The system code TRACE is the latest development of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (US NRC). TRACE, developed for the analysis of operational conditions, transients and accidents of light water reactors (LWR), is a best-estimate code with two fluid, six equation models for mass, energy, and momentum conservation, and related closure models. Since TRACE is mainly applied to LWR specific issues, the validation process related to innovative nuclear systems (liquid metal cooled systems, systems operated with supercritical water, etc.) is very limited, almost not existing. In this work, essential contribution to the validation of TRACE related to lead and lead alloy cooled systems as well as systems operated with supercritical water is provided in a consistent and corporate way. In a first step, model discrepancies of the TRACE source code were removed. This inconsistencies caused the wrong prediction of the thermo physical properties of supercritical water and lead bismuth eutectic, and hence the incorrect prediction of heat transfer relevant characteristic numbers like Reynolds or Prandtl number. In addition to the correction of the models to predict these quantities, models describing the thermo physical properties of lead and Diphyl THT (synthetic heat transfer medium) were implemented. Several experiments and numerical benchmarks were used to validate the modified TRACE version. These experiments, mainly focused on wall-to-fluid heat transfer, revealed that not only the thermo physical properties are afflicted with inconsistencies but also the heat transfer models. The models for the heat transfer to liquid metals were enhanced in a way that the code can now distinguish between pipe and bundle flow by using the right correlation. The heat transfer to supercritical water was not existing in TRACE up to now. Completely new routines were implemented to overcome that issue. The comparison of the calculations to the experiments showed, on one hand, the necessity of these changes and, on the other hand, the success of the new implemented routines and functions. The predictions using the modified TRACE version were close to the experimental data. After validating the modified TRACE version, two design studies related to the Generation IV International Forum (GIF) were investigated. In the first one, a core of a lead-cooled fast reactor (LFR) was analyzed. To include the interaction between the thermal hydraulic and the neutron kinetic due to temperature and density changes, the TRACE code was coupled to the program system ERANOS2.1. The results gained with that coupled system are in accordance with theory and helped to identify sub-assemblies with the highest loads concerning fuel and cladding temperature. The second design which was investigated was the High Performance Light Water Reactor (HPLWR). Since the design of the HPLWR is not finalized, optimization of vital parameters (power, mass flow rate, etc.) are still ongoing. Since most of the parameters are affecting each other, an uncertainty and sensitivity analysis was performed. The uncertainty analysis showed the upper and lower boundaries of selected parameters, which are of importance from the safety point of view (e.g., fuel and cladding temperature, moderator temperature). The sensitivity study identified the most relevant parameters and their influence on the whole system.

Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.