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FP7

JASMIN — Ergebnis in Kürze

Project ID: 295803
Gefördert unter: FP7-EURATOM-FISSION
Land: Frankreich
Bereich: Industrie, Sicherheit

Neue Modelle für sicherere natriumgekühlte schnelle Reaktoren 

Die Sicherheit stellt für die neue Generation IV (Gen-IV) von schnellen Neutronen-Reaktoren eine große Herausforderung dar. Mit EU-Mitteln geförderte Forschungs- und Entwicklungsbemühungen führten zur Aktualisierung bestehender Computercodes für die genaue Modellierung innovativer Reaktordesigns und Unfallszenarien.
Neue Modelle für sicherere natriumgekühlte schnelle Reaktoren 
Das EU-geförderte Projekt JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors) wurde initiiert, um ein integrales Modellierungswerkzeug für eine der sechs Gen-IV-Technologien zu schaffen: natriumgekühlte schnelle Reaktoren (SFR). Die Plattform ASTEC-Na baut auf dem ASTEC-Code (European Accident Source Term Evaluation Code) für schwere Unfälle in Leichtwasserreaktoren (LWR) auf.

Die derzeit verfügbaren Computer-Codes wurden in den 1980er Jahren für natriumgekühlte schnelle Neutronenreaktor-Designs der vorherigen Generation entwickelt. Der neue ASTEC-Na-Code für Gen-IV SFR ist ein integriertes Werkzeug mit einer modernen und flexiblen Architektur, die die Integration neuer physikalischer Modelle, die für fortschrittliche Designs und spezifische Merkmale notwendig sind, erleichtert. Dessen Entwicklung basiert auf den bestehenden Modulen der LWR ASTEC-Software und auf Modellen aus dem SCANAIR-Simulationswerkzeug. Darüber hinaus wurden einige verbesserte physikalische Modelle entwickelt, die bestimmte SFR-Phänomene und die Ergebnisse jüngsten Forschungen berücksichtigen.

Dieses fortschrittliche numerische Werkzeug ist in der Lage, die Folgen von Brennstabversagen auf Materialienverlagerung und primäre Systemlasten zu beurteilen. Zudem schätzt es den potentiellen chemischen und radiologischen Quellterm, der sowohl auf das radioaktive Material durch die Verlagerung der Spaltprodukte als auch auf die Bildung von Natriumoxid/Hydroxid-Teilchen zurückzuführen ist, die versehentlich in die Umgebung abgegeben werden können.

Der Computer-Code und die Modelle von ASTEC-Na beziehen sich auf vier sicherheitsrelevante Bereiche im Zusammenhang mit Natrium: Thermohydraulik, Thermomechanik von Brennstoff, Quellterm und Neutronik. Insbesondere beschreiben die neuen Modelle die Korrelation von Wärme- und Masseübertragung von Natrium innerhalb des Reaktors, die Verformung der Verkleidung, Spaltgasfreisetzung, das thermo-mechanische Verhalten des Brennstoffs sowie die physikalische und chemische Synthese von Natrium-Aerosolen, die in die Umwelt abgegeben werden.

ASTEC-Na dient nun als europäischer Referenzcode für schwere Unfallszenarien in LWR und wurde für den Einsatz in anderen wassergekühlten Reaktoren erweitert, einschließlich Druckwasserreaktoren, Wasser-Wasser-energetische Reaktoren (WWER), Siedewasserreaktoren und CANada Deuterium Uranium (CANDU)-Reaktoren.

Durch die Ausnutzung von durch die ASTEC-Na-Software und in der experimentellen Datenbank erworbenen Kenntnissen helfen die Ergebnisse von JASMIN, das Wissen aus über 40 Jahren Forschung und Entwicklung zu erhalten.

Verwandte Informationen

Fachgebiete

Nuclear Fission

Schlüsselwörter

Natriumgekühlter schneller Reaktor, schnelle Brüter, Unfallszenarien, JASMIN, ASTEC-Na 
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