Auslegungsstörfälle von Leichtwasserreaktoren und deren numerische Analysewerkzeuge

RELAP5

Dr. V. Sanchez-Espinoza, INR, KIT

Dr. Sanchez-Espinoza

Kurs	009
Titel	Auslegungsstörfälle von Leichtwasserreaktoren und deren numerische Analysewerkzeuge
Voraussetzungen	Thermohydraulik von Kernreaktoren, Kernkraftwerkstechnik
Kursziel	Einarbeitung im Umgang mit Thermohydraulik-Systemcodes wie RELAP5, TRACE zur Simulation von Auslegungsstörfällen in Kernkraftwerken
Kursinhalte	Störfallspektren und Störfallklassifizierung von Leichtwasserreaktoren Rolle von Auslegungsstörfällen beim Sicherheitsnachweis Methoden der Störfalluntersuchung von Leichtwasserreaktoren Numerische Analysewerkzeuge zur Simulation von Auslegungsstörfällen Beschreibung der physikalischen und mathematischen Modelle von Systemcodes Komponenten von Systemcodes zur Nachbildung eines Kernkraftwerkes Erstellung, Durchführung und Auswertung von Simulationen (Einfache Beispiele, Nachrechnung von Experimenten, Kernkraftwerkssimulationen) Einzusetzende Rechencodes: RELAP5, TRACE und SNAP
Dozent	Dr. V. Sanchez-Espinoza, INR, KIT
Zeitraum, 3 Tage	23.01. - 27.01.2017; jeweils 09:00 bis 17:00 Uhr
Ort	KIT Campus Nord, FTU, Geb. 101, Raum 155

Anmeldeschluss: 09.01.2017
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Examples of TRACE Applications for PWR including Uncertianty Quantification with SUSA


TRACE PWR Integral Plant Model for Safety Evaluations	TRACE/SUSA: Uncertainty Quantification of best-estimate codes: Cladding temperature for LOCA

Lecturer:	Dr. Victor Hugo Sanchez Espinoza Head of Group “Reactor Physics and Dynamics" Project Leader “LWR Methods and Analysis” Dr.-Ing. in Nuclear Engineering of TU Dresden Dipl.-Ing. Nuclear Engineering, TU Dresden
Areas of Expertise	- Modeling of LWR in-vessel severe accident phenomena - Improvement of thermal hydraulic system codes - Transient analysis for PWR and BWR with system and coupled codes - Transient analysis of Gen-4 reactors with thermal hydraulic system codes - Development of multi-physical and multi-scale coupling for local prediction of pin power - Validation, qualification and uncertainty quantification of thermal hydraulic and neutron kinetics coupled codes
Lectureship	KIT Mechanical Engineering Faculty since 2008: Nuclear Safety Assessment of Nuclear Power Plants
Kontact: Email: Homepage:	Dr. V. Sánchez Espinoza victor sanchez∂kit edu www.inr.kit.edu