Aktuelle und abgeschlossene Forschungsprojekte

Innovation in Supercritical CO₂ Power generation systems

Das Hauptziel dieses vierjährigen Arbeitsprogramms ist die Durchführung modernster multidisziplinärer Forschungs- und Entwicklungsarbeiten, um das Verständnis der Technologie überkritischer CO₂-basierter Stromerzeugungssysteme und ihres Potenzials für einen grundlegenden Wandel der thermischen Stromerzeugung zu verbessern und damit einen wichtigen Beitrag zur Erreichung der Null-Emissionsziele für 2050 zu leisten, während gleichzeitig eine spezialisierte Ausbildung für 15 Doktoranden angeboten wird, um das Rückgrat einer wichtigen Industrie zu schaffen. Die technischen Ziele dieser Forschung sind:

1. Entwicklung fortschrittlicher Modelle und Auslegungstools, die eine optimale Integration von Komponenten von sCO₂-Energiesystemen für verschiedene thermische Energiequellen und Endanwendungen ermöglichen
2. Entwicklung präziser Vorhersagewerkzeuge für die Simulation des instationären Betriebs von sCO₂-Kreisläufen und Untersuchung innovativer Konzepte für die Steuerung und Optimierung des Betriebs
3. Entwicklung innovativer Methoden zur Verbesserung der aerodynamischen und mechanischen Leistung, der Zuverlässigkeit und der Funktionsfähigkeit der wichtigsten Systemkomponenten
4. Entwicklung fortschrittlicher Modellierungs- und Versuchsmethoden, die die Auswahl und Entwicklung von Werkstoffen, Beschichtungen und Fertigungstechniken ermöglichen

Um die Ziele dieses Ausbildungsprogramms effektiv zu erreichen, schlägt ISOP vier Forschungs-WPs vor und beantragt bei der EU die Finanzierung von 15 Doktoranden für insgesamt 540 Personenmonate, die an einem ehrgeizigen Plan arbeiten werden, um die Technologie der sCO₂-Kreisläufe über den Stand der Technik hinaus voranzutreiben. Das Projekt soll einen Beitrag zur EU-Agenda für den Europäischen Forschungsraum leisten, indem es „eine neue Generation kreativer, unternehmerischer und innovativer Nachwuchsforscher“ ausbildet, die in der Lage sind, künftige Herausforderungen zu bewältigen und „Wissen und Ideen in Produkte und Dienstleistungen zum wirtschaftlichen und sozialen Nutzen umzusetzen“. Darüber hinaus wird die Unterstützung und Einhaltung der Ziele für nachhaltige Entwicklung der Vereinten Nationen im Mittelpunkt der Ausbildung der Doktoranden und der wissenschaftlichen und wirtschaftlichen Ergebnisse dieser Forschung stehen.

Das IKE wird insbesondere an der experimentellen Untersuchung der Pseudokondensation in der Nähe des kritischen Punktes von CO₂ und an der numerischen Untersuchung des Mischungsprozesses in Plenen von überkritischen CO₂-Wärmeübertragern arbeiten.

https://isopco2.eu/

https://www.linkedin.com/company/isopproject

Finanziert durch: Dieses Projekt wird durch das „Horizon Europe Research and Innovation Program“ der Europäischen Union unter dem Grant Agreement Nr. 101073266 unterstützt.

Laufzeit: Januar 2023 - Dezember 2026

Ansprechpartner: Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

Analyse des Stör- und Unfallverhaltens von SMR mit dem Systemcode AC²

Zahlreiche benachbarte Länder haben großes Interesse daran, kleine modulare Reaktoren (Small Modular Reactors, SMR) zu entwickeln bzw. neu zu bauen. Gründe hierfür sind die prognostizierten geringeren Investitionskosten pro Modul sowie ein potenziell hohes Sicherheitsniveau durch die vermehrte Nutzung passiver Sicherheitssysteme. Große Realisierungschancen besitzen hierbei leichtwasserbasierte SMR (LW-SMR) der Bauart integraler Druckwasserreaktor (iDWR), u.a. die Konzepte NuScale und NUWARD. Es kann nicht davon ausgegangen werden, dass Hersteller und Entwickler der SMR-Konzepte ihre Simulationsmethoden freigeben. Um belastbare und unabhängige Simulationen zur Sicherheit dieser Reaktoren mit der nationalen Rechenkette (u.a. AC²) durchführen zu können, ist es deshalb erforderlich, für die Simulation von SMR relevante Modelle in AC² weiter zu verbessern. Weiterhin werden AC²-Anlagendatensätze für die Analyse von Betriebszuständen sowie Stör- und Unfällen benötigt, um Kompetenzen zu diesen Anlagen und ihren Sicherheitskonzepten bei den Verbundpartnern aufzubauen. Die zuvor genannten Punkte sollen im beantragten Verbundvorhaben durch die Partner PSS, GRS und IKE erarbeitet werden. Das Gesamtziel des Verbundvorhabens ist es, AC²-Modelle und Datensätze für die Simulation von LW-SMR der Bauart iDWR zu verbessern und die Kompetenzen und internationale Vernetzung der Verbundpartner zur Sicherheitsbewertung und zu Betriebs-, Stör- und Unfallverhalten dieser Designs zu erhöhen. Damit adressiert das Vorhaben die Themenfelder A2.2 und A2.3 der Förderstrategie zur nuklearen Sicherheitsforschung. Die Weiterentwicklung von AC² ist dabei Teil der langfristigen Methodenentwicklung zur sicherheitstechnischen Bewertung kerntechnischer Einrichtungen. Das Vorhaben adressiert zusätzlich das Konzept der Bundesregierung zur Nachwuchsentwicklung in der Kerntechnik. Für die geplanten Arbeiten werden zwei Nachwuchswissenschaftler beschäftigt, die auch die Möglichkeit zur Promotion erhalten.

Finanziert durch: Bundesministerium Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz

Laufzeit: Juli 2024 – Juni 2027

Ansprechpartner: Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

Sogenannte Micro Modular Reactors (MMRs) werden derzeit z.B. in den USA staatlich gefördert entwickelt, um z.B. Dieselgeneratoren im zivilen aber auch militärischen Kontext ersetzen zu können. MMRs sind sowohl auf konventionellen LKWs als auch in Flugzeugen transportierbar. Ein Transport eines MMR im Umfeld Deutschlands bzw. durch den deutschen Luftraum ist ein mittelfristig plausibles Szenario. Relevante Designvarianten von MMRs sind in Anhang A aufgelistet. Durch ihre geringe Leistung, einfache Transportfähigkeit und die neuartigen Konzepte unterscheiden sich MMR stark von sonstigen SMR wie z. B. dem NuScale-Design, das viele Gemeinsamkeiten mit neueren Druckwasserreaktoren hat. Zu MMR-Konzepten gibt es bisher keine vertieften Forschungen und eigene Kompetenzen in Deutschland. Dieser Projektantrag schließt nun diese Forschungs- und Kompetenzlücke zu diesen hoch-innovativen Reaktorkonzepten.

Daher soll in einem 4-Jahres-Projekt eine nukleare Rechenkette für diese MMR-Designs basierend auf der GRS Rechenkette aufgebaut, verbessert und validiert werden. Das IKE, die GRS sowie andere an dieser Thematik interessierte nationale und internationale Organisationen werden damit in die Lage versetzt, diesen Reaktortyp sicherheitstechnisch zu bewerten bzw. unabhängig eigene Analysen durchzuführen und damit eigene Kompetenzen zu MMRs aufzubauen.

Die vorgesehenen Arbeiten umfassen reaktorphysikalische und thermohydraulische Modell-verbesserungen bzw. -erweiterungen an der GRS Rechenkette, deren Validierung anhand von Experimenten am IKE Stuttgart und die exemplarische Anwendung für Sicherheitsanalysen. Die nicht-kommerzielle Designstudie Special Purpose Reactor (SPR) wird aufgrund der Verfügbarkeit publizierter Analysen als Referenz-MMR verwendet.

Die Arbeiten sollen in einer Projektlaufzeit von 48 Monaten durchgeführt werden.

Die übergeordnete Zielsetzung des Vorhabens ist, die nukleare Rechenkette der GRS für MMRs zu erweitern, gegen experimentelle und analytische Ergebnisse zu validieren und mit dieser dann ausgewählte Szenarien zu analysieren. Dies wird durch die folgenden Teilziele erreicht:

• Erstellung eines 3D-Neutronik-Modells für Analysen mit dem GRS-Code FENNECS und Qualifizierung gegen publizierte Referenzdaten (GRS),
• Weiterentwicklung von ATHLET für MMR mit Kalium-gefüllten Heat Pipes, Validierung gegen Experimente und Qualifizierung gegen publizierte Referenzdaten (GRS)
• Experimente an Kalium-gefüllten Heat Pipes zur Unterstützung der Modellentwicklung (IKE)
• Weiterentwicklung von ATHLET für CO2 und Luft-basierte Joulekreisläufe als betriebliche Wärmeabnahme zur Stromerzeugung (IKE).
• Spezifikation eines konsistenten MMR-Modells und Qualifizierung der Rechenkette durch integrale Simulationen des Betriebs- und Störfallverhaltens des MMR (beide)
• Gewinnung und Entwicklung wissenschaftlichen Nachwuchses mit Kenntnissen in Neutronik, Thermohydraulik und Sicherheitsanalysen mit der GRS Rechenkette (beide).

Gefördert durch: BMBF, Förderkennzeichen: 02NUK074

Laufzeit: 01.09.2022 – 31.08.2026

Ansprechpartner: Prof. Dr.-Ing. Jörg Starflinger, Dr.-Ing. Michael Buck, Kooperation mit Dr.-Ing. Andreas Schaffrath und Dr. rer nat. Andreas Wielenberg, GRS

Übergeordnetes Ziel des Verbundvorhabens ist die Entwicklung und der Einsatz von Machine Learning (ML)-Methoden zur Simulation von Phänomenen der späten Unfallfallphase. In einem interdisziplinären Ansatz sollen Kompetenzen aus Instituten der Kerntechnik (IKE und PSS) und der Informatik (MLSim) zusammengeführt werden.

Zur zielgerichteten Störfallmitigation ist die Kühlung von Partikelschüttungen von großer Bedeutung. Für die Abschätzung der Wirksamkeit von Maßnahmen sind numerische Simulationen unabdingbar. Die in der Spätphase ablaufenden mehrphasigen Prozesse sind jedoch hoch komplex und können realitätsnah nur mit hohem Aufwand simuliert werden. Im Vorhaben soll deshalb der innovative Ansatz verfolgt werden, mittels Simulationen eines validierten Detailmodells (COCOMO-3D) umfangreiche Daten bereitzustellen, anhand derer ML-Modelle trainiert und validiert werden, welche wesentliche Ergebnisse des Detailmodells in einem Bruchteil dessen Rechenzeit reproduzieren können.

In den Anlagen DEBRIS und FLOAT sollen Versuche durchgeführt werden, die zur erweiterten Validierung und Absicherung des COCOMO-3D-Codes genutzt werden. Zur Auswertung der experimentellen Daten sollen auch Methoden des ML zur Mustererkennung eingesetzt werden. In enger Zusammenarbeit zwischen Kerntechnik und Informatik sollen ML-Methoden auf Basis von „Physics-informed Neural Networks“ entwickelt und darauf basierend schnelllaufende ML-Modelle zum Quenchen und zur langfristigen Kühlbarkeit von Schüttbetten erstellt werden. Durch deren Integration in das Programmsystem AC2 wird dessen Modellbasis erweitert. Die Anwendbarkeit der entwickelten Modelle soll anhand von Unsicherheitsanalysen und Validierungsstudien mit AC2 demonstriert werden. Hierdurch wir das Potential von Methoden des ML auch für weitere Anwendungen in der Reaktorsicherheitsforschung aufgezeigt.

Die Arbeiten sind als Promotionen konzipiert, in denen Nachwuchswissenschaftler ausgebildet werden und dienen damit auch dem Kompetenzausbau.

Gefördert durch: BMBF, Förderkennzeichen: 02NUK078

Laufzeit: 01.03.2023 – 28.02.2027

Ansprechpartner: Prof. Jörg Starflinger, Prof. Mathias Niepert, Kooperation mit Prof. M.K. Koch, PSS, Ruhr-Universität Bochum

Ein Teilprojekt innerhalb des Verbundvorhabens

CHF und Post-CHF Wärmeübergang unter sehr Hohen Drücken (CPC-HD)

In zukünftigen nuklearen Systemen kommen überkritische Fluide wie beispielsweise Wasser oder CO₂ immer häufiger zum Einsatz. Für die sichere Auslegung solcher thermohydraulischen Systeme sind genaue Kenntnisse des Wärmeübergangs in einem breiten Druckbereich notwendig, da auch transkritische Vorgänge durchlaufen werden und sich das System während des Anfahrens, Abfahrens oder bei Störfällen im unterkritischen Bereich befinden kann. Bis zu einem Druckwert von 70% des kritischen Drucks (reduzierter Druck p_r = 0,7) wurde der Wärmeübergang bis zur kritischen Wärmestromdichte (critical heat flux – CHF) und darüber hinaus (Post-CHF) bereits intensiv untersucht. Die Kenntnisse für reduzierte Druckwerte oberhalb von 0,7 sind dagegen noch sehr limitiert.

Ziel des Teilprojekts MEADOW ist die experimentelle Untersuchung und Modellierung des Wärmeübergangs bei Drücken in der näheren Umgebung des kritischen Punkts, wobei das Phänomen der Siedekrise bei hohen Dampfanteilen (Dryout) im Vordergrund steht. Experimente mit CO₂ als Arbeitsmedium ober- und unterhalb der kritischen Wärmestromdichte tragen einerseits zum Aufbau einer Datenbank bei und ermöglichen andererseits ein verbessertes Verständnis der physikalischen Vorgänge. Auf Grundlage der Datenbank werden dann neue Modelle zur Beschreibung des Wärmeübergangs und des Dryouts speziell bei hohen Drücken entwickelt. Die Entwicklung von Fluid-zu-Fluid Skalierungsmodellen ermöglicht zudem die Übertragung der Versuchsdaten von drei unterschiedlichen Fluiden (Wasser, CO₂ und R134a). Durch Implementierung der neu entwickelten Modelle in den thermohydraulischen Systemcode ATHLET, wird dessen Aussagekraft für innovative Reaktorsysteme erhöht.

Die Projektpartner innerhalb des Verbundvorhabens CPC-HD sind das Institut für Angewandte Thermofluidik des Karlsruher Instituts für Technologie (IAFT, KIT), der Lehrstuhl für Energiesysteme der Technischen Universität München (LES, TUM) und die Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH.

Gefördert durch: Bundesministerium für Bildung und Forschung (BMBF), Förderkennzeichen: 02NUK062B

Laufzeit: Juni 2021 – Mai 2025

Ansprechpartner: M.Sc. J. Bronik, M.Sc. S. Leopoldus, Dr.-Ing. M. Buck, Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

Passive Lagerbeckenkühlung durch Wärmerohre II

Das Kooperationsvorhaben PALAWERO II (Passive Lagerbeckenkühlung durch Wärmerohre II) hat als übergeordnetes Ziel die Weiterentwicklung und Validierung des Thermohydraulik-Systemcodes ATHLET (Analyse der THermodynamik von LEcks und Transienten) für die Betrachtung der passiven Wärmeabfuhr mit geschlossenen Zweiphasen-Thermosiphons, kurz Thermosiphons, zur Kühlung von Nasslagern in kerntechnischen Anlagen. Auf Seiten des IKE sollen hierbei die experimentellen Daten zur Simulationsvalidierung durch die GRS Garching bereitgestellt werden. Dabei sollen die in den Vorgängervorhaben, dem BMWi-Vorhaben FKZ 1501515 (PALAWERO) und dem GRS-Vorhaben FKZ RS1543, gewonnen Erkenntnisse aufgegriffen, erweitert und optimiert werden.

Die Forschungsschwerpunkte des IKE sind die Folgenden:

1. Verbesserung des inneren und äußeren Wärmeübergangs an Thermosiphons
2. Betriebsverhalten von langen, zweifach gekrümmten Thermosiphons
3. Thermosiphon-Bündelversuche unter kühlseitiger Zwangs- und Naturkonvektion

Diese drei Schwerpunkte werden an vier eigenständigen Versuchsständen untersucht. Es handelt sich dabei um die aus dem Vorgängerprojekt bekannten Versuchsstände „ATHOS“ (Atmospheric THermosyphon COoling System), sowie die neu konzipierten Versuchstände „THOR“ (THermOsiphon LaboRversuchstand), „Mini-ATHOS“ (Miniatur-Atmospheric THermosyphon COoling System) und dem „Siedeversuchsstand“. Im Folgenden wird ein Überblick über die vier Anlagen gegeben.

Der „Siedeversuchstand“ zielt darauf ab, im kleinen Maßstab von 3 m das Wärmetransportvermögen von Thermosiphons am inneren Wärme-übergangsbereich zu verbessern. Durch die modulare Konstruktion des Prüfstandes sollen verschieden Messreihen mit unterschiedlich bearbeiteten Thermosiphons durchgeführt werden. Der Messschwerpunkt liegt dabei auf der Verbesserung des inneren Wärmeübergangs im Bereich der Verdampfungs- und Kondensationszone. Dazu sollen verschiedene Maßnahmen, wie die definierte Aufrauhung durch Sandstrahlen, das Einbringen von Axialrillen, Netzstrukturen oder Coating erfolgen.

Mit Hilfe des „Mini ATHOS“ wird im zweiten Teil des Projektbereiches der äußere Wärmeübergang in den Fokus genommen. Dabei sollten mithilfe von CFD-Simulationen passende Rippenstrukturen gewählt werden, um diese experimentell unter zwangskonvektiver Luftkühlung zu vermessen. Der Prüfstand bildet dabei das Verbindungsglied zur großen Versuchsanlage „ATHOS“ und ermöglicht unter Laborbedingungen Einflussgrößen zu bestimmen.

Mit dem „THOR“ sollen unter definierten Laborbedingungen Effekte von 10 m langen Thermosiphons bei unterschiedlichen Neigungen der adiabaten Zone betrachtet werden. Daneben erfolgt auch die Untersuchung geneigter Verdampfungs- und Kondensationszonen.

Der Versuchstand „ATHOS“ wird zum Testen langer Thermosiphons unter realitätsnahen Bedingungen genutzt. Dazu erfolgt die Beheizung über zwei elektrisch beheizbare 3 m³ fassenden Wassertanks. Durch die Anordnung der Tanks sind Versuche mit Einzel- und Rohrbündelkonfiguration, sowohl in gerader, als auch in gekrümmter Ausführung möglich. Die Kühlung erfolgt über einen 7,5 m hohen Kamin, der über eine regelbare zwangskonvektive Luftströmung verfügt, sodass neben einer Naturzugkühlung auch genaue Luftströme gewählt werden können. Der Versuchsstand ist als Dauerversuchsstand konzipiert und kann dadurch saisonale Effekte abbilden.

Gefördert durch: BMWi, Förderkennzeichen: FKZ 1501515

Laufzeit: 01.06.2020 - 31.05.2025

Ansprechpartner: M.Sc. Marc Kirsch, M.Sc. Sergio Caceres, Dr.-Ing. Rudi Kulenovic

Erweiterung und Validierung von AC² für die Simulation innovativer LW-SMR 

Im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung des BMWi wird das mechanistische Codesystem AC² analysiert, bewertet und weiterentwickelt. Das Verbundvorhaben „Erweiterung und Validierung von AC² für die Simulation innovativer LW-SMR“ (VASiL) wird von den drei Institutionen GRS, PSS sowie IKE bearbeitet. Die in diesem Vorhaben vorgesehenen Arbeiten beinhalten die Weiterentwicklung und Validierung von AC², hier im Speziellen des Programmmoduls ATHLET (Analysis of Thermal-Hydraulics of Leaks and Transients). Aktuell werden in zahlreichen Ländern kleine modulare Reaktoren (SMR) gebaut bzw. entwickelt, die sich teilweise deutlich von bisher vorwiegend betriebenen Leichtwasserreaktoren unterscheiden. Viele SMR-Hersteller versuchen zudem, die Langzeitkühlung ihrer Anlagen passiv durch Wärmeabgabe an eine ultimative Wärmesenke sicherzustellen. 

Abbildung 1. Darstellung von Nachwärmeabfuhrsysteme bei drei verschiedenen SMR-Konzepten: NuScale, SCOR, SMART.

Das Teilprojekt der Universität Stuttgart (IKE) konzentriert sich speziell auf die Modellierung innovativer Wärmeübertragerkonzepte mittels sogenannter Bajonettwärmetauscher und die passive Wärmeabfuhr aus dem Containment an die Umgebung mittels Loop-Wärmerohren sowie auf die Validierung und Anwendbarkeit dieser Modellierung.

Es sollen geeignete Modelle für die Simulation von Druckverlusten sowie Wärmeübertragung an der Innen- und Außenseite von Bajonett-Wärmeübertragern für ein- und zweiphasige Strömungen implementiert, getestet und validiert werden. Hierbei sollen verschieden Konfigurationen mit horizontalen und vertikalen Anordnungen der Rohrbündel sowie unterschiedliche Varianten der Einspeisung in das Bajonettrohr (über Zentralrohr oder Annulus) realisiert werden. Ebenfalls soll es möglich sein, konstruktive Maßnahmen zur Verbesserung des Wärmeübergangs (z.B. Berippung) in der Modellierung zu berücksichtigen.

Für die Simulation der Wärmeabfuhr mittels Wärmerohren sollen entsprechende geeignete Modelle implementiert, getestet und validiert werden. Hierbei soll der Fokus auf Loop-Thermosiphons liegen, bei denen eine getrennte Führung von Dampf und Kondensat vorliegt. Im Wesentlichen ist hierfür zu überprüfen und sicher zu stellen, dass die Modellierung von Rohrströmungen in ATHLET auch für die Konfiguration in einer solchen Heatpipe korrekt anwendbar ist.

Abbildung 2. Darstellung eines Bajonett-Wärmeübertragers (Links) und eines Loop-Thermosiphons (Rechts).

Gefördert durch: BMWi, Förderkennzeichen: 1501607C

Laufzeit: 01.06.2020 - 31.05.2023

Ansprechpartner: M.Sc. Sinem Cevikalp, M.Sc. Nelson Rincón, Dr. -Ing. Michael Buck

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

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, Dr. rer.nat. C. Autenrieth (IBBS), Prof. Dr. R. Ghosh (IBBS), Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

(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

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.

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

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

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

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

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. Hilali, Dr.-Ing. M. Buck und Prof. Dr.-Ing. J. Starflinger

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 (∆T_max=260 K, p_max=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

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

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

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

Im 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