Jahrestagung Kerntechnik 2009: Technische Sitzungen

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Sektionsberichte

JAHRESTAGUNGKERNTECHNIK 2009– Teil 1

Traditionell und bewährt gliedert sich die JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK in Ple-narsitzungen am ersten Veranstaltungstag sowie Fachsitzungen, Technische Sitzungen so-wie Sonderveranstaltungen, wie dem in 2009 zum 7. Mal veranstalteten „Kernenergie-Cam-pus“ – einer breit angelegten Informationsveranstaltung für Schülerinnen und Schüler Wei-terführender Schulen – sowie dem „Workshop Kompetenzerhaltung in der Kerntechnik“ –ein Präsentationsforum für die Forschungsergebnisse junger Nachwuchswissenschaftler – anden 2 Folgetagen. Die Präsentationen des fachlichen Teils der JAHRESTAGUNG KERN-TECHNIK mit den Technischen Sitzungen und Fachsitzungen werden von den Berichter-stattern für die atw zusammengefasst.

Die folgenden 3 Beiträge dokumentieren die Vorträge der Technischen Sitzungen„Thermo- und Fluiddynamik“ (Thermodynamics and Fluid Dynamics, Sektion 2), „Sicher-heit kerntechnischer Anlagen – Methoden, Analysen, Ergebnisse“ (Safety of Nuclear In-stallations – Methods, Analysis, Results, Sektion 3) und „Brennstoffversorgung, Brennele-mente und Kernbauteile“ (Front End of the Fuel Cycle, Fuel Elements and Core Compo-nents, Sektion 4).

Die Berichte zu den Sektionen „Reaktorphysik und Berechnungsmethoden“ (ReactorPhysics and Methods of Calculation, Sektion 1), „Entsorgung radioaktiver Abfälle, Lage-rung“ (Front End and Back End of the Fuel Cycle, Radioactive Waste, Storage, Sektion 5),„Betrieb kerntechnischer Anlagen“ (Operation of Nuclear Installations, Sektion 6), „Still-legung kerntechnischer Anlagen“ (Decommissioning of Nuclear Installations, Sektion 7),„Fusionstechnologie“ (Fusion Technology, Sektion 8), „Forschungsreaktoren, Neutro-nenquellen“ (Research Reactors, Neutron Sources, Sektion 9), „Energiewirtschaft“ (Ener-gy Industry and Economics, Sektion 10) und „Strahlenschutz“ (Radiation Protection, Sek-tion 11), „Neue Anlagen und Innovationen“ (New Build and Innovations, Sektion 12) so-wie „Ausbildung, Fachkunde und Know-how-Transfer“ (Education, Expert Knowledge,Know How Transfer, Sektion 13) werden in einer späteren Ausgabe der atw veröffentlicht.

Anschriften der Berichterstatter:

Sektion 2:Dr.-Ing. Andreas SchaffrathTÜV NORD SysTec GmbH & Co. KGGroße Bahnstraße 31, 22525 Hamburg

Dr. Miks HartmannAreva NP GmbHPaul-Gossen-Straße 100

91001 Erlangen

Dr. Robert StieglitzForschungszentrum KarlsruheHermann-von-Helmholtz-Platz 1

76344 Eggenstein-Leopoldshafen

Dr.-Ing. Thomas HöhneForschungszentrumDresden-RossendorfBautzner Landstraße 400

01328 Dresden

Sektion 3Prof. Dr. Frank-Peter WeißForschungszentrumDresden-RossendorfInstitut für Sicherheitsforschung,

Bautzner Landstraße 400,

01328 Dresden

Dipl.-Ing. Thorsten HollandsRuhr-University Bochum (RUB)Energy Systems andEnergy Economics (LEE)Universitätsstr. 150

44801 Bochum

Dr. Víctor Hugo Sánchez EspinozaForschungszentrum KarlsruheInstitut für ReaktorsicherheitHermann-von-Helmholtz-Platz 1

76344 Eggenstein-Leopoldshafen

Dr. Wolfgang TietschWestinghouse Electric Germany GmbH

Dudenstraße 44

68167 Mannheim

Sektion 4Dr. Petra Britt HoffmannAreva NP GmbHPaul-Gossen-Straße 100

91052 Erlangen

Dr. H.-G. SonnenburgGesellschaft für Anlagen- undReaktorsicherheit (GRS) mbH,

Forschungsinstitute

85748 Garching b. München

Sektion 2

Thermo- und Fluiddynamik

Thermodynamics and FluidDynamics

In der Sektion 2, „Thermo- und Fluiddyna-mik“, fanden im Rahmen der Jahrestagung Kern-technik 2009 4 Technische Sitzungen mit insge-samt 20 Vorträgen statt, von denen 5 in Deutschund 15 in Englisch gehalten wurden. Die Sitzun-gen waren mit ca. 50 bis 80 Zuhörern gut besucht.

Die Sitzung „Strömungskräfte auf Rohrlei-tungen und Einbauten“ wurde von H.-M. Kursa-we (Areva NP GmbH) geleitet und umfasste 5Vorträge. Sie wurde von A. Ismaier sowie E.Schlücker (Friedrich Alexander Universität Er-langen-Nürnberg) mit dem Vortrag „Untersu-chung fluiddynamischer Effekte in Rohrlei-tungssystemen“ eröffnet, die den neu etabliertenRohrleitungsversuchsstand (DN 100, PN 64, 75 mGesamtlänge) am Lehrstuhl für Prozessmaschi-nen- und Anlagentechnik vorstellten. Aufgrunddes flexiblen und sehr vielseitigen Aufbaus bietetvor allem die zeitlich hochauflösende Messtech-nik mit Abtastraten von bis zu 50.000 Hz dieMöglichkeit, auch schnelle Vorgänge wie Druck-stöße mit extremer Genauigkeit zu erfassen. Dieersten in der Versuchsanlage durchgeführten Ver-suchsreihen zeigen, dass die im Versuchsstandverwendete Kreiselpumpe hochfrequente Druck-schwankungen hervorruft. Die Überlagerung mitzusätzlich im System auftretenden Druckstößen,im vorgestellten Aufbau durch Ventilschnell-schluss induziert, kann in einem solchen Kreisel-pumpensystem zu starken fluiddynamischen Inter-aktionen führen, wobei es sowohl zur Dämpfung,als auch zur Verstärkung des Druckstoßes kom-men kann.

Anschließend berichtete M. Popp (Areva NPGmbH, Erlangen) im Vortrag „Optimized LoadCalculation in Piping Systems based on New Ex-perimental Data“ über die intensive Zusammen-arbeit der Areva NP GmbH mit dem Lehrstuhl fürProzessmaschinen- und Anlagentechnik der Uni-versität Erlangen (s.o.). An dem dort installiertenRohrleitungsprüfstand werden Messungen durch-geführt, die speziell auf die Belange des BereichsFluiddynamik der Areva NP zugeschnitten sind.Um Konservativitäten abzubauen, soll durch dieMessergebnisse die Modellierung in Berech-nungsprogrammen ergänzend validiert und weiterverfeinert werden. Exemplarisch für die Detailun-tersuchungen stellte M. Popp die beobachtete Un-terstrukturierung der auftretenden Druckstöße vor.Als Ursache der Unterstrukturierung identifizier-ten die Kooperationspartner die Sekundärströ-mung in den Krümmern und belegten dies über-zeugend durch Vergleiche zwischen Messung undRechnung.

T. Seitz (Areva NP GmbH, Erlangen) erwei-terte anschließend in seinem Beitrag „SwingCheck Valve Behavior under Transient FlowConditions Considering Realistic Effects“ dieDarstellung der im zweiten Vortrag durchgeführ-ten Analysen am Beispiel des realistischenSchließverhaltens einer Rückschlagklappe undden dadurch resultierenden Druckstoß. Obwohldie hierfür vorhandenen Berechnungsprogrammewie ROLAST oder S-TRAC seit vielen Jahren er-probt sind, kann für spezielle Lastfälle auch heutenoch ein Bedarf an Modellverbesserungen beste-hen. Seitz demonstrierte mit den vorgestellten De-tailuntersuchungen zum Schließvorgang einerRückschlagklappe, dass für geringe Druckstößedie Anstiegszeit der Druckflanke 10 ms und mehrbetragen kann. Er beschrieb die physikalischen

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Ursachen und erläuterte begleitet von experimen-tellen Daten die Implementierung der Modellie-rung im Programm S-TRAC.

Im Anschluss berichtete N. Ben Said (West-inghouse Electric Germany GmbH, Mannheim)über die „Modellierung von Speisewasserrück-schlagventilen in RELAP5“. Um bei instationä-ren Vorgängen in Rohrleitungssystemen eine rea-listischere Abbildung des Verhaltens von Armatu-ren und der entsprechend notwendigen aktivenWechselwirkung mit der Strömung zu erreichen,implementierte Ben Said in RELAP5 ein ge-dämpftes Rückschlagventil. Zunächst stellte erdas mathematische Modell im Detail vor, erläuter-te im Anschluss den Aufbau und die Funktions-weise der gedämpften Rückschlagarmatur undstellte anschließend eine Simulation der Rück-schlagfunktion eines Speisewasserventils mit RE-LAP5 vor. Abschließend demonstrierte Ben Saiddurch gute Übereinstimmung der Berechnungser-gebnisse mit vorliegenden Messwerten die Funk-tionsfähigkeit des Modells.

Im abschließenden Beitrag der Sitzung„Analyses of loads on RPV internals in a PWRdue to LOCA considering Fluid–Structure Inter-action“ berichteten P. Akimov und L. Obereisen-buchner (Areva NP GmbH, Erlangen) über dierealistische Berechnung der Strukturbelastungenauf Reaktordruckbehälter (RDB) und Einbautennach einem postulierten DWR Kühlmittelver-lust-Störfall (Bestandteil des Sicherheitsnachwei-ses für kommerzielle Kernkraftwerke). Im Mittel-

punkt der Präsentation stand hierbei die Berück-sichtigung von Fluidstruktur Wechselwirkungsef-fekten (FSI), wie sie zum Beispiel durch das Aus-beulen und die Verschiebung des Kernbehälterssowie die Verformung der rohrförmigen Struktu-ren im oberen Plenum gegeben sind. Nachdem zu-nächst Details der zur Modellierung verwendetenAreva Berechnungscodes LOCAFLEX (Analysender unteren RDB-Einbauten, des RDBs und derBrennelemente) und STRAC/ HAUPT (Einbautendes oberen Plenums) vorgestellt wurden, wurdedurch die Gegenüberstellung der maximalen Belas-tungen mit und ohne FSI anhand eines Beispielsüberzeugend demonstriert, dass die Berücksichti-gung der FSI zu realistischeren Belastungen auf dieRDB-Einbauten führt.

Die 2. technische Sitzung mit dem Titel„Analysen mit System- und gekoppelten Codes“wurde von A. Schaffrath von der TÜV NORD Sys-Tec GmbH & Co. KG geleitet.

Im ersten Vortrag der Sitzung berichteten P.Sarkadi und A. Schaffrath (TÜV NORD SysTecGmbH & Co. KG) über die im Rahmen einer Si-cherheitsüberprüfung durchgeführte „Berech-nung eines Dampferzeugerheizrohrlecks mit rea-listischen Anfangs- und Randbedingungen“.Ziel der Analyse war es aufzuzeigen, dass dasKühlmittel nach dem Übertritt von der Primär- aufdie Sekundärseite von den Komponenten des Se-kundärkreislaufes zurückgehalten wird. Hierzumuss der Druck in dem defekten Dampferzeugerunter dem Ansprechdruck der Sicherheitsventile

von 88,3 bar bleiben. Da die Nullförderhöhe derSicherheitseinspeisepumpen größer als der An-sprechdruck der Sicherheitsventile der Dampfer-zeuger ist, dürfen diese im Verlauf des Störfallsnicht zugeschaltet werden. Das Zuschalten erfolgtbeim Anstehen von 2v3-Notkühlkriterien (Druckim Primärkreislauf kleiner 110 bar, Füllstand imDruckhalter kleiner 2,28 m und Druckaufbau imReaktorsicherheitsbehälter größer 30 mbar). Beidem analysierten Ereignisablauf steht nur das ers-te Notkühlkriterium (Druck im Primärkreislaufkleiner 110 bar) an. Während der Analyse bleibender Füllstand des Druckhalters oberhalb von 3,6 mund das Sicherheitsventil des betroffenen Dampf-erzeugers geschlossen.

Anschließend präsentierten K. Fischer (Be-cker Technologies), U. Gall (Vattenfall EuropeNuclear Energy GmbH) und Walter Klein-Heß-ling (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsi-cherheit mbH) eine „Simulation eines 2F-Bru-ches einer Frischdampfleitung innerhalb desSHB mit dem gekoppelten Code COCO-SYS-ATHLET“. Die Autoren stellten zunächstdie Kopplung der Codes vor und präsentiertendann für die Anlage KKK die Simulation einesKMV-Störfalles mit einem 2F-Bruch einer Frisch-dampfleitung, die sie mit den Ergebnissen einerseparaten ATHLET-Simulation verglichen. DieAutoren leiteten aus diesem Vergleich folgendeErgebnisse ab: In der Notkühlphase 1 ist eine guteÜbereinstimmung beider Rechnungen vorhanden.Wesentlich für diese gute Übereinstimmung ist,

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dass in der Notkühlphase 1 die Druckgradientenan der Bruchstelle in Richtung SHB (Druckkam-mer) und an den S/E-Ventilen in Richtung Kon-densationskammer so groß sind, dass eine stabilegerichtete Strömung berechnet wird. Außerdemwird in diesem Zeitbereich überwiegend Dampfüber die Bruchstelle sowie über die S/E-Ventiletransportiert. Mit Beginn der Notkühlphase 2 istder RDB bis auf die Höhe der Frischdampfleitun-gen geflutet, es ist nahezu der Druckausgleichzwischen dem RDB und dem SHB erreicht, unddie Bruchstelle sowie die S/E-Ventile werden imWesentlichen mit einem Wassermassenstrom be-aufschlagt.

Im Vortrag „OECD Benchmark on Measu-red Data at NPP Kalinin Unit 3 and GRS/KI Re-sults by the Coupled System Code ATHLET/BIPR-VVER“ gaben S. Nikonov, M. Lizorkin(Kurchatov Institute), V.A. Tereshonok (VNIIAES)und K. Velkov und A. Pautz (Gesellschaft für Anla-gen- und Reaktorsicherheit mbH) einen Überblicküber ein neues OECD/NEA Benchmark, in dem ge-koppelte Codes für WWER-1000 Reaktoren gegenMesswerte des Kraftwerks Kalinin Block 3 vali-diert wurden. Als Transiente wurde das Abschalteneiner Hauptkühlmittelpumpe bei Nominalleistunggewählt, da es hierbei zu unsymmetrischen Kern-zuständen mit einer Vielzahl von Parameterände-rungen kommt. Die experimentellen Daten derTransiente sind gut dokumentiert. Die Messungenwurden mit einer hohen Messfrequenz aufgenom-men, die Unsicherheiten sind für nahezu alle Para-meter ausgewiesen, sodass die Transiente nicht nurzur Validierung von gekoppelten Codes, sondernauch für eine Unsicherheitsanalyse im Rahmen desNEA/OECD LWR Uncertainty Analysis in Model-ling (UAM) Benchmark herangezogen wurde. DieAutoren präsentierten erste Vergleiche von Mess-werten mit integralen und lokalen neutronenkineti-schen sowie thermohydraulischen Parametern, diemit dem gekoppelten Code ATHLET/BIPR-VVER berechnet wurden. Diese zeigen eine guteÜbereinstimmung.

Die 3. technische Sitzung mit dem Titel„Neue Experimente, Ergebnisse und Modelle“wurde von R. Stiegnitz vom ForschungszentrumKarlsruhe geleitet.

In „Full scale steady state component testsof the SWR 1000 Fuel Pool Cooler at the INKAtest facility” berichten F. Maisberger, S. Leyer,B. Schaub, W. Brettschuh, T. Wagner, M. Doll,M. Wich, H. Schäfer (Areva NP GmbH, Offen-bach) und J. Unger (TU Darmstadt) über den Sie-dewasserreaktor SWR1000, bei dem neben be-währten aktiven auch innovative passive Sicher-heitssysteme eingesetzt werden. Eines der Sicher-heitssysteme ist das Nachwärmeabfuhrsystem fürabgebrannte Brennelemente, die im Abklingbe-cken gelagert werden. Dieses wurde am INKA (In-tegral Teststand Karlstein) Versuchsstand imMaßstab 1:1 aufgebaut und getestet. Die Autorenstellen in ihrem Vortrag erste Versuchsergebnissevor, wobei eine Dampfinjektion im unteren Plenumdes Brennelementepools als Simulator der Wärme-quelle diente. In der mit Thermoelementen auf un-terschiedlichen Höhen versehenen Teststrecke wur-de als Referenzfall des Funktionsnachweises eine2-MW-Dampfinjektion bei einer Kühlwasserein-trittstemperatur von 25 °C in den oben im Pool an-gebrachten Rohrbündelwärmetauscher untersucht.Für diesen Referenzfall stellte sich bereits nach600 s ein stationärer Endzustand ein. Hinsichtlichdes Integralverhaltens dieses Systems wie der Wär-meabfuhrkapazität konnte sowohl für den Refe-renzfall wie auch eine Vielzahl anderer Messungeneine gute Übereinstimmung mit den Auslegungsda-ten des Kühlers gezeigt werden. In Zukunft sollen

die Daten der lokalen Temperaturmessinstrumen-tierung als Validierungsgrundlage eines zu erstel-lenden CFD-Modells dienen.

In „Comparison of air/water and steam/wa-ter flooding experiments in a model of thehot leg of a PWR” stellten C. Vallée, T. Seidel, D.Lucas, M. Beyer, H. Pietruske, P. Schütz undH. Carl (Forschungszentrum Dresden-Rossendorfe.V., Dresden) neue experimentelle Untersuchun-gen zur Bestimmung der Gegenstrombegrenzung(CCFL) bei sog. „Reflux Condenser“ Betrieb vor.Hierbei ist eine ausreichende Kühlung des Kernsnur dann gewährleistet, sofern die CCFL nicht er-reicht wird. Am Forschungszentrum Dres-den-Rossendorf wurde ein derartiges Unfallszena-rio bei reaktortypischen Drücken und Temperatu-ren in einer skalierten komplexen Geometrie (1:3)mithilfe von Luft-Wasser- (bei niedrigen Drü-cken) Wasser-Dampfversuchen experimentell ver-messen. Vallée zeigte einen Vergleich der experi-mentell erzielten Ergebnisse mit denen einer nu-merischen Simulation bei einem definierten Re-ferenzfall (p = 50 bar, T = 262 °C) auf. Im erstenSchritt charakterisierte er den Ablauf der 3 Phaseneines CCFL-Scenarios anhand der Messergebnissevon Druckdifferenz, Dampfdurchsatz sowie derHöhenstände in Dampferzeuger und Druckbehäl-tersimulator und belegte diese durch Hochge-schwindigkeitskameraaufnahmen. Eine Analyseder Ergebnisse mithilfe des Wallis-Parameters(oder dimensionsloser Leerrohrgeschwindigkeit)zeigt eine deutliche Abnahme der Gegenstrombe-grenzung mit zunehmendem Wasserstrom, aberauch einen deutlichen Unterschied der Wasser-Luft- zu den Wasser-Dampfexperimenten. Wäh-rend der Wallis-Parameter im Wesentlichen denDruck (über die Fluiddichten) berücksichtigt, kannmit Hilfe der Kutateladze-Zahl auch der Einflussder Oberflächenspannung berücksichtigt werden;aber auch die Zuhilfenahme dieses Parameterskann die Diskrepanz zwischen den Experimentennicht erklären. Da die Kondensation des Dampfsals Ursache des beobachteten Unterschiedes aus-geschlossen werden kann, wurde eine multiplikati-ve Viskositätsergänzung des Wallis-Parameters un-tersucht, da sich die Viskosität des Wassers im un-tersuchten Parameterbereich um eine Größenord-nung ändert. Durch diese Ergänzung konnte einegute Übereinstimmung experimenteller und analy-tischer Daten erzielt werden, die durch Ergebnisseeines weiteren in der Literatur dokumentierten Ex-periments erhärtet werden. Die Implementierungdieses ergänzten Wallis-Parameters in den eindi-mensionalen Systemcode RELAP5 zeigt, dass diebisherigen auf Wasser-Luft-Experimenten basier-ten Reaktorsicherheitsberechnungen konservativsind.

Anschließend verglichen E. Bubelis, M.Schikorr (Forschungszentrum Karlsruhe GmbH,Karlsruhe) in „Proposal for Best Fit Wire Wrap-ped Fuel Bundle Friction Factor and PressureDrop Prediction using Rehme Friction FactorCorrelations“ unterschiedliche Druckverlustbe-ziehungen bei mittels Drahtabstandshaltern ge-führten Brennelementen mit den in der Literaturverfügbaren experimentellen Ergebnissen fürWasser, Luft und Natrium und analysierten dieKorrelationen hinsichtlich ihres Konfidenzinter-valls bei unterschiedlichen Reynolds-Zahlen. DieArbeiten sind essenziell für die Auslegung vonBrennelementen. Die Druckverlustbeziehungenwurden in den validierten Code SIM-ADS imple-mentiert und die numerischen Ergebnisse mit denlokal vorhandenen Experimentdaten von Choiverglichen. Dabei zeigte sowohl lokal als auchglobal die von Rehme entwickelte Korrelation diebeste Übereinstimmung mit den Experimenten;

dies gilt nicht nur für Wasserexperimente, sondernauch für die Medium Luft und Natrium. Die Reh-me-Druckverlustkorrelation sollte daher bei allenDrahtabstandhaltern geführten thermohydrauli-schen Brennelementauslegungen als Referenzbe-ziehung herangezogen werden.

Die 4. technische Sitzung der Sektion 2 be-schäftigte sich mit der Anwendung von„CFD-Methoden für den Kern sowie den Pri-märkreislauf von LWR“ und wurde von T. Höh-ne vom Forschungszentrum Dresden-Rossendorfe.V. geleitet.

Im ersten Vortrag von U. Bieder, F. Ducros,G. Fauchet, P. Quéméré (CEA Grenoble) mit demTitel „CFD Investigations of a Full Scale HelicalWire-Wrapped 61-Pin Fuel Bundle by Using theCode TRIO_U“ wurden generische Untersuchun-gen zum thermohydraulischen Verhalten eines 1:1skalierten Rohrbündels mit spiralförmig angeord-neten Drähten mit dem CFD-Code TRIO_U an derCEA Grenoble vorgestellt. Die Autoren beschrie-ben in ihrem Vortrag das numerische Modell, dieVernetzungsstrategie sowie auch Sensitivitätsstu-dien zu physikalischen Modellen und Vernetzungs-parametern. Nach einer umfangreichen Validierungdes Modells wurde der „Hot Spot“ des 61 PinBrennelements mit 9 spiralförmig angeordnetenDrähten bei inhomogenem Aufheizen vorausge-sagt. Die Analyse benötigte ein Netz mit 200 Mio.Zellen und 10 CPU-Tagen Rechenzeit auf 1.000Prozessoren. Die Autoren stellten abschließendfest, dass die Standardversion von TRIO_U auchderart große Aufgabenstellungen korrekt behan-deln kann.

Im 2. Vortrag referierten M.H.C. Hannink,A.K. Kuczaj, F.J. Blom, J.M. Church und E.M.J.Komen (Nuclear Research and ConsultancyGroup, Petten) über die „CFD-FEM Couplingfor Accurate Prediction of Thermal Fatigue“.Die Autoren präsentierten eine Strategie zur Un-tersuchung thermischer Ermüdungserscheinungenvon Strukturen bei komplexen Vermischungspro-blemen in Kernkraftwerken. Diese beinhaltet dieKopplung von CFD- und FEM-Methoden. DieseVorgehensweise wurde anschließend an einerNachrechnung eines Experimentes erläutert. DerVersuchstand beinhaltete ein T-Stück, in welchemsich heißes und kaltes Wasser turbulent vermisch-te. Als Ergebnis der Analysen konnte gezeigt wer-den, dass bei den gegebenen Temperaturen imT-Stück keine thermischen Ermüdungserschei-nungen auftreten.

Anschließend berichteten M. Schmidtke undD. Danciu (Forschungszentrum Dresden-Rossen-dorf) über „Empirical and Numerical Studies onGas Entrainment by Impinging Jets“. Diese sindbei verschiedenen Szenarien der Reaktorsicher-heit, in denen Wasserstrahlen auf freie Wasser-oberflächen treffen (z.B. ECC-Einspritzung in ei-nen nur teilweise gefüllten Heißstrang) von Be-deutung. In dem Experiment wurden die Wasser-strahlen mit einem Anfangsdurchmesser von 6 mmaus Höhen zwischen 1 bis 25 cm und mit Ge-schwindigkeiten zwischen 1 bis 3 m/s mit An-fangsgeschwindigkeiten zwischen 1 bis 3 m/ssenkrecht in ein halbgefülltes Acrylglasbeckengeschossen. Mittels einer Hochgeschwindigkeits-kamera wurde die Strahlstruktur oberhalb derWasseroberfläche gefilmt. Des Weiteren wurde –sofern es zum Gasmitriss kam – die Entwicklungder Blasenfahne unter dem Wasserspiegel verfolgt.Der Gasmitriss kann durch langwellige Instabilitä-ten (Ausbauchungen des Strahls) oder kurzwelligeStörungen der Strahloberfläche (Kapillarwellen)hervorgerufen werden. Blasenfahnen mit größeremGasgehalt dringen in der Regel weniger tief unterdie Wasseroberfläche als solche mit geringerem

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Gasgehalt. CFD Simulationen zu den Blasenfahnenzeigten, dass die Struktur der Blasenfahnen we-sentlich von der Liftkraft beeinflusst ist, durch diekleineren Blasen lange Zeit in der Nähe derStrahlachse festgehalten werden können.

E. Krepper (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.V.) sowie S. Alt und St. Renger(Hochschule Zittau/Görlitz) berichteten dann überden „Einfluss des Mitrisses von Luft auf das Was-ser-Strömungsfeld bei einem Jet“. Der Vortragumfasste experimentelle Ergebnisse sowie CFD-Untersuchungen zum Jet zur Klärung derzeit nochoffenen Fragen beim Isoliermaterialtransport imSumpf eines DWR. Die durch den Jet nach einemKühlmittelverluststörfall in die Wasservorlage imSumpf eingetragene Luft steigt auf und übt einenImpuls auf das umgebende Wasser sowie auf dassich herausbildende Strömungsfeld aus. Dadurchwerden die Transportwege und die Ablagerungsge-biete eingetragener Fasern beeinflusst. MittelsCFD-Analysen konnten experimentell bestimmteAblagerungsbilder von Fasern im Modellsumpf gutberechnet werden. Somit sind nach Ansicht derAutoren CFD-Methoden zur Untersuchung derar-tiger Fragestellungen geeignet.

Y. Liao und D. Lucas (ForschungszentrumDresden-Rossendorf e.V.) diskutierten in „Brea-kup and Coalescence for Turbulent Air-WaterMixtures in a Vertical Pipe“ Modelle zur Be-schreibung der Koaleszenz bzw. des Zerfalls vomBlasen für turbulente Luft-Wassergemische in ei-nem vertikalen Rohr. Diese Modelle stellen der-zeit einen Schwachpunkt bei der Modellierungvon polydispersen Blasenströmungen dar. DieAutoren präsentieren in ihrem Beitrag zu diesemThema neue Schließungsmodelle, die verschiede-ne Mechanismen (u.a. turbulente Fluktuation, la-minare Scherung, Nachlaufentrainment, Wirbel-einfang, Auftrieb und Grenzflächenschlupf) be-rücksichtigen. Des Weiteren wurden die neuenModelle in ein einfaches Modell für eine vertikaleRohrströmung implementiert und die Entwicklungder Blasengrößenverteilung und des radialen Gas-gehalts in Strömungsrichtung untersucht. Die Si-mulationsergebnisse zeigen, dass bei den niedri-gen Gasleerrohrgeschwindigkeiten die eingespeis-ten Blasen klein sind und eine Blasengrößenver-teilung mit einem engen Spektrum vorliegt. Hier-bei wird die Entwicklung der Strömung wesent-lich durch die Koaleszenz bestimmt. Bei großenGasleerrohrgeschwindigkeiten entstehen großeBlasen. Das Spektrum der Blasengrößenverteilungist breiter und der Zerfall spielt folglich einewichtige Rolle. Ein abschließender Vergleich mitexperimentellen Daten der Versuchsanlage TO-PFLOW zeigt eine gute Übereinstimmung. Dasvorgestellte Modell gibt z.B. auch die radiale Mi-gration der Blasen vom Gaseinspeiseort zu demRohrzentrum gut wieder.

Im Beitrag „Experimentelle und numeri-sche Analyse der Kühlmittelvermischungin WWER-1000 Reaktoren im Rahmen des TA-CIS Projektes R2.02/02“ stellten T. Höhne undU. Rohde (Forschungszentrum Dresden-Rossen-dorf e.V.), D. Melideo, F. D’Auria (Universitá diPisa) sowie A. Shishov und E. Lisenkov (FSUEOKB Gidropress) die Nachrechnung eines Pum-penstartexperiments mit Einspeisung eines Tra-cerpfropfens an der Gidropress Vermischungsan-lage im Rahmen des TACIS-Projektes R2.02/02mit dem CFD-Code ANSYS CFX vor. In demBeitrag werden die numerischen Resultate mit denexperimentellen Daten verglichen, die an ver-schiedenen Positionen am Kerneintritt gemessenwurden. Die Untersuchung der Vermischung er-folgt anhand eines Tracers (verdünnte Salzlösung)und der Messung der Leitfähigkeit des Fluids. Die

numerischen Resultate zeigten eine gute qualitati-ve Übereinstimmung mit dem Experiment, insbe-sondere wurde die Morphologie der Konzentra-tionsverteilung am Kerneintritt richtig beschrie-ben. Ein quantitativer Vergleich der maximalenTracerkonzentrationen über der Zeit ergab ähnli-che Verläufe und eine Abweichung im Maximal-wert von nur 5 %. Die Ergebnisse der Experimen-te und CFD-Rechnungen fließen in ein Modul ein,welches in Systemcodes für Störfallanalysen inte-griert werden kann. Über eine verbesserte Be-schreibung der Vermischung wird eine realisti-sche Störfallsimulation erreicht.

Anschließend referierten B. Schramm und J.Stewering von der Gesellschaft für Anlagen- undReaktorsicherheit mbH, Köln über das Thema„Modeling of Hydrogen Combustion with CFX“.Derzeit validiert die GRS den CFD-Code CFX u.a.für die Simulation der turbulenten Wasserstoffver-brennung. Im Rahmen dieser Arbeiten wurden meh-rere an der russischen RUT-Anlage durchgeführteVersuche (HYCOM01, HYCOM02, HYCOM13und HYCOM 14) nachgerechnet. Diese Versuchewurden mit Wasserstoffkonzentration zwischen 10und 11,5 % und in verschiedenen Geometriendurchgeführt. Bei den Analysen wurden 2 ver-schiedene in CFX-11 implementierte Verbren-nungsmodelle – das Eddy-Dissipation sowie dasBurning-Velocity Modell – getestet. Der Vergleichder Druck-Zeit-Verläufe und der Flammenan-kunftszeiten an verschiedenen Messstellen zeigt,dass die turbulente Verbrennung besser mit demBurning-Velocity Modell simuliert wird.

In „Asymmetrische Temperaturprofile inTransport- und Lagerbehältern für radioaktiveStoffe unter Routine-Beförderungsbedingun-gen“ stellen C. W. Bletzer, U. Zencker undH. Völzke (Bundesanstalt für Materialforschungund –prüfung, Berlin) die Entwicklung und An-wendung von Berechnungsmodellen zur Ermitt-lung der maximalen Temperaturen an Transport-und Lagerbehältern für stark Wärme entwickelnderadioaktive Abfälle vor. Bei der Modellierung re-sultiert aus der strukturellen Abbildung des Behäl-terinventars sowie Umgebungsbedingungen einesignifikante Beeinflussung der Wärmeabfuhr nachaußen. Die Autoren zeigen, dass stark vereinfachteModelle mit homogenisierter Wärmelastverteilungdie tatsächlichen Verhältnisse unterschätzen. Siebilden daher in ihrem Modell den Tragkorb, dieVerschiebungen des Tragkorbes sowie der hierinbefindlichen Glaskokillen und die Umgebungsbe-dingungen (u.a. die Umströmung des Behälters un-ter einer Schutzhaube sowie die Sonneneinstrah-lung) sukzessive ab. Es zeigt sich, dass sich darausresultierende Effekte stellenweise überlagern, wo-bei eine reine Addition der einzelnen Effekte je-doch die maximale Temperatur überschätzen wür-de. In dem von den Autoren vorgestellten CFD-Modell werden alle zuvor genannten Effektegleichzeitig in geeigneter Form berücksichtigt undso realistische sicherheitstechnische Aussagenabgeleitet.

Im abschließenden Vortrag der 4. Sitzungberichteten A. Onea und M. Böttcher (For-schungszentrum Karlsruhe GmbH) über „CFDUntersuchung der Strömungsvermischung in derTHAI Anlage – Experiment TH 20.2“ Das vonBecker Technologies durchgeführte ExperimentTH 20.2, welches die Erodierung einer anfänglichstabilen Helium-Luft-Schichtung mittels einesvertikalen Luft-Freistrahls untersucht, wurde mitdem CFD-Code ANSYS-CFX analysiert. DieStrömung im Experiment wurde als mehrkompo-nentige, turbulente Auftriebsströmung abgebildet.Des Weiteren wurden in den für die Analysenverwendeten Turbulenzmodellen (u.a. das k-�-,

das SST-, das RS-Modell) zusätzliche Produk-tions- und Dissipationsterme für die turbulenteSchwankungsenergie der Auftriebsströmungenberücksichtigt. Die Autoren bilden den axialenund azimutalen Impulseintrag des Gebläses zurErzeugung des Luftstrahls durch eine volumetri-sche Impulsquelle ab, wobei eine z.T. gute Über-einstimmung mit gemessenen Geschwindigkeits-profilen im Freistrahlbereich erzielt wird. DieCFD-Simulationen zeigen insbesondere in Berei-chen mit einer großen mittleren Strömungsge-schwindigkeit qualitativ Übereinstimmung mitMessungen. Generell wird die Vermischung vonHelium und Luft deutlich unterschätzt, was sich ineiner um bis zum Faktor 3 zu geringen vertikalenFortpflanzungsgeschwindigkeit der Mischfrontzeigt. Eine Variation der Gittergröße, unterschied-liche Turbulenzmodelle sowie die Variation derturbulenten Schmidt Zahl haben zu keiner signifi-kanten Verbesserung der Simulationsergebnissegeführt. Lediglich die Verwendung eines Donor-Cell-Verfahrens 1. Ordnung zur räumlichen Dis-kretisierung hat zu geringfügigen Verbesserungengeführt, was jedoch lediglich auf die erhöhte nume-rische Diffusion des Diskretisierungsverfahrens zu-rückzuführen ist und keine grundlegende Verbesse-rung der Modellierung darstellt. Die Simulationenzeigen, dass für eine quantitative Simulation starkanisotroper Mischvorgänge in von Auftriebskräftendominierten Strömungen signifikante Verbesserun-gen an den zur Verfügung stehenden Turbulenz-modellen vorgenommen werden müssen.

Sektion 3

Sicherheit kerntechnischer Anlagen –

Methoden, Analysen, Ergebnisse

Safety of Nuclear Installations –Methods, Analysis, Results

Die von Prof. F.P. Weiß geleitete Techni-sche Sitzung zum Thema „Schwere Störfälle“umfasste insgesamt 5 Vorträge.

Sie wurde mit dem Beitrag von S. A. Kulyuk-hin (Russische Akademie der Wissenschaften) unddessen Koautoren aus anderen russischen Institu-tionen, darunter ATOMENERGOPROJEKT, er-öffnet. S. A. Kulyukhin stellte unter dem Titel„New Approaches for Decreasing of Environ-mental Emergency Contamination During Seve-re Accidents at Nuclear Power Plants“ 2 passivwirkende Systeme zur Wärmeabfuhr aus dem Pri-märkreis bzw. zur gefilterten Druckentlastung desContainments bei einem schweren Störfall vor.Das passive Druckentlastungssystem führt dasDampf-Luft-Gemisch aus dem Containment zu-nächst über einen Grobfilter zur Abtrennung grö-ßerer Partikel sowie über mehrere Wärmetauscherund einen Kondensator schließlich auf das Sorp-tionsmodul. Mithilfe einer zwischengeschaltetenStrahlpumpe wird auch Gas aus Anlagenräumenbzw. dem Ringspalt, bei einem doppelschaligenContainment, abgesaugt und dem Gasstrom ausdem Containment zugesetzt. Dadurch wird insge-samt ein Dekontaminationsfaktor von 105 odermehr für radioaktive Aerosole und alle Iodformenvor der Abgabe an die Atmosphäre erreicht.

Das passive System zur Wärmeabfuhr ausdem Primärkreis ist an die Dampferzeugersekun-därseite angeschlossen. Bei Normalbetrieb ist die-ses System wirkungslos. Erst bei Verlust derHauptwärmesenke wird die Wärme aus dem Se-kundärkreis über einen passiven Wärmetauscheran die Atmosphäre im Ringspalt des doppelschali-gen Sicherheitsbehälters abgeführt. Das erwärmte

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und u.U. kontaminierte Luft-Dampf-Gemisch imRingspalt wird über Filter an die Umgebung abge-geben. Derart kombiniert dieses System, zu dembislang ein Basic Design vorliegt, die Wärmeab-fuhr aus dem Primärkreis mit der gefilterten Druck-entlastung des Containment-Ringspaltes. S.A. Ku-lyukhin kündigte an, dass daran gedacht ist, dierussischen WWER-440/230 mit passiven Druck-entlastungssystemen nachzurüsten.

Der 2. Vortrag „Comparison of the Hydro-gen Uptake Behaviour of Different CladdingMaterials During Steam Oxidation“ wurde vonM. Große (Forschungszentrum Karlsruhe) gehal-ten. Zirkon basierte Hüllrohrmaterialien nehmenWasserstoff einerseits während des Normalbetrie-bes und andererseits bei Hüllrohroxidation in Fol-ge der Zirkon-Wasserdampf-Reaktion bei Tempe-raturen oberhalb 900 °C im Verlaufe eines schwe-ren Störfalls auf. Die Wasserstoffaufnahme führtzur Hüllrohrversprödung und damit zu einem er-höhten Risiko des Hüllrohrversagens. M. Großestellte die Ergebnisse von Oxidationsexperimen-ten an verschiedenen Hüllrohrmaterialien (Zry-4,E110-VVER, DUPLEX Dx/D4-AREVA) imTemperaturbereich zwischen 1.000 bis 1.400 °Cvor. Die Wasserstoffeinlagerung wurde mithilfeder Neutronenradiografie an der SINQ im PSI(Schweiz) gemessen.

Zwischen 1.100 °C und 1.300 °C wurde inden Experimenten „reguläres“ Verhalten der Was-serstoffkonzentration im metallischen Zirkon be-obachtet. Dabei fiel die Wasserstoffkonzentrationexponentiell über der Zeit mit t-1/4 ab, sobald dy-namisches Gleichgewicht zwischen der Wasser-stoffkonzentration im Metall und dem Wasser-stoff-Partialdruck in der Gasatmosphäre erreichtwar.

Abweichungen von diesem regulären Ver-halten wurden bei Temperaturen von 1.000 °Cund 1.400 °C gefunden. Bei 1.000 °C führten of-fene Risse in der Oxidschicht zu höheren Wasser-stoffkonzentrationen als nach dem dynamischenGleichgewichtsmodell vorhergesagt. Demgegen-über fiel die Wasserstoffkonzentration bei 1.400 °Cals Folge des schnellen Verbrauches von metalli-schem �-Zirkonium beschleunigt ab.

In Vertretung von S. Güntay präsentierteDipl.-Ing. Jäckel (PSI, Schweiz) „Ein neues Tech-nisches Verfahren zur Rückhaltung aller Iodspe-zies im Containment bei einem Schweren Stör-fall“. Die Zielstellung der vorgestellten Untersu-chungen bestand darin, die vorhandenen und be-währten technischen Lösungen wie Spraysystemeund Wäscher mit möglichst geringem Aufwandderart zu modifizieren, dass die Rückhaltung vonOrganoiod verbessert wird. Zu diesem Zweck wur-de den Wäscherlösungen der nukleophile Anionen-austauscher Trioctylammoniumchlorid, bekannt alsAliquat 336, zugesetzt. Aliquat 336 beschleunigtdie Zersetzung von Organoiod und bindet das da-bei entstehende Iodid.

Radiochemische Untersuchungen, in denendie Wäscherlösungen mit Strahlendosen von biszu 2.500 Gy bestrahlt wurden, zeigten die Bestän-digkeit der Bindung der Iodidionen an den Anio-nenaustauscher und im Ergebnis dessen eine star-ke Herabsetzung der Bildung von molekularemIod. Entscheidend für die Iodrückhaltung ist vorallem die Geschwindigkeit, mit der das Methylio-did zersetzt wird. Durch Zugabe von Thiosulpha-ten und Aliquat 336 konnte die Zersetzungsge-schwindigkeit in Abhängigkeit von der Tempera-tur um bis zu 2E+04 erhöht werden. Im Rahmender Umsetzung des Severe Accident Managementwird der Einsatz von Aliquat 336 in den schwei-zer Anlagen vorbereitet.

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Jahrestagung Kerntechnik 2009: Technische Sitzungen

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In seinem Vortrag zum „Status of Modellingof the Nitrogen Reaction During Air Ingress“legte Thorsten Hollands (Ruhr-Universität Bo-chum) dar, dass die Bildung von Zirkonnitrid beieinem schweren Störfall im Reaktor oder imBrennelement-Nasslager im Vergleich zur Bil-dung von Zirkonoxid zu wenig untersucht wordensei. Auch wenn die Reaktionsenthalpie bei der Ni-tridbildung um den Faktor 3 kleiner ist als bei derOxidation und die Oxidation bevorzugt abläuft, sosei der Einfluss der Nitridbildung unter lokalemoder globalem Sauerstoffmangel auf die Hüllrohr-eigenschaften dennoch nicht zu vernachlässigen.Ausgehend von Experimenten im Forschungszen-trum Karlsruhe im Temperaturbereich zwischen800 °C und 1.400 °C entwickelten die Autorenein Modell für ATHLET-CD, das die Nitridbil-dung von nicht voroxidiertem Zirkon in sehr guterÜbereinstimmung mit dem Experiment wieder-gibt. Die Modellentwicklung für voroxidiertesZirkon sei im Gange. Nach Implementierung derModelle in ATHLET-CD sei eine Validierung an-hand von QUENCH- und CODEX-Experimentengeplant.

Die Sitzung wurde mit dem Bericht vonJ. Foit (Forschungszentrum Karlsruhe) und Ko-autoren über den „International MCCI ReactorBenchmark“ abgeschlossen. Im Verlaufe einesschweren Störfalls kann es zum Versagen des Re-aktordruckbehälters und schließlich zur Wechsel-wirkung der Kernschmelze mit den Betonstruktu-ren in der Reaktorgrube kommen. Diese Wechsel-wirkung (Molten Core-Concrete Interaction:MCCI) hängt von vielen, miteinander gekoppeltenphysikalischen Phänomenen ab, wie beispielswei-se dem Wärmeübergang von der Schmelze in denBeton und den Eigenschaften der Schmelze inAbhängigkeit von ihrer Zusammensetzung, diesich durch den aufschmelzenden Beton ändert.

Im International MCCI Reactor Benchmarksollte die Fähigkeit der verschiedenen internatio-nal eingesetzten Codes bewertet werden, reaktor-typische Szenarien zu berechnen. Der Benchmarkumfasste 4 typische Szenarien mit silikatischembzw. kalzitischem Beton jeweils im Kontakt miteiner homogenen bzw. stratifizierten Schmelze.Die beteiligten Codes zeigten insbesondere Defi-zite hinsichtlich der Vorhersage des Verhältnissesvon lateraler zu axialer Betonerosion. Bei Über-tragung auf Reaktorverhältnisse würden die ermit-telten Zeiten bis zum Fundamentversagen ummehr als den Faktor 3 voneinander abweichen.

J. Foit stellte fest, dass Verbesserungsbedarfvor allem hinsichtlich der Modelle für die Relati-on von axialem zu lateralem Wärmestrom, für dieEntwicklung des Schmelzepools (homogen versusstratifiziert) mit der Zeit und für den konvektivenWärmetransport in der Schmelze zwischen oxidi-scher und metallischer Phase bei Gasfreisetzungaus der Schmelze besteht.

Die von Dipl.-Ing. T Hollands geleiteteTechnische Sitzung zum Thema „H2 im Contain-ment“ umfasste insgesamt 4 Vorträge und wurdemit dem Thema „Effect of Hydrogen Combustionon Containment Loads during Direct Contain-ment Heating“ von Leonhard Meyer (For-schungszentrum Karlsruhe) eröffnet. Die darge-stellten Arbeiten befassten sich mit dem Einflussdes Direct Containment Heatings in Leichtwasser-reaktoren auf die Integrität des Containments imFalle eines Versagens des Reaktordruckbehältersunter moderatem Druck. Der Auswurf von Kern-schmelze in die Reaktorgrube und deren möglicheDispersion in den Sicherheitsbehälter führen zurDruckerhöhung. Hierbei spielt die gleichzeitigeWasserstoffverbrennung eine entscheidende Rol-le, sodass eine möglichst genaue Bewertung des

Einflusses dieses Effektes auf die Belastung desContainments notwendig ist, wobei die 3 Fakto-ren, bereits vorhandene H2-Menge, während desBlow-down eingetragene und produzierteH2-Menge sowie die Geometrie der Reaktorgrubeentscheidend sind. Für die ContainmenttypenZion, EPR und P’4 wurden hierzu in verschiede-nen Versuchsreihen kleinskalige Experimente undEinzeleffekttests durchgeführt, um den Einflussauf die Integrität der unterschiedlichen Contain-ments zu ermitteln und Reaktorrechnungen durch-führen zu können. Es wurde gezeigt, dass sich 3verschiedene Verbrennungsregime ausbilden kön-nen, die aber bei geschlossenen Reaktorgruben,wie bei Westinghouse-Anlagen und im EPR dieIntegrität des Containments nicht gefährden.Demgegenüber ist für offene Reaktorgruben undim Fall bestehender hoher H2-Konzentrationeneine Weiterentwicklung der Modellierung in Re-chencodes notwendig, um die Extrapolation vomexperimentellen Maßstab auf den Reaktormaßstabdurchführen zu können, um so verlässliche Aussa-gen über die Integrität des Containments treffenzu können.

Der 2. Vortrag „Combustible Gas ControlEPR™ – System Design, Qualification and Ana-lytical Results“ wurde von Norbert Losch (Koau-toren B.A. Eckardt und J. Eyink, beide Areva NP)gehalten. Er berichtete über das „Combustible GasControl System (CGCS) im EPR“, das zur Steue-rung der Containment-Atmosphäre – insbesondereder H2-Konzentration – im Falle eines Auslegungs-störfalls bzw. eines schweren Störfalls ausgelegtwurde. Um dem vorrangigen Ziel der Sicherheits-auslegung des EPR gerecht zu werden, einemschweren Störfall mit Kernschmelze zu widerste-hen, muss das Containment intakt bleiben, sodassdie maximale H2-Konzentrationen global unter 10% betragen soll. Ausgehend von postulierten Stör-fallszenarien wurde das CGCS entwickelt, um dieH2-Konzentration im Containment zu erfassen undzu reduzieren, wobei das System aus 3 Teilsyste-men besteht. Der Passive Autocatalytic Recombi-ner (PAR) zum H2-Abbau, dem Teilsystem CON-VECT für die schnelle Überführung des Contain-ments von einer 2-Raum-Anordnung zu einer1-Raum-Anordnung sowie das Containment Atmo-sphere Monitoring System (CAMS), was die dieH2-, Luft- und Dampfverteilung aufzeichnet. DieSysteme PAR und CONVECT wurden in Einzel-und Integralversuchen, wie bspw. PHEBUS FPT-3,getestet und deren Funktionalität geprüft, wobeibeide Systeme den Anforderungen entsprechendarbeiteten. Darüber hinaus konnte nachgewiesenwerden, dass CAMS die aktuell lokal vorliegendenH2-Konzentrationen in Auslegungsstörfällen undinsbesondere in schweren Störfällen zuverlässigaufzeichnen kann.

Harald Dimmelmeier stellte in seinem Vor-trag „Computational Validation of the EPR Hyd-rogen Control System“, der sich inhaltlich an denvorherigen Vortrag anschloss, die zusammen mitden Koautoren J. Eyink, S. Worapittayaporn undM.A. Movahed (alle Areva NP) erzielten Ergeb-nisse der numerischen Arbeiten zum Thema desCombustible Gas Control System (CGCS) imEPR dar. Im Falle eines schweren Störfalls könn-ten aus dem Kerninventar im EPR von etwa 30 tZirkon theoretisch rund 1,3 t Wasserstoff freige-setzt werden, die durch das CGCS abgebaut wer-den müssten. Zur Beurteilung der Wirksamkeitder Systeme wurden zunächst für den In-Vessel-Bereich ca. 100 Szenarien entwickelt und mit demIntegralcode MAAP simuliert, wovon etwa 10ausgewählt wurden, die aufgrund ihrer Charakte-ristik mit COCOSYS für den Containmentbereichberechnet wurden, wobei die Energie- und Massen-

einträge aus MAAP als Inputparameter verwendetwurden. Aufgrund der Ergebnisse und der Risiko-relevanz von 5 Szenarien wurden diese ausgewählt,um detaillierte Analysen mit dem CFD-CodeCOM3D hinsichtlich der Effektivität der PassiveAutocatalytic Recombiner (PAR) sowie des Flam-menverhaltens durchzuführen. Hierbei zeigte sich,dass ein Übergang von Deflagration zu Detonationnicht auftritt und das Containment sowie die inne-ren Strukturen aufgrund der Belastungen einer Ver-brennung nicht in Gefahr geraten. Die durchge-führten Berechnungen konnten belegen, dass dieFunktionalität der einzelnen Systeme des CGCSgewährleistet ist und keine Gefahr für die Integritätdes EPR-Containments besteht.

Abschließend berichtete Miriam Klöcker inihrem Vortrag Simulation der Ausbreitung einesWasserstoff-Dampf-Strahls mit dem ContainmentCode System COCOSYS (Koautor Marco K.Koch, beide Ruhr-Universität Bochum) über aktu-elle Arbeiten der externen COCOSYS-Validie-rung, die an der Ruhr-Universität Bochum durch-geführt wurden. Die Programmgüte des CodesCOCOSYS wurde von Miriam Klöcker anhandder Simulation der Integralversuche HYJET Jx4und Jx8.1 bewertet, die im Battelle Modell Con-tainment (BMC), das das Containment des Kern-kraftwerks Biblis A im Maßstab 1:4 abbildet,durchgeführt wurden. Ziel beider Versuche wardie Untersuchung der He-Verteilung im Contain-ment in Abhängigkeit der Einströmgeschwindig-keit, die im Versuch Jx8.1 deutlich höher war alsin Jx4. Aus Sicherheitsgründen wurde He anstellevon H2 verwendet. Zur Bewertung der Modellie-rung der Dampfeinspeisung in COCOSYS wur-den verschiedene Simulationen dargestellt, ohnedas sog. Fansystem und mit Fansystem auf Basisverschiedener Ansätze (Liepe und Regenscheit)bzw. Parameter. Für den Versuch HYJET Jx4zeigte sich, dass mit Fansystem eine deutlich ge-nauere Abbildung des physikalischen Verhaltens(u.a. auch Aufbau einer atmosphärischen Schich-tung) simuliert werden konnte als ohne Fansys-tem. Hieraus wurde weiterer Optimierungsbedarfbei der Strahlmodellierung identifiziert, mit demZiel den Anwendereinfluss zu verringern und denWechsel von Strahl zu Plume mit nur einem Mo-dell abbilden zu können. Demgegenüber führtendie sehr hohen Strahlgeschwindigkeiten und -vo-lumenströme im Versuch Jx8.1 zu einer homoge-nen Durchmischung, was mit COCOSYS in guterNäherung simuliert wurde.

Dr. Victor H. Sanchez leitete die Sitzung„Sonderprobleme“ mit 7 Vorträgen.

Im Vortrag „Untersuchungen zu Deborie-rungsstörfällen im Nichtleistungsbetrieb“ be-richtete W. Münch (Koautoren: P. Schöner, J.Semmrich, alle TÜV SÜD Industrie ServiceGmbH, München) über neutronenphysikalischeAnalysen eines DWR-Kerns beim Durchgang ei-nes Deionat- pfropfen unter anlagenspezifischenBedingungen für den Nichtleistungsbetrieb. Zu-erst wurden die örtliche und zeitliche Verteilungder Borkonzentration am Kerneintritt für dieseBedingungen mit ANSYS CFX ermittelt. Darauf-hin konnte das Reaktivitätsverhalten des Reaktor-kerns für die berechneten thermohydraulischen Pa-rameter mit SIMULATE-3K bestimmt werden. Die-se Untersuchungen erfolgten für die SzenarienLeck im Nachkühler und Dampferzeugerheizrohr-bruch. Die Untersuchungen haben gezeigt, dass dasDeionatpfropfen sich mit dem Kühlmittel genügendvermischt und dass dafür ein ausreichender Abstandzur Kritikalität für beide Szenarien besteht.

Steffen Böhlke referierte über die „Relevanzder Borflüchtigkeit bei Langzeittransienten in ei-nem mit Bor vergifteten Siedewasserreaktor“

Jahrestagung Kerntechnik 2009: Technische Sitzungen

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(Koautoren: Ch. Schuster, A. Hurtado, alle Techni-sche Universität Dresden, Dresden, H. Ohlmeyer,Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH, Ham-burg, und G. Laczko, Forschungszentrum Dres-den-Rossendorf e.V., Dresden). Hierfür fanden ex-perimentelle Untersuchungen an der BORAN-Ver-suchsanlage der TU Dresden statt, wobei insbeson-dere die Flüchtigkeit von Bor in siedenden Boratlö-sungen und deren Verhalten für unterschiedlicheTemperaturen untersucht wurden. Die Experimentean der BORAN-Anlage konnten zeigen, welcheMengen Bor aus dem Wasserdampf unter SWR-Bedingungen ausgetragen werden und welche dieHauptmechanismen und Einflussparameter dafürsind. Die Ergebnisse wurden in thermohydrauli-sche Analysecodes (ATHLET) implementiert underlauben dadurch eine realistischere Simulationvon Boreinspeisetransienten.

Ulf Bredolt (Westinghouse Electric SwedenAB, Västeras) erörtete im Vortrag „AnticipatedTransients without Control Rods, ATWC, analy-zed with POLCA-T“ die Analysen von SWR-Transienten schwedischer Reaktoren mit dem Pro-grammsystem POLCA-T. Die Untersuchungen desSpeisewasserausfalls mit POLCA-T demonstriertendass der Reaktor lediglich mit dem Boreinspeise-system und ohne das Einfahren von Steuerstäbensicher abgeschaltet werden kann. Es wurde auchgezeigt, dass die Akzeptanzkriterien für maximalenRCPB-Druck, Brennstoffenthalpie sowie Hüllrohr-temperatur erfüllt sind. Die Ergebnisse verdeutlich-ten, dass die Borverdünnungseffekte sehr wichtigsind.

Theodor Bloem (Westinghouse Electric Ger-many GmbH, Mannheim) referierte in seinemVortrag „Schutz von Anlagenteilen gegenBruchstücke nach einer Explosion“ über die ma-thematische Beschreibung des Verhaltens vonBruchstücken nach dem Bersten von druckführen-den Komponenten eines SWR infolge einer De-tonation von Radiolysegasen. Mit mathematischenFormalismen wurde das Bersten von Rohrleitun-gen nach einer Druckerhöhung dargestellt und da-bei werden die maximal auftretende Geschwindig-keit sowie die Beschleunigung und die erreichbareEndgeschwindigkeit ermittelt. Anhand der vorge-stellten Modelle konnte berechnet werden, wiedick eine Rohrwand sein muss, um nicht vom flie-genden Bruchstück penetriert zu werden.

Gert Langrock (Koautor: F. Funke, beideAreva NP GmbH, Erlangen) trug über das„Brand- und Pyrolyseverhalten von KKW-typi-schen Kabeln im Containment bei schwerenStörfällen“ vor. Die möglichen Ursachen undMechanismen für Brände von Kabeln in Kern-kraftwerken wurden dargestellt, um die Folgen fürdie Integrität des Containments abzuleiten. Im Ra-diochemischen Labor der Areva führe man zahl-reiche experimentelle Untersuchungen zum Brand-und Pyrolyseverhalten von Kabeln durch und dieEntstehung von Brand- und Pyrolyseproduktenwird umfassend untersucht. Dabei wurde insbeson-dere die Wechselwirkung dieser Produkte mit Jodnäher untersucht, da dieses Nuklid bei schwerenStörfällen im Containment auftreten kann. Dabeikonnte die zeitliche Entstehung von luftgetragenenBrand- und Pyrolyseprodukte bei Kabelbrändengemessen werden. Diese neuen Erkenntnisse fürdie Validierung von in Sicherheitsanalysecodes im-plementierten Modellen sind sehr wichtig.

Alexander Kratzsch (Koautoren: W. Kästner,R. Hampel, alle Hochschule Zittau/Görlitz, Zittau,H. Ohlmeyer, Vattenfall Europe Nuclear EnergyGmbH, Hamburg) sprach in seinem Vortrag „Ge-samtmodell zur Berechnung des erwarteten Dif-ferenzdrucks an Rückhaltevorrichtungen nacheinem Kühlmittelverluststörfall in Siedewasser-

reaktoren“ über die entwickelten Modelle zur Be-schreibung des hydrodynamischen und fluid-dynamischen Verhaltens vom Isoliermaterial in denSicherheitsbehälter von SWR. Das vorgestellte Ge-samtmodell besteht aus 3 Klassen, welche dieKomplexität des Problems mit unterschiedlichkomplexen Ansätzen erfassen. Demnach bestehtdas Gesamtmodell aus den Modulen für die Be-rechnung der Freisetzung, des Transports und desDifferenzdrucks von Isoliermaterial in den jeweili-gen SHB-Räumen. Letzteres Modell basiert auf derMethode „Künstliche Neuronale Netze“, welchessich als eine sehr innovative und elegante Methodeherausgestellt hat. Die entwickelten Modelle wur-den zur Simulation von SWR-relevanten Störfall-szenarien (Kühlmittelverluststörfall) zur Ermittlungvon sicherheitsrelevanten Größen, wie zum Bei-spiel Differenzdruck in Rückhaltevorrichtungenund der Masse von Sedimenten in der KOKA,eingesetzt.

Jan Schuknecht (Koautor: H.-W. Viehrig,beide Forschungszentrum Dresden-Rossendorf,Dresden) stellte im Vortrag „Fracture MechanicsCharacterization of the WWER-440 ReactorPressure Vessel Beltline Welding Seam ofGreifswald Unit 8“ Ergebnisse von Arbeiten zurUntersuchung des Alterungsprozesses von Reak-tordruckbehältermaterialien von WWER-440-Re-aktoren vor. Dabei wurde das Master-Curve(MC)-Konzept zur Charakterisierung des Zähigkeitszu-standes bestrahlter RDB-Stähle aus dem Kern-kraftwerk Greifswald angewandt. Insbesonderewurden Proben aus dem Schweißnähtebereichvom RDB untersucht. Wichtige Parameter wie dieTemperatur (T0) der Unterschichten wurden be-stimmt. Es zeigte sich, dass die Standard MC-Me-thode geeignet ist, die KJC-Werte der TL undTS-orientierte Proben einer Schweißnaht zu be-stimmen.

In der Sitzung „PSA-Anwendungen“ wur-den unter Leitung von Dr. Wolfgang Tietsch 5Vorträge präsentiert.

Im Vortrag „PSA der Stufe 2 für 2 E.ONVorkonvoi-Anlagen“ wurde von G. Dirksen (Ko-autoren: J. Eyink, H. Plank, alle Areva NP GmbH,Erlangen, T. Hanisch, E.ON Kernkraft GmbH,Brokdorf, R. Wohlstein, E.ON Kernkraft GmbH,Hannover) eine PSA der Stufe 2 für 2 deutscheVorkonvoi-Anlagen vorgestellt und die ange-wandten Methoden erläutert, die sich im Einklangmit dem aktuellen Methodenband zum PSA-Leit-faden vom August 2005 befinden. Zusätzlich wur-den wesentliche Ergebnisse im Sinne des Analy-senziels, insbesondere die Häufigkeiten von Un-fallabläufen abzuschätzen, die zu großen, frühenFreisetzungen von Spaltprodukten führen, darge-stellt und deren Verteilung in den einzelnen Frei-setzungskategorien. Der probabilistische Teil derPSA wurde anknüpfend an die PSA der Stufe 1in einem gemeinsamen RiskSpectrum-Projektdurchgeführt. Deterministische Unfallablaufanaly-sen wurden mit dem Programm MELCOR er-stellt. Verzweigungswahrscheinlichkeiten für un-terschiedliche Unfallablaufszenarien wurden teilsaus generischen Datenquellen bezogen, teils mitMonte-Carlo-Methoden ermittelt, insbesondere fürdie folgenden physikalischen Phänomene: Wasser-stoffverbrennung, Hochdruckversagen des RDBund passives Versagen des Primärkreises. Auch beider Quelltermverteilung in die verschiedenen Frei-setzungskategorien wurden die Unsicherheiten be-rücksichtigt. Als generelle Quintessenz hat sich er-geben, dass die Sicherheitsbehälter der beiden un-tersuchten Anlagen nur mit sehr geringer Wahr-scheinlichkeit versagen und damit die absolute undrelative Häufigkeit großer und früher Freisetzungentsprechend gering ist (< 2E-10/a).

H. Kollasko (Koautor: J. Blombach, beideAreva NP GmbH, Erlangen) präsentierte unter demTitel „Risk Informed Design Modifications – ACase Study on Component Cooling and HVAC“den von Areva für den EPR vorgesehenen Design-und Lizensierungsprozess mit Einbindung desWerkzeuges PSA. Damit werden bereits in derEntwicklungsphase sicherheitstechnische Optimie-rungen bewirkt und insbesondere auch der Nach-weis geführt, dass die angestrebten und einzuhal-tenden Sicherheitsziele erfüllt werden und dass dieSicherheitstechnik ausgewogen ist. Insbesonderewird dabei die Kernschadenshäufigkeit im Rahmeneiner PSA der Stufe 1, die große frühe Freisetzungvon Radionukliden im Rahmen einer PSA der Stu-fe 2 und letztlich die Umgebungsbelastung betrach-tet. Die Vorgehensweise wurde am Beispiel derAbhängigkeit von Sicherheitssystemen von derRaumkühlung und der Komponentenkühlung ge-zeigt. Mit den PSA-Methoden können die Abhän-gigkeiten bestimmt und beurteilt und dominierendeBeiträge erkannt werden. Als Ergebnis wurde be-richtet, dass der Luftkühlung von Räumen mit Si-cherheitstechnik und der entsprechenden Kühlketteeine sehr hohe Bedeutung hinsichtlich der Kern-schadenshäufigkeit zukommt. Der Grad dieser Be-deutung wird mit einem sog. „Risk Increase FactorCDF”(RIF) gemessen. Die Komponentenkühlungwurde als Folge dieser Untersuchungen entspre-chend modifiziert. Die Modifikationen wurden er-läutert. Diese Vorgehensweise zeigte, dass eineenge Zusammenarbeit von Entwicklern undPSA-Spezialisten für Neuanlagenprojekte dringenderforderlich ist.

G. Becker (RISA Sicherheitsanalysen GmbH,Koautoren: T. Hanisch, T. Oehmgen, E.ON Kern-kraft GmbH, J.-U. Klügel, Kernkraftwerk Gös-gen-Däniken AG, J. Rattke, M. Schwarz, EnBWKernkraft GmbH, B. Schubert, VENE GmbH, A.Seidel, VGB PowerTech Service GmbH) legte imVortrag „Weiterentwicklung des VGB-Bewer-tungskonzepts für Personalhandlungen“ dar, dassdas seit 1989 vom VGB Power Tech e.V. entwi-ckelte und bei Risikostudien deutscher kerntechni-scher Anlagen eingeführte Bewertungskonzept fürPersonalhandlungen basierend auf THERP undASEP nach Swain im Bereich kognitiver Handlun-gen nach dem heutigen Stand von W und T ergänztwerden sollte. Von einem Betreiber wurden bereitsseit einigen Jahren das auch von der US-NRC ak-zeptierte HCR-ORE-Verfahren zur Beurteilungvon Personalhandlungen bei PSAen eingeführt(Vortrag von F. Sassen et al. auf der JK 2006) undentsprechend propagiert, sodass es heute auch indas VGB-Bewertungskonzept übernommen wirdund in die HRA-Software integriert wird. In demVortrag wurde dieser Entscheidungsprozess ausSicht des VGB beschrieben, die vorhandenen Be-wertungskonzepte, wie THERP, ASEP, HCR undauch das in der Schweiz angewandte VerfahrenFLIM erläutert. Insbesondere wurde die Weiterent-wicklung von HCR nach HCR-ORE und CBDTbeleuchtet und nach einer ausführlichen Begrün-dung festgestellt, dass vor allem letztere Methodevorteilhaft in solchen Fällen ist, wo das Diagnose-modell aus THERP zu optimistisch ist. Beide Me-thoden wurden für anwendbar befunden.

Unter dem Titel „Probabilistic Safety Goalsfor Nuclear Power Plants” gab M. Knochenhauer(Relcon Scandpower, Stockholm, Koautor: J.-E.Holmberg, Technical Research Centre of Finland,VTT) einen Überblick über das noch laufende Pro-jekt zur Festlegung von probabilistischen Sicher-heitskriterien für kerntechnische Anlagen zu gebenund den Stand festzustellen. Nach einer Einführungin die Thematik und einer Erläuterung der histori-schen Entwicklung der Sicherheitsanforderungen

Jahrestagung Kerntechnik 2009: Technische Sitzungen

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und unterschiedlicher genehmigungstechnischerSichtweisen in anderen Ländern befasst sich derVortrag zunächst mit der erforderlichen Konsistenzbei der Anwendung von Sicherheitszielen und da-nach spezifisch mit den Beurteilungskriterien fürdie Ergebnisse einer PSA der Stufe 2. Hier stelltder Autor eine große Diskrepanz bei verschiedenenLändern fest und auch bei der Festlegung für unter-schiedliche Reaktorgenerationen. Er plädiert, dasszwar die berechneten Risiken vergleichbar mit an-deren zivilisatorischen Risiken relativ gering sind,aber dennoch das Schadensausmaß im Rahmenvon Stufe-3-Analysen bestimmt werden müsste. Erempfiehlt dafür für die nuklearen Risiken auch ent-sprechende Akzeptanzkriterien und beschreibt auchdie bereits in den meisten Ländern implementiertenSicherheitsziele für andere von den Menschen ver-ursachte Risiken. Schließlich wurden die weiterenim Rahmen dieses Projektes geplanten Schritteaufgezeigt.

F. Sassen (Koautor: W. Tietsch, Westinghou-se Electric Germany GmbH, Mannheim) diskutier-te die „Anforderungen an eine PSA für zukünfti-ge Reaktorgenerationen“. Die heutigen gültigenRegelwerke für die Durchführung von probabilisti-schen Sicherheitsanalysen für kerntechnische Anla-gen beziehen sich in Deutschland und auch in an-deren Ländern bei vielen Aspekten explizit aufLeichtwasserreaktoren mit aktiven Sicherheitssys-temen. Die Anwendung auf neue Reaktorgener-ationen seien es Hochtemperaturreaktoren oderfortschrittliche Leichtwasserreaktoren mit passivenSicherheitssystemen, wie der AP1000, bedeutet da-her für die Anwendung vorhandener Regelwerkeeine Herausforderung. Damit befasste sich der Vor-trag und zeigte anhand von 2 Beispielen, wie diesesProblem angegangen werden kann. Anhand einerFehlerbaumanalyse für den AP1000 wurde bei-spielhaft dargestellt, welche Anforderungen an dieDaten gestellt werden müssen, wenn statt eines ak-tiven ein passives Sicherheitssystem betrachtetwird. Am Beispiel des sog. „Core Make up Tank“(CMT) des AP1000 – einem Untersystem des pas-siven Systems der Kernkühlung – wurde erläutert,welche Ausfall- und Nichtverfügbarkeitsmechanis-men im Gegensatz zu aktiven Sicherheitssystemenzu betrachten sind. Im 2. Teil des Vortrages wur-den die bei einer PSA für Hochtemperaturreaktorenzu beachtenden Aspekte näher beleuchtet. Der Au-tor wies darauf hin, dass es international zwar eini-ge Ansätze für neue PSA-Regeln für HTR-Reakto-ren gibt. Er beschrieb die spezifischen Probleme,denen man sich als PSA-Analytiker gegenüber-sieht, legt man die aktuellen Regeln zugrunde, undempfahl Lösungsmöglichkeiten, entstanden aus deraktuellen Praxis.

Sektion 4

Brennstoffversorgung,

Brennelemente und Kernbauteile

Front End of the Fuel Cycle,Fuel Elements and Core Components

Der 1. Vortrag der von Dr. P.B. Hoffmann(Areva NP GmbH, Erlangen) geleiteten Sitzung„Brennelement-Innovation“ befasste sich mit demThema „Reliability Innovations for Areva NPBWR Fuel“. Th. Rentmeister (Koautoren: M. Mu-rillon, W. Dörr und S. Cole, alle Areva NP) ver-wies auf eine geringe Fehlerrate von 1E-05 beiSWR-Brennelementen und merkte an, dass Fremd-körper-Fretting noch immer die Hauptfehlerursacheist. Um dem entgegenzuwirken, wurde das Filter-vermögen der Brennelemente verbessert, sodassFremdkörper mit einer Länge von mehr als 12,7

mm und einem Durchmesser von mehr als 0,3 mmnicht mehr den Filter passieren können, was ent-sprechende Labortests mit typischen Fremdkör-pern gezeigt haben. Die zweite Fehlerursache istPellet Cladding Interaction (PCI), das durch Im-perfektionen an der Tablettenoberfläche (MissingPellet Surface, MPS) und damit Spannungsüber-höhungen im Hüllrohr hervorgerufen wird. ARE-VA stellte das neue „chamfered pellet“, eine Tab-lette mit einer weiteren Schräge an der Stirnflä-che, vor. Diese reduziert die Abplatzungsneigungum den Faktor 2, wie Tests mit einem Pellini-Hammer gezeigt haben.

I. Ganzmann, D. Hille und U. Staude (ArevaNP) erörterten den „PETER-Loop, ein Multi-funktionsversuchstand zur thermohydraulischenUntersuchung von DWR Brennelementen“. Beibis zu 10 bar, 90 °C und einem Durchsatz von1.000 m3/h können in diesem 6 m langen Ver-suchskanal alle DWR-Brennelemente von Arevaweltweit getestet werden. Folgende Anwendungs-beispiele wurden diskutiert: a) das Schwingungs-verhalten von Brennstäben am Kernrand wird er-fasst, um verschiedene Abstandhaltertypen imHinblick auf ihre Brennstab-Lagerungsfunktionzu untersuchen. b) das statische Biegeverhalten ei-nes Brennelements aufgrund hydraulischer Effek-te kann untersucht werden, wobei die Biegefor-men von umgebenden Teilbündeln vorgegebenwerden. c) die Messung der Fluidgeschwindig-keitsverteilung zwischen Brennstäben. Für alleMessungen wird eine lasergestützte, berührungs-lose Messtechnik angewendet.

Im Vortrag „WEC Design Experience to Re-duce IRI Potential in Susceptible Cores” von Y.Aleshin und J. Sparrow (Westinghouse Electric)wurde über die Untersuchung und Abhilfemaßnah-men gegen unvollständigen Steuerstabeinfall be-richtet. Auf den Einfall der Steuerstäbe haben ne-ben den Brennelementen auch die Kerneinbauten,Unzulänglichkeiten im Steuerelementdesign, ag-gressive Einsatzplanung und die Steuerelement-handhabung Einfluss. Im Hinblick auf die Verbes-serung der Brennelemente wurde die Skelettsteifig-keit als Haupteinflussgröße identifiziert. Dazu wur-de bei Westinghouse Zirlo als Führungsrohrwerk-stoff mit großer Dimensionsstabilität ausgewählt,eine Stoßdämpferkonstruktion mit 2 ineinander lie-genden Rohren verwendet und die Verbindung zwi-schen Führungsrohren und Abstandhaltern versteift.Ferner wurde die Niederhalterung optimiert. An 2Beispielen wurde gezeigt, wie unvollständiger Steu-erstabeinfall in einem Zeitraum von 2 bis 4 Jahreneliminiert werden konnte.

M. Ren und B. Dreßel (Areva NP) trugen zumThema „A Coupled Hydraulic and Structure-Dy-namic Model for Prediction of RCCA Drop Timeunder Hypothetical FA Deformation” vor. Um dieEinfallzeit von Steuerelementen im Fall von verbo-genen Brennelementen modellieren zu können,wurde ein Finite-Element-Modell der gesamtenEinfalllinie erstellt, wobei Reibung und sonstigemechanische Effekte sowie auch der hydraulischeWiderstand im Führungsrohr berücksichtigt wur-den. Die Verifikation des Modells erfolgte mit Hil-fe von quasi-statischen und dynamischen Falltestsim Labor und schließlich mit Ergebnissen von Ein-fallversuchen unter Reaktorbedingungen. ZwischenVersuch und Simulation wurde eine große Über-einstimmung festgestellt.

D. Bender, G. Bender, P. Dewes und A.Wensauer (Areva NP) berichteten über „PCI: Me-chanism, Measures, Rules for Reactor Operati-on“. PCMI (pellet-cladding mechanical interacti-on) beschreibt den Kontakt zwischen Brennstoffund Hüllrohr wegen unterschiedlicher thermischerAusdehnung, der während und nach Leistungs-

transienten auftritt, sobald der Spalt geschlossenist. Wenn ein chemischer Angriff in Form von Jodals Spaltprodukt hinzukommt, kann es durch iod-induzierte Spannungsrisskorrosion zum Versagendes Brennstabs kommen (PCI). Durch fehlendeOberflächenbereiche von Tabletten (MPS) kannlokal das Spannungsniveau im Hüllrohr erhöhtwerden. Als Abhilfemaßnahmen wurden das Fe-legierte Zr-Liner-Hüllrohr, das „chamfered pellet“(siehe 1. Vortrag in dieser Sitzung) sowie ein au-tomatisches Tabletteninspektionssystem (APIS) inder Fertigung diskutiert, das Imperfektionen derTabletten zuverlässig aufdeckt. Ferner liegen imDotieren des Brennstoffs mit Chrom und in derEinführung des ATRIUM11-Brennelement-De-signs weitere Potenziale zur Reduzierung desPCI-Risikos. Das von AREVA entwickelte Pro-gramm XEDOR hat die Überwachung der Um-fangsspannung der Hüllrohre zum Ziel. In Echt-zeit wird der Brennstabzustand als Bestandteil desKernüberwachungssystems verfolgt. Das empiri-sche System wird in diesem Jahr in einer amerika-nischen Anlage parallel zu den bestehendenRichtlinien eingesetzt werden.

In der von Dr. H.-G. Sonnenburg (Gesell-schaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH,Garching) geleiteten Sitzung „Störfallversagenvon Hüllrohren/Accident Characteristics ofCladding Tubes“ wurde von M. Seidl (E.ONKernkraft GmbH, Hannover) und F. Schliephacke(Westinghouse Electric Sweden AB, Västeras) die„Ermittlung des Schadensumfangs bei LOCAauf Basis von Referenzbrennstäben“ erörtert.

M. Seidl presented a new approach for an ef-ficient determination of the fuel rod damage extentunder LOCA based on a-priori fuel rod analyses. Inthis approach each fuel rod from the core loadingscheme is to be compared with fuel rods whosedata on accident behaviour are already stored in adata bank. If this comparison confirms a high simi-larity between the fuel rod under consideration andthe fuel rod in the data bank, the fuel rod from thedata bank is seen as reference fuel rod and there-fore applied in counting failed or non-failed fuelrods in the core damage extent determination. Thisapproach avoids huge calculation efforts and due tothat provides more flexibility in designing a coreloading scheme.

Die von Dr. H.-G. Sonnenburg (Gesellschaftfür Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH, Gar-ching) geleitete Sitzung „Brennstoff / Fuel“ um-fasste 3 Vorträge.

F.-Ch. Sielck (co-author: G. Brähler,NUKEM Technologies GmbH, Alzenau,) de-scribed in his lecture “Pneumatic Conveying ofSensitive Compounds during Nuclear Fuel Fab-rication” the progress reached in developing thefabrication line for spherical HTR fuel elements.Vacuum conveyors with multistage air-drivenejector pumps have been selected in order to as-sure a subcritical geometry, a prevention of roomcontamination and an easy access to the fabrica-tion line. A great challenge in this developmentwas the combination of the vacuum conveyorwith vertical transfers of up to 9 m of high densityproducts. Also the accurate weighing of smallbatch sizes challenged the developmental work. Aprototype test conveyor was studied using non-sen-sitive materials. Convincing results were gained sofar thus additional tests will be performed at thePMBR laboratory in South Africa with realisticmaterials containing depleted uranium. F.-Ch.Sielck expected to have the entire production linein 2013 at the earliest in start-up operation.

L. Send (EnBW, co-author: C.H.M. Broeders,Forschungszentrum Karlsruhe GmbH, Karlsruhe)pointed in the presentation “Investigations for the

Jahrestagung Kerntechnik 2009: Technische Sitzungen

atw 54. Jg. (2009) Heft 8/9 – August/September 553

www.kerntechnik.info – dies ist dieneue und aktuelle Webadresse, unter dersich die Jahrestagung Kerntechnik ab sofortpräsentiert und einen umfassenden On-line-Service anbietet. Mit einer langjährigen Tra-dition und einer ausführlichen Darstellungund Diskussion technischer, wirtschaftlicherund politischer Aspekte der Kernenergie giltdie Jahrestagung Kerntechnik als eine derführenden Fachveranstaltungen ihrer Art inEuropa. Mehr als 1.400 Teilnehmer aus vie-len Nationen, Aussteller aus allen Bereichender Kerntechnik sowie junge interessierteBerufseinsteiger nutzen die JahrestagungKerntechnik darüber hinaus als Kommuni-kationsforum.

Der neue, kompakte Auftritt im welt-weiten Informationsnetz www.kerntech-nik.info ist nicht nur optisch angepasst, erst-mals können für eine internationale Nukle-artagung dieser Größenordnung auch alleInformationen und Services zentral abgeru-fen werden.

So stehen ab 1. Oktober die Grußwor-te des Präsidenten bzw. Vorsitzenden derbeiden einladenden Fachorganisationen,Deutsches Atomforum e.V. und Kerntechni-sche Gesellschaft e.V., auf der Homepage,aber auch die Anmeldung zur Tagung sowiedie Hotelbuchung sind ab sofort bereits onli-ne als neue Servicedienstleistung frühzeitigmöglich, wobei zukünftig alle Hotels über

eine einheitliche Eingabemaske zugänglichsind.

Entsprechend der Strukturierung derJahrestagung Kerntechnik in Plenartag miteingeladenen Vertretern aus Politik undWirtschaft sowie den fachlich orientiertenSitzungen wird das Programm der Plenarsit-zung im Herbst eingestellt und das der Fach-sitzungen und Technischen Sitzungen ab Fe-bruar 2010.

Zudem bietet die Webseite www.kern-technik.info auch ausführliche Informatio-nen mit Verlinkungen zum Veranstaltungs-ort Berlin mit seinen vielfältigen kulturellen,historischen und aktuellen Angeboten.

Somit ist www.kerntechnik.info eineKomponente im Dialog von Kernenergieund Kerntechnik!

Jahrestagung Kerntechnik

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www.kerntechnik.info =Jahrestagung Kerntechnik im Web

Redaktion

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Build-Up Trans-Uranics in the Fuel of Modernpressurized Water Reactors” to the problem ofvalidating the computer codes and cross-section li-braries for high burn-up fuel nuclide inventory pre-diction. The validation problem especially arosewhen the build-up of trans-uranics need to bequantified in the context of the safety assessmentfor the nuclear fuel cycle backend. The best avail-able data base for validation is still the measure-ment performed in the experimental program per-formed in the first German commercial light waterreactor in Obrigheim (KWO). Unfortunately thedata base ends at 31 MWd/tHM. Nevertheless a

thorough re-evaluation of the code systemKAPROS was carried out. Uncertainties werequantified and sensitivities to certain parameterslike the boron content in the coolant were identi-fied. L. Send concluded that a widening of the ex-perimental data base in open literature is very de-sirable.

H.P. Gupta (co-authors: R.D.S. Yadav,S.V.G. Menon, S. Banerjee, Theoretical Physic Di-vision BARC, Mumbai) opened in the presentation“Utilization of Thorium in Different Reactors” thewindow for a wide range of thorium applications.Thorium is an almost inexhaustible fissile element

found in the earth crust. H.P. Gupta and his teaminvestigated the potential use of thorium in uni-formly mixed fuel containing enriched uranium orplutonium as driving seeds for the fission process.Various reactor concepts were analyzed amongthem the pressurized heavy water reactor concept,the molten salt reactor concept, but also the stan-dard PWR concept and standard BWR concept.H.P. Gupta drew the conclusion that the neutroneconomy in the investigated reactor concepts re-sults in high thorium conversion rates. He demon-strated the possibility of thorium utilization even instandard light water reactors. �