Atomkraftwerke in Deutschland Der weltweit am häufigsten in Atomkraftwerken eingesetzte Reaktortyp ist der Leichtwasserreaktor. Zu diesem Reaktortyp zählen Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren, die beide in Deutschland in Betrieb waren. Kernkraftwerke dienen der Energieerzeugung und werden mit verschiedenen Reaktortypen betrieben. Die Reaktortypen werden unterschieden nach dem eingesetzten Kernbrennstoff ( z.B. mit Natururan, mit angereichertem Uran -235, mit Thorium), Material für die Neutronenmoderation (Moderatoren bremsen freie, energiereiche Neutronen ab. Häufig wird Wasser als Moderator verwendet) und Kühlmittel zum Transport der Wärmeenergie, die bei der Kernspaltung entsteht ( z.B. Wasser aber auch Gase (z.B. Helium) oder Flüssigmetalle (z.B. Natrium oder Blei). Die gegenwärtig weltweit am meisten eingesetzten Reaktortypen sind Leichtwasserreaktoren. Als Moderator und Kühlmittel kommt bei diesen Anlagen Wasser zum Einsatz. Leichtwasserreaktoren werden unterschieden in Siedewasserreaktoren ( SWR ) und Druckwasserreaktoren ( DWR ). In der Vergangenheit waren in Deutschland sowohl DWR als auch SWR in Betrieb. Info: Leichtwasserreaktoren Die verschiedenen Reaktortypen unterscheiden sich durch das verwendete Kühlmittel (Wasser, Gas oder flüssiges Metall) und den eingesetzten Moderator (ein Stoff, der schnelle Neutronen abbremst und dadurch die Kettenreaktion der Kernspaltung erst ermöglicht und aufrechterhält - thermische Spaltung). Als Moderator kann Wasser oder auch Kohlenstoff in Form von Graphit verwendet werden. Leichtwasserreaktoren Leichtwasserreaktoren kommen weltweit am häufigsten zum Einsatz. Zu den Leichtwasserreaktoren gehören Druckwasserreaktoren und Siedewasserreaktoren. In Leichtwasserreaktoren wird normales Wasser (leichtes Wasser) zur Kühlung eingesetzt. Gleichzeitig dient das Wasser als Moderator . Ein Molekül Wasser (H 2 O) besteht aus zwei Wasserstoffatomen und einem Sauerstoffatom. Besitzen beide Wasserstoffatome (H) im Kern nur ein Proton (positiv geladener Baustein), aber kein Neutron (ungeladener Baustein des Atomkerns), bezeichnet man die Verbindung mit Sauerstoff als "leichtes Wasser". Bei "schwerem Wasser" hingegen besitzen beide Wasserstoffatome im Kern ein Proton und ein Neutron. Diese Wasserstoffatome bezeichnet man auch als Deuterium - ein Isotop von Wasserstoff. Die Anzahl der Protonen und Neutronen im Kern bestimmen die Massenzahl eines Atomkerns. Die Wasserstoffatome von schwerem Wasser haben eine größere Masse (u≈2) als die Wasserstoffatome in leichtem Wasser (u≈1). Typen von Leichtwasserreaktoren Druckwasserreaktoren Druckwasserreaktoren ( DWR ) gehören wie die Siedewasserreaktoren zu den Leichtwasserreaktoren. Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR) © Deutsches Atomforum e. V. In Druckwasserreaktoren steht der Reaktordruckbehälter unter einem Druck von zirka 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers im Hauptkühlmittelkreislauf (auch Primärkreislauf genannt) trotz der dort herrschenden Temperatur von etwa 320 Grad Celsius ( °C ). Der für die Stromerzeugung benötigte Dampf wird über Dampferzeuger in einem weiteren Kreislauf - dem Sekundärkreislauf - produziert und dann auf die Dampfturbine weitergeleitet. Primärkreislauf - Hauptkühlmittelkreislauf des DWR Hauptkühlmittelpumpen pumpen das Wasser des Primärkreislaufes in den Reaktordruckbehälter, wo es von unten nach oben durch den Reaktorkern strömt. Das erwärmte Wasser verlässt den Reaktordruckbehälter und strömt in einem Kreislauf durch die Heizrohre der Dampferzeuger zurück zu den Hauptkühlmittelpumpen. Sekundärkreislauf des DWR Das Wasser im Sekundärkreislauf nimmt die Wärme des Primärkreislaufes über die Dampferzeuger auf und erwärmt sich dadurch auf etwa 280 °C . Da im Sekundärkreislauf ein niedriger Druck herrscht (etwa 60 bar), siedet das Wasser. Der entstehende Dampf des Sekundärkreislaufes treibt die Dampfturbine an, die mit einem Generator verbunden ist. Dritter Kreislauf des DWR Der Wasserdampf des Sekundärkreislaufes gibt seine Energie an die Turbine ab und kondensiert in einem Kondensator wieder zu Wasser, das in die Dampferzeuger zurückgespeist wird. Die freigewordene Wärme im Kondensator wird über einen dritten Kreislauf, dem Hauptkühlwassersystem, an den Fluss oder den Kühlturm abgegeben. Radioaktive Stoffe nur im Primärkreislauf Der Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Reaktorsicherheitsbehälter (Containment). Die Trennung von Hauptkühlmittel- und Sekundärkreislauf im DWR mittels Dampferzeuger verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen können. Das Maschinenhaus mit dem Sekundärkreislauf, der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiven Stoffe. Bei einem Störfall greifen Sicherheitseinrichtungen, um einen sofortigen Gebäudeabschluss des Reaktorsicherheitsbehälters zu erreichen. Steuerung der Kernspaltung im DWR Die Anzahl der Kernspaltungen kann durch neutronenabsorbierendes Material begrenzt werden. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren und regeln über die Eindringtiefe den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Schwerkraft in den Reaktorkern ein und beenden die Kettenreaktion. Neben den Steuerstäben wird zur Regulierung der Reaktivität im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors dem Primärkreislauf Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen , so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt. Siedewasserreaktoren Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR) © Deutsches Atomforum e. V. Siedewasserreaktoren ( SWR ) gehören wie die Druckwasserreaktoren zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. Im Siedewasserreaktor herrscht im Reaktordruckbehälter im Vergleich zum Druckwasserreaktor ( DWR ) ein relativ geringer Druck (etwa 70 bar, somit circa halb so hoch wie im DWR ). Das Kühlmittel Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Es verdampft bei etwa 290°C zum Teil oberhalb des Reaktorkerns (Dampfdom). Der entstehende Dampf wird über Dampftrockner, welche die im Wasserdampf enthaltene Feuchte abscheiden, direkt auf die Turbine geleitet und treibt diese an. Hauptkühlwassersystem Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übertragen hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Hauptkühlwassersystem) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen in den Reaktorkern zurückgespeist. Radioaktive Stoffe erreichen Turbine Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Da der Wasserdampf radioaktive Stoffe enthalten kann, können die Firschdampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Speisewasserleitungen radioaktive Ablagerungen enthalten. Daher gehört beim SWR auch das Maschinenhaus zum Kontrollbereich der Anlage mit entsprechenden Schutzeinrichtungen (zum Beispiel Abschirmung der Turbine). Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung den Reaktor sofort vom Maschinenhaus zu trennen (sogenannter Durchdringungsabschluss). Steuerung der Kernspaltung im SWR Im Reaktordruckbehälter vermischen dort integrierte Umwälzpumpen das aus dem Kondensator zurückgepumpte Speisewasser mit dem im Reaktordruckbehälter nicht verdampften Wasser. Je nach Umwälzmenge des Kühlwassers verändert sich die Temperatur des Kühlmittels, das die Brennelemente durchströmt. Dadurch wird auch der Anteil an Dampf im Bereich des Reaktorkerns beeinflusst. Dampf hat eine geringere Moderationswirkung als Wasser. Je mehr Dampf im Bereich des Reaktorkerns vorhanden ist, desto weniger Kernspaltungen laufen ab und somit sinkt die Reaktorleistung (negativer Dampfblasenkoeffizient). Durch Änderung der Drehzahl der Umwälzpumpen kann die Reaktorleistung somit über den Anteil der Dampfblasen im Kühlwasser beeinflusst werden. Ein geringerer Kühlmitteldurchsatz senkt die Reaktorleistung durch Erhöhung des Dampfblasenanteils und umgekehrt. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material (sogenanntes Neutronengift) enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von unten in den Reaktorkern eingefahren und regeln den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung werden die Steuerstäbe pneumatisch in den Reaktorkern "eingeschossen" und beenden die Kettenreaktion. Typen von Leichtwasserreaktoren Druckwasserreaktoren Druckwasserreaktoren ( DWR ) gehören wie die Siedewasserreaktoren zu den Leichtwasserreaktoren. Schematische Darstellung eines Druckwasserreaktors (DWR) © Deutsches Atomforum e. V. In Druckwasserreaktoren steht der Reaktordruckbehälter unter einem Druck von zirka 160 bar. Dieser hohe Druck verhindert das Sieden des Wassers im Hauptkühlmittelkreislauf (auch Primärkreislauf genannt) trotz der dort herrschenden Temperatur von etwa 320 Grad Celsius ( °C ). Der für die Stromerzeugung benötigte Dampf wird über Dampferzeuger in einem weiteren Kreislauf - dem Sekundärkreislauf - produziert und dann auf die Dampfturbine weitergeleitet. Primärkreislauf - Hauptkühlmittelkreislauf des DWR Hauptkühlmittelpumpen pumpen das Wasser des Primärkreislaufes in den Reaktordruckbehälter, wo es von unten nach oben durch den Reaktorkern strömt. Das erwärmte Wasser verlässt den Reaktordruckbehälter und strömt in einem Kreislauf durch die Heizrohre der Dampferzeuger zurück zu den Hauptkühlmittelpumpen. Sekundärkreislauf des DWR Das Wasser im Sekundärkreislauf nimmt die Wärme des Primärkreislaufes über die Dampferzeuger auf und erwärmt sich dadurch auf etwa 280 °C . Da im Sekundärkreislauf ein niedriger Druck herrscht (etwa 60 bar), siedet das Wasser. Der entstehende Dampf des Sekundärkreislaufes treibt die Dampfturbine an, die mit einem Generator verbunden ist. Dritter Kreislauf des DWR Der Wasserdampf des Sekundärkreislaufes gibt seine Energie an die Turbine ab und kondensiert in einem Kondensator wieder zu Wasser, das in die Dampferzeuger zurückgespeist wird. Die freigewordene Wärme im Kondensator wird über einen dritten Kreislauf, dem Hauptkühlwassersystem, an den Fluss oder den Kühlturm abgegeben. Radioaktive Stoffe nur im Primärkreislauf Der Reaktordruckbehälter und alle anderen Bestandteile des Primärkreislaufs befinden sich im Reaktorsicherheitsbehälter (Containment). Die Trennung von Hauptkühlmittel- und Sekundärkreislauf im DWR mittels Dampferzeuger verhindert, dass radioaktive Stoffe den Primärkreislauf verlassen können. Das Maschinenhaus mit dem Sekundärkreislauf, der Turbine und dem Generator enthält keine radioaktiven Stoffe. Bei einem Störfall greifen Sicherheitseinrichtungen, um einen sofortigen Gebäudeabschluss des Reaktorsicherheitsbehälters zu erreichen. Steuerung der Kernspaltung im DWR Die Anzahl der Kernspaltungen kann durch neutronenabsorbierendes Material begrenzt werden. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von oben in den Reaktorkern eingefahren und regeln über die Eindringtiefe den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung fallen die Steuerstäbe durch die Schwerkraft in den Reaktorkern ein und beenden die Kettenreaktion. Neben den Steuerstäben wird zur Regulierung der Reaktivität im Reaktorkern eines Druckwasserreaktors dem Primärkreislauf Borsäure zugesetzt. Bor absorbiert Neutronen , so dass sich durch Veränderung der Borsäurekonzentration der Reaktor regeln lässt. Siedewasserreaktoren Schematische Darstellung eines Siedewasserreaktors (SWR) © Deutsches Atomforum e. V. Siedewasserreaktoren ( SWR ) gehören wie die Druckwasserreaktoren zur Baulinie der Leichtwasserreaktoren. Im Siedewasserreaktor herrscht im Reaktordruckbehälter im Vergleich zum Druckwasserreaktor ( DWR ) ein relativ geringer Druck (etwa 70 bar, somit circa halb so hoch wie im DWR ). Das Kühlmittel Wasser strömt von unten nach oben durch den Reaktorkern und führt dabei die in den Brennstäben entwickelte Wärme ab. Es verdampft bei etwa 290°C zum Teil oberhalb des Reaktorkerns (Dampfdom). Der entstehende Dampf wird über Dampftrockner, welche die im Wasserdampf enthaltene Feuchte abscheiden, direkt auf die Turbine geleitet und treibt diese an. Hauptkühlwassersystem Der "verbrauchte" Dampf, der einen großen Teil seiner Energie an die Turbine übertragen hat, wird im Kondensator durch einen weiteren Kreislauf (Hauptkühlwassersystem) abgekühlt, wieder zu Wasser kondensiert und durch Pumpen in den Reaktorkern zurückgespeist. Radioaktive Stoffe erreichen Turbine Aus dem Sicherheitsbehälter führen die Rohrleitungen (Frischdampf- und Speisewasserleitungen) in das Maschinenhaus. Da der Wasserdampf radioaktive Stoffe enthalten kann, können die Firschdampfleitungen, die Turbine, der Kondensator und die Speisewasserleitungen radioaktive Ablagerungen enthalten. Daher gehört beim SWR auch das Maschinenhaus zum Kontrollbereich der Anlage mit entsprechenden Schutzeinrichtungen (zum Beispiel Abschirmung der Turbine). Eine Reihe von Sicherheitseinrichtungen ist eingebaut, um bei einer Störung den Reaktor sofort vom Maschinenhaus zu trennen (sogenannter Durchdringungsabschluss). Steuerung der Kernspaltung im SWR Im Reaktordruckbehälter vermischen dort integrierte Umwälzpumpen das aus dem Kondensator zurückgepumpte Speisewasser mit dem im Reaktordruckbehälter nicht verdampften Wasser. Je nach Umwälzmenge des Kühlwassers verändert sich die Temperatur des Kühlmittels, das die Brennelemente durchströmt. Dadurch wird auch der Anteil an Dampf im Bereich des Reaktorkerns beeinflusst. Dampf hat eine geringere Moderationswirkung als Wasser. Je mehr Dampf im Bereich des Reaktorkerns vorhanden ist, desto weniger Kernspaltungen laufen ab und somit sinkt die Reaktorleistung (negativer Dampfblasenkoeffizient). Durch Änderung der Drehzahl der Umwälzpumpen kann die Reaktorleistung somit über den Anteil der Dampfblasen im Kühlwasser beeinflusst werden. Ein geringerer Kühlmitteldurchsatz senkt die Reaktorleistung durch Erhöhung des Dampfblasenanteils und umgekehrt. Die Steuerstäbe des Reaktors, die neutronenabsorbierendes Material (sogenanntes Neutronengift) enthalten, werden elektromotorisch (Normalantrieb) von unten in den Reaktorkern eingefahren und regeln den Reaktor. Bei einer Schnellabschaltung werden die Steuerstäbe pneumatisch in den Reaktorkern "eingeschossen" und beenden die Kettenreaktion.
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 "Modellentwicklung zu Vorgängen im Containment für das GRS-Codesystem AC2 (ATHLET / CD / COCOSYS)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Im GRS-Codesystem AC2 werden Analysen zu Stör- oder Unfallabläufen in KKW zukünftig auf der Basis der nachfolgend genannten, gekoppelten Codes ermöglicht: 1) COCOSYS (Containment Code System) als detailliertes Analysewerkzeug für die Vorgänge im Sicherheitsbehälter (Containment); 2) ATHLET für die Vorgänge und Zustände im RDB bzw. im Primär- und Sekundärkühlkreislauf und 3) ATHLET-CD für die Phänomene bzw. für den Verlauf der Kernzerstörung im Reaktorkern bis hin zum Versagen des RDB und dem nachfolgenden Schmelzeaustrag ins Containment. Ziel dieses Vorhabens ist die Weiterentwicklung und Aktualisierung der Modelle für die Vorgänge im Sicherheitsbehälter in COCOSYS sowie die Arbeiten zur endgültigen Gestaltung der Kopplung zwischen COCOSYS und ATHLET/ATHLET-CD in AC2.
Das Projekt "Investigations of viscous venting and treatment of releases" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Hamburg-Harburg, Forschungsschwerpunkt Bautechnik und Meerestechnik, Arbeitsbereich Strömungsmechanik durchgeführt. General Information: Polymerization reactors are widely used throughout the industrialized world in the production processes of many common materials such as polystyrene, polyvinylchloride (PVC) and polyacrylates (e.g. plexiglass). A survey carried out in 1990 by the UK Health and Safety Executive showed that, over period up to 1987, an average of five serious industrial incidents due to runaway polymerization reactions occurred every two years. Against this background, and in the framework of reduction of risks to human health and the environment, many of Europe's leading chemical companies have expressed a strong need to improve the modelling capability available for the design of emergency pressure relief systems for such reactors. The present proposal is focussed on this area and is characterised by a problem-solving approach. Many runaway reactions that are of greatest concern are those that involve highly-viscous multiphase fluids (viscosities typically greater than 1000cP). There are considerable uncertainties in specifying the required safety valve and pipe sizes to handle such fluids so that, if activated, the emergency pressure relief systems will be able to discharge reactor contents at a rate that will prevent a dangerous build-up of pressure and temperature in the reactor vessel. However, the basic hindrance to the development of improved modelling techniques is the extremely limited experimental database on the flow of highly-viscous multiphase fluids (reacting and non-reacting) in vessels, safety valves and piping. In view of the variety of polymerization processes, it is necessary for this project to adopt a generic approach, i.e. to perform experiments that allow high-viscosity effects to be studied systematically and, on this basis, to develop generalised physical models for emergency pressure relief system design. The INOVVATOR Project has the following objectives: 1. To complement the very limited experimental database on high-viscosity multiphase flows by performing a number of experiments designed to fill certain critical knowledge gaps such as liquid-vapour distribution in reactor vessels, the pressure drop characteristics of safety valves and associated pipe systems and corresponding mass discharge rates. 2. To create a computer database containing these and other available experimental data related to high- viscosity multiphase flows. 3. To develop or improve the modelling technology for highly-viscous flows used in the design of emergency pressure relief systems. This would be validated against the above database. 4. To exploit and disseminate the products of the project, e.g. by publications, presentations at industrial working groups and by incorporating the improved models in existing design software. The resources necessary to achieve these objectives demand a trans-national approach. ... Prime Contractor: Commission of the European Communities, Institute of Systems, Informatics and Safety; Barasso; Italy.
Das Projekt "Kopplung des Containment Pool-Modells CoPool an COCOSYS" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Fraunhofer-Institut für Techno- und Wirtschaftsmathematik durchgeführt. Gesamtziel des Projektvorhabens ist die Ankopplung des dreidimensionalen thermofluiddynamischen Poolmodels (kurz CoPool) als optionales Modul an das Containment Code System (kurz COCOSYS) zur genaueren Berechnung der strömungsdynamischen und thermischen Verhältnisse in Raumbereichen im Sicherheitsbehälter von DWR und SWR, in denen große Wasservorlagen vorhanden sind (Kondensationskammer bei SWR) oder im Verlauf von Stör- und Unfällen entstehen (Sumpf und Reaktorgrube bei DWR, Steuerstabantriebsraum bei SWR). Die Projektleitung liegt beim Fraunhofer Institut Techno- und Wirtschaftsmathematik (ITWM), Kaiserslautern, Abteilung Strömungs- und Materialsimulation. Seitens des ITWM werden die erforderlichen Kompetenzen bezüglich Strömungsdynamik, numerischer Methoden, Softwaretechnik und Programmierung bereitgestellt. Arbeitspunkte sind Geometrie- und Datenvorbereitung, Kopplung CoPool an COCOSYS, Erweiterungen an CoPool, sowie Testrechnungen und Validierung. Becker Technologies leistet die fachliche/reaktortechnische Unterstützung und führt eigenständig Tests und Validierungen von Zwischenversionen des Programms durch. Die GRS beteiligt sich im Rahmen ihrer laufenden COCOSYS-Vorhaben wesentlich bei Datenhandling und der Kopplung von CoPool an COCOSYS. Dabei werden Anpassungen und Erweiterungen an COCOSYS durchgeführt, sofern sie für die Kopplung notwendig sind. Die GRS wird insbesondere vergleichende Simulationsstudien zwischen COCOSYS mit und ohne CoPool-Ankopplung durchführen.
Das Projekt "Teilvorhaben: Analytik für die Beprobung von Beton" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Strahlenschutz, Analytik & Entsorgung Roßendorf e.V. durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte, also dem unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden. Im Verbundvorhaben werden Mess- und Analyseverfahren entwickelt, mit denen es möglich ist, in-situ das Vorhandensein von Kontaminationen, deren Lage im Beton, deren Nuklidvektor, lokale Feuchte und Porosität der Betonmatrix sowie die Präsenz von Borverbindungen zu ermitteln. Für die hydraulische Permeabilität zwischen den Bohrungen werden Modellierungswerkzeuge entwickelt und angewendet. Weiterhin wird ein Konzept zur elektronischen Dokumentation von Daten aus Rückbauprojekten erarbeitet, welches für zukünftige Rückbauprojekte nutzbar ist. Die Ziele des VKTA innerhalb dieses Projektes sind die Herstellung relevanter radioaktiv kontaminierter Betonprobenkörper für die Validierung des Messsystems sowie die konzeptionelle Entwicklung eines automatisierten Bandfiltersystems für gammaspektroskopische Messung. Gleichzeitig sollen auch vergleichende Messungen mit herkömmlichen Analysemethoden gegenüber gestellt werden.
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 "Versuchsprogramm zum Spaltprodukt- und Wasserstoffverhalten im Containment - THAI IV - OECD 2" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Becker Technologies GmbH durchgeführt. Experimentelle Untersuchungen im technischen Maßstab zur Ausbreitung von Graphitstaub, zum Iodverhalten, zur H2-Deflagration und zur Wirkung eines Rekombinators. Die Versuche dienen der Klärung von sicherheitstechnisch bedeutsamen Fragen zur Abschätzung des radioaktiven Quellterms und der Bereitstellung von Daten für die Weiterentwicklung von Rechenmodellen, insbesondere von COCOSYS. Vorbereitung und Durchführung von folgenden Versuchen: Atmosphärische Strömung und Transport von Graphitstaub in Mehrraum-Geometrie; Freisetzung von molekularem Iod aus einem siedenden Wasserstrahl; Anlagerung von molekularem Iod an Aerosolpartikeln; Wasserstoff-Deflagration unter Einwirkung eines Sprühsystems; Anlaufverhalten eines passiven Rekombinators bei niedriger Sauerstoff-Konzentration.
Das Projekt "Weiterentwicklung von Modellen für Stör- oder Unfallabläufe im Sicherheitsbehälter" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt. Die Entwicklung von Modellen für Phänomene und Vorgänge im Sicherheitsbehälter wird fortgesetzt. Im Rechencode COCOSYS sollen neueste Erkenntnisse aus den experimentellen Forschungsvorhaben OECD-BIP, OECD-STEM und THAI in Modellen für das Iod- und Spaltproduktverhalten einfließen. Das Anwendungsspektrum von COCOSYS soll im Hinblick auf relevante neue Anforderungen aus zukünftigen Anlagendesigns erweitert werden, z.B. bei tiefen Wasserpools, etwa nach Flutung von Räumen, eine große Bedeutung zukommt, oder bei denen ein Kernfängersystem Bestandteil des Sicherheitskonzeptes ist. Weitere Verbesserungen sind in einer realitätsnäheren Darstellung des Schmelzeverhaltens im SB sowie von Wasserstoffverbrennungen geplant. Die Einbindung von GRS-Arbeiten in internationale Aktivitäten z.B. in den EU-Vorhaben JASMIN (zur Ertüchtigung von ASTEC für natriumgekühlte, schnelle Reaktoren) und CESAM (zur Verbesserung der Modellbasis und der Anwendbarkeit von ASTEC auf Referenzanlagentypen bzw. Unfallszenarien), sowie an div. internationalen Arbeitsgruppen werden fortgesetzt. Die Qualität soll durch intensive Pflegemaßnahmen für den Quellcode von COCOSYS und für die Dokumentation gesichert werden. 1. Iod- und Spaltproduktverhalten, 2. Thermohydraulik im SB und H2-Verbrennung, 3. Schmelze-Verhalten im SB, 4. Konsolidierung von Quellcode und Dokumentation, 5. Internationale Einbindung von Arbeiten, 6. Nutzerrückflüsse und Qualitätssicherung und 7. Projektmanagement und Dokumentation. Erfolgsaussichten bestehen darin, dass COCOSYS im Rahmen nationaler und internationaler Genehmigungsfragen und für wissenschaftliche Untersuchungen an verschiedenen Instituten eingesetzt wird. ASTEC ist in den EU-Forschungsprogrammen ein wichtiger Kernpunkt, der mit vielen Aktivitäten des Netzwerkes im Rahmen der NUGENIA-Plattform stark verwoben ist. Das Vorhaben nutzt zum Teil bereits bestehende Netzwerke (z.B. im Rahmen der EU-Vorhaben CESAM und JASMIN).
Das Projekt "Entwicklung von Messtechnik zur Beprobung kontaminierter Betonbaukörper kerntechnischer Anlagen während des Rückbaus" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technische Universität Dresden, Institut für Energietechnik, Professur für Wasserstoff- und Kernenergietechnik durchgeführt. Während der Beprobung der Betonstrukturen des Reaktorgebäudes im Kernkraftwerk Stade wurden Kontaminationen in der Betonkalotte, also dem unteren Teil des Reaktorsicherheitsbehälters, vorgefunden. Diese wurden durch Primärkreiswasser während des Anlagenbetriebes eingetragen. Es ist davon auszugehen, dass dieses Problem auch andere kerntechnische Anlagen in Deutschland und weltweit betrifft. Für den Rückbau der Betonstrukturen ist ein Ermitteln und Kartieren der Kontaminationen notwendig. Dies erfolgt nach dem aktuellen Stand der Technik durch Kernbohrungen und Laboranalysen des Bohrkernmaterials. Dabei schränken fehlende Zugänglichkeit, baustatische Randbedingungen und Kosten die Zahl der Beprobungsbohrungen ein. Eine Alternative zu Kernbohrungen sind Bohrungen ins Volle. Mit schmalen Bohrlöchern können deutlich mehr Bohrungen gesetzt werden, ohne die Baustatik zu gefährden. Da bei diesem Bohrverfahren keine Bohrkerne für eine Analytik zur Verfügung stehen, müssen neue Mess- und Analysetechniken entwickelt werden.
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| Bund | 32 |
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| Förderprogramm | 31 |
| unbekannt | 1 |
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| geschlossen | 1 |
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