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Thermohydraulische Simulationen und Optimierung (TSO)

CFD Modell
  • Sicherheitsanalysen von nuklearen und Fusionssystemen
  • Auslegung und Analyse von Reaktorkern und Brennelementen
  • Thermohydraulische Multiskalenmethoden (System, Unterkanal & CFD)
  • Modellentwicklung grundlegender thermohydraulischer Vorgänge

Übersicht

Die Aktivitäten der Gruppe Methodenentwicklung für innovative Reaktorsysteme sind Bestandteil des KIT-Programms Nukleare Sicherheitsforschung und des Programms Energie der HGF. Ein Teil der Arbeiten ist in das Programm Fusion Technology der Europäischen Union integriert.

Die F&E-Arbeiten zur Reaktortechnik beziehen sich auf innovative Reaktorkonzepte. Forschungsschwerpunkte sind die Weiterentwicklung und Validierung von multi-skaligen thermohydraulischen Simulationscodes, die zur Entwurfsoptimierung und für Sicherheitsuntersuchungen im Mikro- Meso- und Makro-Maßstab angewandt werden.

Die innerhalb des Programms Fusion durchgeführten F&E-Arbeiten konzentrieren sich auf thermohydraulische Untersuchungen an Komponenten für ITER, z.B. dem Test Blanket Module und dem experimentellen HELOKA- Kreislauf, sowie an dem Experimenteinsatz für die Materialbestrahlungseinrichtung IFMIF. Für diese thermohydraulischen Analysen werden sowohl CFD-Tools als auch Systemcodes eingesetzt.


Kompetenzfelder innerhalb des Programms NUKLEAR

  • Multi-skalige thermohydraulische Codes für Kernreaktoren
    • Multi-skalige thermohydraulische Methoden und Codes, z.B. mikro-skalige CFD-Tools, meso-skalige Unterkanal-Codes, makro-skalige 1D- und 3D- Systemcodes
    • Validierung und Qualifikation von numerischen Simulations-Codes, z.B. für Zweiphasenströmungen
    • Analyse von komplexen Experimenten in Gas-, Wasser- oder Flüssigmetall-gekühlten Kreisläufen
    • Sicherheitsuntersuchungen an innovativen Reaktorkonzepten
  • Beitrag zur Ausbildung und Kompetenzerhaltung
    • Praktika/Studienarbeiten, Master/Diplomarbeiten, Doktorarbeiten
    • Lehrauftrag auf dem Gebiet Kerntechnik am KIT

Kompetenzfelder innerhalb des Programms KERNFUSION

  • Thermohydraulische Untersuchungen mit Systemcodes an Helium-gekühlten Kreisläufen wie HELOKA als Teil der Entwicklung des Europäischen Testmoduls HCPB TBM (Helium cooled pebble bed test blanket module), einem von sechs Test Blanket Modulen für ITER. Der im Aufbau befindliche HELOKA- Kreislauf dient der Untersuchung des dynamischen Betriebsverhaltens des TBM unter Normalbedingungen
  • Die International Fusion Material Irradiation Facility IFMIF stellt als intensive Neutronenquelle eine Hochfluss-Bestrahlungsanlage mit Schlüsselfunktion bei der Entwicklung und dem Test von Fusionsmaterialien dar. Detaillierte CFD-Analysen konzentrieren sich auf die Bewertung der Kühlbarkeit der in komplexer Geometrie angeordneten Bestrahlungsproben