Thermohydraulik für neue Kernkraftanlagen
Das Kernreaktor-Design ist jetzt bei der vierten Generation angelangt. Im Vergleich zur zweiten Generation (Gen II), sorgt Gen-III für ein höheres Sicherheitsniveau. Allerdings erfüllen Kernreaktoren der Gen III nicht die Anforderungen an eine längerfristige Entwicklung der Kernenergie. Um eine sichere und nachhaltige nukleare Zukunft anzutreiben wurde eine vierte Generation von Reaktoren vorgeschlagen, zu denen Hochtemperaturreaktoren, gasgekühlte Schnelle Brüter und überkritische wassergekühlte Reaktoren gehören. Eine gemeinsame Komponente von Gen IV-Reaktoren ist die Thermohydraulik. Trotz der Unterschiede bei den Kühlmitteln und Fließkanalstrukturen hat das EU-finanzierte Projekt THINS (Thermal-hydraulics of innovative nuclear systems) fünf Querschnittsthemen der Thermohydraulik identifiziert. Diese Zusammenarbeit, die 24 Einrichtungen überspannt, konzentrierte sich auf Thermohydraulik, einphasige gemischte Konvektion und Turbulenz, Mehrphasenströmung und Code-Kopplung. Das übergeordnete Ziel des THINS-Projekts war die Entwicklung und Validierung von theoretischen und experimentellen Methoden, um Thermohydraulikphänomene zu studieren. Die Bemühungen wurden auch unternommen, um die wissenschaftlichen Ergebnisse für den Zweck des Wissensaustauschs anzuwenden. Die THINS-Partner verifizierten Simulationstools der Kühlmittelflüsse in den Reaktorkernkomponenten und berechneten den Druckabfall und die Wärmeübertragung in Rohrbündeln und Abstandsgittern. Mithilfe von Turbulenzmodelle modellierten sie auch den Blei-Wismut-Eutektikum-Stabbündelfluss. Die Projektforscher stellten eine umfassende Datenbank auf, die die Ergebnisse der direkten numerischen Simulationen zusammen mit experimentellen Daten enthält. Dies wurde verwendet, um Strömungsphänomene wie Konvektionsmuster, thermische Schichtung und Fluid-Struktur-Wärmeaustausch in den Reaktoren zu charakterisieren. Die Wärmeübertragung und Strömungsmischen wurden in einphasigen Reaktorkühlsysteme analysiert. THINS-Forscher entwickelten neue Modellierungsansätze, um die Auswirkungen von Auftrieb und nicht isotroper Turbulenz für eine breite Palette von Prandtl-Zahlen genau zu beschreiben. Bestehende Modelle wurden weiter entwickelt und für das Studium der Mehrphasenströmungen in innovativen Reaktorsysteme validiert. Die untersuchten Strömungsphänomene waren freie Oberflächenströme in poolartigen Flüssigmetallreaktoren und Wechselwirkungen zwischen Wasser und schwerem flüssigem Metall. Das THINS-Team entwickelte und validierte neue Code-Kopplungslösungen, um transiente mehrskalige thermohydraulische Phänomene in Hoch- und Ultrahochtemperaturreaktorsystemen zuverlässig vorherzusagen. Insbesondere untersuchten sie Graphitstaub, der im Kühlmittelkreislauf transportiert wird. Die Ausbildung junger Nuklearingenieure und Forscher ergänzte die Projektaktivitäten von THINS. Die Verwendung wissenschaftlicher Ergebnisse zu Lehrzwecken erwies sich für die Stärkung der Grundlagen für die Aufrechterhaltung und Erweiterung des Fachwissens auf diesem Gebiet als besonders wirksam.
Schlüsselbegriffe
Thermohydraulik, Nuklearsysteme, Reaktoren der nächsten Generation, Hochtemperaturreaktoren, THINS
