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Grundlagen der Reaktorsicherheit für den Betrieb und Rückbau von Kernkraftwerken

Grundlagen der Reaktorsicherheit für den Betrieb und Rückbau von Kernkraftwerken
Typ: Block-Vorlesung (BV)
Semester: WS 17/18
Zeit: 24.01.2018
09:00 - 16:30 täglich
Gebäude 521, Raum 220, Campus Nord


25.01.2018
09:00 - 16:30 täglich
Gebäude 521, Raum 220, Campus Nord

26.01.2018
09:00 - 16:30 täglich
Gebäude 521, Raum 220, Campus Nord


Dozent: Dr. Victor Hugo Sanchez-Espinoza
SWS: 2
LVNr.: 2190465
Voraussetzungen

Reaktorsicherheit I: Grundlagen, Kernkraftwerkstechnik, Nukleare Thermohydraulik

Empfehlungen:

keine

Lehrinhalt

Ziel dieser Vorlesung ist es, die Hauptelemente und Methoden für die Sicherheitsbewertung von Kernkraftwerken zu vermitteln, welche insbesondere für die Beurteilung des Sicherheitsstatus von Lichtwasserreaktoren der Generation 2 und 3 in der Praxis eingesetzt werden. In dieser Vorlesung werden vorwiegend die deterministischen Methoden zur Sicherheitsbewertung, die dafür notwendigen numerischen Simulationstools sowie die behördlich festgelegten Sicherheitskriterien näher erläutert. Am Beispiel ausgewählter Auslegungsstörfälle für Druck- und Siedewasserreaktoren wird die Methodologie sowie die Leistungsfähigkeit der in Industrie, Behörde, und Forschung eingesetzten Best-Estimate Sicherheitsanalyse-Rechencodes wie TRACE/PARCS, DYN3D/SUBCHNAFLOW (DYNSUB) demonstriert. Anhand von Beispielen werden die praktischen Schritte zur Nachbildung von Kernkraftwerksmodellen zur Untersuchung des Kernkraftwerksverhaltens unter Normal- und Störfallbedingungen erläutert.

  • Einführung in der Sicherheitsbewertung von Kernkraftwerken
  • Mathematisch-physikalische Modelle von Thermohydraulik-Systemcodes
  • Mathematisch-physikalische Modelle von Kernsimulatoren
  • Verhalten des Kernkraftwerken unter Störfallbedingungen (Abweichungen von Normalbetrieb, Störungen, Unfällen)
  • Störfallanalyse für Druck- und Siederwasserreaktoren
  • Analyse ausgewählter Störfälle in Druck- und Siederwasserreaktoren (RIA, LOCA, MSLB, TUSA)
  • Auslegungsüberschreitende Störfälle (Physikalische Phänomene und Simulationstools)
Arbeitsbelastung

Präsenzzeit: 18 Std

Selbststudium: 102 Std

Ziel

Nach dem Besuch der Veranstaltung haben die Studierenden:

  • Einblick in die Sicherheitsanalyse und deren Methoden
  • Kenntnisse über mathematisch-physikalische Grundlagen von Simulationscodes
  • Grundlagen numerischer Simulationstools zur Sicherheitsbewertung und Rolle in der Validierung
  • Kennenlernen der Vorgehensweise zur Analyse von Auslegungsstörfällen von Leichtwasserreaktoren
  • Kennenlernen der Nachbildung eines Kernkraftwerks in Simulationscode.
Prüfung

mündliche Prüfung; Dauer: 20-30 Minuten