden und welche Stabilitätseigenschaften diese Strömungsform gegenüber einer Veränderung der Bedingungen (Impulsverhältnis, Schichtungsparameter) in den Zuflüssen besitzt. Die Strömung und ihre Stabilität soll begleitend mit dem Simulationsprogramm OpenFoam, berechnet werden. Diese Methode kann eingesetzt werden, um die Strömungs-Struktur Wechselwirkung im Rohrleitungsversuchsstand sowie Strömungen in Rohrleitungssystemen von Kernkraftwerken zu simulieren. Zunächst soll der PVC-Versuchsstand für die durchzuführenden Experimente angepasst werden. Die Dichteschichtung wird durch Verwendung von Glykollösung im Seitenstrang hergestellt. Als Messtechnik werden Kameras sowie die Particle-Image Velocimetrie (PIV) eingesetzt. Für ausgewählte Parameterwerte der Strömungsformenkarte sollen detaillierte Experimente sowie der mittleren Geschwindigkeit und der turbulenten Fluktuationen durchgeführt werden. In Wandnähe sollen die Turbulenzstrukturen (Längsstreifen, Längswirbel) visualisiert werden. Das Programm OpenFoam sollen umfangreiche Large-Eddy Simulationen mehrerer ausgewählter Fälle durchführen. Die gemessenen Daten dienen zum Vergleich, damit die Anwendbarkeit der numerischen Methode überprüft werden kann.
Das Projekt "Lokale Effekte Im DWR-Kern infolge von Zinkborat-Ablagerungen nach KMV" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Hochschule Zittau,Görlitz, Institut für Prozeßtechnik, Prozeßautomatisierung und Meßtechnik durchgeführt. 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.
Das Projekt "Teilprojekt: Experimentelle Untersuchungen an der INKA-Versuchsanlage" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von AREVA GmbH durchgeführt. Ziel des Verbundvorhabens ist die Weiterentwicklung und Validierung des gekoppelten Programmsystems ATHLET-COCOSYS (A-C) zur Beschreibung von Auslegungsstörfällen in KKW, in denen diese Störfalle allein mit passiven Sicherheitssystemen abgefangen werden können. Nach der Fukushima-Havarie 2011 beschloss die deutsche Regierung den Ausstieg aus der Kernenergienutzung bis Ende 2022. Die Evaluierungskommission des BMWi stellte bzgl. der RSForschung jedoch fest, dass neue KKW-Konzepte (im Ausland) forschend begleitet werden sollen. Neue Reaktoren werden verstärkt mit passiven Sicher-heitssystemen ausgerüstet werden. Die heutigen Systemcodes wurden jedoch optimiert zur Beschreibung aktiver Systeme. Sie können heute noch nicht ohne Weiteres passive Systeme in einer ganzen Kühlkette beschreiben. Das Verbund-vorhaben zielt daher darauf ab, A-C entsprechend zu ertüchtigen. In diesem Teilvorhaben bringt AREVA bereits vorhandene Daten von Einzel-komponentenversuchen und noch zu erzeugende Daten zum Systemverhalten ein. AREVA führt hierzu lntegralversuche an der INKA-Versuchsanlage durch. Diese Versuchsanlage modelliert den Reaktordruckbehälter, das gesammte Druckabbau-Containment und die speziellen passiven Sicheheitssyteme eines fortschrittlichen Siedewasserreaktors in einem sehr großen Maßstab. Höhenmäßig entspricht INKA der Referenzanlage, wichtige Komponenten sind in Originalgröße vorhanden. Weltweit gibt bzw. gab es auch in anderen Versuchsanlagen Untersuchungen zu passiven Sicherheitssystemen. Die Daten dieser Versuche sind jedoch nicht in einem Umfang zugänglich wie er zur Codeertüchtigung erforderlich wäre. Das Verbundprojekt besteht aus: 1.: Analytischen Vorarbeiten, d.h. Modell-entwicklung für passive Komponenten, Adaption der Kopplung A-C und Validierung anhand v. Einzelkomponentenversuchen. AREVA bereitete die Daten der bereits früher durchgeführten Einzelversuche zu Beginn des Projekts auf und stellte sie den Partnern mit den Geometriedaten der INKA-Anlage zur Verfügung. 2.: lntegralversuchen an der INKA-Versuchsanlage zu folgenden Störfallszenarien: - RDB-Bodenleck - FD-Leitungsbruch im Containment - Kleines FDLeitungsleck im C. - SpW-Leitungsbruch im C. - Ausfall der Hauptwärmesenke. AREVA führt die Versuche in den Jahren 2016 und 2017 durch und übergibt die Daten an die Partner. 3.: Analytischen Arbeiten. 4.: Projektleitung und Dokumentation.
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