JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK 2010 Teil 1

Jahrestagung Kerntechnik 2010: Fachsitzungen mbh, Essen, Friedrich Herzog, E.ON Kernkraft GmbH, Hannover, und Günter Petzold, RWE Power AG, Essen) die Vorgehensweise für die geplante Verbringung der radioaktiven Abfälle aus dem Betrieb und dem Rückbau von Kernkraftwerken in das Endlager Konrad. Mit dem Planfeststellungsbeschluss für die Errichtung und den Betrieb des Endlagers Konrad in 2007 wurden rechtswirksam die entscheidenden Weichen gestellt. Sofort mit Betriebsbeginn soll mit der Einlagerung von radioaktiven Abfällen begonnen werden. Geiser berichtete, dass im Einschichtbetrieb von einer Zuführung von jährlich etwa 10.000 m 3 Abfallgebindevolumen ausgegangen wird, 60 % hiervon entfallen auf die Energieversorgungsunternehmen. Um die Vielzahl der bis zum Betriebsbeginn erforderlichen vorbereitenden Arbeiten erfolgreich durchführen zu können, wurde ein Projektteam KONRAD initiiert. Die Herstellung endlagergerechter Abfallgebinde steht im Mittelpunkt der technischen und administrativen Vorbereitungen. Unter anderem sind zugelassene Abfallbehälter bereitzustellen und Konzepte für die Handhabung und Verpackung von Abfallstoffen zu erstellen und umzusetzen. Hier fokussierte Geiser auch auf die notwendigen Anpassungen und die existierenden Konditionierungsstätten u.a. in Duisburg, Jülich, Gorleben und Ahaus sowie den Einsatz mobiler Einrichtungen für den Vor-Ort-Service an den Kraftwerksstandorten. Darüber hinaus ist für eine reibungslose Logistik während des langfristigen Einlagerungsbetriebs die notwendige Infrastruktur zu schaffen. Nicht zuletzt sind flankierend Anpassungen und Entwicklungen von Datenverarbeitungssystemen notwendig und im Rahmen der Dokumentationserstellung die Endlagerfähigkeit der Abfallgebinde nachzuweisen. Jahrestagung Kerntechnik 2010: Technische Sitzungen Sektionsberichte Technische Sitzungen JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK 2010 Teil 1 Traditionell und bewährt gliedert sich die JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK in Plenarsitzungen am 1. Veranstaltungstag sowie Fachsitzungen, Technische Sitzungen sowie Sonderveranstaltungen, wie dem in 2010 zum 8. Mal veranstalteten Kernenergie-Campus einer breit angelegten Informationsveranstaltung für Schülerinnen und Schüler Weiterführender Schulen sowie dem Workshop Kompetenzerhaltung in der Kerntechnik ein Präsentationsforum für die Forschungsergebnisse junger Nachwuchswissenschaftler an den 2 Folgetagen. Die Präsentationen des fachlichen Teils der JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK 2010, Berlin, 3. bis 6. Mai 2010, mit den Technischen Sitzungen und Fachsitzungen werden von den Berichterstattern für die atw zusammengefasst. Die folgenden 2 Beiträge dokumentieren die Vorträge der Sektionen Reaktorphysik und Berechnungsmethoden (Reactor Physics and Methods of Calculation, Sektion 1) sowie Thermo- und Fluiddynamik (Thermodynamics and Fluid Dynamics, Sektion 2). Die Berichte zu den Sektionen Sicherheit kerntechnischer Anlagen Methoden, Analysen, Ergebnisse (Safety of Nuclear Installations Methods, Analysis, Results, Sektion 3), Brennstoffversorgung, Brennelemente und Kernbauteile (Front End and Back End of the Fuel Cycle, Radioactive Waste, Storage, Sektion 4) Entsorgung radioaktiver Abfälle, Lagerung (Front End of the Fuel Cycle, Fuel Elements and Core Components, Sektion 5) Betrieb von kerntechnischen Anlagen (Operation of Nuclear Installations, Sektion 6), Stilllegung kerntechnischer Anlagen (Decommissioning of Nuclear Installations, Sektion 7), Fusionstechnologie (Fusion Technology, Sektion 8), Energieindustrie und Energiewirtschaft (Energy Industry and Economics, Sektion 10), Strahlenschutz (Radiation Protection, Sektion 11), Neue Anlagen und Innovationen (New Build and Innovations, Sektion 12) sowie Ausbildung, Fachkunde und Know-how-Transfer (Education, Expert Knowledge, Know-how-Transfer, Sektion13) werden in einer späteren Ausgabe der atw veröffentlicht. Sektion 1: Reaktorphysik und Berechnungsmethoden (Reactor Physics and Methods of Calculation) Berechnungsmethoden für HTR In der von Dr. U. Rohde (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.v., Dresden/Deutschland) geleiteten Sitzung zu Berechnungsmethoden für Hochtemperaturreaktoren (HTR) innerhalb der Sektion Reaktorphysik und Berechnungsmethoden wurden 4 Vorträge präsentiert, die sich vor allem mit dem Problem der sogenannten doppelten Heterogenität und mit Methoden zur genauen Abbrandberechnung beschäftigen. Referenzverfahren für beide Probleme sind heute vor allem Monte-Carlo-Methoden. Das Problem der doppelten Heterogenität stellt ein zentrales Problem der reaktorphysikalischen Berechnung von HTR mit Brennstoff in Form von TRISO-Partikeln dar. Die doppelte Heterogenität ist bei der Generierung der makroskopischen Wirkungsquerschnitte für die Kernrechnungen zu berücksichtigen. Zum einen sind die kugelförmigen Brennelemente oder, beim HTR vom Blocktyp, die Brennstoff-Compacts, in denen sich die in einer Grafitmatrix eingeschlossenen TRISO-Brennstoffpartikel befinden, zu homogenisieren. Zum anderen, auf einer höheren Ebene, werden die Rechennodes, welche die Brennelemente, gegebenenfalls Grafitblöcke und Hohlräume enthalten, homogenisiert. Anschriften der Berichterstatter: Sektion 1: Robert Holzer, NIS Ingenieurgesellschaft mbh, Industriestr. 13, 63755 Alzenau Dr. U. Rohde, Forschungszentrum Dresden-Rossendorf, Bautzner Landstraße 400, 01328 Dresden Dr. Wolfgang Faber, E.ON Kernkraft GmbH, Tresckowstraße 5, 30457 Hannover Sektion 2: Dr. Andreas Schaffrath, TÜV NORD SysTec GmbH & Co. KG, Große Bahnstraße 31, 22525 Hamburg Dr. Thomas Höhne, Forschungszentrum Dresden-Rossendorf (FZD), Institute of Safety Research, Bautzner Landstraße 400, 01328 Dresden Allen Autoren sei an dieser Stelle für ihr Engagement bei der Erstellung der Dokumentationen der Fachbeiträge sehr herzlich gedankt und ebenso, auch im Namen der Veranstalter der JAHRESTAGUNG KERNTECH- NIK, des Programmausschusses und der Sitzungsleiter, den Autoren und Koautoren der einzelnen Vorträge. 648 atw 55. Jg. (2010) Heft 10 Oktober

Im Vortrag von S. Kasselmann (Forschungszentrum Jülich) Investigations of Safety-Related Parameters Applying a new Multi- Group Diffusion Code for HTR Transients (Koautoren: C. Druska und A. Lauer) wurden Untersuchungen zum Einfluss der Anzahl der Energiegruppen auf die berechneten Werte sicherheitsrelevanter Parameter, der Leistungsverteilung und der Xenonkonzentration vorgestellt. Es wurde eine Multi-Gruppen-Version des bewährten 2-dimensionalen Reaktordynamikprogramms TINTE (Programm MGT) entwickelt, die mit bis zu 43 Energiegruppen arbeiten kann. Mithilfe des integrierten Zellprogramms TISPEC kann simultan eine Berechnung eines 43-Gruppen-Spektrums eines homogenen Kerns erfolgen, welches dann zur Ermittlung von Weniggruppen-Wirkungsquerschnitten benutzt wird. Außerdem können die Wirkungsquerschnitte aus vorausberechneten Tabellen linear oder über einen Polynomansatz ermittelt werden. Für das Modell eines Kugelhaufen-Referenzreaktors mit 160 räumlichen Zonen wurden für den stationären Volllastzustand und eine Transiente mit unkontrolliertem Ausfahren eines Steuerelements die maximalen Brennstoffpartikel-Kerntemperaturen und die thermischen Flüsse an verschiedenen markanten Positionen verglichen, wobei die energetische Auflösung mit 2 bis 10 Energiegruppen berücksichtigt wurde. Zu Rechnungen für das Stabausfahren mit zusätzlichem totalem Kühlmittelverlust wurden erste Ergebnisse vorgestellt. Die maximale Abweichung zwischen den Brennstofftemperaturen aus den transienten Rechnungen mit 10 und 2 Energiegruppen liegt bei 23 K und damit in einem akzeptablen Bereich von 1 bis 2 %. In der Verteilung der nuklearen Leistungsdichte können lokal begrenzt höhere Abweichungen auftreten. In Bezug auf ein ausgewogenes Verhältnis zwischen Rechenaufwand und Genauigkeitsgewinn können Rechnungen mit 8 Energiegruppen als ausreichend angesehen werden. Interessanterweise ist noch zu registrieren, dass die Rechnungen mit 4 Energiegruppen in der Tendenz von den Rechnungen mit anderen Gruppenzahlen abweichen. Dies liegt möglicherweise in der Wahl einer asymmetrischen Aufteilung zwischen thermischen und schnellen Energiegruppen begründet. Folglich sind noch Untersuchungen nicht nur zur Anzahl der Gruppen, sondern auch zur Gruppenstruktur erforderlich. Im Vortrag von J. Li Investigating Spatial Self-Shielding and Temperature Effects for Homogeneous and Double Heterogeneous Pebble Models with MCNP mit den Koautoren K. Nünighoff, Ch. Pohl und H.J. Allelein (alle Forschungszentrum Jülich) wurde das Problem der doppelten Heterogenität beleuchtet. In Referenzrechnungen wird das Gesamtsystem in einem Schritt homogenisiert. Dabei kann nur bei einer detaillierten Erfassung aller Einzelheiten, sowohl der Hohlräume als auch der Brennelemente mit den enthaltenen TRISO-Partikeln die Selbstabschirmung, welche im HTR aufgrund der großen Migrationslänge eine wesentliche Rolle spielt, adäquat berücksichtigt werden. Dies ist am genauesten mit Monte-Carlo-Methoden möglich. An den Monte-Carlo-Ergebnissen können dann Näherungsverfahren, welche die doppelte Heterogenität stufenweise in Teilschritten erfassen, überprüft werden. Im Vortrag werden Monte-Carlo-Rechnungen mit dem Code MCNP für einen würfelförmigen Ausschnitt von 200 mm Kantenlänge aus einem Kugelhaufenreaktor den Ergebnissen von Rechnungen für ein homogenisiertes Modell gegenübergestellt. Die Wirkungsquerschnitte für Th-232, U-238, Pu-240 und Pu- 242 wurden für beide Modelle für 5 Temperaturen und verschiedene Moderator-zu-Brennstoff-Verhältnisse berechnet. Dabei wurden die punktweisen Wirkungsquerschnittsdaten basierend auf ENDF/B-VII.0 Kerndaten zugrunde gelegt. Ein Vergleich der für die homogene und die heterogene Konfiguration berechneten Spektren zeigt, dass der Peakwert des thermischen Flusses für das heterogene Modell gegenüber dem homogenen Modell etwa um einen Faktor 1,5 höher liegt. Ursache ist eine effektivere Moderation in der heterogenen Konfiguration. Das führt zu einem größeren Resonanzintegral und einer effektiveren Doppler-Rückkopplung bei korrekter Berücksichtigung der doppelten Heterogenität. Da Monte-Carlo-Rechnungen für die Generierung umfangreicher Wirkungsquerschnitts- Datenbibliotheken zu aufwändig sind, wurden Spektralkorrekturen der Streuquerschnitte berechnet, die dann im nulldimensionalen Spektralcode TISPEC berücksichtigt werden. Mit den Korrekturfaktoren wird dann eine gute Übereinstimmung zwischen homogener und heterogener Rechnung erzielt. Auch der nächste Vortrag Burnup Calculations for HTR Kernels and Lattice of Pebbles and Compacts von A. Meier mit den Koautoren J. Lapins, J. Bader, W. Bernnat und G. Lohnert (alle IKE der Universität Stuttgart) sowie W. Zwermann (Gesellschaft für Anlagenund Reaktorsicherheit in Garching) beschäftigt sich mit dem Problem der doppelten Heterogenität. Zur Validierung von Berechnungsmethoden für doppelt heterogenen Brennstoff wurde vom Oak Ridge National Laboratory ein Benchmark vorgeschlagen. Die doppelte Heterogenität ist für 2 Konfigurationen relevant. Für die Rechnungen wurden die 4 verschiedenen Codes bzw. Programmpakete MICROX 2 gekoppelt mit ORIGEN-2.2, SCALE 5, MCNP5 gekoppelt mit dem Abbrandmodul ABBRAND k oo und MONTEBURNS genutzt. Die Ergebnisse bezüglich des unendlichen Multiplikationsfaktors stimmen für alle 3 Konfigurationen zwischen den verschiedenen Codes mit einer maximalen Abweichung von 2 % über das gesamte Abbrandintervall bis 120 GWd/t überein. Die Abweichungen in den Konzentrationen der wichtigen Nuklide nehmen mit dem Abbrand zu und betragen maximal 5 %. Für höhere Aktiniden und einige Spaltprodukte können größere Abweichungen auftreten. Die Ergebnisse von MCNP und MONTEBURNS stimmen untereinander sehr gut überein und können als Referenzlösungen angesehen werden, da die doppelte Heterogenität ohne Näherungen behandelt werden kann. Verbleibende Abweichungen sind wahrscheinlich durch Differenzen in den primären Kerndaten und Unterschiede in den Methoden der Abbrandberechnung bedingt und müssen weiter untersucht werden. Der Vortrag A MCNP High Resolution Approach for the Simulation of the LWR Fuel Element Configurations der Autoren O. Schitthelm, R. Nabbi und F. Simons (vorgetragen von O. Schitthelm, alle Forschungszentrum Jülich) beschäftigt sich mit einem neuen Tool zur Berechnung der Abbrandgeschichte eines LWR-Brennelements mit Hilfe von Monte-Carlo-Methoden. Er ist also inhaltlich eher der Sitzung Andere Reaktorsysteme der Sektion Reaktorphysik und Berechnungsmethoden zuzuordnen. Ein methodischer Bezug ist insofern vorhanden, dass der Monte-Carlo-Code MCNP, hier gekoppelt mit dem Abbrandmodul ORIGEN zum Codesystem MC-BURNS, für Abbrandrechnungen verwendet wird. MC- BURNS beinhaltet Verbesserungen und Erweiterungen gegenüber dem international bekannten Codesystem MONTEBURNS, die auf eine optimale Abbrandberechnung von LWR- Brennelementen zugeschnitten sind. So sind die Anzahl der Isotope und die Anzahl der abbrennbaren Materialien praktisch unbegrenzt. Außerdem wurde der Code parallelisiert, sodass auch komplexe LWR-Brennelementkonfigurationen handhabbar sind. MC-BURN wurde anhand von 2 Benchmarkaufgaben verifiziert. Weiterhin wurde mit MC-BURNS ein internationales Benchmark zum Abbrandverhalten Thorium-basierten Brennstoffs nachgerechnet. Die Rechnungen wurden auf 64 Prozessoren des High Performance Computer System JUMP am Forschungszentrum Jülich ausgeführt. Die Differenzen zwischen den kµ-werten von MC-BURN und dem Mittelwert aus dem Benchmark betrugen -0,6 % k bis 0,9 % K. Größere Abweichungen in den Nuklidkonzentrationen traten auch hier bei den höheren Aktiniden auf. Die Standardabweichungen zwischen den Ergebnissen der einzelnen Benchmarkteilnehmer sind relativ groß. Die MC-BURNS-Ergebnisse liegen meist innerhalb dieser Standardabweichungen, nur für Curium sind die Abweichungen größer. Mit MC-BURNS wurde ein Tool für präzise Abbrandrechnungen für LWR-Brennelemente mit komplexer Geometrie in hoher zeitlicher und örtlicher Auflösung geschaffen. Als nächster Schritt soll im Rahmen eines EU-Projektes die Abbrandgeschichte eines Brennstab-Teilstücks mit Thorium-Plutonium- Brennstoff berechnet werden, welches im KKW Obrigheim bestrahlt wurde. Ziel ist der Vergleich mit Messergebnissen aus Nachbestrahlungsuntersuchungen. Andere Reaktorsysteme In dieser ebenfalls von Dr. U. Rohde (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.v., Dresden/Deutschland) geleiteten Sitzung wurde über Fortschritte in Berechnungsmethoden atw 55. Jg. (2010) Heft 10 Oktober 649

für andere Reaktorsysteme als Hochtemperaturreaktoren berichtet. Im 1. Vortrag wurde eine Methodik für die Ermittlung von Beiträgen zur Reaktivitätsbilanz vorgestellt, die sich aus der geometrischen Ausdehnung des Reaktorkerns bei Temperaturerhöhung ergeben. Diese Beiträge sind vor allem für schnelle, flüssigmetallgekühlte Reaktoren relevant (A. Travleev, Karlsruher Institut für Technologie, An Approach to Assess Reactivity Changes due to Core Thermal Expansion ). Zunächst wird ein Überblick über die relevanten Geometrieeffekte gegeben. Es wird zwischen Effekten auf Brennstabebene, auf Brennelementebene und auf der Reaktorkernebene unterschieden. Auf der Basis erster abschätzender Rechnungen werden mehrere Effekte als relevant identifiziert. Die jeweiligen Reaktivitätseffekte wurden mit dem Monte-Carlo-Code MCNP separat voneinander berechnet und linear überlagert. Referenzobjekt für eine Demonstrationsrechnung ist das Kerndesign ELSY eines bleigekühlten Reaktors vom Pool-Typ mit einer Leistung von 1.500 MW th. Es wurden eine Erhöhung der Brennstofftemperatur von 200 K und der Hüllrohrtemperatur von 100 K angesetzt. Damit ergibt sich ein summarischer Reaktivitätseffekt von -31 pcm bei einer Unsicherheit von 9 pcm. Den betragsmäßig größten Beitrag liefert dabei die Längsausdehnung der Brennstoffsäule. Werden alle Änderungen in einer Rechnung simultan berücksichtigt, ergibt sich in der Summe ein etwas anderer Reaktivitätseffekt als bei linearer Überlagerung der einzelnen Effekte, wobei die Differenz aber innerhalb der Standardabweichung liegt. Auf der Basis der entwickelten Methodik können Geometriemodelle für die zu berechnenden Reaktoren von vornherein so angelegt werden, dass die durch thermische Ausdehnung bedingten Geometrieänderungen zwanglos berücksichtigt werden können. Im Vortrag A Nodal Approach to the Solution of the Multi-Group SP3 Equations in Trigonal Geometry von S. Dürigen mit den Koautoren U. Grundmann und S. Mittag (alle Forschungszentrum Dresden-Rossendorf FZD) geht es um die Vorstellung einer neuen Methodenentwicklung für die Neutronenkinetik des Reaktordynamikprogramms DYN3D. DYN3D ist ein erprobtes Programm für Transientenrechnungen, aber auch stationäre und Zyklusrechnungen für LWR. Die Flussberechnung in DYN3D im Rahmen der Diffusionstheorie basiert auf nodalen Entwicklungsansätzen, die für verschiedene Brennelementgeometrien (quadratisch für LWR westlicher Bauart, hexagonal für russische WWER) unterschiedlich sind. Um neuen Herausforderungen zur Genauigkeit der Leistungsdichteberechnung in heterogenen Kernen (z.b. MOX-Kernen) oder neuen Reaktorkonzepten Rechnung zu tragen, wurde bereits ein Neutronen-Transportansatz in die Programmversion für quadratische Brennelementgeometrie implementiert und erprobt. Ein Transportansatz verspricht eine genauere Behandlung von Anisotropie-Effekten. Der einfachste Ansatz ist die sogenannte SP3-Methode. In PN- Methoden wird der winkelabhängige Fluss nach Legendre-Polynomen bis zur Ordnung N entwickelt. S steht für simplified, was bedeutet, dass es sich nicht um eine vollständige 3-dimensionale Ableitung der P3-Näherung handelt, sondern um eine mehrdimensionale Verallgemeinerung der P3-Näherung in der Ebene. Mit einigen weiteren Zusatzannahmen, z.b. einer isotropen Streuquelle, kürzen sich die P1- und die P3-Komponenten heraus und es resultiert ein System zweier gekoppelter Gleichungen vom Diffusionstyp für das nullte und das zweite Flussmoment in jedem Raumpunkt und für jede Energiegruppe. In der Arbeit, über die in dem Vortrag berichtet wird, wurde die SP3-Methode für hexagonale Brennelementgeometrie abgeleitet. Die Hexagone werden dabei in gleichseitige Dreiecke unterteilt, auf die eine nodale Entwicklungsmethode zur Lösung der SP3-Gleichungen angewandt wird. Das trigonale Gitter ermöglicht im Gegensatz zur Entwicklung für hexagonale Elemente eine zwanglose Gitterverfeinerung. Innerhalb eines trigonalen Gitters sind 2 grundsätzlich verschiedene Orientierungen der Dreiecke zu berücksichtigen, für die unterschiedliche Sätze von Entwicklungsfunktionen anzuwenden sind. Durch Einsetzen der Entwicklungen in die SP3-Gleichungen und Verknüpfung der aus einem Node austretenden Neutronenströme mit den in den Nachbarnode eintretenden Strömen folgt ein System linearer algebraischer Gleichungen, das zu lösen ist. Ziel ist letztendlich die Entwicklung einer Berechnungsmethode für neue Reaktorkonzepte, die größtenteils über hexagonale Brennelemente verfügen, welche zum einen eine Verbesserung gegenüber der Diffussionstheorie darstellt, zum anderen noch mit praktikablen Rechenzeiten anwendbar ist. Gegenwärtig wird das Verfahren in eine in Entwicklung befindliche Version von DYN3D für gasgekühlte Hochtemperaturreaktoren vom Blocktyp implementiert. Gekoppelte Systeme und Monte Carlo Anwendungen Die Sitzung am Mittwochnachmittag stand unter dem Motto Gekoppelte Systeme und Monte Carlo Anwendungen und wurde von R. Holzer (NIS Ingenieurgesellschaft mbh) geleitet. S. Jaag, G. Graebner, B. Keck (NIS Ingenieurgesellschaft mbh) und B. Glaser (Nuklearna Elektrarna Krško) berichteten über Determination of the Activation Level in the Decommissioning Inventory of the NPP Krško. Im Zusammenhang mit Stilllegungsrechnungen spielt das Aktivitätsinventar der Anlagenkomponenten verursacht durch den Neutronenfluss während der Betriebszeit der Anlage eine wesentliche Rolle. Die Neutronenflussverteilung wurde mit dem Monte Carlo Code MCNP berechnet. Die Anlagengeometrie, vom Kern bis hin zum biologischen Schild wurde detailliert 3-dimensional modelliert. Im Kern wurden die besonders wichtigen äußeren Brennstoffzonen auf Pinbasis beschrieben. Aus den Rechnungen ergaben sich Neutronenflüsse und Reaktionsraten für ~200 Volumenelemente, mit denen das Aktivitätsinventar relevanter Nuklide (über Origen 2.1) bestimmt wurde. Die große räumliche Variationsbreite der Neutronenfluenz über mehr als 10 Größenordnungen erforderte neben beträchtlicher CPU Rechenzeit die ausgefeilte Anwendung von Varianzreduktionstechniken (Weight-Window Methode). Die Autoren diskutierten die Unsicherheiten der Ergebnisse. Die statistischen Unsicherheiten des Monte-Carlo-Verfahrens sind vergleichsweise gering. Unsicherheiten sind vielmehr zurückzuführen auf die Schwankungsbreite der realen zukünftigen Kernbeladungen und auf die Unsicherheiten in der chemischen Zusammensetzung der Anlagenkomponenten, insbesondere die Konzentrationen von Spurenelementen, z.b. in Beton. S. Kliem, U. Rohde (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf) und J. Schütze, Th. Frank (ANSYS Germany GmbH) stellen die Ergebnisse zu der Prototype Coupling of the CFD Code ANSYS CFX with the 3D Neutron Kinetic Core Model DYN3D vor. Durch die Anwendung von gekoppelten Systemen soll eine verbesserte Bestimmung mehrdimensionaler Neutronenfluss- (DYN3D) und Flüssigkeitsströmungs- (CFX) Profile für Anwendungen bei sicherheitstechnischen Fragestellungen erreicht werden. Im gekoppelten System ist CFX die Masterkomponente, DYN3D ist als Satz von Unterprogrammen implementiert. DYN3D ist für die Berechnung des Neutronenflusses bis hin zur Wärmeübertragung ins Kühlmittel zuständig. ANSYS CFX berechnet daraus die Fluiddynamik und gibt daraus abgeleitete Kenngrößen, lokale Geschwindigkeiten, Temperaturen, Dichten und Borkonzentrationen wieder an DYN3D zurück. Eine besondere Herausforderung bei der Kopplung sind die deutlich unterschiedlichen räumlichen Diskretisierungen der beiden Codes, was bei der Datenkopplung berücksichtigt werden muss. Die Ergebnisse des gekoppelten Codesystems wurden an einem stationären und einem transienten Minikern mit reinen DYN3D Lösungen verglichen. Die Übereinstimmung der globalen Ergebnisse bestätigte die Korrektheit der Kopplung. Im Detail ergaben sich Ergebnisunterschiede, die einerseits auf Differenzen in den Wasserdampftafeln (stationärer Fall) andererseits aber auch auf die allgemeine Systemsensitivität nahe am prompt kritischen Zustand (transienter Fall) zurückzuführen waren. Für eine konkrete Anwendung des gekoppelten Codesystems für realistische Systeme sind noch Weiterentwicklungen, z.b. methodische Verbesserungen bei 2 Phasenströmungen, automatisierte Maschengenerierung und eine verbesserte transiente Iterationsstrategie notwendig. E A. Gommlich, S. Kliem, U. Rohde (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf) und 650 atw 55. Jg. (2010) Heft 10 Oktober

VGB PowerTech e.v., 1920 in Leuna gegründet, ist ein freiwilliger Zusammenschluss von europäischen Unternehmen, für die der Kraftwerksbetrieb und die dazugehörige Technik eine wichtige Grundlage ihres unter nehmerischen Handelns bilden. Ziele sind die Förderung und Optimierung der Betriebssicherheit, Verfügbarkeit, Wirtschaftlichkeit und Umweltverträglichkeit der bei den Mitgliedern bestehenden und neu zu errichtenden Anlagen zur Strom und Wärmeerzeugung. Der VGB arbeitet ferner mit an der Normung sowie bei der Aufstellung von technischen Richtlinien und Regeln auf dem Gebiet der Kraftwerkstechnik. Die Mitglieder des VGB PowerTech e.v. repräsentieren zurzeit eine Kraftwerkskapazität von 520.000 MW in 34 Ländern. Informationen über uns erhalten Sie auch unter: www.vgb.org Für unser Competence Center»Kernkraftwerke«suchen wir zur Verstärkung unseres Teams ab sofort eine(n) Diplom-Ingenieur(in)/Diplom-Physiker(in) TU/FH m/w mit einem abgeschlossenen Studium der Kerntechnik, Kernphysik oder des Maschinenbaus (Vertiefung Kerntechnik) und möglichst einigen Jahren Berufserfahrung in der Branche. Aufgaben Organisation und Betreuung von kerntechnischen VGB Gremien, einschließlich Berichterstattung Mitwirkung bei der Erstellung von Dokumentationen und Berichten Controlling der im Auftrag der VGB Gremien vergebenen FuE Vorhaben Bewertung der Arbeitsberichte aus den FuE Vorhaben und Erkennen neuer Aufgaben für die Bearbeitung in den VGB Gremien Beantwortung von Anfragen der Kernkraftwerke und aus der herstellenden Industrie Repräsentanz in nationalen und internationalen Gremien Wir suchen für diese Tätigkeit eine kontaktfreudige, kooperative und teamorientierte Persönlichkeit mit sicherem Auftreten. Flüssige und stilsichere Ausdrucksfähigkeit in deutscher und englischer Sprache, Kenntnisse gängiger PC Software sowie strukturierte und analytische, weitgehend selbstständige und eigenverantwortliche Arbeitsweise sind ebenfalls erforderlich. Wir erwarten von unseren Mitarbeitern(innen) darüber hinaus die Bereitschaft zu ausgeprägter Reisetätigkeit. Wir bieten nach fundierter Einarbeitung und entsprechender Eignung die Möglichkeit einer interessanten und abwechslungsreichen Tätigkeit mit einer leistungsgerechten Bezahlung und guten Sozialleistungen. Interessierte Bewerber(innen) bitten wir um die Übersendung ihrer aussagefähigen Bewerbungsunterlagen mit Angabe des frühesten Eintrittstermins und der Gehaltsvorstellung an die Personalabteilung des VGB PowerTech e.v., Herrn W. Goebel, Klinkestr. 27 31, 45136 Essen, Telefon +49 201 4862 310, E Mail: Wolfgang.Goebel@vgb.org VGB 2010: 90 Jahre für eine sichere und zuverlässige Stromerzeugung

A. Gomez, V. Sanchez (Karlsruher Institut für Technologie) berichteten über Coupling of the Neutron-Kinetic Core Model DYN3D with the Thermal Hydraulic Code FLICA-4 within the NURESIM Platform. Die Aufgabenstellung war sehr ähnlich zu der im vorangegangenen Vortrag, statt CFX wurde hier die Kopplung mit FLICA-4, einem Thermohydraulikcode mit erweiterten Eigenschaften im Vergleich zum internen DYN3D Thermohydraulikmodell realisiert. Beide Codes stehen im Rahmen des europäischen NURESIM Projekts auf der Open Source SALOME Plattform (www.salome-platform.org) zur Verfügung. Ziel dieses Projekts ist es, eine europäische Zentrale für Code Anwendungen unterschiedlicher Herkunft für SWR, DWR und zukünftige Reaktorsysteme zu schaffen. In dieser Plattform kommunizieren Codes über eine einheitliche standardisierte Daten und Kommandoschnittstelle, über die dann auch eine gekoppelte Laufweise unterschiedlichster Codes möglich ist. Durch die SALOME-Infrastruktur wird außerdem eine komfortable Ergebnisvisualisierung ermöglicht. Für die vorliegende Aufgabe wurde DYN3D im Hinblick auf Modularisierung weiterentwickelt. Zur Datenkommunikation von und zur Standardschnittstelle wurde ein API entwickelt. Die Kopplung wurde an 2 stationären Rechenfällen, einem Mini-Kern, wie im vorangegangenen Vortrag und dem stationären Teil des OECD Steam Line Break Benchmarks validiert. Die Übereinstimmung der Ergebnisse der Kopplung DYN3D/FLICA-4 mit DYN3D (und DYN3D-ATHLET) Ergebnissen war gut. Verbleibende Differenzen konnten auf methodische Unterschiede zurückgeführt werden. Die weitere Entwicklung wird sich auf die Behandlung zeitabhängiger Systeme konzentrieren. Es ist unter anderem beabsichtigt, Bor-Vermischungstransienten zu rechnen und mit anderen gekoppelten Codesystemen zu vergleichen. R. Delto, B. Winterholer, D. Bender (Areva NP GmbH), J. Kierkegaard (Vattenfall Nuclear) und J. Loberg (University Uppsala) stellten ihre Untersuchungen zu 3D Pin-by-Pin Power Distributions in the Vicinity of Control Blade Tips in BWRs Based on Monte Carlo Calculations vor. Zur verbesserten Berücksichtigung vom PCI-Phänomenen im SWR ist die Kenntnis von lokalen Brennstab-Leistungsänderungen bei Steuerstabbewegungen wichtig. Moderne nodale Kernsimulatoren können zwar lokale Stableistungen berechnen, die räumliche Auflösung insbesondere unter Berücksichtigung der Heterogenität des SWR Steuerstabs ist aber nicht ausreichend. Aus diesem Grund wurden Steuerstabzellen (unterschiedlicher Konstruktion und mit unterschiedlichen Beladestrategien) mit dem Code MCNP geometrisch im Detail nachgebildet und gerechnet. Von besonderem Interesse war der lokale axiale und radiale Neutronenflussgradient in der Umgebung der Steuerstabspitze. Aus den Rechnungen wurde eine Variation der lokalen linearen Stableistung der dem Steuerstab benachbarten Stabsegmente von bis zu 20 bis 25 W/cm pro cm axialer Ausdehnung festgestellt. Somit kann sich die lokale Pinleistung bei betrieblich üblichen Steuerstabbewegungen von 2 cm kurzzeitig um 40 bis 50 W/cm ändern, was zu einer erhöhten Brennstabbelastung durch PCI führt. Es ist geplant, diese Erkenntnisse parametrisch im Kernsimulator (MICROBURN) zur verbesserten Berücksichtigung vom PCI Effekten bei Steuerstabbewegungen zu implementieren. Y. Périn, A Seubert, K. Velkov und A. Pautz (GRS) gaben eine Übersicht über Multi-Scale Coupled Code Systems: From Coarse- Mesh to High-Fidelity LWR Core Calculations. Bei GRS existieren bereits Codekopplungen zwischen Thermohydraulik und einem Grobmaschencode, ATHLET/QUABOX-CU- BOX sowie dem Feinmaschen-Transportcode ATHLET/TORT-TD. Hierfür existiert schon ein Interface zum Datenaustausch der Programme für die innere Kopplung, auf das jetzt bei der Kopplung mit COBRA-TF (anstelle von ATHLET) zurückgegriffen wurde. Zur Validierung der Kopplung COBRA-TF/ QUABOX-CUBOX und COBRA-TF/TORT-TD wurden 2 transiente Testfälle ausgewählt: ein MOX/U Kern Benchmark mit transienter Variation der Kühlmitteldichte am Kerneintritt sowie ein 2x2-BE-Minikern mit Stabauswurf. Die Ergebnisse der COBRA-TF Kopplungen wurden mit den Ergebnissen der ATHLET Kopplungen verglichen. Die Übereinstimmung der globalen Ergebnisse war gut, im Detail sind Differenzen festzustellen, die auf Quervermischung des Kühlmittels (COBRA), auf Unterschiede in der Wärmekapazität des Brennstoffs und Unterschiede bei der Brennstabmodellierung zurückzuführen sind. Beide Code Systeme werden in Zukunft bei transienten Störfallanalysen im LWR eingesetzt werden. C. Kappes, R. Velten und F. Wehle (Areva), A. Hüttmann und R. Schuster (Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH) berichteten über RA- MONA Analysis of BWR Stability at Nuclear Power Plant Brunsbüttel. Grundlage dieser Untersuchungen waren Messungen der neutronenphysikalisch-thermohydraulischen Stabilität des SWR Kerns, die im Kernkraftwerk Brunsbüttel, Zyklus 18, durchgeführt wurden. Bei diesen Messungen wurde die Anlage in den linken unteren Bereich des Betriebskennfelds durch Reduktion der Pumpendrehzahlen und Ausschalten von 4 Pumpen (niedriger Durchsatz und niedrige Leistung) gefahren und dort wurden einige Betriebsparameter leicht variiert, bis eine temporäre globale Instabilität (mit einer Amplitude von max. 10 % der Nennleistung) zu erkennen war. Während dieser Manöver war im Bereich um die LVD-Lanzen 25 und 26 im unteren rechten Kernquadranten selbst bei stabilem Gesamtkern eine ausgeprägte lokale Instabilität festzustellen. Im Frequenzspektrum (FFT) konnten die globale sowie die lokale Instabilität durch die unterschiedlichen Frequenzen (0,48 Hz, lokal, und 0,58 Hz, global) gut unterschieden werden. Der Effekt der lokalen Instabilität wurde daraufhin mit dem Programm RAMONA parametrisch untersucht. Dazu wurde der Einlassdrosselkoeffizient eines Brennelements im Kern stufenweise verringert, was einen lokalen destabilisierenden Effekt hat. In Übereinstimmung mit der experimentellen Beobachtung konnte rechnerisch gezeigt werden, dass bei entsprechenden Betriebsbedingungen eine solche lokale Instabilität eine kernübergreifende globale Instabilität antriggern kann. Methoden und Validierung I und II This report by Wolfgang Faber (E.ON Kernkraft, Hannover) covers the last session of section 1. The first part, 3 GRS-papers, all use the OECD/NEA PWR MOX/UO 2 Core Transition Benchmark of 2006, but in different respects. The first presentation from A. Seubert Pin Cell Discontinuity Factors in the Transient 3-D-Discrete Ordinates Code TORT- TD describes the implementation of Generalized Equivalence Theory (GET) in the GRS code TORT-TD. The objective is to reduce homogenization errors at pin cell level, in particular in the presence of neutron absorbers. Main component is the assumption of a linear discontinuous homogenized flux representation within pin cells. The flux discontinuity at cell interfaces is represented by pin cell discontinuity factors that are derived from fuel assembly lattice calculations. The implementation of GET requires extensions to the discrete ordinates flux sweeping equations of TORT-TD that are described in the paper. Application of the GET implementation in TORT- TD to the highly inhomogeneous all-rods-in (ARI) state of said benchmark-case shows significant improvements of both assembly and pin power distributions and is in good agreement with a continuous energy Monte Carlo solution. The following presentation from I. Pasichnyk, M. Klein, A. Pautz and K. Velkov (GRS) had a quite similar topic, using Assembly Discontinuity Factors (ADF) and the Superhomogenization Method (SPH) to improve the results of QUABOX/CUBBOX calculations on core and pin-level, respectively. Modelling of Highly Heterogeneous LWR Reactor Cores With Advanced Options of the QUABOX/ CUBBOX Core Simulator is the title of that contribution, describing results on the All- Rods-In (ARI) and ALL-Rods-Out (ARO) core of the benchmark case as well as a 15x15 PWR fuel bundle for pin-power distribution calculations. The authors conclude, that both adjustments can improve the neutron-diffusion based results to neutron-transport-solution or even MCNP-level. W. Zwermann, B. Krzykacz-Hausmann, L. Gallner and A. Pautz (GRS) tackle uncertainties in core-simulation analyses, both on the pin- as on the core-level, in Uncertainty Analyses with Nuclear Covariance Data in Reactor Core Calculations. The code XSU- SA, a GRS-extension of an earlier code SUSA of 1994, was used and the uncertainty-results by variation of nuclear data, as cross sections 652 atw 55. Jg. (2010) Heft 10 Oktober