Das Ziel des Verbundvorhabens InnoPhase „Innovative Methoden der KI zur Beschreibung hochkomplexer Vorgänge in der späten Unfallphase“ ist die Entwicklung und der Einsatz von Machine Learning (ML)-Methoden zur Simulation von Phänomenen der späten Phase postulierter schwerer Unfälle in Kernreaktoren.
InnoPhase wird in Zusammenarbeit mit der Universität Stuttgart (Institut für Kernenergetik und Energiesysteme (IKE) und Lehrstuhl Machine Learning for Simulation Science (MLSim)) und dem assoziierten Partner Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH durchgeführt.
PSS fokussiert sich in dem Projekt auf die langfristige Kühlung von Partikelschüttungen. Durch die Verwendung von ML-Methoden soll die Berechnungsdauer von komplexen, mehrphasigen Prozessen in der späten Unfallphase, im Vergleich zu bestehenden Modellen in Systemcodes, signifikant reduziert werden. Die durchzuführenden Arbeiten umfassen die Entwicklung und Validierung eines schnelllaufenden Surrogat-Modells für die Simulation des Schüttbettverhaltens im Rahmen von Reaktorsicherheitsanalysen. Dazu werden ML-Modelle trainiert und validiert. Die für das Training benötigten Daten werden mittels Simulationen eines validierten Detailmodells (COCOMO-3D) bereitgestellt. Grundlage dafür sind Arbeiten zur Weiterentwicklung von Methoden des ML, die sich für typische Problemstellungen der Simulation von Reaktorunfällen eignen.
Einen weiteren Fokus bildet die bewertende Analyse der Modellierung von Schüttbettkühlungen in Störfallanalysecodes um Modellierungsdefizite zu identifizieren, relevante Experimente aufzuzeigen und entsprechende Parameterbereiche der ML-Modelle festzulegen. Dann erfolgt durch Integration und Optimierung der entwickelten Surrogatmodelle die Erweiterung der Störfallanalysecode-Modellbasis, wobei die Implementierung anhand zu definierender Schnittstellen und eines Kopplungskonzeptes erfolgt. Abschließend werden die neuen Modelle durch eine vergleichende Bewertung mit geeigneten Versuchsreihen validiert. Die so gewonnenen Erkenntnisse sollen dann wieder in die laufende Entwicklung der ML-Modelle einfließen.
Laufzeit:
2023 – 2027
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. Marco K. Koch
M. Sc. Juliane Neuhaus
Aufgrund der schnell voranschreitenden Entwicklungen im Bereich Small Modular Reactors ist das Ziel des EU-Projektes SASPAM-SA, die Fähigkeit von integralen Druckwasserreaktoren (iDWR) zur Bewältigung postulierter schwerer Unfälle nachzuweisen. Dazu liegt der Fokus auf der Entwicklung geeigneter Datensätze zur Analyse von iDWR mit Systemcodes.
Das EU-Projekt wird international durch 23 Partner aus Hochschulen, Forschungszentren und der Industrie bearbeitet. Die Koordination wird von ENEA (Agenzia nazionale per le nuove tecnologie, l’energia e lo sviluppo economico sostenibile) übernommen. Das Projekt hat eine Laufzeit von 4 Jahren, beginnt im Oktober 2022 und wird von der Europäischen Kommission gefördert.
Die Arbeitsgruppe Plant Simulation and Safety (PSS) ist im Rahmen des Projekts verantwortlich für die übergeordnete Entwicklung eines iDWR Datensatzes, der den Projektpartnern für weitere Analysen bereitgestellt wird. Es werden Simulationen und Analysen zu verschiedenen Stör- und Unfallszenarien sowie vergleichende Analysen mit innovativen, unfalltoleranten Brennelementkonzepten (ATF, Accident Tolerant Fuel) durchgeführt. Zur Simulation wird das national entwickelte Programmpaket AC² der GRS genutzt. Die Ergebnisse sollen dazu beitragen, die nationalen Kompetenzen im Bereich SMR und zukünftig die Sicherheit dieser Reaktortypen im europäischen Umfeld durch belastbare Simulationen zu erhöhen.
Laufzeit:
2022 – 2026
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. Marco K. Koch
Dr.-Ing. Tobias Jankowski
M. Sc. Julia Krieger
M. Sc. Gregor Stahlberg
Die im Forschungsvorhaben „Analyse und externe Validierung der AC² Modellbasis“ (AVAMO) durchgeführten Arbeiten fokussieren die gezielte Analyse und Validierung ausgewählter Module des Programmsystems AC² zur Simulation störfallrelevanter In- und Ex-Vessel Phänomene. Die ausgewählten Themen sind in enger Abstimmung mit dem Code-Entwickler ausgewählt.
Die Arbeiten zur Validierung und Bewertung der AC² - COCOSYS Modellbasis umfassen die in der aktuellen Version des Codes implementierten Modelle zur Beschreibung von Wasserstoffverbrennungsphänomenen und Ex-Vessel Phänomenen die während MCCI (Molten Core Concrete Interaction) auftreten. Zudem soll das Aerosolverhalten im Sicherheitsbehälter mit dem neu implementierten Modul NEWAFP überprüft und analysiert werden.
Zur Untersuchung der AC² - ATHLET-Kondensationsmodellbasis wird eine weiterführende Analyse mit Fokus auf durch Makrokavitation getriebenen Druckstoßphänomenen durchgeführt sowie die Anwendbarkeit des Codes zur Abbildung der dabei auftretenden Kondensationseffekte untersucht. Die Arbeiten werden durch vergleichende CFD-Simulationen mit dem Tool OpenFOAM vergleichend ergänzt.
Mit den Arbeiten zur Simulation von Spätphasenphänomenen mit AC² - ATHLET-CD wird die Modellbasis hinsichtlich der adäquaten Simulation der Spaltproduktfreisetzung aus Schmelzepools im unteren Reaktorplenum, unfalltoleranter Brennstoffe sowie von Schüttbetten im unteren Plenum analysiert. Neben der Validierung ist für ausgewählte Themen ebenfalls eine Erweiterung der Modellbasis vorgesehen. Die Simulationen mit dem Störfallanalysecode ASTEC ergänzen die im Rahmen der AC² - ATHLET-CD durchgeführten Arbeiten zur Analyse von Schüttbetten im unteren Reaktorplenum.
Laufzeit:
2021 – 2024
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
M. Sc. Jan Peschel
Ziel des Vorhabens ist die Bereitstellung eines Ansatzes zur Abschätzung der Partikelrückhaltung in einer Flüssigkeitsvorlage und die Erweiterung der experimentellen Datenbasis sowie die Validierung eines Venturiwäschermodells im Containment Code System COCOSYS auch hinsichtlich der Anwendbarkeit auf verschiedene Arten von Venturi-Düsen. Das Vorhaben erfolgt in enger Zusammenarbeit mit dem Institut für Energie- und Klimaforschung - Nukleare Entsorgung und Reaktorsicherheit (IEK-6) des Forschungszentrums Jülich (FZJ), das die SAAB-Testanlage für die Durchführung ergänzender experimenteller Arbeit zur Verfügung stellt. Der bereitgestellte Ansatz sowie das validierte Venturiwäschermodell werden im Rahmen einer anlagentechnischen Anwendung ertüchtigt.
Laufzeit:
2021 – 2024
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Dr.-Ing. Tobias Jankowski
Das AMHYCO-Projekt zielt darauf ab, die Leitlinien für das Management schwerer Unfälle sowohl für die In-vessel- als auch die Ex-vessel-Phase im Hinblick auf das Risikomanagement für brennbare Gase zu verbessern. Hierfür werden sowohl numerische als auch experimentelle Ergebnisse verwendet.
Der Schwerpunkt liegt auf der H2/CO-Verteilung und -Verbrennung sowie auf dem Verhalten von passiven autokatalytischen Rekombinatoren (PARs) unter realistischen Unfallbedingungen. Basierend auf den experimentellen Ergebnissen wird die Vorhersagbarkeit von numerischen Werkzeugen
(LP, 3D Containment und CFD-Codes) verbessert werden.
Neben der Analyse bestehender H2/CO-Verbrennungskorrelationen im LP-Code-Paket AC2-COCOSYS ist die Hauptaufgabe von PSS im Projekt die Durchführung einer Vielzahl von Anlagenberechnungen eines generischen deutschen DWR und die Implementierung neuer H2/CO-Engineering-Korrelationen in AC2 sowie die Bewertung des neuen H2/CO-Verbrennungsrisikos.
Das AMHYCO-Projekt wird von der Europäischen Kommission finanziert und wird von 12 Projektpartnern aus sechs europäischen Ländern und Kanada gemeinsam durchgeführt.
Laufzeit:
2020 – 2024
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
M. Sc. Miriam Müer
M. Sc. Johannes Hoffrichter
Das Verbundvorhaben „Erweiterung und Validierung von AC² für die Simulation innovativer LW-SMR (VP-VASiL-RUB)“ wird von den drei Institutionen GRS (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit gGmbh), IKE (Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, Universität Stuttgart) sowie von der Arbeitsgruppe PSS bearbeitet. Das Gesamtziel des Vorhabens ist die Verbesserung und Validierung des Programmsystems AC2 für die Bewertung und Analyse von Small Modular Reactors (SMR) hinsichtlich der Wärmeabfuhr durch innovative Wärmeübertrager und dem Wärmeübergang an hohen Containmentwänden.
Zum derzeitigen Zeitpunkt weisen SMR auf Basis der Technologie von Leichtwasserreaktoren die größten Realisierungschancen auf, wodurch dem Aufbau sowie Erhalt von Wissen bezüglich thermohydraulischer Phänomene, um sicherheitstechnische Aspekte verschiedener Kernkraftwerkskonzepte adäquat abzubilden, eine essentielle Bedeutung zugutekommt. Im Rahmen des Teilprojektes der Arbeitsgruppe PSS wird die Modellbasis zur Abbildung helikaler Wärmeübertrager des Thermohydraulikcodes ATHLET weiterentwickelt.
Die Arbeiten werden durch vergleichende CFD-Analysen begleitet. Darüber hinaus wird eine Analyse des Wärmeübergangs an der Außenseite von Containmentwänden im Anlagenmaßstab mit Hilfe von CFD Simulationen durchgeführt. Abschließend werden ausgewählte passive Nachwärmeabfuhrketten innovativer Reaktorkonzepte von SMR mit ATHLET simuliert.
Laufzeit:
2020 – 2023
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
M. Sc. Julia Krieger
M. Sc. David Sonntag
Im letzten Jahrzehnt wurde der Systemcode ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) intensiv als eine Referenz der Störfallanalysecodes für wassergekühlte Reaktoren im Rahmen des „SARNET European Network of Excellence“, folgenden OECD/NEA/CSNI Forschungsprojekten sowie zuletzt in dem Projekt CESAM (Code for European Severe Accident Management) innerhalb des 7. Forschungsrahmenprogramms der Europäischen Kommission weiterentwickelt. In einer Vielzahl dieser Forschungsprojekte war die AG Plant Simulation and Safety beteiligt. Zuletzt wurde in CESAM neben der phänomenologischen Validierung und Weiterentwicklung eine breite Basis an Anlagendatensätzen erarbeitet mit denen Notfallmaßnahmen im Falle eines Störfalls, sog. Severe Accident Management (SAM), simuliert und anschließend analysiert wurden.
Das Projekt ASCOM (ASTEC COMmunity) hat zum Ziel diese Aktivitäten durch den Erhalt und die Stärkung der Zusammenarbeit weiterzuführen. Dabei soll die Verlässlichkeit von ASTEC hinsichtlich der Abbildbarkeit einerseits durch Simulationen schwerer Störfälle und dessen Prävention und Mitigation durch SAM, andererseits durch eine Validierung und Weiterentwicklung der physikalischen und chemischen Modelle erhöht werden.
Das Projekt wird durch die NUGENIA Association getragen und das Projektkonsortium besteht aus 25 internationalen Institutionen:
Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN, Frankreich); Centro de Investigaciones Energeticas Medio Ambientales y Tecnologicas (CIEMAT, Spanien); Electricité de France (R&D division) (EDF, Frankreich); Agenzia Nazionale per le nuove tecnologie, l’energia e lo sviluppo economico sostenibile (ENEA, Italien); Energorisk Ltd. (Energorisk, Ukraine); Fakultet elektrotehnike i računarstva (FER, Kroatien); Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR, Deutschland); Institutul de Cercetari Nucleare Pitesti (ICN, Rumänien); Institut "Jožef Stefan" (IJS, Slowenien); Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE, Bulgarien); Inzinierska Vypoctova Spolocnost Trnava s.r.o. (IVS, Slowakei); Joint Research Centre (JRC, Europäische Kommission); Karlsruhe Institute of Technology (KIT, Deutschland); Lithuanian Energy Institute (LEI, Littauen); National Research Center «Kurchatov Institute» (NRCKI, Russland); Nuclear and Radiation Safety Center (NSC, China); Nukleáris Biztonsági Kutatóintézet (NUBIKI, Ungarn); National University of Singapore (NUS, Singapur); Ruhr-Universität Bochum (RUB, Deutschland); Scientific and Engineering Centre for Nuclear and Radiation Safety (SECNRS, Russland); Tractebel Engie (TRACTEBEL, Belgien); Ustav Jaderneho Vyzkumu Rez a.s. (UJV, Tschechien); Universita di Pisa (UNIPI, Italien); University of Utah (UTAH, U.S.A.); VTT Technical Research Centre of Finland Ltd. (VTT, Finnland).
Laufzeit:
2018 – 2022
Ansprechpartner/in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
M. Sc. Jan Peschel
Das Projekt IPRESCA zielt auf eine Erweiterung des aktuellen Wissens und der experimentellen Datenbasis im Forschungsgebiet des Pool-Scrubbings ab, um verbesserte Modelle für die Anwendung in Systemcodes wie ASTEC, COCOSYS oder MELCOR bereitzustellen. Internationale Forschungsaktivitäten sollen systematisch für die Validierung und Modellverbesserung der bestehenden Pool-Scrubbing-Codes genutzt werden. Die verfügbaren experimentellen und analytischen Informationen von laufenden Projekten wie EC-PASSAM, EC-CESAM und OECD/NEA THAI-3 werden gegebenenfalls in den vorgeschlagenen Aktivitäten berücksichtigt. Im Gegenzug wird die in IPRESCA erarbeitete Wissensbasis auch für die EC- und OECD-Projekte von Nutzen sein und kann bspw. durch gemeinsame Workshops geteilt werden.
Beteiligte Organisationen: Institute for Nuclear Researches and Nuclear Energy (INRNE), Bulgaria; Canadian Nuclear Laboratories (CNL), Canada; China Institute of Atomic Energy (CIAE), China;Harbin Engineering University (HEU), China; Huazhong University of Science and Technology (HUST), China; North China Electric Power University (NCEPU), China; Nuclear Power Institute of China (NPIC), China; Shanghai Jiao Tong University (SJTU), China; State Power Investment Corporation Central Research Institute (SPICRI), China; ÚJV Řež, a. s. (UJV), Czech Republic; Teknologian tutkimuskeskus VTT Oy, Finland; Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), France; AREVA GmbH, Germany; Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH, Germany; Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf (HZDR), Germany; Karlsruhe Institute of Technology (KIT), Germany; Hochschule Mannheim University of Applied Sciences, Germany; Ruhr-Universität Bochum (RUB), Germany; Bhabha Atomic Research Centre (BARC), India; Indian Institute of Technology Bombay (IITB), India; Nuclear and Industrial Engineering S.r.l. (NINE), Italy; Politecnico di Milano, Italy; Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Japan; The Institute of Applied Energy (IAE), Japan; Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI), Japan; Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), Korea; Korea Hydro and Nuclear Power Co., Ltd (KHNP); Korea; Korea Institute of Nuclear Safety (KINS), Korea; FNC Technology Co. Ltd. (FNC), Korea; University of Luxembourg, Luxembourg; The Jožef Stefan Institute (JSI), Slovenia; Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas (CIEMAT), Spain; Paul Scherrer Institut (PSI), Switzerland; Purdue University, West Lafayette, Indiana, USA; University of Missouri (MIZZOU), USA;
Laufzeit:
2017 – 2023
Ansprechpartner/in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
M. Sc. Tobias Jankowski
Ziel des Vorhabens ist die gezielte Analyse von OpenFOAM (Open Source Field Operation and Manipulation) zur Berechnung relevanter Druckstoßphänomene und hier insbesondere der quantitativen sowie qualitativen Abbildung, Ausbreitung sowie des Einflusses auf umliegende Strukturen zur Erarbeitung von möglichen Modelloptimierungen und Modellentwicklungen. Die Validierung und Bewertung der aktuellen Modelbasis des CFD-Tools, kann durch den direkten Vergleich mit den Experimentdaten und den Simulationsergebnissen des Codes ATHLET gestützt und gegebenenfalls weiterentwickelt werden.
Laufzeit:
2018 – 2021
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Dr.-Ing. Christoph Bratfisch
Ein wesentliches Ziel des Vorhabens „Externe Validierung und Modellanalyse der Codessysteme AC² und ASTEC mit unterstützenden CFD-Detailanalysen“ (VAMOCAAD) ist die gezielte Analyse und Validierung ausgewählter Module von AC² zur Berechnung störfallrelevanter In- und Ex-Vessel-Phänomene.
Das Vorhaben kann in vier Blöcke untergliedert werden. Der erste Block ist die externe Validierung der AC²-Module ATHLET, ATHLET-CD und COCOSYS. Im zweiten Block werden die Simulierbarkeit der Wiederflutung zerstörter Kerne mit dem Störfallanalysecode ASTEC validiert und ausgewählte Vergleichsrechnungen mit AC² und ASTEC durchgeführt. Dies dient auch als Vorbereitung für die Durchführung von vergleichenden generischen Anlagenrechnungen mit den beiden Codes im dritten Block. Ergänzend werden im vierten Block CFD-Tools zur Analyse von Detailaspekten der im ersten Schwerpunkt untersuchten Phänomene zum Einsatz gebracht. Die Auswahl der Themen erfolgt dabei zum einen in enger Abstimmung mit den Code-Entwicklern und zum anderen durch die Gewichtung in den EU-SARP Tabellen.
Im Rahmen der externen Validierungsarbeiten wird die Simulierbarkeit der Wasserstoffverbrennung, von Ex-Vessel Phänomenen während der MCCI sowie der nassen Resuspension mit der aktuellen AC²-COCOSYS Version analysiert. Die externe Validierung der Codesysteme AC²-ATHLET sowie AC²-ATHLET-CD fokussiert Wandreibungsphänomene bei Druckwellendurchschritt, Druckstoßphänomene unter Kondensationseinfluss sowie die Schmelzverteilung im unteren Plenum und die Spaltproduktfreisetzung/-verteilung.
Im Rahmen der CFD-Untersuchungen werden ergänzende Simulationen zu Detailaspekten bei der Wasserstoffverbrennung, den Druckstoß- sowie den Wiederflutungsphänomenen durchgeführt. Die Ergebnisse der CFD Arbeiten sollen zu einer Verbesserung des Codesystems AC² beitragen. Die Erkenntnisse aus den Arbeiten zu den Einzelphänomenen fließen in die durchzuführenden Anlagenrechnungen ein.
Laufzeit:
2018 – 2021
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Die Modellbasen der Störfallanalysecodes ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code), ATHLET (Analysis of Thermal-hydraulics of Leaks and Transients) sowie ATHLET-CD (Analysis of Thermal-hydraulics of Leaks and Transients – Core Degradation) werden durch Anwendung auf ausgewählte Experimente analysiert und bewertet. Das Vorhaben leistet mit Blick auf die Bewertung der Modellierung von Kernzerstörungsphasen (ASTEC, ATHLET-CD) sowie der Abbildung von Druckstoßphänomenen (ATHLET) insbesondere auch durch einen externen Programmanwender einen wichtigen Beitrag zur weiteren Code-Entwicklung. Darüber hinaus wird das Forschungsvorhaben in Abstimmung mit dem Programmentwickler realisiert und dient der Gewinnung neuer Erkenntnisse bzgl. der Vorgänge und physikalischen Phänomene in einem Leichtwasserreaktor bei möglichen Störfällen sowie der Anwendbarkeit von ATHLET zur Bewertung von Druckstoßphänomenen in energie- und verfahrenstechnischen Rohrleitungssystemen.
Laufzeit:
2016 – 2019
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Dr.-Ing. Christoph Bratfisch
Ein wesentliches Ziel des hier vorgestellten Vorhabens ist die gezielte Analyse und Validierung ausgewählter COCOSYS-Programmmodule zur Berechnung störfallrelevanter Ex-Vessel Phänomene, wie die Darstellung von Schmelze-Beton-Wechselwirkung (MCCI) und die Spaltproduktfreisetzung aus der Schmelze, die Abbildung und Beeinflussung von Wasserstoffkonzentrationen durch impulsdominierte Effekte sowie die Simulation von Resuspensionsphänomenen und deren Auswirkung auf den Quellterm. Die erzielten Ergebnisse sollen einen Beitrag zur Stützung des Qualitätsnachweises des Programms durch die Erstellung von Anwendungsempfehlungen sowie zur Weiterentwicklung des Programms liefern.
Laufzeit:
2016 – 2018
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
CESAM (Code for European Severe Accident Management) ist ein Forschungs- und Entwicklungsprojekt zur Verbesserung des europäischen Referenzcodes ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) im Hinblick auf eine Verwendung bei der Analyse schwerer Unfälle in Kernkraftwerken (KKW). Die Forschungsaktivitäten in diesem Projekt werden von den 18 Projektpartnern aus 12 europäischen Ländern und Indien gemeinsam durchgeführt. Zunächst werden die derzeitigen ASTEC-Modellierungsfähigkeiten für die relevanten Phänomene bei schweren Unfällen bewertet, um Empfehlungen für die Code-Entwicklung und Modellverbesserungen zu geben, die in diesem Projekt durchgeführt werden. Die verbesserten ASTEC-Modelle werden dann anhand von Experimenten validiert und für Reaktoranwendungen bewertet. ASTEC-Referenzdatensätze für die wichtigsten allgemeinen KKW-Typen (DWR, SWR, CANDU) werden von den Partnern gemeinsam erstellt. Es werden Anlagenberechnungen für verschiedene Unfallszenarien durchgeführt, um mögliche Verbesserungen der SAM-Maßnahmen zu analysieren und geeignete Anleitungen für die Anwendung von ASTEC bei der Anlagenanalyse zu geben.
Laufzeit:
2013 – 2017
Ansprechpartner:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Im Rahmen dieses Vorhabens wird eine Harmonisierung der relevanten Daten und Informationen zu dem Unfallablauf im KKW Fukushima-Daiichi und der zahlreich verfügbaren Analysen erstellt, um eine vergleichende Übersicht des Stands der derzeitigen Datenlage zum Unfall zu erarbeiten. Diese Informationen dienen als Grundlage zur Simulation des Unfalls mit dem Störfallanalysecode ATHLET-CD. Durch die Analyse des simulierten Anlagenverhaltens kann besonders die Fähigkeit des Codes zur Abbildung der späten Unfallphase mit massiver Kernzerstörung bewertet und gezielt weiterentwickelt werden.
Laufzeit:
2013 – 2016
Ansprechpartner:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Im Rahmen dieses Forschungsvorhabens sollen zunächst ausgewählte Modelle der deutschen Störfallanalysecodes ATHLET-CD und COCOSYS fokussiert werden. Die Arbeiten mit COCOSYS umfassen dabei die Simulation von Sprühstrahl- und Wandsiedephänomenen. Mit ATHLET-CD sind Arbeiten zur Simulation von Kernzerstörungsphänomenen geplant. Hierzu werden ergänzende Vergleichsrechnungen mit dem amerikanischen Code MELCOR durchgeführt. Des Weiteren erfolgt eine gekoppelte Verwendung von ATHLET-CD und COCOSYS zur Bewertung der Modellbasis in der anlagentechnischen Anwendung. Diese Arbeiten werden ebenfalls durch vergleichende Analysen mit MELCOR ergänzt.
Laufzeit:
2013 – 2016
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Im Rahmen des Vorhabens werden die Modelle des Accident Source Term Evaluation Codes (ASTEC) zur Abbildung der "Beton-Schmelze-Wechselwirkungen" und der "Aerosol- und Spaltproduktfreisetzung aus einer Schmelze" analysiert und durch Versuchssimulationen validiert. Ergänzt wird dies durch die Simulation eines hypothetischen Störfallszenarios in einem generischen Leichtwasserreaktor.
Laufzeit:
2012 – 2015
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
Validierung und Interpretation der ATHLET-CD-Modellbasis. Zur Analyse und Bewertung der Modellbasis führen wir Simulationsrechnungen von relevanten Experimenten – darunter solche aus der PHEBUS-, CORA-, QUENCH- und der PARAMETER-Versuchsreihe – durch und überprüfen die Übertragbarkeit der Modellbasis zur Anwendung auf Reaktorrechnungen.
Ansprechpartner /in:
Prof. Dr.-Ing. M. K. Koch
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Letzte Änderung: 13. Feb. 2023
