Kontakt

Prof. Dr. Uwe Hampel
Leiter
u.hampel@hzdr.de
Tel.: +49 351 260 2772
Fax: +49 351 260 12772, +49 351 260 2383

Reaktorsicherheitsforschung

Für die Bewertung von Störfallszenarien in kerntechnischen Anlagen sowie die Validierung von Störfall-Rechencodes sind experimentelle Untersuchungen bei anlagennahen thermofluiddynamischen Parameter erforderlich. Solche Experimente werden an der TOPFLOW-Anlage durchgeführt. Darüber hinaus werden Fragestellung zur Funktionsfähigkeit und Sicherheit innovativer passiver Kühlsysteme sowie zu fortgeschrittener Instrumentierung zur Überwachung von Reaktoranlagen und Abfallbehältern entwickelt.

Foto: PTS reference picture ©Copyright: Matthias Beyer

Thermo­fluiddynamik bei Thermo­schock unter Druck

Während eines LOCA-Störfalls in einer kerntechnischen Anlage wird durch das Notkühlsystem Wasser in den teilgefüllten Kaltstrang des Reaktors eingespeist um die Nachküh­lung des Reaktorkerns zu gewährleisten. Diese Notkühleinspei­sung führt zu hohen thermischen Belas­tungen der Wand des Reaktordruckbehälters und hat deshalb Einfluss auf die Integrität des Behälters.
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Foto: critical heat flux - reference picture ©Copyright: Thomas Geißler

Siedeprozesse und Siedekrise

In einem Verbund mit mehreren Projektpartner aus Wissen­schaft und Industrie wird der Übergang vom Blasensieden zur Siedekrise sowohl mit experimentellen als auch numerischen Methoden erforscht. Die numerische Beschrei­bung umfasst dabei die Modellie­rung der Entwick­lung der Gasphase, der Blasengrößen­vertei­lung und des Wärme­übergangs nahe der KHB mit einem Euler‑Euler Zweiphasenansatz.
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Foto: Condensation heat exchanger for passive cooling systems - reference picture ©Copyright: Sebastian Unger

Wärme­übertrager für passive Kühlsysteme

Die Lage­rung von Brennelementen in Wasserbecken, welche mit Hilfe von Pumpen aktiv gekühlt werden, ist übliche Praxis in Kernkraftwerken. Ein viel­versprechen­der Ansatz zur Erhöhung der Sicherheit von Kraftwerken stellen zweiphasige, passive Wärme­übertra­gungs­systeme für die Küh­lung dar.
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Foto: Notkondensator an KERENA ©Copyright: AREVA NP, bearbeitet von T. Geißler

Kondensations­phänomene in geneigten Rohren

In einem generischen Einzeleffekt­versuchsstand werden Kondensations­phänomene von Wasserdampf bei hohen Drücken untersucht. Dabei kommen eine Wärmedurchgangssonde und ein konventioneller Röntgen­tomo­graph zum Einsatz.
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Foto: Corrosion induced long-term effects during loss-of-coolant accidents in pressurized water reactors - reference picture ©Copyright: Dr. Holger Kryk

Analysen zur Gefährdung bei Zinkborat-Ablage­rungen im Reaktorkern

Maßnahmen zur langfristigen Aufrechterhal­tung der Kernküh­lung bei Ausle­gungs­störfällen sind integraler Bestandteil des Sicherheits­konzeptes von Kernkraftwerken weltweit. Im Falle von Kühl­mittel­verluststörfällen in Druckwasserreaktoren wird das aus dem Leck im Primär­kreislauf austretende Kühlwasser im Reaktorsumpf gesammelt und während des Sumpfumwälzbetriebes über Notkühlpumpen in den Kühl­kreislauf zurückgeführt.
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Foto: Safety of spent fuel pools - reference picture ©Copyright: Martin Arlit

Sicherheit der Nasslager für abgebrannte Brennelemente

Im Rahmen des Projekts werden die thermohydraulischen Prozesse während des Ausdampfvorgangs von Wasser im Lagerbecken experimentell untersucht sowie modelliert. Dabei soll ein besseres Verständnis der zugrundeliegenden Wärmetransportmechanismen und Einzeleffekte erlangt werden. Weiterhin sollen die Ergebnisse zur Abschätzung des zeitlichen Verlaufs von Wasserfüllstand und der Staboberflächentemperaturen infolge eines Störfalls dienen.
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Foto: Safety related analysis of the behavior of valves, centrifugal pumps and intake geometries under accident conditions - reference picture ©Copyright: Thomas Schäfer

Verhalten von Armaturen, Kreiselpumpen und Einlaufgeometrien bei Gasmitriss

Das For­schungs­projekt befasst sich mit der Analyse und Vorhersage des Verhaltens von sicherheits­relevanten Komponen­ten in Leichtwasserreaktoren unter kritischen Betriebsbedin­gungen. Ein Problem ist die mögliche Gasentnahme in Notkühlpumpen.
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Foto: Komplette Gegenstrombegrenzung im Heißstrangmodell eines Druckwasserreaktors ©Copyright: Lutz Szalinski

Gegenstrombegrenzung bei Reflux-Condenser-Betrieb im heißen Strang eines Druckwasserreaktors

Beim Auftreten von Störfällen an Kernreaktoranlagen muss auch bei zusätzlichem Ausfall von Anlagenkomponen­ten die sichere Küh­lung des Reaktorkerns stets gewährleistet sein. Ein dabei betrachtetes Störfallszenario ist ein kleines Leck im Primär­kreislauf eines Druckwasserreaktors bei gleichzeitigem Versagen der Hochdruck-Notkühl­mittel-Einspei­sung nach Abschalten der Hauptkühl­mittelpumpen.
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Foto: Non-invasive nuclear reactor state monitoring - reference picture ©Copyright: Prof. Dr. Uwe Hampel

Nichtinvasive Zustands­überwachung von Kernreaktoren

Störfälle mit Mehrfach­versagen von Sicherheits­systemen in Leichtwasserreaktoren können zu einem signifikanten Füllstandsabfall im Reaktor und letztendlich zu einer Kernaufheizung und Kernschmelze führen. Für die Einlei­tung von Notfallmaßnahmen ist es wichtig, den Füllstandsabfall und den Beginn der Kernschmelze zu erkennen.
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Foto: State monitoring of transport and storage containers for spent fuel - reference picture ©Copyright: Michael Wagner

Monitoring von Lagerbehältern für abgebrannte Brennelemente

Ohne eine Endlagerentscheidung müssen abgebrannte Brennelemente für längere Zeiträume an den Standorten der Kernkraftwerke zwischengelagert werden. Aus diesem Grund besteht ein Interesse an Methoden zur nichtinvasiven Feststel­lung des Zustands von Brennelementen in den Transport- und Lagerbehältern.
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