Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde der ukrainischen Aufsichtsbehörde der Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht, welcher eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS darstellt. Zur Validierung dieses gekoppelten Programmcodes wurde eine Meßdatensammlung angelegt, die entsprechend erarbeiteter Richtlinien Daten von geeigneten Betriebstransienten bereitstellt. Für zwei ausgewählte Transienten wurden Validierungsrechnungen durchgeführt. Dabei wurden die Ergebnisse mit den Meßwerten aus der Datensammlung verglichen. Der Programmcode DYN3D wurde von den ukrainischen Experten mit einer Ergänzung zur Berechnung von Reaktivitätskoeffizienten im Funktionsumfang erweitert. Diese Programmentwicklung ermöglicht es, den Einfluß der einzelnen Reaktivitätskoeffizienten bei verschiedenen Betriebsprozessen bzw. Störungen zu untersuchen.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde der ukrainischen Aufsichtsbehörde der Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht, welcher eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS darstellt. Zur Validierung dieses gekoppelten Programmcodes wurde eine Meßdatensammlung angelegt, die entsprechend erarbeiteter Richtlinien Daten von geeigneten Betriebstransienten bereitstellt. Für zwei ausgewählte Transienten wurden Validierungsrechnungen durchgeführt. Dabei wurden die Ergebnisse mit den Meßwerten aus der Datensammlung verglichen. Der Programmcode DYN3D wurde von den ukrainischen Experten mit einer Ergänzung zur Berechnung von Reaktivitätskoeffizienten im Funktionsumfang erweitert. Diese Programmentwicklung ermöglicht es, den Einfluß der einzelnen Reaktivitätskoeffizienten bei verschiedenen Betriebsprozessen bzw. Störungen zu untersuchen.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde dem Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE) in Sofia der Programmcode DYN3D sowie der gekoppelte Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht. Dabei stellt dieser Programmkomplex eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS dar. Zur Validierung dieser Programmcodes wurde eine Messdatensammlung zu einem Inbetriebnahmeexperiment am Block 6 des KKW Kozloduj (WWER-1000/320) erstellt. Die Ergebnisse der durchgeführten Validierungsrechnungen wurden mit den Messwerten aus der Datensammlung verglichen. In den Programmcode DYN3D wurde von den bulgarischen Experten ein vereinfachtes Modell zur Simulation von Querströmungen zwischen den Brennelementen integriert. Dieses Querströmungsmodell ermöglicht es, Prozesse mit asymmetrischen Randbedingungen realistischer zu betrachten. Eine erste Bewertung des implementierten Strömungsmodells erfolgt durch Vergleichsrechnungen zwischen dem modifizierten DYN3D Code und dem Unterkanalanalyse-Code COBRA-4I sowie auf der Grundlage von verfügbaren Messdaten aus dem KKW Kozloduj.

Im Rahmen eines vom BMBF/BMWi geförderten WTZ-Vorhabens wurde dem Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy (INRNE) in Sofia der Programmcode DYN3D sowie der gekoppelte Programmkomplex ATHLET-DYN3D verfügbar gemacht. Dabei stellt dieser Programmkomplex eine Anbindung des im FZR entwickelten 3D Kernmodells DYN3D an den thermohydraulischen Systemcode ATHLET der GRS dar. Zur Validierung dieser Programmcodes wurde eine Messdatensammlung zu einem Inbetriebnahmeexperiment am Block 6 des KKW Kozloduj (WWER-1000/320) erstellt. Die Ergebnisse der durchgeführten Validierungsrechnungen wurden mit den Messwerten aus der Datensammlung verglichen. In den Programmcode DYN3D wurde von den bulgarischen Experten ein vereinfachtes Modell zur Simulation von Querströmungen zwischen den Brennelementen integriert. Dieses Querströmungsmodell ermöglicht es, Prozesse mit asymmetrischen Randbedingungen realistischer zu betrachten. Eine erste Bewertung des implementierten Strömungsmodells erfolgt durch Vergleichsrechnungen zwischen dem modifizierten DYN3D Code und dem Unterkanalanalyse-Code COBRA-4I sowie auf der Grundlage von verfügbaren Messdaten aus dem KKW Kozloduj.

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet.

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet.

Accident conditions involving significant core degradation are termed severe accidents /IAEA: NS-G-2.15/. Despite the low probability of occurrence of such events, the investigation of severe accident scenarios is an important part of the nuclear safety research. Considering a hypothetical core melt down scenario in a VVER-1000 light water reactor, the early in-vessel phase focusing on the thermal-hydraulic phenomena, and the late in-vessel phase focusing on the melt relocation into the reactor pressure vessel (RPV) lower head, are investigated. The objective of this work is the assessment of severe accident management procedures for VVER-1000 reactors, i.e. the estimation of the maximum period of time available for taking appropriate measures and particular decisions by the plant personnel. During high pressure severe accident sequences it is of prime importance to depressurize the primary circuit in order to allow for effective injection from the emergency core cooling systems and to avoid reactor pressure vessel failure at high pressure that could cause direct containment heating and subsequent challenge to the containment structure. Therefore different accident management measures were investigated for the in-vessel phase of a hypothetical station blackout accident using the severe accident code ASTEC, the mechanistic code ATHLET and the multi-purpose code system ANSYS. The analyses performed on the PHEBUS ISP-46 experiment, as well as simulations of small break loss of coolant accident and station blackout scenarios were used to contribute to the validation and improvement of the integral severe accident code ASTEC. Investigations on the applicability and the effectiveness of accident management procedures in the preventive domain, as well as detailed analyses on the thermal-hydraulic phenomena during the early in-vessel phase of a station blackout accident have been performed with the mechanistic code ATHLET. The results of the simulations show, that the effectiveness of the procedures strongly depends on the ability of the passive safety systems to inject as much water as possible into the reactor coolant system. The results on the early in-vessel phase have shown potentially delayed RPV failure by depressurization of the primary side, as slowing the core damage gives more time and different possibilities for operator interventions to recover systems and to mitigate or terminate the accident. The ANSYS model for the description of the molten pool behaviour in the RPV lower plenum has been extended by a model considering a stratified molten pool configuration. Two different pool configurations were analysed: homogeneous and segregated. The possible failure modes of the RPV and the time to failure were investigated to assess the possible loadings on the containment. The main treated issues are: the temperature field within the corium pool and the RPV and the structure-mechanical behaviour of the vessel wall. The results of the ASTEC calculations of the melt pool configuration were applied as initial conditions for the ANSYS simulations, allowing a more detailed and more accurate modelling of the thermal and mechanical behaviour of the core melt and the RPV wall. Moreover, for the late in-vessel phase, retention of the corium in the RPV was investigated presuming external cooling of the vessel wall as mitigative severe accident management measure. The study was based on the finite element computer code ANSYS. The highest thermomechanical loads are observed in the transition zone between the elliptical and the vertical vessel wall for homogeneous pool and in the vertical part of the vessel wall, which is in contact with the molten metal in case of sub-oxidized pool. Assuming external flooding will retain the corium within the RPV. Without flooding, the vessel wall will fail, as the necessary temperature for a balanced heat release from the external surface via radiation is near to or above the melting point of the steel.

Accident conditions involving significant core degradation are termed severe accidents /IAEA: NS-G-2.15/. Despite the low probability of occurrence of such events, the investigation of severe accident scenarios is an important part of the nuclear safety research. Considering a hypothetical core melt down scenario in a VVER-1000 light water reactor, the early in-vessel phase focusing on the thermal-hydraulic phenomena, and the late in-vessel phase focusing on the melt relocation into the reactor pressure vessel (RPV) lower head, are investigated. The objective of this work is the assessment of severe accident management procedures for VVER-1000 reactors, i.e. the estimation of the maximum period of time available for taking appropriate measures and particular decisions by the plant personnel. During high pressure severe accident sequences it is of prime importance to depressurize the primary circuit in order to allow for effective injection from the emergency core cooling systems and to avoid reactor pressure vessel failure at high pressure that could cause direct containment heating and subsequent challenge to the containment structure. Therefore different accident management measures were investigated for the in-vessel phase of a hypothetical station blackout accident using the severe accident code ASTEC, the mechanistic code ATHLET and the multi-purpose code system ANSYS. The analyses performed on the PHEBUS ISP-46 experiment, as well as simulations of small break loss of coolant accident and station blackout scenarios were used to contribute to the validation and improvement of the integral severe accident code ASTEC. Investigations on the applicability and the effectiveness of accident management procedures in the preventive domain, as well as detailed analyses on the thermal-hydraulic phenomena during the early in-vessel phase of a station blackout accident have been performed with the mechanistic code ATHLET. The results of the simulations show, that the effectiveness of the procedures strongly depends on the ability of the passive safety systems to inject as much water as possible into the reactor coolant system. The results on the early in-vessel phase have shown potentially delayed RPV failure by depressurization of the primary side, as slowing the core damage gives more time and different possibilities for operator interventions to recover systems and to mitigate or terminate the accident. The ANSYS model for the description of the molten pool behaviour in the RPV lower plenum has been extended by a model considering a stratified molten pool configuration. Two different pool configurations were analysed: homogeneous and segregated. The possible failure modes of the RPV and the time to failure were investigated to assess the possible loadings on the containment. The main treated issues are: the temperature field within the corium pool and the RPV and the structure-mechanical behaviour of the vessel wall. The results of the ASTEC calculations of the melt pool configuration were applied as initial conditions for the ANSYS simulations, allowing a more detailed and more accurate modelling of the thermal and mechanical behaviour of the core melt and the RPV wall. Moreover, for the late in-vessel phase, retention of the corium in the RPV was investigated presuming external cooling of the vessel wall as mitigative severe accident management measure. The study was based on the finite element computer code ANSYS. The highest thermomechanical loads are observed in the transition zone between the elliptical and the vertical vessel wall for homogeneous pool and in the vertical part of the vessel wall, which is in contact with the molten metal in case of sub-oxidized pool. Assuming external flooding will retain the corium within the RPV. Without flooding, the vessel wall will fail, as the necessary temperature for a balanced heat release from the external surface via radiation is near to or above the melting point of the steel.

In the past years, more concerns are focused on the nuclear waste management due to the very long half-lives of various actinides produced in Light Water Reactors (LWRs). Sodium Fast Reactors (SFRs) are thus becoming more attractive since they are known to be very efficient to transmute long-lived radionuclides present in spent fuel. However, the current simulation tools (thermal-hydraulics code with point kinetics) and safety assessment methods are not as mature as for LWR applications and need to be enhanced. This thesis aims at filling the gap in safety analysis of SFR cores to reach a standard similar to LWR applications by applying multi-physics modelling. In contrast to LWRs, the reactivity in SFRs is affected by three main feedback: the Doppler broadening reactivity effect, the sodium density change reactivity effect and the thermal expansion of several mechanical components of the reactor. In this thesis, the thermal-hydraulic system code ATHLET is coupled with the three-dimensional neutron-physics code PARCS for transient analysis. Developed at GRS, ATHLET was recently upgraded for sodium coolant properties. The nodal diffusion codes PARCS, developed at the University of Michigan, can solve the multi-group diffusion equation in hexagonal geometry. While both codes already have the main features to simulate SFRs, the development of models dedicated to the thermal expansion effect of reactivity is necessary. The latter has three main origins i.e. the core axial thermal expansion effect (caused by the fuel and the cladding axial thermal expansion), the core radial thermal expansion effect (caused by the diagrid thermal expansion), the control rod displacement due to the thermal expansion of the Control Rod Drive Lines (CRDLs), the strongback and the reactor vessel. Thus, the three main new developments achieved in the scope of this work are: - Development of a method to generate homogenized multi-energy-group neutron macroscopic cross sections (needed by PARCS) for SFR applications which consider not only the Doppler temperature and sodium density but also the core axial and radial thermal expansion. - Development of a three-dimensional core radial thermal expansion model and its implementation in PARCS. A core axial thermal expansion model has already been developed for PARCS prior to this work. - Development of a module in ATHLET for modelling the control rod displacement as a result of the influence of the reactor structures thermal expansion. The parametrized homogenized multi-energy-group neutron macroscopic cross section libraries for PARCS applications are generated with the Monte Carlo reactor-physics code Serpent. For all materials contained in fuel assemblies, a three-dimensional model is used while the SPH method is applied to materials contained in non-fuel assemblies (e.g. control rods, etc.). The cross section libraries are collapsed into a 12-energy-group structure. Furthermore, a dedicated module was successfully developed and implemented within the core simulator KMACS (developed at GRS). The core radial thermal expansion effect is implemented in PARCS using a coordinate transformation of the diffusion equation from the expanded state to the nominal geometry. The core radial thermal expansion depends on the diagrid temperature. It is calculated by ATHLET and transferred to PARCS by the extended interface between both codes. The modelling of the control rod displacement as a result of the reactor structures thermal expansion is performed by a module linked to ATHLET. The strongback, the reactor vessel and the CRDLs are modelled as heated structures in ATHLET, which calculates their respective temperature. The module can compute the thermal expansion of each structure as well as the total control rod banks displacement. The new techniques are verfied on a selected case study, the ASTRID core design. First, full core criticality simulations are performed with the Monte Carlo reactor-physics code Serpent (considered as reference calculations) and with PARCS. Good agreement between the two codes is achieved in terms of multiplication factors and power distribution. This allows to conclude that the developed method for neutron cross section libraries can be used for SFR applications. The newly implemented core radial expansion model in PARCS is successfully verified on the ASTRID core with the standalone version of PARCS. Then, various transient simulations are performed in order to separately analyse the different contributions to the reactivity by: the Doppler broadening effects, the sodium density change effect, the core radial and axial thermal expansion effect and the control rod displacement effect. It is demonstrated that the core power responses are plausible which allows the conclusion that all the different thermal expansion models are properly implemented. Furthermore, the presented simulations show very different core power responses. It appears that the effect of the sodium density change on reactivity is a parameter that is strongly heterogeneous (depending on the core location). This shows the importance of using a three-dimensional neutron kinetics model rather than a point-kinetic model for transient simulations with thermal-hydraulic codes. Moreover, the time-scale of the various effects are ranging from few seconds to several hundred seconds. While the Doppler broadening, the sodium density change, as well as the core axial and radial thermal expansion effects on reactivity are fast, the thermal expansion of the strongback and the vessel only appears after several hundred seconds. This emphasizes the importance of considering all thermal expansion effects in addition to the usual thermal-hydraulic feedback parameters (e.g. fuel temperature, coolant density etc.) to be able to compute the core behavior realistically.:Contents Abstract II List of Figures VII List of Tables X List of Acronyms XI Acknowledgments XIII 1 Introduction 1.1 Sodium cooled fast reactors 1.1.1 Fast reactor development 1.1.2 Comparison of sodium fast reactor and pressurized water reactor designs 1.1.2.1 Neutron spectrum 1.1.2.2 Breeding 1.1.2.3 Partitioning and Transmutation 1.1.2.4 Control of the reactivity in the core 1.1.2.5 Coolant properties 1.1.2.6 Reactivity feedback 1.1.2.7 Comparison summary 1.2 Objectives and structure of the thesis 1.2.1 Objectives 1.2.2 Structure of the thesis 2 State of the art of Sodium Fast Reactor safety assessment 2.1 Relevant safety events to consider for Sodium Fast Reactors 2.2 Major reactivity feedback mechanisms 2.3 State of the art of safety analysis methods for Sodium Fast Reactor 3 Methods and codes for safety assessment of sodium cooled fast reactors 3.1 Neutronics core calculations 3.1.1 Core calculations with the diffusion code PARCS 3.1.2 Generation of nodal few-group cross sections with the Monte Carlo code Serpent 3.1.3 Core simulator KMACS 3.2 Thermal-hydraulics simulations with the system code ATHLET 3.3 Coupled three-dimensional thermal-hydraulics / neutronics calculations 4 Development of three-dimensional thermal expansion models 4.1 General calculation approach proposed for safety assessment 4.2 Thermal expansion in solids 4.3 Model for generating nodal few-energy-group cross sections for deterministic core analysis 4.3.1 Energy group structure 4.3.2 Full-scale three-dimensional fuel assembly models in Serpent 4.3.3 Two-dimensional non-fuel assembly models in Serpent 4.3.4 Super homogenization method for non-multiplying media 4.3.5 Automated creation of Serpent models for parametrized cross section generation with KMACS 4.4 Core radial thermal expansion effect 4.4.1 Description of the core radial thermal expansion phenomenon 4.4.2 Coordinate transformation of the diffusion equation 4.4.3 Implementation of the coordinates transformation in PARCS 4.4.4 Adapted cross section parametrization scheme for the core radial expansion model 4.4.5 Diagrid model in ATHLET and temperature transfer 4.5 Core axial thermal expansion effect 4.5.1 Description of the core axial thermal expansion phenomenon 4.5.2 Implementation of a core axial thermal expansion model in PARCS 4.5.3 Appropriate cross section parametrization scheme 4.6 Control rod displacement due to reactor structures thermal expansion effects 4.6.1 Modelling scheme 4.6.2 Strongback model in ATHLET 4.6.3 Vessel model in ATHLET 4.6.4 Control rods drive lines ATHLET model 5 Verification on a case study 5.1 Description of the ASTRID reactor 5.2 Full core models 5.2.1 Full core Serpent reference models of the ASTRID core 5.2.2 Three-dimensional neutron kinetics model of ASTRID core in PARCS 5.2.3 Generation of appropriate few-group cross sections 5.2.4 Thermal-hydraulic model in ATHLET and ATHLET-PARCS feedback mapping 5.3 Verfications of the radial core expansion model 5.4 Assessment of the Doppler and sodium density effects 5.4.1 Assessment of the Doppler effect 5.4.2 Assessment of the sodium density effect 6 Coupled three-dimensional thermal-hydraulics/neutron-physics transient simulations with ATHLET-PARCS 6.1 Description of the models and transient simulations 6.2 Simulation 1: Doppler effect 6.2.1 Description 6.2.2 Results 6.3 Simulation 2: Sodium density effect 6.3.1 Description 6.3.2 Results 6.4 Simulation 3: Doppler and sodium density effects 6.4.1 Description 6.4.2 Results 6.5 Simulation 4: Core radial thermal expansion effect 6.5.1 Description 6.5.2 Results 6.6 Simulation 5: Doppler, Sodium density and core radial thermal expansion effects 6.6.1 Description 6.6.2 Results 6.7 Simulation 6: Core axial thermal expansion effect 6.7.1 Description 6.7.2 Results 6.8 Simulation 7: Doppler, Sodium density and core axial thermal expansion effects 6.8.1 Description 6.8.2 Results 6.9 Simulation 8: Doppler effect, Sodium density effect, core radial thermal expansion effect and core axial thermal expansion effect 6.9.1 Description 6.9.2 Results 6.10 Simulation 9: Doppler effect, Sodium density effect, core radial thermal expansion effect, core axial thermal expansion effect and control rod displacement due to reactor structures thermal expansion effect 6.10.1 Description 6.10.2 Results 6.11 Preliminary conclusions of the test calculations 7 Conclusion and outlook for future developments 7.1 Summary and conclusions 7.2 Suggestions for future work Appendices A The Boltzmann equation B Macro-group structure Bibliography

Essstörungen, wie Anorexia Nervosa oder Bulimia Nervorsa, gehen mit einer hohen psychischen Belastung einher und können gesundheitliche Schäden zur Folge haben. Bei Athleten mit einer Essstörung kann es darüber hinaus zu Einbußen in der Sportleistung kommen. Gerade für den Hochleistungssport ist es daher wichtig zu wissen, welches Risiko für Essstörungen besteht und wodurch das Risiko bedingt wird. Bisherige Studien zeigen deutliche Unterschiede zwischen den Sportarten. Eliteathleten aus ästhetischen Sportarten, wie rhythmische Sportgymnastik oder Eiskunstlauf, scheinen ein besonders hohes Essstörungsrisiko aufzuweisen. Deutlich geringere Prävalenzraten finden sich in Ballsportarten, wie Handball oder Basketball. Um zu verstehen, welche Aspekte der Sportart das Essstörungsrisiko beeinflussen, beschäftigt sich die vorliegende Arbeit mit der Rolle sportbezogener Variablen. In die Studien einbezogen wurden insgesamt 171 Athleten zwischen 11 und 18 Jahren (im Mittel 14.1 ± 1.8 Jahre) aus ästhetischen Sportarten und Ballsportarten, die einen Fragebogenpaket mit Instrumenten zu gestörtem Essverhalten, allgemeiner Körperunzufriedenheit, sozialem Druck im Sport, sportbezogener Körperunzufriedenheit, Schlankheitsstreben zur Leistungssteigerung und negativen Gefühle bei Trainingsausfall ausfüllten. Nach einem Jahr wieder befragt wurden 65 Athleten aus ästhetischen Sportarten. Nach Kontrolle von Alter, Geschlecht, BMI und allgemeiner Körperunzufriedenheit trugen sportbezogene Variablen signifikant zur weiteren Varianzaufklärung gestörten Essverhaltens bei. Die Längsschnittanalysen bestätigten einen Risikofaktorstatus für Schlankheitsstreben zur Leistungssteigerung. Zusammenhänge zwischen sportbezogenen Aspekten und gestörtem Essverhalten zeigten sich sowohl in Hochrisikosportarten für gestörtes Essverhalten (ästhetischen Sportarten), als auch in Niedrigrisikosportarten für gestörtes Essverhalten (Ballsportarten). Mit Ausnahme von negativen Gefühlen nach Trainingsausfall traten die sportbezogenen Variabeln häufiger in den ästhetischen Sportarten auf als in den Ballsportarten. Die eigenen Befunde verdeutlichen somit, dass der Einbezug potentieller sportbezogener Risikofaktoren − zusätzlich zu den allgemeinen Risikofaktoren − zum besseren Verständnis der Essstörungssymptomatik von Athleten beiträgt. Vor allem die Bedeutung von Gewicht für die Leistung beeinflusst das Essstörungsrisiko bei Athleten und ist stärker ausgeprägt in Hochrisikosportarten für Essstörungssymptomatik. / Eating disorders such as Anorexia Nervosa and Bulimia Nervosa are serious, difficult-to-treat psychiatric disorders. For elite athletes, in addition to impairment in health and everyday life, an eating disorder can lead to a decline in sports performance. Knowledge of the risk for eating disorders in sports is therefore important. Prevalence rates for disordered eating vary depending on the type of sport. A particularly high risk was found in elite athletes from aesthetic sports such as figure skating or dance. Prevalence rates are lower in ballgame sports, such as handball or basketball. The purpose of this study was to focus on sport-specific variables in different sport types and to examine their relation to disordered eating. One hundred and seventy-one aesthetic and ballgame sports athletes participated in this study (mean age 14.1 ± 1.8 years). At a follow-up survey one year later, 65 athletes from aesthetic sports participated again. The questionnaire package included disordered eating, general body dissatisfaction, social pressure to be lean from sports environment, sports-related body dissatisfaction, desire to be leaner to improve sports performance and emotional distress resulting from missed exercise sessions. In predicting eating disorder symptoms in athletes from aesthetic sports, we observed that after controlling for sex, age, BMI, and body dissatisfaction, sports-related variables were able to account for an additional variance in disordered eating. The longitudinal analyses indicated that a desire to be leaner to improve sports performance is predictive of disordered eating in aesthetic sports. Sports-related variables were associated with disordered eating also in ballgame sports, but some risk factors, such as the desire to be leaner to improve sports performance, were less prevalent. In conclusion of these results, sports-related parameters are relevant for understanding eating disorder symptomatology in sports. Athletes seem to be more at risk if they perceive the possibility to enhance sports performance through weight-regulation, which is more prevalent in aesthetic sports.