Aktuelle Forschungsprojekte

CESAM

Code for European Severe Accident Management
(Code für das Europäische Management schwerer Störfälle)

Das F&E-Projekt CESAM zielt auf die Verbesserung der europäischen Referenzcodes ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) ab, der für Managementanalysen bei schweren Unfällen in Kernkraftwerken (KKWs) verwendet wird. Die Forschungsaktivitäten werden gemeinsam von 18 Projektpartnern aus 12 europäischen Ländern und Indien durchgeführt. Zuerst werden die aktuellen Modellierungsfähigkeiten von ASTEC für die relevanten Phänomene bei schweren Unfällen bewertet. Dadurch ergeben sich Empfehlungen für die weitere Code-Entwicklung und Modellverbesserungen im Rahmen des Projekts. Die verbesserten ASTEC-Modelle werden danach anhand von Experimenten validiert und für Reaktor-Anwendungen geprüft. ASTEC-Referenzdatensätze für die wichtigsten generischen Typen von Kernkraftwerken werden von den Partnern zusammen erstellt. Danach können verschiedene Unfallszenarien in KKWs simuliert werden, um mögliche Verbesserungen der Maßnahmen bei schweren Störfällen zu analysieren, und um geeignete Anleitungen hinsichtlich der Anwendung von ASTEC für KKW-Analysen festzulegen.

Gefördert durch: Europäische Union (7tes Rahmenprogram)

Laufzeit: April 2013 – März 2017

Ansprechpartner: Dipl.-Ing. C. D‘ Alessandro, Dr.-Ing. M. Buck und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

↑ Inhaltsverzeichnis



ENEN-RU II

Basierend auf den Ergebnissen des FP 7 ENEN-RU Projekts, soll im FP7 ENEN-RU II Projekt das Rahmenprogramm der Zusammenarbeit zwischen EU und der russischen Föderation im Hinblick auf Ausbildung und Training im Nuklearbereich ausgebaut werden. Dies umfasst eine weitere Analyse der Zusammenarbeit, sowohl kurz- als auch langfristig; Definition von Kooperationsmöglichkeiten und –hemmnissen und außerdem die Fortführung gemeinsamer Unterrichts- und Übungssessions, die im Rahmen des Projekts durchgeführt werden.

Die Einzelziele des Projektes sind:

  • Definition eines Plans zur Implementierung, basierend auf den Bedürfnissen einer langzeitigen Kooperation, auf den man sich im Rahmen des Vorgängerprojekts ENEN-RU einigte
  • Lösung der Schwierigkeiten einer Kooperation, die im ENEN-RU Projekt identifiziert wurden,
  • diesen Plan zur Implementierung nachhaltig umzusetzen,
  • das Rahmenprogramm des Wissensmanagement zu betreiben
  • die Unterrichts- und Trainingseinrichtungen, -labors und ausrüstung aufzulisten und fördern.

 

Gefördert durch: Europäische Union, GA Nr.: 605149

Laufzeit: Juli 2014 – Juni 2017

Ansprechpartner: N. Kaufmann M.A.

↑ Inhaltsverzeichnis



MSKRS

Modellentwicklung zu Schmelzeverhalten und Kühlbarkeit in Reaktordruckbehälter und Sicherheitsbehälter

Im Projekt MSKRS werden Simulationsmodelle für Sicherheitsanalysen bereitgestellt, die eine realistische Simulation der Prozesse während des Kernschmelzens im Reaktordruckbehälter sowie im Sicherheitsbehälter ermöglichen. Insbesondere sollen die Möglichkeiten einer Kühlung und Stabilisierung von Schüttbetten, sowohl im Reaktordruckbehälter als auch im Sicherheitsbehälter untersucht werden können. Hierzu sollen neben der Weiterentwicklung bereits in ATHLET-CD (Analyse der Thermohydraulik von Lecks und Transienten- Core Degradation) integrierter Modelle auch erstmalig Modelle zum Schmelzeverhalten in einer wassergefüllten Reaktorgrube bereitgestellt und für die Ankopplung an Systemcodes für den Sicherheitsbehälter vorbereitet werden. Um auch Schüttbettkonfigurationen beurteilen zu können, die aufgrund ihrer Asymmetrie eine dreidimensionale Beschreibung erfordern, werden die Modellansätze von zwei auf drei Dimensionen erweitert.

Gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie, Förderkennzeichen: 1501482

Laufzeit: August 2014 – Juli 2017

Ansprechpartner: Dipl.-Ing. W. HilaliDr.-Ing. M. Buck und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

↑ Inhaltsverzeichnis



PALAWERO

Passive Lagerbeckenkühlung durch Wärmerohre ̶ Verbesserung und Validierung numerischer Modelle

Die Haverie der Fukushima Daiichi Kernkraftwerksblöcke 1 - 4 hat die zuverlässig gesicherte Nachwärmeabfuhr in den Fokus aktueller Reaktorsicherheitsforschung gerückt. In diesem Zusammenhang sind insbesondere passive, autark arbeitende Wärmeabfuhrsysteme von Interesse, die aufgrund ihrer auf Naturgesetzen basierenden Funktionsweise (Schwerkraft, Naturkonvektion) im Vergleich zu aktiven wärmetechnischen Maßnahmen (Pumpenkreisläufe mit entsprechenden Wärmeübertragern) entscheidende Vorteile, z. B. keine Notwendigkeit einer externen Energieversorgung und leittechnischen Steuerung/Kontrolle des Systems, bieten. Wärmerohre (Heat Pipes) oder Zwei-Phasen-Thermosiphons (Gravitationswärmerohr ̶ einfachste Heat Pipe Bauform) können wegen ihres passiven Funktionsprinzips als redundantes, inhärent sicheres Wärmeübertragungssystem beispielsweise in Nasslagern (Brennelementlagerbecken) eingesetzt werden.

Im Rahmen des Forschungsvorhabens werden experimentelle Untersuchungen zur Charakterisierung des Wärmeübertragungsverhaltens von langen Wärmerohren/Thermosiphons (Rohrlänge >10 m) durchgeführt. Hierzu dienen einerseits Experimente in einem Laborversuchsaufbau bei definierten thermischen Randbedingungen und andererseits Messungen in einem Dachversuchsstand unter praxisnahen, wetterabhängigen atmosphärischen Betriebsbedingungen, die eine große Bandbreite an Daten unterschiedlicher Betriebszustände der Wärmerohre/Thermosiphons zur Verfügung stellen. Die experimentellen Daten werden zur Überprüfung und Verbesserung bestehender numerischer Modelle für Wärmerohre/Thermosiphons sowie zur Erstellung einer abgesicherten Wärmetransportkorrelation und eines validierten mechanistischen Simulationsmodells, welches im integralen Systemcode ATHLET implementiert werden soll und nachfolgend in Sicherheitsanalysen für die Bewertung von Wärmerohr-/Thermosiphon-Wärmeübertragungssystemen in Nuklearanlagen eingesetzt werden kann, verwendet.

Das Forschungsprojekt wird in enger Zusammenarbeit mit der Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS) bearbeitet, die im Rahmen eines parallel durchgeführten Forschungsvorhabens die Simulationsmodellentwicklung für ATHLET ausführt.

Gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie, Förderkennzeichen: 1501515

Laufzeit: Dezember 2015 – November 2018

Ansprechpartner: M.Eng. C. Graß, Dipl.-Ing. T. Boldt, Dr.-Ing. R. Kulenovic und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

↑ Inhaltsverzeichnis



sCO2MA

Superkritisches CO2 - Machbarkeitsstudie

In diesem Projekt wird die Realisierbarkeit eines autarken Nachwärmeabfuhrsystems untersucht, welches bei einem Unfall in einem Kernreaktor mit gleichzeitigem Ausfall der Hauptwärmesenke und der Notstromversorgung die Nachwärme sicher und zuverlässig in eine diversitäre ultimative Wärmesenke abführen kann.

Hierzu wird die Machbarkeitsstudie „sCO2-MA“ durchgeführt, die zum einen Möglichkeiten und Einsatzgrenzen eines solchen Systems in einem Kraftwerk untersucht. Hierzu werden Parameterstudien mit dem deutschen Systemcode ATHLET durchgeführt. Zum anderen soll die technische Realisierbarkeit untersucht werden, d.h. es sollen Komponenten des Kreislaufes spezifiziert werden. Im Kontakt mit Herstellern wird so ein mögliches Layout des Nachwärmeabfuhrsystems entworfen.

Mit Hilfe dieser Machbarkeitsstudie soll das Potenzial eines solchen Systems zur Nachrüstung in einem Kernkraftwerk oder einer kerntechnischen Anlage abgeschätzt werden, um eine Entscheidung über den Start einer detaillierteren Untersuchung zu treffen.

Gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie, Förderkennzeichen: 1501494

Laufzeit: März 2015 - Februar 2016

Ansprechpartner: Dr.-Ing. R. Mertz und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

↑ Inhaltsverzeichnis



TROBEL

Numerische Simulation von Strömungsvorgängen im Sicherheitsbehälter mit CFD-Methoden

Tropfenbeladene Strömungen beeinflussen sehr stark das thermohydraulische Verhalten im Containment eines Druckwasserreaktors (DWR). Solche Tropfenströmungen kommen unter anderem in französischen und osteuropäischen Druckwasserreaktoren in Form von Sprühkühlungen vor. Die Sprühkühlung sorgt im Falle eines Lecks im Primärkreislauf dafür, dass sich der durch den ausgetretenen Wasserdampf erhöhte Druck im Containment durch Temperaturreduzierung begrenzen lässt. Durch den Dichteunterschied zwischen dem heißen Wasserdampf und den sich im Containment befindlichen kälteren Gasen kommt es zu einer Naturkonvektion bzw. zu einer Zirkulationsströmung. Ebenso kann sich der Wasserdampf an den Wänden abkühlen (Wandkondensation) bzw. es kommt aufgrund der niedrigen Temperatur zu einer Übersättigung der Containmentatmosphäre unter Ausscheidung der Flüssigkeit (Volumenkondensation).

Ziel des Projekts TROBEL ist es, die genannten Strömungsphänomene Sprühkühlung, Naturkonvektion und Kondensation anhand der CFD-Methoden zu simulieren.

Gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie, Förderkennzeichen: 1501493

Laufzeit: März 2015 - Februar 2018

Ansprechpartner: M.Sc. C. Kaltenbach, Dipl.-Ing. A. Mansour und Prof. Dr.-Ing. E. Laurien

↑ Inhaltsverzeichnis



UNSCHRO

Experimentelle Untersuchung und numerische Simulation der turbulenten Strömung und Strukturwechselwirkung in der Nähe von Schweißnähten und rissartigen Lecks

Das Verständnis und die quantitative Beschreibung der strömungsmechanischen und strukturmechanischen Wechselwirkungsvorgänge in Rohrleitungen bei turbulenter und thermisch fluktuierender Durchströmung infolge von Vermischungsvorgängen ist Voraussetzung für die sicherheitstechnische Bewertung und die Entwicklung von Versagenskriterien im Kühlkreislauf von Kernkraftwerken. Im Rahmen des Verbundprojekts UNSCHRO werden in Zusammenarbeit mit der Materialprüfungsanstalt Universität Stuttgart Untersuchungen an einer Rohrrundschweißnaht und an rissartigen Lecks unter thermisch fluktuierender Beanspruchung stromab einer Vermischungsstelle durchgeführt. Im modular aufgebauten Rohrleitungsversuchsstand (Fluid-Struktur-Interaktion (FSI) Versuchskreislauf) werden die turbulenten Strömungsgrößen und die Temperaturverteilung in der Rohrwand in der Nähe einer Schweißnaht sowie an einer rissartigen Leckstelle bei realitätsnahen Versuchsbedingungen (Druck bis zu 80 bar, Temperatur bis zu 280 °C) untersucht. Die Strömungs-Struktur Wechselwirkung wird außerdem mit zeitabhängig gekoppelten numerischen Simulationen (CFD und FEM) analysiert sowie mit den erhaltenen experimentellen Ergebnissen verglichen.

Gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung, Förderkennzeichen: 02NUK040B

Laufzeit: Oktober 2014 - September 2017

Ansprechpartner: M.Sc. S. Schmid, M.Sc. Mi Zhou und Dr.-Ing. R. Kulenovic

↑ Inhaltsverzeichnis



VERMIT

Experimentelle und numerische Untersuchung von Strömungsformen bei Vermischung in der Umgebung eines Rohrleitungs-T-Stücks

In Rohrleitungssystemen von Kernkraftwerken kann es aufgrund von Strömungsturbulenzen und Temperaturschichtungen zu Ermüdungs- und Korrosionserscheinungen kommen. Diese können sogar bereits nach kurzen Laufzeiten zu Fehlfunktionen oder Schädigungen in den Komponenten von Kühlkreisläufen führen. Stellvertretend sollen isotherme Strömungen ohne und mit Dichteschichtung in der Nähe einer generischen Einspeisestelle (horizontales T-Stück) untersucht werden. Am MFI Versuchstand des IKE können Dichteunterschiede in den beiden Zuläufen des T-Stücks mit Hilfe von Glukoselösungen eingestellt werden, welche im realen Kühlkreislauf Temperaturunterschiede repräsentieren. Es soll experimentell untersucht werden, unter welchen Bedingungen es zu Ausbildung bestimmter Strömungsformen kommt. Begleitend dazu sollen CFD Simulationen mit OpenFOAM unter Anwendung der Grobstruktursimulation (LES) durchgeführt werden. Die Untersuchungen liefern zum einen den Beitrag zum Verständnis von turbulenten und geschichteten Vermischungsvorgängen in der Nähe einer Einspeisestelle. Zum anderen ermöglichen sie die Entwicklung und Validierung einer effizienten Methode zu Vorhersage der turbulenten Vermischungsvorgänge. Die Anwenderbarkeit der LES soll anschließend anhand eines vertikalen T-Stücks demonstriert und experimentell überprüft werden.

Gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie, Förderkennzeichen: 1501508

Laufzeit: August 2015 - Juli 2018

Ansprechpartner: M.Sc. A. Isaev und Prof. Dr.-Ing. E. Laurien

↑ Inhaltsverzeichnis



Bio-H2 (abgeschlossen)

Photosynthetische Bio-Wasserstoffproduktion mit Purpurbakterien ohne Licht

In einem Gemeinschaftsprojekt mit Kollegen vom Institut für Biomaterialien und biomolekulare Systeme, Abteilung Bioenergetik, wird im Wasserstofflabor des IKE ein neuartiger Ansatz zur Produktion von Bio-Wasserstoff mit Purpurbakterien erforscht. Hierzu wurde am IKE ein Versuchsstand gebaut, bestehend aus zwei Behältern, die mit Druck-, Temperatur- und pH-Sensoren, Spektrometeranschlüsse etc. ausgestattet sind. An eine Messdatenerfassung angeschlossen konnte die Wasserstoffproduktion in Vorversuchen bereits nachgewiesen werden. Ziel des vorliegenden Projektes ist es, in einer ersten, neunmonatigen Sondierungsphase die Wasserstoffproduktion zu quantifizieren. Bei Erfolg ist es möglich, eine zweite mehrjährige Machbarkeitsphase durchzuführen, um die Biowasserstofferzeugung in ein Produkt der Bioökonomie zu überführen.

Gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung, „Neue Ideen für die Bioökonomie“, Förderkennzeichen: 031B0135

Laufzeit: März 2016 – November 2016 (Sondierungsphase)

Ansprechpartner: Dipl.-Ing. T. Boldt, Dr.-Ing. R. Mertz, (IBBS), (IBBS), Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

↑ Inhaltsverzeichnis



BodenseeOnline (abgeschlossen)

Der Bodensee ist mit einer maximalen Tiefe von 254 m, einer Oberfläche von ca. 535 km² und einem Gesamtvolumen von annähernd 50 km³ der größte Voralpensee am Nordrand der Alpen. Für den Bodensee wurde ein Online Informations- und Notfallschutzsystem zur Vorhersage des hydrodynamischen Verhaltens und der Wasserqualität im Rahmen eines Verbundforschungsprojektes BodenseeOnline entwickelt, das vom Bundesministerium für Bildung und Forschung und von der Deutschen Forschungsgemeinschaft finanziert wurde. Ergebnisse von BodenseeOnline werden auch von der Internationalen Gewässerschutzkommission für den Bodensee für wasserwirtschaftliche Entscheidungen genutzt. Außerdem steuern die Seewasserwerke am Bodensee wichtige Daten für den Betrieb und die Kontrolle von BodenseeOnline bei.

BodenseeOnline besteht aus einer umfassenden Datenbank, in der sowohl historische Daten als auch aktuelle Messinformationen gespeichert werden. Für die Simulationsrechnungen kommt ein dreidimensionales hydrodynamisches Modell für die Seeströmung in Kombination mit einem Windmodell (IKE) und einem biogeochemisches Modell, das mit dem hydrodynamischen Modell gekoppelt ist, zur Anwendung. Die Nutzer Institut für Seenforschung (ISF), Internationale Gewässerschutzkommission (IGKB), Arbeitsgemeinschaft Wasserwerke Bodensee-Rhein (AWBR) und Gefahrenabwehr (Feuerwehr, Wasserpolizei, Katastrophenschutz) am Bodensee haben über einen geschützten Zugang Zugriff auf alle wichtigen Daten und Modellinterpretationen, die eine detaillierte Einschätzung der jeweiligen Situation ermöglichen.

Der öffentliche Teil von BodenseeOnline stellt für Anwohner und Besucher des Sees folgende aktuelle Informationen über die nächsten 3 Tage zur Verfügung:

  • Wassertemperaturen
  • Windverhältnisse über dem See
  • Wellenhöhen und Richtung
  • Seeströmung

Mittlerweile hat die LUBW das System übernommen, wo es von KUP und IKE weiterentwickelt wird.

Gefördert durch: Ministerium für Umwelt, Klima und Energiewirtschaft, AZ: 1-0272.2

Laufzeit: Februar 2014 – Dezember 2016

Ansprechpartner: N. Kaufmann M.A.

↑ Inhaltsverzeichnis



DEBRIS (abgeschlossen)

Experimentelle Untersuchungen zu Kühlbarkeit und Fluten prototypischer Schüttbett-Konfigurationen -
Phase II: Flutexperimente

Bei einem schweren Reaktorstörfall mit Kühlmittelverlust kann es zu einem Aufschmelzen und einer Verlagerung von Kernmaterial in das untere Plenum des Reaktordruckbehälters (RDB) kommen, wo die Schmelze im Restwasser fragmentieren und ein Schüttbett (Debris) ausbilden kann. Bei unzureichender Abfuhr der Nachzerfallswärme des Schüttbetts kann der RDB-Behälter derart thermisch belastet werden, dass ein Versagen der RDB-Wand (Durchschmelzen) eintritt. Die Abschätzung der Kühlbarkeit von Debris-Schüttbetten ist daher eine wesentliche sicherheitstechnische Fragestellung in der Reaktorsicherheitsforschung, insbesondere hinsichtlich des Accident-Managements zur Beherrschung des genannten Szenarios in einer weit fortgeschrittenen späten Störfallphase.

Gegenstand des im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung vom BMWi geförderten Vorhabens sind grundlegende Einzeleffekt-Experimente mit volumetrisch beheizten Schüttbetten. Die Durchführung der Experimente an der IKE Versuchsanlage DEBRIS dient der Erstellung einer experimentellen Datenbasis zur Validierung und Weiterentwicklung numerischer Simulationsmodelle, welche speziell die thermofluiddynamischen Vorgänge in Debris-Schüttungen adäquat beschreiben. Die Modelle fließen in das integrale Rechenprogramm-System ATHLET/ATHLET-CD ein, das zur Simulation von Transienten, Störfall- und Unfallabläufen in Sicherheitsanalysen für Leichtwasserreaktoren eingesetzt wird.

Gefördert durch: Bundesministerium für Wirtschaft und Energie, Förderkennzeichen: 1501507

Laufzeit: September 2015 – August 2016

Ansprechpartner: Dipl.-Ing. S. Leininger und Dr.-Ing. R. Kulenovic

↑ Inhaltsverzeichnis



DNS-sCO2 (abgeschlossen)

Für die zukünftige Energieerzeugung ist Kohlendioxid (CO2) bei superkritischem Druck (sCO2) ein attraktiver Wärmeträger. Der Wärmeübergang dieser überkritischen Strömungen ist sehr komplex und wird daher in dem Projekt theoretisch untersucht. Dazu wird die Methode der Direkten Numerischen Simulation (DNS) mit der CFD-Software OpenFOAM entwickelt und auf dem Höchstleistungsrechenzentrum Stuttgart (HLRS) angewendet. Bei einer mit konstanter Wärmestromdichte beheizten Rohrströmung kann die Wandtemperatur bei Durchgang durch den pseudokritischen Punkt an derjenigen Stelle stark ansteigen, wo die thermophysikalische Eigenschaften an der Wand stark variieren. Die grundlegenden Mechanismen dieser Verschlechterung und auch diejenigen einer anschließenden Verbesserung werden mit Hilfe der Turbulenzstatistik untersucht. Die Ergebnisse erklären den Einfluss von Beschleunigung und Auftriebskräften auf die Relaminarisierung der Strömung. Diese Untersuchung unterstützt auch die Entwicklung von zukünftigen Turbulenzmodellen.

Gefördert durch: Forschungsinstitut für Kerntechnik und Energiewandlung e.V.

Laufzeit: März 2013 – März 2016

Ansprechpartner: Prof. Dr.-Ing. E. Laurien

↑ Inhaltsverzeichnis



JASMIN (abgeschlossen)

Joint Advanced Severe Accidents Modelling and Integration for Sodium-Cooled Fast Neutron Reactors
(Fortschrittliches Modellieren schwerer Störfälle und Integration von Natrium-gekühlten schnellen Neutronenreaktoren)

Im Rahmen des JASMIN Projekts ist das IKE an der Entwicklung eines robusten, fortschrittlichen Simulationstools für Sicherheitsanalysen von Natriumgekühlten schnellen Reaktoren, hauptsächlich zur Untersuchung schwerer Störfälle, beteiligt. Ziel ist es, einen neuen europäischen Störfallcode ASTEC-Na zu schaffen, der verbesserte Modelle, die dem Fortschritt der neueren Forschung im Bereich der Leichtwasserreaktoren Rechnung tragen, mit moderner Softwarearchitektur und hoher Flexibilität vereint, um innovatibe Reaktordesigns berücksichtigen zu können. Ausgangspunkt ist der von IRSN und GRS für Leichtwasserreaktoren entwickelte Integralcode ASTEC. Bei den heute verfügbaren Codes für schnelle Natrium gekühlte Reaktoren handelt es sich um Entwicklungen aus den 80er Jahren, die an damalige Reaktordesigns angepasst sind. Im Gegensatz zu den älteren Codes, in denen wichtige Phänomene zur Bewertung der Sicherheit schneller Systeme separat behandelt werden, soll der neue Code ASTEC-Na die Möglichkeit bieten, alle diese Phänomene in einem einheitlichen Tool zu erfassen (Initialisierungsphase, Verhalten des Sicherheitsbehälters, Quelltermermittlung,...).  Damit wird der aktuelle Stand der Entwicklungen für Leichtwasserreaktoren genutzt und für Untersuchungen von Störfällen in schnellen Reaktoren nutzbar gemacht.

Das Projekt wurde  im Dezember 2011 ins Leben gerufen mit einer Dauer von vier Jahren. Beteiligte Organisationen sind:

  • Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire
  • Karlsruhe Institute for Technology
  • Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH
  • Agenzia Nazionale per le Nuove Tecnologie, l'Energia e lo Sviluppo Economico Sostenibile
  • Centro de Investigaciones Energeticas Medio Ambientales y Tecnologicas
  • Universität Stuttgart
  • EURATOM Joint Research Centres
  • AREVA NP SAS
  • Electricité de France SA


Gefördert durch:
Europäische Union, FP7-295802

Laufzeit: Dezember 2011 – November 2015

Ansprechpartner: Dipl.-Phys. N. Guilliard und Dr.-Ing. M. Buck

↑ Inhaltsverzeichnis



LES-T-Junction (abgeschlossen)

Experimentelle und numerische Untersuchung der Thermo-Fluid Dynamik der Strömungsvermischung in einem T-Stück-Rohrleitungssystem

Die turbulente Vermischung von heißen und kalten Kühlmittelströmungen in T-förmigen Rohrleitungsverbindungen kann in Kernkraftwerken (z. B. im Nachwärmeabfuhrsystem) sicherheitsrelevante, komplexe thermomechanische Strukturbelastungen im Rohrleitungssystem induzieren, die bei zyklischer Wiederkehr zur thermischen Materialermüdung (High Cycle Thermal Fatigue - HCTF) führen. Im Bereich der Vermischungszone kann dieses Strömungs-phänomen eine Schädigung des Rohrwandmaterials (z. B. kleine Risse, wanddurchdringende Risse mit Leckagen) bis hin zu einem vollständigen Rohrversagen (Rohrabriss) verursachen.

Im Rahmen des Projekts wird die Vermischung der Strömungen in einem T-Stück für kraftwerksrelevante Bedingungen (∆Tmax=260 K, pmax=75 bar) experimentell am FSI-Versuchskreislauf (Fluid Structure Interaction), der von der MPA –Materialprüfungsanstalt Universität Stuttgart und IKE gemeinsam betrieben wird, untersucht. Gleichzeitig werden numerische Strömungssimulationen (CFD) mit Hilfe der Grobstruktur-Simulationsmethode (LES - Large-Eddy Simulation) durchgeführt, um einen detaillierten Einblick über die Vermischungsvorgänge im T-Stück zu erhalten. Anhand der experimentellen Daten werden die Simulationsergebnisse verifiziert.

Gefördert durch: Deutscher Akademischer Austauschdienst (DAAD)

Laufzeit: Oktober 2012 – März 2016

Ansprechpartner: M.Tech. K. Selvam und Prof. Dr.-Ing. E. Laurien

↑ Inhaltsverzeichnis



sCO2-HeRo (abgeschlossen)

Supercritical CO2 heat removal system
(Wärmeabfuhrsystem mit superkritischem CO2)

Das mit überkritischem CO2 betriebene Nachwärmeabfuhrsystem, „sCO2-HeRo“, führt die Nachzerfallswärme von Kernbrennstoffen sicher, zuverlässig und effizient, und vor allem ohne die Notwendigkeit von externen Stromquellen ab, was insbesondere für den Fall eines Station Blackout bei gleichzeitigem Verlust der Hauptwärmesenke von Interesse ist. Dieses System kann daher als eine ausgezeichnete Back-up-Lösung für die Kühlung des Reaktorkerns oder eines Lagers mit abgebranntem Brennstoff angesehen werden. sCO2-HeRo ist ein sehr innovatives Sicherheitskonzept: Autark, selbst-startend, sehr kompakt und auf einem mit überkritischem Kohlendioxid operierenden Joule-Kreislauf basierend, sodass es die Sicherheit der bestehenden und fortschrittlichen Siede- (SWR) und Druckwasserreaktoren (DWR) verbessern kann. Da dieses System durch die Nachzerfallswärme selbst angetrieben wird, bietet es unter Umständen die Möglichkeit, auch auslegungsüberschreitende Unfälle in Leichtwasserreaktoren zu beherrschen.

Mit Hilfe numerischer Werkzeuge, wie fortschrittlicher numerischer Simulation (CFD) und kleiner Experimente, die dazu dienen die Leistung der Komponenten der kompakten Wärmetauscher und des Turbomaschinensatzes zu bestimmen, soll die wissenschaftliche und praktische Reife dieses Systems nachgewiesen werden. Um die Anwendbarkeit des Systems zu demonstrieren, wird eine kleine Demonstrationsanlage am Glasmodell der „Gesellschaft für Simulatorforschung“ (GfS) installiert und betrieben. Weiterhin wird das Potential dieses Systems, auf Störfälle und auslegungsüberschreitende Unfälle zu reagieren, mit Hilfe des deutschen Schwerstörfallcodes ATHLET bestimmt.

Zur Projekthomepage

Gefördert durch: Europäische Union (Horizon 2020), Förderkennzeichen: 662116

Laufzeit: September 2015 - August 2018

Ansprechpartner: M.Sc. M. Strätz, Dr.-Ing. R. Mertz und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

↑ Inhaltsverzeichnis



WASA-BOSS (abgeschlossen)

Weiterentwicklung und Anwendung von Severe Accident Codes - Bewertung und Optimierung von Störfallmaßnahmen

Logo_WASA_BOSS_FinalIm deutschen Verbundprojekt WASA-BOSS arbeiten Forscher verschiedener Institute und Universitäten zusammen, um die Leistung von Severe Accident Codes zu verbessern. Im Rahmen des Projektes werden verschiedene Maßnahmen untersucht, die einen potentiellen Unfall mit auftretendem Kernschmelzen aufhalten sollen. Des Weiteren soll der gesamte Unfallablauf vom auslösenden Ereignis bis hin zur Freisetzung in die Umgebung simuliert werden. Dazu wird die Modellierung von Prozessen im unteren Plenum von Siedewasserreaktoren erweitert, sowie eine Option der Außenkühlung des Reaktordruckbehälters entwickelt. Dabei kommen die Störfallcodes ATHLET-CD, COCOSYS und MELCOR zum Einsatz. Sowohl die Modellierung als auch die Validierung der Code-Erweiterungen basiert auf relevanten Experimenten.

Gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung, Förderkennzeichen: 02NUK028C

Laufzeit: März 2013 - Februar 2016

Ansprechpartner: Dr.-Ing. M. Buck und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

 

↑ Inhaltsverzeichnis