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Ansprechpartner
Dipl. Phys. Alexander Ehrlich
Projektträger Karlsruhe (PTKA-WTE)

Tel.: +49 721 608-29238

Fax: +49 721 608-929238

Email: alexander ehrlichSxd9∂kit edu

Forschung im Bereich Reaktorsicherheit

Im Bereich der Reaktorsicherheit soll die Förderung dazu beitragen, die wissenschaftlichen Grundlagen für den sicheren Betrieb von Kernreaktoren zu vertiefen. Erwünscht ist auch eine Zusammenarbeit mit ausländischen Forschungsprojekten bzw. Forschungsinstitutionen, um eine möglichst breit abgesicherte Daten- und Wissensbasis zu schaffen.

In Abgrenzung zu den beim BMWi und BMU geförderten Vorhaben werden im Rahmen dieser Bekanntmachung vor allem Arbeiten zur Simulation und Modellierung gefördert. Die Modelle sollen an Experimenten im Labor- und Technikums-maßstab, wie sie insbesondere in den Zentren der Helmholtz-Gemeinschaft  zur Verfügung stehen, überprüft werden. Durch diesen Ansatz soll auch die Kooperation zwischen Hochschulen und institutionell geförderten Instituten im Rahmen des Kompetenzverbunds Kerntechnik  weiter intensiviert werden.

Zu folgenden Förderbeispielen gibt es weitere Informationen:

 

Aktuelle FuE-Vorhaben

Reaktoren
02NUK009 - Thermische Wechselbeanspruchung: Untersuchungen zur Wechselwirkung zwischen Strömung und Struktur in Leichtwasserreaktoren.

Das Vorhaben umfasst die Modellierung, Simulation und Experimente in verschiedenen Maßstäben u.a. an der vorhandenen thermohydraulischen Versuchsanlage TOPFLOW (FZD) unter Einsatz modernster Messtechnik. Komplementär werden auch Direkte Numerische Simulationen (DNS) durchgeführt und physikalische Modelle für Siedevorgänge entwickelt, welche als Schließungsbeziehungen in CFD-Programme eingebaut und validiert werden.

Modellierung
02NUK010 - Siedung: Modellierung, Simulation und Experimente zu Siedevorgängen in Druckwasserreaktoren.

Das Vorhaben umfasst die Modellierung, Simulation und Experimente in verschiedenen Maßstäben u.a. an der vorhandenen thermohydraulischen Versuchsanlage TOPFLOW (FZD) unter Einsatz modernster Messtechnik. Komplementär werden auch Direkte Numerische Simulationen (DNS) durchgeführt und physikalische Modelle für Siedevorgänge entwickelt, welche als Schließungsbeziehungen in CFD-Programme eingebaut und validiert werden.

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02NUK011 - CIWA: Untersuchungen zu Kondensationsschlägen in Rohrleitungssystemen - Condensation Induced Water Hammer.

Das Vorhaben CIWA behandelt die Berechnung sicherheitstechnisch relevanter Szenarien mit instationären, thermohydraulischen Strömungsvorgängen in Rohrleitungen. Es werden experimentelle und analytische Untersuchungen durchgeführt und die derzeit zur Beschreibung der durch kaltes Wasser induzierten Kontaktkondensation angewendeten Berechnungsprogramme erweitert . Die neuen Modelle lassen sich auch in den konventionellen energietechnischen Bereich übertragen und bringen somit weiteren Nutzen.

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Ein zentraler Aspekt der Vorhaben ist die wissenschaftliche Qualifizierung von Studenten und Doktoranden bei den Antragstellern. Durch die Einbindung des Forschungsvorhabens in die wissenschaftliche Ausbildung werden junge Ingenieure/innen mit aktuellen kerntechnischen Fragestellungen vertraut gemacht und vertieft an diese Themengebiete herangeführt. Dies ist ein Beitrag zum Erhalt nationaler kerntechnischer Kompetenz, der hilft, die deutsche Spitzenposition der Reaktorsicherheitsforschung trotz nationalem Ausstieg aus der Kernenergie international zu sichern.

Weitere wissenschaftliche Fragen und Herausforderungen sind in diesem Zusammenhang:

  • Entwicklung von 3D-Simulationsmethoden im Hinblick auf die ganzheitliche Berechnung eines Reaktors
  • Validierung der Modelle für instationäre, turbulente und anisotrope Strömungen in komplexen 3D-Geometrien
  • Untersuchungen zu innovativen Brennstoffkonzepten hinsichtlich der Integrität des Brennstoffeinschlusses unter Betriebs- und Störfallbedingungen, des Kritikalitäts- und Abbrandverhaltens und Berücksichtigung von Entsorgungsaspekten, soweit diese auf die in Deutschland zur Zeit betriebenen Anlagen Auswirkung haben können.
  • Entwicklung innovativer Mess- und Diagnosetechniken zur Charakterisierung des Materialzustandes von Komponenten, zur Bestimmung von Reaktorzustandsgrößen sowie von innovativen Verfahren zur Anlagen- und Prozessdiagnose.