Advanced Nuclear Power - AREVA
Advanced Nuclear Power - AREVA
Advanced Nuclear Power - AREVA
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Feature<br />
Optimierte Brennelemente mit bestem<br />
Betriebsverhalten dank KATHY<br />
Auch in Zukunft wird die Untersuchung<br />
des thermohydraulischen<br />
Verhaltens von Brennelementen<br />
unter simulierten Reaktorbedingungen<br />
ein wesentlicher Bestandteil der<br />
Brennelement-Entwicklung sein. Deshalb<br />
ist der Betrieb eines validierten<br />
und mit modernster Technik ausgerüsteten<br />
thermohydraulischen Versuchsstands<br />
für <strong>AREVA</strong> ein Muss.<br />
Hochdruckkühler<br />
Mischkondensator<br />
Wasser-Dampf-<br />
Seperator<br />
Umwälzpumpe<br />
Druckhalter<br />
Moderne Brennelemente sind hochkomplex.<br />
Ein optimales Betriebsverhalten im<br />
Reaktorkern ist nur dann gegeben, wenn<br />
alle Einzelkomponenten bestens aufeinander<br />
abgestimmt sind. Da auch heutzutage<br />
eine exakte rechnerische Simulation<br />
der thermohydraulischen Vorgänge<br />
bei der Durchströmung eines Brennelements<br />
nicht möglich ist, ist die Validierung<br />
der empirischen Rechenergebnisse<br />
von besonderer Bedeutung.<br />
P el.<br />
≤ 9,5 MW<br />
SWR-<br />
Testbehälter<br />
p ≤ 110 bar<br />
DWR-<br />
Testbehälter<br />
p ≤ 185 bar<br />
Dampfgehalt-<br />
Messung<br />
P el. ≤ 15 MW<br />
Naturumlauf<br />
Regelventil<br />
Speisewasser<br />
Regelventil<br />
Fallleitung<br />
Thermohydraulik-<br />
Versuchsstand<br />
KATHY<br />
Seit 1986 wird am deutschen Standort<br />
Karlstein der multi-funktionale Thermohydraulik-Versuchskreislauf<br />
KATHY<br />
(KArlstein Thermal HYdraulics) betrieben.<br />
Er wird mit erheblichem finanziellem<br />
Aufwand stetig weiterentwickelt,<br />
während andere von unseren Wettbewerbern<br />
genutzte Versuchskreisläufe geschlossen<br />
werden (NUPEC in Japan,<br />
ATLAS und HTRF in den USA).<br />
In KATHY werden Messungen zur Bestimmung<br />
der kritischen Heizflächenbelastung<br />
und anderer thermohydraulischer<br />
Eigenschaften von Siedewasserreaktorund<br />
Druckwasserreaktor-Brennelementen<br />
unter stationären sowie transienten<br />
Bedingungen durchgeführt. Die gewonnenen<br />
Ergebnisse fließen in die Weiterentwicklung<br />
und Genehmigung unserer<br />
Brennelemente und dienen der Validierung<br />
von Auslegungsmethoden. Bis heute<br />
wurden mehr als 12000 Versuche an<br />
einer Vielzahl von Siedewasserreaktorund<br />
Druckwasserreaktor-Bündelgeometrien<br />
vorgenommen.<br />
Wesentliche Informationen<br />
für die Brennelement-Entwicklung<br />
Das mechanische und thermohydraulische<br />
Betriebsverhalten eines Brennelements<br />
wird wesentlich durch den Abstandhalter<br />
und dessen Fahnengeometrie<br />
und -winkel bestimmt. Mit den heutigen<br />
Computer Fluid Dynamics-(CFD-)<br />
Programmen kann der Einfluss von<br />
Fahnengeometrie und -winkel auf die<br />
Strömung innerhalb eines Brennelements<br />
untersucht werden; die Programme<br />
werden daher zur Voroptimierung<br />
von Abstandhalterkonzepten eingesetzt.<br />
Doch belastbare Aussagen liefern auch<br />
heute nur Versuche, die unter realen Reaktorbedingungen<br />
durchgeführt werden.<br />
Die dabei gewonnenen Informationen<br />
fließen in die weitere Entwicklung der<br />
Brennelemente ein, mit dem Ziel, durch<br />
eine Erhöhung der thermischen Grenzwerte<br />
die Betriebsflexibilität unserer<br />
Brennelemente weiter zu verbessern.<br />
Aussagen zum Stabilitätsverhalten<br />
von Siedewasserreaktor-Brennelementen<br />
In Siedewasserreaktoren können unter<br />
bestimmten Randbedingungen, wie hohe<br />
Leistung bei niedrigem Durchsatz<br />
und ungünstigen axialen und radialen<br />
Leistungsverteilungen, thermohydraulische<br />
Instabilitäten auftreten. Daher ist<br />
auch die Untersuchung des Brennelement-Stabilitätsverhaltens<br />
ein essentieller<br />
Bestandteil jeder Brennelement-Entwicklung.<br />
KATHY ist weltweit der einzige<br />
Versuchsstand, in dem das Stabilitätsverhaltenverhalten<br />
von Siedewasserreaktor-Brennelementen<br />
maßstabsgetreu<br />
unter realen Bedingungen im Naturumlauf<br />
simuliert werden kann. Auf der Basis<br />
dieser Messungen entwickeln wir die<br />
Stabilitätsmethoden weiter und reduzieren<br />
so die Unsicherheitsmarge der eingesetzten<br />
Programme. Die Folge: Eine<br />
Erhöhung der Betriebsflexibilität der<br />
Kernkraftwerke. ■<br />
22 <strong>Advanced</strong> <strong>Nuclear</strong> <strong>Power</strong> Nr. 10 Mai 2004