Partner und Internationale Organisationen
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FZJ, GRS (D), ECN, KEMA, NUCON (NL), SIET (I), VTT (FIN)
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Abstract
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Die Hauptziele des IPPS Projekts waren auf die wichtigsten Innovationen der Sicherheitssysteme von fortgeschrittenen Siedewasserreaktoren (SWR's) fokussiert. Dazu wurden in den wichtigsten existierenden europäischen grossmassstäblichen Versuchsanlagen (PANDA/CH, NOKO/D und dem Dodewaardreaktor/NL) koordinierte experimentelle Untersuchungen durchgeführt, die die Grundlage für die Beurteilung von innovativen Sichüerheitssystemen, die Verbesserung von physikalischen Modellen, Validierung und Weiterentwicklung von Rechencodes sowie die Beurteilung der Zuverlässigkeit von solchen Sicherheitssystemen bildeten.
Die umfangreichen Arbeiten des Projekts waren in fünf Themenbereiche unterteilt:
1. Naturzirkulation im Reaktorkühlsystem
2. Passive Nachzerfallswärmeabfuhr aus dem Reaktorkern
3. Anwendung von Dampfstrahlpumpen für die Nachzerfallswärmeabfuhr
4. Entwicklung von passiven Initiatoren für Sicherheitsfunktionen
5. Passive Kühlung des Reaktor-Sicherheitsbehälters
Das PSI hat entscheidend zu den Themenbereichen 2 und vor allem 4 beigetragen, wobei sowohl umfangreiche experimentelle wie auch analytische Arbeiten, die nachfolgend kurz zusammengefasst werden, durchgeführt wurden.
SCHWEIZERISCHER BEITRAG ZUM PROJEKT
Zum Thema 'Passive Nachzerfallswärmeabfuhr aus dem Reaktorkühlsystem' wurden im IPSS-Projekt zwei verschiedene Konzepte (Notkondensator und Isolationskondensator) untersucht. Dabei erfolgte die experimentelle Charakterisierung des Isolationskondensators in der grossmassstäblichen Versuchsanlage PANDA am PSI. Mit 15 Experimenten wurde im Druckbereich von 3 bis 9 bar der Einfluss der 'nichtkondensierbaren' Gase Luft und Helium (als Simulationsgas für Wasserstoff, der bei einer hypothetischen Kernüberhitzung entstehen würde) auf die Wärmeabfuhrleistung des Isolationskondensators bestimmt. Die detaillierten Messungen im Kondensator ermöglichten die Analyse des unterschiedlichen Verhaltens eines schweren und eines leichteren 'nichtkondensierbaren' Gases im Zusammenspiel mit Wasserdampf. Die experimentelle Datenbasis diente als Grundlage für die Validierung und Verbesserung von thermohydraulischen Rechenprogrammen (vier verschiedene Projektpartner benutzten vier verschiedene Rechenprogramme) und kann auch für Verbesserungen in der Komponentenauslegung und der Systemzertifizierung benutzt werden. Der entsprechende PSI-Beitrag bestand in der Nachrechnung aller 15 PANDA Experimente mit dem thermohydraulischen System-Code RELAP5. Zusätzlich zum ursprünglichen Projektplan wurden die Experimente auch mit dem Sicherheitsbehälter-Analysecode GOTHIC nachgerechnet.
Zum Thema 'Passive Kühlung des Reaktorsicherheitsbehälters' wurden innerhalb des IPSS-Projekts drei verschiedenartige Varianten respektive aktuelle innovative Siedewasserreaktorkonzepte untersucht (PCC: 'Passive Containment Cooler' System mit Kondensation in Rohren; BC: 'Building Condenser' System mit Kondensation an der Aussenseite von berippten Rohren; CPC: 'Containment Plate Condener' mit Kondensation an vertikalen Flächen). Neben Charakterisierungstests in NOKO wurde das transiente Systemverhalten dieser Konzepte in der Versuchsanlage PANDA des PSI ausführlich untersucht (12 Experimente in verschiedenen Konfigurationen). Damit konnten die vorgeschlagenen Konzepte zur passiven Kühlung des Sicherheitsbehälters experimentell verifiziert werden: alle Konzepte erfüllen ihre vorgesehenen Aufgaben, sind robust und bezüglich ihrer Wärmeabfuhrleistung selbstregelnd. Detaillierte Analysen der experimentellen Resultate führten zum genauen Verständnis des Systemverhaltens der untersuchten Konzepte und zur Identifizierung der verschiedenen, auftretenden Prozesse und Phänomene. Die erarbeitete experimentelle Datenbasis diente, neben der Konzeptbestätigung, wiederum als Grundlage für die verschiedenartigen Rechenprogramm-arbeiten und wurde bereits benutzt für Verbesserungen respektive Vereinfachungen vorgeschlagener Konzepte. Von fünf Projektpartnern wurden mit sechs verschiedenen Rechenprogrammen (ein- und dreidimensionale) für alle untersuchten Konzepte Berechnungen durchgeführt und die Fähigkeiten aber auch die Unzulänglichkeiten der verwendeten Programme identifiziert. Die Beiträge des PSI wurden mit dem System-Code RELAP5, dem Reaktorsicherheitsbehälter-Code GOTHIC, sowie dem CFD-Code CFX4 erarbeitet und betrafen alle drei untersuchten Konzepte.
SCHLUSSFOLGERUNGEN
Es wurde eine neue experimentelle Datenbasis geschaffen, die zur Entwicklung, Verbesserung und Validierung von Rechenprogrammen wie für die Auslegung und Lizenzierung benützt werden kann. Die Anwendung der verschiedenen Rechenprogramme hat gezeigt, dass das globale Systemverhalten mit System-Codes zwar berechnet werden kann, jedoch nicht die thermohydraulischen Details. Dazu sollten vermehrt dreidimensionale und CFD-Codes benutzt werden, zu deren Validierung jedoch auch neue detailliertere Experimente notwendig sind. Es wurde ein gemeinsames Verständnis geschaffen über die Vorteile von passiven Sicherheitssystemen und die Notwendigkeit zusätzliche effiziente Systeme zu untersuchen. Aufgrund der erworbenen Erkenntnisse kann das Anwendungspotential von passiven Sicherheitssystemen auf heutige Reaktoren evaluiert werden. Die Projektdurchführung trug auch zur notwendigen Beibehaltung und Verbesserung der experimentellen und analytischen Fähigkeiten innerhalb Europas zugunsten von staatlichen Organisationen, Bewilligungsbehörden, Forschungsinstituten, Betreibern und der Reaktorindustrie bei.
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