Räumlich hoch aufgelöste Modellierung des Spaltproduktverhaltens in einem HTR-Core mit kugelförmigen oder prismatischen Brennelemente

Einer der wichtigsten Aspekte bei der Genehmigung kerntechnischer Anlagen ist deren Freisetzungsverhalten
von Radionukliden. Der Transportweg vom Entstehungsort bis in die Umgebung wird als
Freisetzungskette bezeichnet. Im Rahmen dieser Arbeit wird die räumlich hochaufgelöste Spaltproduktfreisetzung
aus kugelförmigen und prismatischen Brennelementen, der Transport mit dem
Kühlgas sowie die Ablagerung auf Reaktoreinbauten im Detail simuliert.
Die am Forschungszentrum Jülich bisher entwickelten Programme zur Spaltproduktfreisetzungsrechnung
werden analysiert, Defizite identifiziert und beseitigt. Auf dieser Basis wurde ein
einheitliches Simulationsmodul mit dem Namen Source Term Analysis Code System (STACY)
entwickelt, das alle Funktionalitäten der Einzelprogramme beinhaltet und gleichzeitig über deren
Methodik hinausgeht. Dazu wurden die physikalischen Modelle erweitert, um z. B. das Temperaturprofil
im Brennelement sowie den realen Inventaraufbau bei der Freisetzungsrechnung zu
berücksichtigen.
Zentraler Bestandteil dieser Arbeit ist die automatisierte Behandlung des Freisetzungsverhaltens
einer repräsentativen Anzahl von Brennelementen. Dies erlaubt eine räumlich hoch aufgelöste
Freisetzungsrechnung, bei der für jeden Raumbereich eine individuelle Freisetzungsrate berechnet
werden kann. Durch Kopplung mit dem Abbrandcode Topological Nuclide Transmutation (TNT) wird
für jedes betrachtete Brennelement eine separate Abbrandrechnung durchgeführt. So wird
nachgewiesen, dass das freigesetzte Inventar bei einer bestimmten Anzahl an Brennelementen
hinreichend genau bestimmt werden kann. Mit Hilfe dieses Modells wird das Freisetzungsverhalten
Bespiel einer Referenzanlage (HTR-Modul) untersucht. Sowohl die Freisetzung aus dem
Gleichgewichtscore als auch die während eines ausgewählten Störfalles (Kernaufheizphase nach
einer schnellen Druckentlastung) werden betrachtet. Im Vergleich zu früheren Sicherheitsstudien
fällt die kumulative Freisetzung der Kernaufheizphase langlebiger Nuklide durch das neue
Rechenverfahren deutlich geringer, die Rate von I-131 jedoch um den Faktor zwei höher aus.
Die Freisetzungsberechnung ist auch für prismatische Brennelemente (z. B. des japanischen HTTR)
möglich. Hierbei wird für jedes Brennelement der Abbrand und das Freisetzungsverhalten eines
repräsentativen Compacts bestimmt.
Weiterhin wurde ein neues Kugelfließmodell Software for Handling Universal Fuel Elements (SHUFLE)
entwickelt, mit dem das Kugelfließverhalten auch in einem multiphysikalischen Codepaket präziser
als bisher abgebildet werden kann. Das Modell beschreibt die Bewegung kleinerer Kugelanhäufungen
als eine Abfolge von Sickervorgängen. Durch einen Vergleich mit experimentellen
Daten wird gezeigt, dass das Modell das Kugelfließen präzise abbilden kann.