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Dr. Sören Kliem

Leiter
Reaktorsicherheit
s.kliemhzdr.de
Tel.: +49 351 260 2318

Reaktorsicherheit

Arbeitsgebiete

Weiterentwicklung, Validierung und Anwendung des Codekomplexes DYN3D-ATHLET

Für die Störfallanalyse von Leichtwasserreaktoren (LWR) ist das Reaktordynamikprogramm DYN3D im Institut für Sicherheitsforschung entwickelt und mit dem Thermohydraulik-Systemcode ATHLET der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit(GRS) gekoppelt worden. Das gekoppelte Programmpaket gestattet die Analyse eines breiten Spektrums von Reaktortransienten. DYN3D steht in zwei Versionen für russische und westliche LWR zur Verfügung. Die Validierung erfolgt anhand von internationalen Programmvergleichen (Benchmarkaufgaben) sowie der Nachrechnung von Transienten in Kernkraftwerken. DYN3D ist Bestandteil der europäischen Codeplattform NURESIM.
Aktuelle Forschungsziele sind:
- Implementierung transporttheoretischer Ansätze in die Neutronenkinetik
- Analyse hypothetischer Reaktivitätstransienten für Druck- und Siedewasserreaktoren (u. a. Bewertung von Borverdünnungstransienten und ATWS-Störfällen)
- Untersuchungen zur Transmutation von Actiniden in LWR (EU-Projekt)
- Entwicklung von DYN3D-Dynamikmodellen für Salzschmelzenreaktoren und Hochtemperaturreaktoren

Ertüchtigung und Anwendung von CFD-Codes für die Simulation sicherheitsrelevanter Prozesse

Der Arbeitsschwerpunkt umfasst:
- CFD-Rechnungen zur Kühlmittelvermischung in Druckwasserreaktoren
- die Simulation des Transports von bei Leckstörfällen freigesetztem Isolationsmaterial im Reaktorsumpf
- die Entwicklung und Validierung von CFD-Modellen für polydisperse Blasenströmungen
- die numerische Simulation der Dynamik freier Oberflächenströmungen
- die Berechnung von Wärmeübergang und Dampfbildung bei unterkühltem Sieden in beheizten Kanälen
- die Untersuchung der Naturkonvektion in großen Behältern mit lokalen Wärmequellen
- die Modellierung des Blasenentrainments durch einen Flüssigkeitsstrahl

Neuste Publikation

Radiological characterization of selected Siemens/KWU PWR components using the MCNP-FLUKA code sequence

Rachamin, R.; Barkleit, A.; Konheiser, J.; Seidl, M.

Abstract

The final shutdown of an NPP is followed by a post-operational phase, during which measures are taken to prepare the plant for decommissioning. One of the essential tasks in preparing the NPP for decommissioning is to obtain precise knowledge of the radioactivity content within the plant's components, particularly in the RPV and its internal structures, which typically exhibit the highest levels of radioactivity. To address this challenge, a novel method combining two Monte Carlo codes, MCNP and FLUKA, was developed to evaluate the activation distribution within the components of an NPP. This paper provides an overview of the methodology and demonstrates its application through the activation calculations of selected RPV internal components of a 1300 MWe Siemens/KWU PWR. The calculations yielded results with high accuracy, demonstrating that the method can serve as a non-destructive tool for radiological characterization of the plant's components.

Keywords: Siemens/KWU PWR; decommissioning; neutron fluence; activation; MCNP; FLUKA

Annals of Nuclear Energy 233(2026), 112265
DOI: 10.1016/j.anucene.2026.112265

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-43093

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