Verbesserung der Sicherheit des natriumgekühlten Schnellen Brüters

Sicherheit ist eine große Herausforderung für die neue Generation IV (Gen-IV) denen schnellen Neutronen-Reaktoren. Laufende Forschung und Entwicklung (F & E), die von der EU unterstützt wird, wird bestehende Computercodes aktualisieren oder entwickeln, um innovative Reaktordesigns und Unfallszenarien akkurat zu modellieren.

Das EU-finanzierte Projekt JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors) wurde initiiert, um ein integriertes Modellierungswerkzeug für eine der sechs Gen-IV-Technologien zu liefern, den natriumgekühlten Schnellen Brüter: ASTEC-Na baut auf dem Europäischen ASTEC (accident source term evaluation code) für schwere Unfälle in Leichtwasserreaktoren auf.

In der Tat wurden die derzeit verfügbaren Computercodes in den 1980er Jahren für die vorherige Generation von natriumgekühlten schnellen Neutronenreaktor (SFR) entwickelt. Der neue ASTEC-Na-Code für Gen-IV SFR wird ein integriertes Werkzeug mit einer modernen und flexiblen Architektur sein, der die Integration neuer physikalischer Modelle, die für fortgeschrittene Entwürfe und Besonderheiten notwendig sind, erleichtert. Seine Entwicklung basiert auf bestehenden Modulen der LWR ASTEC-Software und auf Modellen, die vom Scanair-Simulationswerkzeug abgeleitet werden. Darüber hinaus wurden einige verbesserte physikalische Modelle entwickelt, die bestimmte SFR-Phänomene und die Ergebnisse der jüngsten Forschung berücksichtigen.

Bis zum Ende des JASMIN Projekts sollte ASTEC-Na, das sich auf die primäre Phase des Zufallsszenarios fokussiert, in der Lage sein, die Folgen eines Brennstabversagens auf Materialverlagerung und Belastung des Primärsystem Belastungen zu beurteilen. Zusätzlich werden potentielle chemische und radiologische Quellterme, die auf das durch die Verlegung der Spaltprodukte produzierte radioaktive Material und auf die Bildung von Natrium-Oxid-/ Hydroxid-Teilchen zurückgehen, die zufällig in die Umwelt freigesetzt werden können, auch von ASTEC- Na vorläufig abgeschätzt.

Die Forschung ist in vier für die Sicherheit von Natrium-Thermohydraulik, Brennelementthermomechanik, Quellterm und Neutronikwirkungen relevanten Bereichen vorangeschritten.

Die Spezifikationen für die ASTEC-Na-Entwicklung wurden definiert und die Validierungstestmatrix für die Untersuchung von Thermohydraulik, Brennstabthermomechanik, Spaltprodukten in Sicherheitsbehältern und Neutronik wurden gebaut. Die ersten beiden wurden 11 Tests für die Cabri- und Scarabee- Versuchsreaktoren in Cadarache, Frankreich, entwickelt. Das JASMIN-Team hat die Validierung der ersten Version von ASTEC-Na gestartet.

Außerdem hilft JASMIN durch Nutzung der erworbenen Kenntnisse zur ASTEC-Na-Software und zur experimentellen Datenbank, das Wissen aus mehr als 40 Jahren Forschung und Entwicklung zu bewahren.

veröffentlicht: 2016-01-28
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