Forschungszentrum Karlsruhe in der Helmholtz-Gemeinschaft Wissenschaftliche Berichte

FZKA6636

Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2001

Institut für Kern- und Energietechnik

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Forschungszentrum Karlsruhe in der Helmholtz-Gemeinschaft

Wissenschaftlicher Bericht FZKA 6636

Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2001

Institut für Kern- und Energietechnik

Als Manuskript gedruckt Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor

Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 76021 Karlsruhe

Mitglied der Hermann von Helmholtz-Gemeinschaft Deutscher Forschungszentren (HGF)

ISSN 0947-8620 ISSN 1439-7218

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Institut für Kern- und Energietechnik (IKET) Leitung: Prof. Dr. Thomas Schulenberg

Das Institut für Kern- und Energietechnik befasst sich mit Fragen der nuklearen und konventionellen Energieerzeu­gung. Die Forschungsschwerpunkte liegen auf der Analyse und Beschreibung komplexer thermohydraulischer Trans­portvorgänge in Gasen, Flüssigkeiten und Feststoffen unter Einschluss chemischer Reaktionen. Das Spektrum der Themen umfasst u. a. das Verhalten von Schmelzen und Flüssigmetallströmungen, von stationären Verbrennungsvor­gängen und Explosionen sowie von Strömungen in Mikrosys­temen. Die Arbeiten sind dabei größtenteils anwendungsorien­tiert, werden aber auch in begrenztem Umfang von Grundlagen­untersuchungen begleitet. Derzeit werden folgende Themenbe­reiche durch Experimente und Entwicklung anspruchsvoller Rechenprogramme bearbeitet:

Sicherheit kerntechnischer Anlagen

Unfallmanagement bei schweren Störungen in nuklearen Anlagen

Beschleunigergetriebene Systeme für die Transmutation von Plutonium und Minoren Aktiniden zu kurzlebigerem radioaktivem Abfall

Kernfusions-Technologie

- Entwicklung von Fusionsreaktor-Blankeis

Beiträge zur Europäischen Leistungsreaktor-Studie

Wasserstoffverteilungs- und Verbrennungsanalysen

Thermische Abfallbehandlung

Modeliierung und Messung von Flammenstrukturen und von Verbrennungsvorgängen im Festbett

Synthesegaserzeugung aus Biomasse

Schadstoffabbau in überkritischem Wasser

Kohlevergasung: Pyrolyse, Vergasung und Verbrennung fester Brennstoffe

Berechnung und Messung von Strömungen in Mikrokanälen

Das Institut unterhält zahlreiche wissenschaftliche Kontakte mit auswärtigen Forschungseinrichtungen. Traditionell be­steht eine enge Zusammenarbeit mit der Universität Karlsruhe und eine fruchtbare Wechselwirkung mit Bundes­und Landesbehörden. Studierenden der Universität Karls­ruhe, an Fachhochschulen und Berufsakademien sowie jüngeren Wissenschaftlern aus dem ln- und Ausland wird Gelegenheit zur Teilnahme an interessanten Entwicklungs­aufgaben gegeben.

Am 01.01.2002 sind im Institut für Kerntechnik 91 ,5 grund­finanzierte Mitarbeiter/innen beschäftigt, darunter 47 Aka­demiker/innen, 19 Ingenieure/innen und 25,5 sonstige Mitarbeiter/innen. Hinzu kommen 2 ausländische Gäste, 4 Postdoktoranden/innen, 2 Doktoranden/innen, 22,5 dritt­mittelfinanzierte Mitarbeiter/innen, 4 BA-Studenten/innen, 2 Praktikanten/innen und 2 Auszubildende. 7 Mitarbeiter werden im Rahmen von HGF-Strategiefondsprojekten finan­ziert.

IKET

Programm

11

31

32

41

BEITRÄGE ZU VORHABEN DER PROGRAMME

Nr. des Bezeichnung des Vorhabens Vorhabens

Programm Nachhaltigkelt, Energie- und Umwelttechnik (UMWELT)

11.02.03 Vergasungsverfahren

11.02.06 Modellbildung und Prozesskontrolle

11.02.08 HGF Strategiefondsprojekt Stickoxidminderung

11.03.03 Aufbereitung von Wasser I Abwasser

Programm Kernfusion (FUSION)

31.02.03 Hochbelastbare Komponenten und Versuchseinrichtungen

31.06.10 Feststoffblanket für DEMO

31.06.20 Flüssigmetallblanket für DEMO

31.06.30 Reaktorstudien und konzeptunabhängige Untersuchungen

31.07.02 Tritiumprozesstechnik und -Sicherheit

Programm nukleare Sicherheitsforschung (NUKLEAR)

32.21.01 HGF-Strategiefond: Wasserstoffverhalten und Gegenmaßnahmen

32.21.02 Thermische Wechselwirkung von Kernschmelze und Kühlmittel

32.21.03 Versagen des Reaktordruckbehälters und Dispersion der Kernschmelze

32.21.04 Thermischer Angriff der Kernschmelze und deren langfristige Kühlung

32.21.07 Analysen zum Containmentverhalten

32.21.09 Weiterentwicklung und praktischer Einsatz des Entscheidungshilfesystems RODOS

32.21.10 Beteiligung am Projekt PHEBUS

32.22.06 Untersuchungen zum Brennstoff-und Brennstabverhalten innovativer Systeme

32.22.09 High Performance Light Water Reactor

32.23.01 Neutronenphysikalische Untersuchungen zur Transmutation von Aktiniden und Spaltprodukten

32.23.03 Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen verhalten von Kernen mit Minerem Aktinidenanteil

32.23.05 Untersuchungen zu Beschleuniger getriebenen unterkritischen Anordnungen

32.23.06 HGF-Strategiefonds: Thermohydraulische und materialspezifische Untersuchungen zur Wärmeabfuhr von thermisch hoch belasteten Oberflächen mit Hilfe der Flüssigmetallkühlung

Programm Mikrosystemtechnik (MIKRO)

41.06.02 Kapillarsysteme für die Analytik im Chipformat

11 Programm Nachhaltigkeit, Energie- und Umwelttechnik (UMWELT)

11.02 Thermische Entsorgung und rationelle Energieumwandlung

11.02.03 I KET Vergasungsverfahren

Das Ziel dieses Projekts ist die Erschließung des Energie­potenzials von Biomasse bei deutlich höherer Wertschöpfung und verbessertem energetischem Wirkungsgrad insbeson­dere im Vergleich zu anderen Verfahren wie z. B. Verbren­nung. Die Entwicklung innovativer Verfahren zur Nutzung auch stark asche-, kalium- und chlorhaltiger Biomasse wie z. B. Stroh bildet dabei einen Schwerpunkt.

ln dem gemeinsam mit ITC und ITAS entwickelten Konzept einer Gaserzeugungsanlage finden drei Teilprozesse statt

1. Schnellpyrolyse mit einer möglichst hohen Ausbeute an organischem Kondensat (Pyrolyse Öl). Die erforderliche Pyrolyseanlage für Biomasse wird vom ITC-CPV ent­wickelt.

2. Die 2 MW1h-Fiugstromdruckvergasung ist der bei IKET zu entwickelnde Teil des Verfahrens.

3. Die Gasreinigung und die Aufbereitung des Synthese­gases zum Einsatz in nachgeschalteten Prozessen wird im ITC-TAB entwickelt.

Im Verlauf des Pyrolysevorgangs von Biomasse werden drei Stoffströme erzeugt.

1. Pyrolyse-Öl

2. Pyrolyse-Koks

3. Pyrolyse-Gas

Die beiden ersten Stoffe werden zu einer Suspension (Siurry) vermischt und anschließend in einem Flugstromdruckver­gaser vergast. Der Vorteil dieses Verfahrens liegt in dem geringeren Aufwand für die Druckschleuse bei flüssigen Medien. Der Druck von 6MPa innerhalb des Reaktors bewirkt eine Beschleunigung des Vergasungsvorgangs und damit eine Verkleinerung des Reaktionsraums. Zusätzlich kann das erzeugte Synthesegas ohne weitere Verdichtung für eine Methanolsynthese eingesetzt werden. Durch den verwende­ten technischen Sauerstoff kann zum einen die erforderliche Reaktionstemperatur erzeugt werden, zum anderen ist das Synthesegas nicht unnötig mit Ballastgasen verdünnt. Der Einsatz von Erdgas ist nur zum An- und Abfahren notwendig. Als Spülgas kommt Stickstoff zum Einsatz.

Optional kann noch Wasser zur Slurry beigemischt werden. Dies ist bei sehr ungünstigen Mischungsverhältnissen von Koks und Öl zur Erhaltung der Pumpfähigkeit erforderlich.

Die verfahrenstechnische Auslegung für das Grob-Konzept zur Gaserzeugung aus der Slurry zeigt das unten aufgeführte Bild. Mit Hilfe dieser Angaben ist es möglich, eine Kosten­schätzung für den Bau einer Pilotanlage hier am Standort Karlsruhe zu erstellen. Zur Kostensenkung wird die Anlage neben der THERESA-Anlage geplant, um die dort vorhande­nen Einrichtungen wie Nachbrennkammer, Rauchgasreini­gung und Wasseraufbereitung zu nutzen. Auf Basis dieses Konzepts wurden Angebote zu den verschiedenen Kompo­nenten der Anlage eingeholt. Eine Auswertung erfolgt in den nächsten Wochen. Daran schließt sich die weitere Detail­lierung des Konzepts an.

Als Schwerpunkt ist für nächstes Jahr der Aufbau eines Brennerprüfstands in Zusammenarbeit mit dem Engler­Bunte-lnstitut geplant. Aber auch Versuche über die Zünd­grenzen der Slurry sind vorgesehen und für die weitere Auslegung erforderlich.

ln weiteren Schritten werden theoretisch-numerische und experimentelle Untersuchungen durchgeführt. Die Zielgrö-

Quench- c:::>------------------------, Wasser

Erdgas c=:>------------------------------------------------------1 I I

Inertgas(N2) c=:>--------------------------------------------------1 ! I I

Sauerstoff

Zus Wasser c=:>-------------------------------1 (Optlonal) !

Pyrolyse-Öl

Pyrolyse­Koks

I I I I I

Brennstoff zuführung

I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I I : I

Grundfließschema der Gaserzeugungsanlage mit Vollquenchung

2

Schlacke­schleuse

Rohgas verwertung (Theresa)

Dampf

Abwasser (Theresa)

Schlacke­granulat

-

ßen dieser Sirnutationen zur Geometrieoptimierung und Beschreibung instationärer Betriebszustände sind Tempera­tur-, Geschwindigkeits- und Speziesverteilung einschließlich charakteristischer Zeitmaße für Strömung und Reaktion und insbesondere eine verlässliche Scale-up Methodik.

CHEMCAD-Simulationsrechnungen zur Vergasung einer Slurry aus Pyrolyse-Öl und Pyrolysekoks

Der sich zur Zeit in der Projektierungsphase befindliche FZK­Biomassevergaser soll mit einem Brennstoff bestehend aus einer Mischung von Pyrolyseöl und -koks oder mit anderen fossilen Energieträgern auf einem Druckniveau von 6 MPa betrieben werden. Aus 400 kg/h Biomasse und technischem Sauerstoff wird dabei ein Synthesegas bei ausreichend hoher Temperatur (1000-1300°C) erzeugt, welches an­schließend unter die Ascheerweichungstemperatur (ca. 700 oc) heruntergekühlt und nach entsprechender Reinigung der energetischen oder stofflichen Nutzung zugeführt wird.

Zur Auslegung des Vergasers werden mit Hilfe des Programms CHEMCAD die Eingangsströme (hier: Massen­ströme von Biomasse und technischem Sauerstoff) sowie die Rohgaszusammensetzung am Austritt der Vergasers unter Verwendung der oben angegebenen Auslegungsparameter berechnet. Eine erste, hierzu beispielhaft durchgeführte Simulationsrechnung wird nachfolgend erläutert.

Die folgende Abbildung zeigt ein in CHEMCAD umgesetztes, vereinfachtes Schaltschema des Biomassevergasers.

Pyrolyse-Öl

Koks

teohn. Sauerstoff

adiabater Biomassevergaser

Sauerstoff ..COntroller

Quench-Wasser~

Controller

(!)

Rohgas

Vereinfachtes Schaltschema des Biomassevergasers

Dem Vergaser werden 320 kglh Pyrolyseöl und 80 kglh Pyrolysekoks (15 oc I 6 MPa) zugeführt. Dessen Brenn­kammer wird als adiabater Gibbs-Reaktor abgebildet, da die

in der Brennkammer vorherrschenden hohen Temperaturen und die postulierten Verweilzeiten von mehreren Sekunden für ein schnelles Erreichen des thermischen und chemischen Gleichgewichts in der Brennkammer sprechen.

Der hinter dem Gibbs-Reaktor angeordnete Sauerstoff­Controller führt - nach entsprechender Programmierung -automatisch soviel Sauerstoff (15 oc I 6 MPa) zu, dass sich eine Vergasungstemperatur von 1300 oc einstellt. Hinter dem Vergaser muss das Rohgas unter die Ascheerweichungs­temperatur abgekühlt werden, um ein Anbacken an Struk­turen zu verhindern. ln dieser Beispielrechnung wird das Synthesegas mit kaltem Wasser, dessen Massenstrom durch den Quenchwasser-Controller automatisch geregelt wird, auf 650 oc abgekühlt. Der Taupunkt dieses jetzt sehr wasser­dampfreichen Gases liegt bei ca. 240 oc, so dass ein Temperaturintervall von etwa 400 oc zur weiteren Nutzung, z. B. zur Vorwärmung der Einsatzstoffe, zur Verfügung steht.

Die nachfolgende Abbildung zeigt ein Ergebnis einer Parameterstudie, die im Zuge begleitender Vergaseraus­legungsrechnungen entstanden ist. Hierbei wird der Molen­strom an Sauerstoff so geregelt, dass Vergasungstempe­raturen von 900 oc bis 1300 oc erreicht werden. Aufgetragen sind die Molenströme der Hauptbestandteile des resultie­renden Synthesegases als Funktion der adiabaten Vergas­ungstemperatur. Die zur energetischen und stofflichen Nutzung vorgesehenen Stoffe sind die Gase CO (.6.), H2 (+) und CH4 (•) bzw. der Koks (8).

- ~~-'---"Q--Molenstrom H2

-o-Molenstrom H20

--tr-Molenstrom CO

--tr-Molenstrom C02

-G-Molenstrom CH4

--+--Molenstrom C

0 ~~~===-~~~---..,......_,_-1 900 950 1000 1050 1100 1150 1200 1250 1300

adiabate Vergasungstempeartur ["C]

Gaszusammensetzung als Funktion der Vergasungstemperatur

Es lassen sich zwei charakteristische Temperaturbereiche unterscheiden: Unterhalb einer Temperatur von ca. 965 oc reicht die Sauerstoffzufuhr nicht aus, um den Koks voll­ständig zu vergasen. Ab 965 oc befindet sich dagegen kein unverbrannter Kohlenstoff mehr im Synthesegas.

Im unteren Temperaturbereich zeigt sich eine nahezu lineare Abhängigkeit des Molenstroms der Komponenten des Synthesegases von der Vergasungstemperatur. Beim CO und H2 sind signifikante Anstiege zu bemerken; einen nahezu vernachlässigbaren Anstieg verzeichnet das C02. Die

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Molenströme von H20 sowie CH4 sinken mit steigender Sauerstoffzufuhr bzw. der damit verbundenen Temperatur­erhöhung.

Ab ca. 965 oc ist eine teilweise abrupte Änderung der Gaserzeugungsrate zu beobachten. Die Molenströme zeigen nun eine nichtlineare Abhängigkeit von der Vergasungs­temperatur. Während im niedrigen Temperaturbereich ein steiler Anstieg des CO-Molenstroms zu beobachten ist, flacht dieser ab 965 oc merklich ab und erreicht bei ca. 1230 oc ein Maximum. Auch beim Wasserstoff ist ein solches Maximum zu beobachten, das bei etwa 1075 oc erreicht wird.

Dieses Verhalten ist dadurch zu erklären, dass bis 965 oc die Wärme hauptsächlich durch die partielle Verbrennung des Pyrolysekokses erzeugt wird. Sobald dieser verbraucht ist, setzt mit steigender Verfügbarkeil des Sauerstoffs der Abbau des Methans und die Oxidation von Wasserstoff ein. Die Wasserstoffoxidation ist hauptsächlich für die Wärmeer­zeugung gerade bei Temperaturen ab 1100 oc verantwort­lich. Da die Molenströme konstant und dementsprechend auch die Reaktionsraten von CO und C02 gerade in diesem Temperaturbereich quasi null sind, tragen diese damit nicht signifikant zum Energieumsatz bei.

An dieser Stelle sei darauf hingewiesen, dass in dieser Modeliierung keine kinetischen Effekte berücksichtigt wur­den. Die dargestellten Molenströme sind daher als idea­lisierte obere Schranken anzusehen und bedürfen einer Verifikation durch geeignete Experimente. Schwerpunkte der weiterführenden Arbeiten liegen daher in der realitätsnahen Modeliierung des Vergasers, inkl. Wärmeverluste, Schad­stoffen, Gasreinigung etc. und im Vergleich mit experimen­tellen Daten. Außerdem werden weitere Parameterstudien zur Optimierung des Synthesegases durchgeführt.

Veröffent­lichungen Beteiligte Mitarbeiter

Dr. W. Breitung Dr. L. Krebs Dr. J. Starflinger Dl. H.-J. Wiemer

11.02.06 IKET Modellbildung und Prozesskontrolle

Experimentelle Untersuchungen

Im Rahmen der Weiterentwicklung der Modellansätze zur Berechnung der Musterbildung und Stabilität von Vormisch­flammen wurde die Bildung zellularer Muster auf Flach­flammen systematisch untersucht. Hierzu wurden acht Flammenkonfigurationen ausgewählt, die die auftretenden Phänomene repräsentativ beschreiben. Als Messobjekt diente ein Flachflammenbrenner bei Atmosphärendruck (McKenna-Brenner). Die acht Konfigurationen zeigen cha­rakteristisch die Bildung der Zellularmuster ausgehend von einer einzelnen, in der Mitte des Brenners lokalisierten Zelle bis hin zu vielen Zellen, die gleichmäßig über die Brenner­oberfläche verteilt sind.

Die Bildung von Zellularmuster auf einem Flachflammen­brenner erklärt sich durch die thermisch diffusive Instabilität. Hierbei werden, bedingt durch die unterschiedliche Dicken von thermischer Grenzschicht und Diffusionsgrenzschicht, gekrümmte Flammen lokal beschleunigt. Es bilden sich somit

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regelmäßige Zellen, in deren Zentrum die Temperatur höher ist als am Rand.

Als Messverfahren wurde die Laserinduzierte Fluoreszenz (LIF) eingesetzt, da ein direkter Eingriff in die Flamme die Zellen zerstören würde. Durch zweidimensionale vertikale und horizontale Lichtschnitte konnten die Muster sehr gut visualisiert werden. Neben zeitaufgelösten OH-Konzentra­tionsverteilungen wurden Temperaturfelder der stationären Flammenkonfigurationen aufgenommen. Sie lassen eine schwache Temperaturerhöhung in den Zentren der Zellen erkennen.

Die folgende Abbildung zeigt im linken Teil einen horizontalen Schnitt durch ein Muster. Die dunkleren Graustufen entspre­chen einer stärkeren OH-Konzentration. Dem ist eine numerische Simulation des Musters gegenübergestellt. Hellere Graustufen entsprechen hier einem größeren Abstand der Flammfront von der Brenneroberfläche. Es besteht eine gute Übereinstimmung der Muster. ln der darunter liegenden Abbildung ist die gemessene, vertikale Temperaturverteilung in der Flamme dargestellt.

links. Horizontaler Lichtschnitt durch ein Flammenmuster. Rechts: Numerische Simulation der Flamme

Zweidimensionale Temperaturverteilung durch ein Flammenmuster

Mit einem Stabilitätsdiagramm ist es möglich, die Einfluss­größen qualitativ mit der Theorie zu vergleichen. Es zeigt sich, dass die Experimente in guter Übereinstimmung mit den theoretischen Ergebnissen sind. Im nächsten Schritt werden von zeitlich veränderlichen Flammenkonfigurationen Tem­peraturfelder gemessen. Zusätzlich werden zeitaufgelöst 2D­Geschwindigkeitsfelder mittels Parfiele Image Velocimetry (PIV) aufgenommen. Anhand dieser quantitativen Ergeb­nisse werden die Modelle zur Beschreibung derartiger Flammen weiterentwickelt und quantifiziert.

Modellansätze

Im neu eingerichteten Sonderforschungsbereich .Instationä­re Verbrennung: Transportphänomene, Chemische Reaktio­nen, Technische Systeme" (SFB 1879) der Universität Karlsruhe sollen in Zusammenarbeit mit dem Forschungszentrum Karls­ruhe, der Universität Stuttgart sowie der DLR Stuttgart

fortschrittliche Verbrennungskonzepte, bei denen instationäre Prozesse von Bedeutung sind, weiterentwickelt werden.

in diesen Konzepten wird zunehmend die Vormischverbren­nung eingesetzt. Als eine Vorarbeit für den Sonderfor­schungsbereich wurden Vormischflammen zeitlich und räumlich aufgelöst betrachtet, d. h. es wurde weder eine räumliche noch eine zeitliche Mittelung der Vorgänge vorgenommen. in Experimenten zeigt sich, dass Vormisch­flammen häufig dünn im Vergleich zu hydrodynamischen Längenabmessungen sind. Sie können somit als eine gasdynamische Diskontinuität aufgefasst werden, welche die Brenngase von den Rauchgasen mit geringerer Dichte, trennt. Darrieus (1938) und Landau (1945) schlugen vonein­ander unabhängig ein solches gasdynamisches Flammen­modell vor, wobei sie die Eulergleichungen zur Beschreibung der reibungsfreien Strömung beiderseits der Flamme her­anzogen und einen Ansatz für die Flammenausbreitung formulierten. Sie nahmen speziell an, dass sich die Flamme mit einer konstanten Geschwindigkeit ausbreitet. Schließlich setzten sie voraus, dass die Strömungsgrößen beiderseits der Flamme durch Sprungbedingungen miteinander gekop­pelt sind, wobei speziell die Erhaltung von Masse und Impuls gewährleistet werden sollte. Später wurde von Markstein (1953 und 1964) ein Modell vorgeschlagen, bei dem sich Variationen der Flammengeschwindigkeit aufgrund der Krümmung der Flamme ergeben. Im Gegensatz zu den früheren heuristischen Ansätzen entwickelt Sivashinsky (1976) mittels strenger asymptotischer Methoden eine Flammengeschwindigkeitsbeziehung. Diese gilt, sofern sich die Lewis-Zahl (Verhältnis von thermischer und Massen­diffusivität der limitierenden Spezies) hinreichend von Eins unterscheidet. Die Sprungbedingungen im Markstein-, Sivas­hinsky sowie im Darrieus-Landau-Modell sind identisch. Schließlich wurde von Matalon und Matkowsky (1982) eine Flammengeschwindigkeitsbeziehung abgeleitet, die für Lewis-Zahlen nahe Eins gilt, wobei sich eine zu der Flammenstreckung proportionale Flammengeschwindigkeit ergibt. Zusätzlich konnten Sprungbedingungen abgeleitet werden, welche unstetige Verläufe des Massen- und Impuls­stroms liefern, wobei die Sprünge dieser Größen asympto­tische Korrekturen der postulierten Sprungbedingungen von Darrieus und Landau darstellen.

Es wurde die Tensoralgebra angewandt, um ein vereinheit­lichtes Modell, bestehend aus einer neuen Flammenge­schwindigkeitsbeziehung sowie neuen Sprungbedingungen, abzuleiten. Diese Flammengeschwindigkeitsbeziehung gilt für beliebige Lewis-Zahlen. Die Beziehungen von von Sivashinsky und Matalon-Matkowsky sind als Grenzfälle eingeschlossen. Außerdem folgt aus der Flammengeschwin­digkeitsbeziehung ein neuer ausgezeichneter Grenzfall, der größere Abweichungen der Lewis-Zahl von Eins als die Matalon-Matkowsky-Theorie zulässt und somit eine Brücke zur Theorie von Sivashinsky darstellt. Werden zusätzlich kurzwellige Deformationen der Flamme berücksichtigt, so ergeben sich neue Terme, welche die Kommunikation benachbarter Flammenelemente beschreiben. Diese Terme dämpfen kurzwellige Störungen auf der Flammenfläche, so dass die vereinheitlichte Theorie, im Gegensatz zu den !rühren Theorien, auch anwendbar ist, wenn die Flamme kurzwellige pulsierende lnstabilitäten aufweist.

Bemerkenswert ist, dass die Flammengeschwindigkeitsbe­ziehung und die Sprungbedingungen von der genauen Lage der Unstetigkeitsfläche abhängen. Als Gibbs (1879) das freie Grenzflächenproblem zweier unmischbarer Flüssigkeiten betrachtete, machte er die Beobachtung, dass in Abhängig­keit der Wahl der Lage der Grenzfläche, dieser eine virtuelle Oberflächenmasse zugeordnet werden muss. Im Gegensatz

zu den früheren Arbeiten wird die ausgezeichnete Lage der Diskontinuitätsfläche jetzt so ausgewählt, dass die virtuelle Oberflächenmasse verschwindet. Hieraus ergeben sich wesentlich einfachere Sprungbedingungen. So ist beispiels­weise der Massenstrom jetzt an der Unstetigkeitsfläche stetig. Bei numerischen Simulationen auf der Grundlage des vereinheitlichten Modells muss im Verlauf einer Rech­nung an der Flammenfläche weder Masse hinzugefügt noch entnommen werden, wie dies im Matalon-Matkowsky-Modell bisher notwendig ist.

Veröffent­lichungen

48262 49577 50265 50878

V 51103 V 51104 V 51105 V 51107

51168

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Class H.-H. Frey Dr. L. Krebs DP D. Kuhn H.-M. Politzky Dl (FH) F. Richter

11.02.08 IKET HGF-Strategiefondsprojekt: Stickoxidminderung

Modeliierung der Festbettverbrennung

Innerhalb der Arbeiten zur energetischen Verwertung von Abfällen stellt die Modellentwicklung der Festbettverbren­nung einen wesentlichen Aufgabenschwerpunkt dar. Die hier beschriebenen Arbeitsergebnisse sind seit dem 1 . Juli 1999 Bestandteil des HGF-Strategiefondsvorhabens 11/99 (Pri­märseitige Stickoxidminderung, Teilprojekt 3). Ziel dieser Arbeiten ist es, die wesentlichen Einflussgrößen auf die Verbrennung zu identifizieren, um damit die Temperatur-, Geschwindigkeits- und Speziesfelder im Feuerraum von Müllverbrennungsanlagen zu bestimmen. Dazu wird der Feuerraum in das Festbett und die Gasphase über dem Festbett unterteilt. Zur Beschreibung der Gasphasenpro­zesse wird das kommerzielle Programmpaket FLUENT eingesetzt, während zur Beschreibung der thermischen Umsetzungsvorgänge im Festbett am IKET das Rechen­programm TOSCA (Tools of Object-oriented Software for Continuum Mechanics Application) entwickelt wird. Wesent­liches Merkmal der Modellentwicklung ist die Beschreibung des Festbetts als eine Schüttung von Einzelpartikeln, die durch ihre Anordnung einen Lückenraum im Festbett bilden.

Im Berichtsjahr wurden die Einzelmodelle für die Teilpro­zesse Trocknung, Pyrolyse, Entgasung und heterogene Verbrennung fertiggestellt, in TOSCA implementiert und erste Rechnungen für ein nicht bewegtes Festbett durch­geführt. Die Abbildung zeigt die >Rechenergebnisse für das aus dem Festbett entweichende Gas über der normierten Rostlänge. Der Rost ist in vier Zonen unterteilt, wobei den beiden mittleren Zonen im Vergleich zu den beiden äußeren Zonen die doppelte Masse an Verbrennungsluft zugeteilt ist. Als Brennstoff wird Fichtenholz verwendet, das die Prozesse Aufheizung, Trocknung, Pyrolyse und Vergasung durchläuft. Die Oberfläche des Festbettes wurde einer konstanten Strahlungsleistung ausgesetzt. Im oberen Bild ist die Verteilung der Gastemperatur über der Festbettoberfläche gezeigt, die zunächst auf eine Temperatur von 800 K ansteigt und ihr Maximum mit ca. 1100 K in der Rostmitte zeigt. Anschließend fällt die Temperatur zum Ende des Rostes auf

5

o'~E =~ J 1::ES

.................. \

1

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0,3~ I 0.2

0 0,1 0

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0 0,2 0,4 0,6 0,8 Rostlänge [ ]

Temperatur und Speziesverteilung an der Festbettoberfläche

ca. 900 K ab. ln den darunter angeordneten Diagrammen ist die Zusammensetzung des Gases über der Bettoberfläche, repräsentiert durch die Komponenten Dampf, Sauerstoff, Kohlenmonoxid und Kohlendioxid, gezeigt. Im zweiten Bild von oben ist die Verteilung des Dampfes während der Trocknung des Brennmaterials zu erkennen. Die Dampf­konzentration steigt relativ schnell bis auf einen Massenanteil von ca. 0,2 Gewichtsprozent an und fällt danach ab. Der Trocknungsprozess nimmt etwa die Hälfte der Zeit- bzw. der Rostlänge in Anspruch. Im dritten Diagramm von oben ist die Verteilung von Sauerstoff in der Gasphase über der Fest­bettaberfläche dargestellt. Der starke Abfall am Anfang des Rostes ist darauf zurückzuführen, dass der Wasseranteil in der Gasphase stark ansteigt und dadurch der Volumenanteil an Sauerstoff zurückgeht. Dieses Verhalten wird weiterhin durch die entstehenden Produkte von Kohlenmonoxid und Kohlendioxid aus der Pyrolyse des Brennstoffs, wie es in den beiden unteren Teilbildern gezeigt ist, begünstigt. Nachdem der Pyrolysevorgang im Festbett beendet ist, steigt der Kohlenmonoxidanteil durch die einsetzende Vergasungs­reaktion des aus der Pyrolyse entstandenen Kokses an. Mit dem aus der Verbrennungsluft zugeführten Sauerstoff wird ein Teil des Kohlenmonoxids in Kohlendioxid umgewandelt. Mit zunehmender Rostlänge sinkt die Produktion an Kohlenmonoxid aus der Vergasung ab und fällt gegen Ende des Rostes auf kleine Werte ab. Der damit verbundene geringere Verbrauch an Sauerstoff zeigt sich wieder an einer schwachen Zunahme der Sauerstoffkonzentration über dem Festbett

Im nächsten Schritt werden TAMARA-Experimente nachge­rechnet. Daran anschließend sollen in TOSCA ein derzeit in der Validierungsphase befindliches Partikelbewegungsmo­dell sowie ein Schadstoffmodell für Brennstoffstickstoff, das an der Universität Karlsruhe entwickelt wird, implementiert werden.

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Pyrolyseanlage PANTHA

An der Pyrolyseanlage PANTHA werden experimentelle Untersuchungen zum Aufheizen, zur Trocknung, Pyrolyse und Entgasung sowohl von Einzelstoffen als auch von Mischungen, die dem Hausmüll entsprechen, durchgeführt. Mit der Anlage können Prozesse, die sich im Festbett einer Verbrennungsanlage räumlich und zeitlich überlagern, ge­trennt untersucht werden. Die Ergebnisse dienen dazu, das in TOSCA implementierte numerische Aufheizungs-, Trock­nungs- und Pyrolysemodell zu validieren und den Einfluss von Feuchte. Temperatur und Brennstoffzusammensetzung auf die Teilprozesse zu untersuchen.

Gegenstand der experimentellen Untersuchungen im Be­richtsjahr war die Pyrolyse von Buchenholzwürfeln. Hierzu wurden Schüttungen aus 2 kg Buchenholzwürfeln auf unterschiedliche Temperaturen erhitzt.

Die folgende Abbildung stellt den Masseverlust der Fest­stoffschüttung bei verschiedenen Pyrolysetemperaturen dar. Unterhalb ca. 190°C findet die Trocknung des Feststoffes statt. Unter dem Einfluss der Wärme zersetzt sich bei weiter ansteigender Temperatur die Feststoffmatrix unter Gastrei­satzung thermisch. Dabei werden neben Wasser, sowohl leichtflüchtige, als auch schwerflüchtige Substanzen freige­setzt. Letztere werden in einem Gaskühler als Kondensat aufgefangen. Während des Aufhaizens wird die Feststaft­masse diskontinuierlich gemessen. Nach Erreichen der gewünschten Endtemperatur wird diese so lange gehalten, bis kein Masseverlust mehr registriert werden kann. Mit zunehmender Temperatur wird der Masseverlust größer. Bei 290 ac sind ca. 40% der Ausgangsmasse umgesetzt. Ab 300 oc bewirken exotherm ablaufende Zersetzungsreaktio­nen einen raschen Temperaturanstieg. Die hierdurch entste­hende raschere Gasbildung führt zu einem schnelleren Masseverlust Die Temperaturabhängigkeit der Massever­lustkurven ist hier uneinheitlich und hängt stark von der Versuchsführung ab. Zwischen 400 oc und 500 oc liegen die Kurven eng beisammen. Die Aufheizrate lässt sich versuchs­technisch nicht weiter steigern. Dadurch ist bei 400 oc schon der größte Teil des Feststoffes umgesetzt. Bei 500 oc beträgt die Restmasse nur noch 25% der Ausgangsmasse.

o T:o150'C I> T:o205'C 0 T=245'C

T=200'C · T=310'C T=325'C T=335'C

o T=300'C t-------; .. -l I> T:o460'C

0 T=525'C.

400 500 600

Massenabnahme der Buchenholzwürfel bei verschiedenen Pyrolyse­endtemperaturen als Funktion der Pyrolysedauer

Die Abhängigkeit der Pyrolyseprodukte Koks (Restmasse), Kondensat und Gas von der Pyrolysetemperatur ist in der nächsten Abbildung aufgetragen.

..

100~,--,---~~-,r.~~~~~-~e71========~, 90 . . ....~=\ l --+- Restmasse I Ausgangsmasse [

i :+·········!··········+················ -, ~\t~~:~~;~::~~~·; .. --so 'ai 1ij40 c ~30 (l]

2 20+···········!···········;·

10 -

o~~~~~~~~~~-.~~4r~rT-r~.

0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 600 Temperatur I •c

Koks-, Gas- und Kondensatmengen bei der Pyrolyse von Buchenholzwürfeln als Funktion der Pyrolysetemperatur

Bei 500 oc entfallen zwischen 40 und 45% der Ausgangs­masse auf die flüssige Phase, während 30 bis 35% der Ausgangsmasse gasförmig umgesetzt werden.

Im Gegensatz zur schnellen Pyrolyse mit höheren Aufheiz­raten, bei denen bis zu 80 Gew% flüssige Produkte anfallen, sind hier die Verweilzeiten der primären Pyrolyseprodukte so hoch, dass sie in kleinere Moleküle zerfallen. Dies bedingt die hohe Gasausbeute bei der langsamen Pyrolyse. Dement­sprechend sind hier geringere Flüssigkeitsmengen zu finden.

Was den Heizwert der Pyrolyseprodukte angeht, so findet durch die zunehmende Inkohlung des Feststoffes eine Heizwerterhöhung mit zunehmender Pyrolysetemperatur statt. Verbunden hiermit ist die Abnahme des Heizwertes bei den Kondensaten. Hier ändert sich der Kohlenstoffgehalt mit zunehmender Temperatur nur wenig, wie die nächste Abbildung zeigt.

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0 100 200 300 Temperatur I •c

Obere Heizwerte der Kokse und Kondensate bei verschiedenen Pyrolysetemperaturen

400 500

Zusätzlich konnten aus den Experimenten Informationen über die Abnahme der Betthöhe, die Änderung der Partikel­und der Schüttdichte sowie die elementare Zusammen­setzung der Pyrolysekokse und der Kondensate gewonnen werden.

Die Nachrechnung der Festbettpyrolyse mit dem Programm­paket TOSCA erbrachte erste vielversprechende Ergeb­nisse. Weitere Validierungsrechnungen sind im Hinblick auf die Modellverfeinerung notwendig. Eine gute Übereinstim-

mung der experimentellen Ergebnisse mit einem ebenfalls auf einem Einzelpartikelmodell basierenden Festbett Code der TU Graz konnte gezeigt werden.

Veröffent­lichungen

45720 45721

V 50354 V 50434

50839 51075

V 51109

11.03 11.03.03 IKET

suwox

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. M. Bunk E.Eggert H.-H. Frey Dl (FH) E. Höschele Dr. L. Krebs M. Lang Dr. B. Mück DC M. Müller-Hagedorn Dr. B. Peters F. Prestel H.-M. Politzky Dr. E. Sehröder

Ressourcenschonung Aufbereitung von Wasser/ Abwasser

Bei der Zersetzung von Schadstoffen in überkritischem Wasser sind drei Medien beteiligt: Wasser, Schadstoff und Sauerstoff. Dabei übt das überkritische Wasser zwei Funk­tionen aus, es dient als Lösemittel durch geänderte physikalische Eigenschaften und als Reaktionsmedium bei der Oxidation der Schadstoffe. Das SUWOX-Verfahren wird bei Systemdrücken bis zu 700 bar und Reaktionstempe­raturen bis zu 500°C betrieben; es wird die völlige Zer­setzung (Totalabbau) hochtoxischer Schadstoffe realisiert.

ln einer Drittmittel-geförderten Industriekooperation soll das im Labormaßstab entwickelte Verfahren zur industriellen Anwendungsreife geführt werden. Die in den Arbeits- und Strukturplänen des ersten Förderjahres festgelegten Ver­suche mit realen industriellen Schadstoffen verliefen positiv, und die im Herbst diesen Jahres durchgeführte Meilenstein­bewertung war erfolgreich. Das bedeutet die Fortführung der Kooperation im vorgesehenen Umfang und die Inanspruch­nahme des gesamten Fördervolumens.

Die Versuche wurden mit Abwässern aus drei Industriezwei­gen, der Biozid-Herstellung, der Pharmaindustrie sowie der Wasserlackproduktion durchgeführt. Dabei wurde mit pH­Werten von < 1 bis zu > 13 das gesamte Säuren- und Basenspektrum durchlaufen.

Die große Spanne der pH-Werte macht hinsichtlich der Korrosionsbeständigkeit den Einsatz unterschiedlicher Werk­stoffe für die Reaktoreinbauten erforderlich. Die unterschied­liche Zusammensetzung der Schadstoffe erfordert abge­stimmte Maßnahmen bei der Einstellung der Betriebsvaria­blen Druck, Temperatur, Verweilzeit und Sauerstoffangebot ln der technischen Anwendung des SUWOX-Verfahrens wird es also so sein, dass in Abhängigkeit von den unterschied­lichen industriellen Prozessen, in denen die Abwässer anfallen, der Einsatz spezifischer Inneneinbauten und Betriebsvariablen erforderlich wird.

Die Ergebnisse in der Tabelle sind in der SUWOX 4-Anlage bei Systemdrücken von 680-700 bar, Reaktionstemperatu­ren von 400-490 oc, Verweilzeiten von 5-1 0 min und bei 1 ,5 bis 5fachem Sauerstoffangebot gewonnen.

7

Schadstoff Biozid- Pharma- Wasserlack-Abwasser Abwasser Abwasser

Hauptschad- lsothiazo- Methan- Glykole stoffklasse lone sulfon-

säure

CSB [g/1) 60-160 - 100 - 170

pH-Werlein 12,3-13,5 -5 7-8

Salzgehalt [g/1] 200-260 200 - 0,2

Einbauten Metall Keramik Keramik

Abbaugrad (TOC-Basis) [%) > 99,9 > 99,5 > 99,9

pH-Wertaus - 7 < 1 - 2

SUWOX 4-Versuchsergebnisse (Bereichsangaben)

Die Zersetzung der Schadstoffe aus den unterschiedlichen Produktionszweigen im SUWOX-Prozess ist unproblema­tisch. ln allen Versuchen konnte praktisch Totalabbau erzielt werden. Es zeigt sich aber, dass der Abbau spezieller Stoffgruppen, wie beispielsweise der chlororganischen Verbindungen sensibler von der Reaktionstemperatur ab­hängt. Das Verhindern von Ausfällungen der meist großen Mengen gelöster Salze in den Abwässern erfordert hohe Systemdrücke.

Der wirtschaftliche Einsatz des SUWOX-Verfahrens ist von den Oxidationsmittelkosten dominiert. Bei Abwässern mit geringem Sauerstoffbedarf kann sich der Einsatz von Wasserstoffperoxid als Sauerstoffträger rechnen, bei gestei­gertem Sauerstoffbedarf wird jedoch molekularer Sauerstoff als Oxidationsmittel erforderlich. Die für das kommende Jahr geplante Realisierung der in diesem Jahr konzipierten Hochdruck-Sauerstoff-Versorgungs-Anlage wird somit für die Markteinführung des Prozesses zwingend notwendig.

SUWOX 5-Reaktorkonzept

8

Eine auf die industrielle Anwendung ausgerichtete Anlage unterscheidet sich erheblich von der bestehenden Labor­anlage. Insbesondere sind Auslegungsmerkmale wie kos­tengünstige Anlagenkonzeption, geringer Energieverbrauch sowie Betriebs- und Wartungsfreundlichkeit zu berücksich­tigen. Dies führte zu einer Prototypanlage (Abbildung), die gekennzeichnet ist durch vertikale Aufwärtsströmung im Reaktionsraum, integrierte Wärmerückgewinnung sowie Ein­leitung der Prozessströme und Ausleitung des Reaktions­stromes am Fußteil des Reaktors. Sie ist des weiteren so konzipiert, dass sowohl keramische als auch metallische Einbauten eingesetzt werden können. Die Anlage ist erstellt und in einer kalten Druckprobe TÜV-abgenommen. Nach Funktionstests werden im Jahr 2002 Versuche mit realen Schadstoffen durchgeführt werden. Die SUWOX 5-Anlage ist als kleine Pilotanlage zu verstehen, aus der am jeweiligen Schadstoff orientiert technische Anlagen entwickelt werden.

Veröffent­lichungen

49870 50809

Beteiligte Mitarbeiter

E. Arbegast Dl (FH) S. Baur Dl (FH) J. Gerber (Wehrle-Werk AG) Dr. A. Krämer (Wehrle-Werk AG) Dr. H. Schmidt K. Thomauske Dl (FH) J. Weggen

31 Programm Kernfusion (FUSION)

31.02 Strukturwerkstoffe und hochbelastbare Komponenten

31.02.03 IKET Hochbelastbare Komponenten und Versuchseinrichtungen

Charakterisierung von Wandschutzmaterialien

Im Rahmen der Untersuchung der Wechselwirkung zwischen Wasserdampf und Wandschutzmaterialien von Fusionsreak­toren wurden "Carbon fiber Composite"-CFC (Bezeichnung: NS31 und NB31), DShG-200-Beryllium und W-1 %La20 3

betrachtet. Die Untersuchungen zeigten:

ln Experimenten bei 1000 oc und 1100 oc bildet das siliziumhaltige-CFC NS31 niedrigere Oxidierung als NB31. Bei 800 oc ist jedoch für NS31 die Wechselwirkung stärker ausgebildet. Die Oxidierung des in den Poren der NS31 Proben enthaltenen Siliziums könnte den Unter­schied erklären.

- Die H2-Erzeugungsrate für W-1 %La20 3 oberhalb von 600 oc stimmt mit den für ähnliches Material früher gemessenen Werten übe rein. Unterhalb 600 oc zeigen die Experimente Unterschiede in der H2-Erzeugungsrate, die auf unterschiedliche Zusammensetzung und Ober­flächeneigenschalten der Proben zurückzuführen sind.

- Gemessene H2-Erzeugungsraten für DShG-200 Berylli­um bei Temperaturen zwischen 600 und 900 oc sind in guter Übereinstimmung mit Resultaten aus früheren Untersuchungen mit "Cold pressed" Beryllium.

-

----

Veröffent­lichungen Beteiligte Mitarbeiter

49039 V 50607

Dl (FH) C. Sand Dr. G. Piazza

31.06 Blanketentwicklung 31.06.10 IKET Feststoffblanket für DEMO

Koordination der Arbeiten zu Helium Cooled Pebble Bed (HCPB)-Biankets im Rahmen des europäischen Blanketprogrammes

Im Rahmen des europäischen Blanke! Programmes (EBP) werden zwei Blanketkonzepte für einen Fusions-DEMO­Reaktor entwickelt. Für eines der beiden Konzepte - dem Heliumgekühlten Pebble Bed (HCPB) Blanke! - liegt die Federführung beim FZK. Das IKET beteiligt sich an der Entwicklung dieses Konzeptes hauptsächlich mit folgenden Themen:

- Koordination der Arbeiten zum Keramikblanket,

- Untersuchung des thermomechanischen Verhaltens von Kugelschüttungen.

- Entwicklung einer Strategie zum Testen des Konzeptes.

Die Arbeiten werden im Rahmen des europäischen Blankat­Teams in sehr enger Kooperation mit CEA, ENEA, und NRG durchgeführt. Entsprechend der im Team verfolgten Strate­gie, bis zum Jahr 2005 die für das HCPB-Bianket erforderlichen Materialien und Technologien zu entwickeln und "einzufrieren", befassen sich die Arbeiten mit der Untersuchung von "generic issues" des HCPB-Biankets mit Schwerpunkt bei keramischen Brutstoffen und dem als Neutronenvervielfacher benötigten Beryllium einschließlich dem Bestrahlungsverhalten.

Im Berichtsjahr wurden im IKET Schüttbetten aus Brutkera­mik und Beryllium und die Tritiumfreisatzung aus bestrahltem Beryllium experimentell und theoretisch untersucht sowie die Strategie zum Testen des Blanketkonzeptes bis zum Einsatz von Test Blanke! Moduls (TBMs) in ITER-FEAT entwickelt.

TBM-Design-Adaption an ITER-FEAT

Diese Arbeit wurde im Rahmen der "Test Blanke! Working Group" in enger Zusammenarbeit mit dem ITER-Team und den anderen Blankat-Design-Gruppen (EU-WCLL, JA, RF) durchgeführt. Ziel war die Anpassung des HCPB-Test­blanketmoduls (TBM) an das Design und die Betriebs­bedingungen des ITER-FEAT.

Der konzeptionelle Entwurf des TBM-Systems wurde im Jahr 2001 zusammen mit den Untersuchungen über Neutronik, Thermohydraulik und Thermomechanik vervollständigt. Diese Arbeit wurde im "Design Description Document" des HCPB-TBM beschrieben und an das ITER-Team geliefert.

Eine weitere Arbeit war der Beitrag zum Sicherheitsbericht von ITER, die zwischen den verschiedenen Arbeitsgruppen und dem ITER-Team abgestimmt wurde. Eine erste Untersuchung war bereits während der ITER-EDA-Phase 1997 durchgeführt worden. Das Ziel der jetzigen Arbeiten war eine konsistente Sicherheitsanalyse für die ITER Basis­maschine und das TBM. Eine neue Auswertung war aufgrund von Änderungen der ITER- und TBM-Entwürfe notwendig. Es

konnte gezeigt werden, dass Einbau und Betrieb des HCPB­TBM keine zusätzlichen signifikanten Risiken verursachen.

Charakterisierung und Bestrahlungsverhalten von Brutkeramikkugeln

Lithium-Orthosilikat ist als Brutkeramik für das DEMO Feststoffblanket vorgesehen. Die Kugeln werden von der Fa. Schott mit einem Sprühverfahren hergestellt. Für die Produktion von nicht mit 6Li angereicherten Kugeln werden Li4SI04 und Si02 Pulver gemischt, geschmolzen und versprüht. Für die Anwendung im Reaktor sind Kugeln mit Durchmessern zwischen 0.25 mm und 0.63 mm vorgesehen (siehe Abb.). 6Li-angereicherte Kugeln werden aus Li4SI04,

Si02 und 95% 6Li-angereichertem Li2C03 Pulver hergestellt. Auch in diesem Fall werden die Pulver gemischt und geschmolzen. Im Laufe des Jahres wurden einige Chargen Lithium Orthosilikat Kugeln geliefert. Die Qualität jeder Charge wurde durch chemische Analysen, optische und Elektronen-Mikroskopie, Druckversuche und Glühversuche geprüft. ln Langzeitglühversuchen wurde festgestellt, dass am Ende der Temperung die Kugeln eine deutlich größere Porösität im Vergleich mit dem nicht angereicherten Material aufwiesen. Aus diesem Grund wurde in Zusammenarbeit mit der Fa. Schott, das Produktionsverfahren geändert. Ziel ist die Herstellung von blanketrelevanten Kugeln für die Hoch­fluenzbestrahlung im Jahr 2002.

Li4Si04 Kugeln (natürliche Anreicherung)

Anfang Dezember wurden im EXOTIC-8 Experiment be­strahlte Lithium-Orthosilikat Kugeln ins Forschungszentrum geliefert. Die Nachuntersuchungen sollen im Januar 2002 beginnen.

Charakterisierung und Bestrahlungsverhalten von Be-Kugeln und Weiterentwicklung des ANFIBE Codes

Beryllium-Kugeln der Fa. NGK lnsulator Company sind als Neutronenvervielfacher im Blanke! vorgesehen (siehe Abb.). ln den Kugeln liegen Mg und Al als Verunreinigungen vor. Damit in Be keine flüssigen Al- und Al-Mg-Phasen bei mittleren Betriebstemperaturen gebildet werden können, müssen diese Elemente mit anderen Verunreinigungen hochschmelzende Verbindungen eingehen, z. B. AI5Fe2 (Tm= 1169 °C} und Mg2Si (Tm= 1085 °C}. Um diese Ver­bindungen zu erhalten, müssen folgende Massenkonzentra­tionsverhältnisse eingehalten werden: m(Fe) /m(AI) > 2, m(Si) I m(Mg) > 0,6.

Da die Verunreinigungskonzentrationen in den Kugeln haupt­sächlich von denen im Rohmaterial abhängen, wurden Kontakte mit der Fa. NGK aufgenommen, um Kugeln aus Be-Elektroden mit den richtigen Fe/Al und Si/Mg Verhältnis­sen herzustellen.

9

NGK Beryllium Kugeln

Anfang Dezember wurden aus dem EXOTIC-8-Experiment Brush-Welmann Beryllium Kugeln mit Durchmessern von 0.1-0.2 mm geliefert. Die Nachuntersuchungen sollen im Laufe des Jahres 2002 durchgeführt werden.

Weiterentwicklung und Validierung des ANFIBE Codes

Um das Schwellen und das Tritiuminventar von bestrahltem Beryllium zuverlässig vorherzusagen, ist eine Validierung des ANFIBE Codes aus mikroskopischer Sicht erforderlich. Experimentelle Arbeiten werden in Zusammenarbeit mit dem JRC-ITU durchgeführt mit dem Ziel, die Diffusion von He und 3H und die Entwicklung und das Wachstum von Blasen in leicht bestrahlten Be-Kugeln zu untersuchen. Erste Ergebnisse zeigen eine starke Abhängigkeit der Gaskinetik von den Bestrahlungsschäden. ln der Abbildung sind Ergeb­nisse eines Freisatzungs-Experimentes dargestellt.

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He und 3H-Freisetzung von leicht bestrahlten Be-Kugeln während einer schnellen Aufheizung bis zum Schmelzpunkt

SchüHbett-Untersuchungen mit Brutkeramiken

Zur Beschreibung der Wechselwirkung zwischen Schütt­betten und Strukturmaterial ist die Kenntnis von charak­teristischen Schüttbett-Parametern erforderlich. Im Berichts­zeitraum wurden Untersuchungen zu folgenden Themen durchgeführt:

a) Thermisches Kriechen von Metatitanat (Li2Ti03)-Schütt­betten,

b) Wärmeleitfähigkeit von deformierten Brutkeramik-Schütt­betten,

c) Fließverhalten von Schüttbetten bei Betthöhen von H = 30 mm (Biaxiai-Versuche),

d) Füllverhalten von blanketrelevanten Bett-Geametrien (Parameter: Vibrationsgrad, Betthöhe).

10

Charakteristische Ergebnisse sind:

Zu a): Hinsichtlich des thermischen Kriechans der unter­suchten CEA und JAERI Metatitanat-Kugel-Chargen ist bei Temperaturen bis zu 850 oc die Korngröße der wichtigste Parameter. Darüber hinaus sind Sintertemperatur und Dichte von Einfluss.

Zu b): Die Wärmeleitfähigkeit von Orthosilikat- und Metatita­nat-Schüttbetten erhöht sich selbst bei Verformungen von bis zu 5% nur in geringem Maße ("' 20 %).

Zu c): Bei der Untersuchung der Frage, ob bei vertikaler Belastung eines Schüttbetts granulares Material den waage­rechten Kolben verdrängen kann, zeigte sich, dass der Zustand der perfekten Plastizität (horizontaler Kurvenverlauf, siehe Abb.) mit zunehmender Betthöhe H bei kleiner werdenden Vertikaldrücken p erreicht wird (für konstant gehaltenen horizontalen Druck Ph)·

Zu d): Die homogene Füllung blanketrelevanter Schüttbetten erfordert optimierte Füllverfahren. ln weiteren Versuchen wurden Korrelationen zur Abhängigkeit des Deformations­moduls vom Füllgrad bestimmt.

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8 12 horizontale Kolbenverschiebung s/H (%)

Biaxiai-Teststrecke und charakteristische Ergebnisse

Untersuchung der mechanischen und thermischen Eigenschaften von Beryllium-Kugelschüttungen

Für die Messung der Wärmetransportparameter und me­chanischen Eigenschaften von Beryllium-Kugelschüttungen bei Temperaturen bis 650 oc und Drücken bis 6 MPa wurde die HECOP-Versuchsanlage errichtet. Nach lnbetriebnah· meversuchen in Luft, wurde mit Messungen der Wärmeleit­fähigkeit von Beryllium-Kugelschüttungen (1 mm NGK Ku­geln) in einer Glove-Box in Helium-Atmosphäre begonnen.

Die Abbildung zeigt die Wärmeleitfähigkeit als Funktion des Druckes im Schüttbett Die mittlere Temperatur war 250°C

-

(Temperaturgradient ca. 50 oc). Der mechanische Druck vergrößert die Kontaktfläche zwischen den Kugeln und erhöht damit die Wärmeleitfähigkeit der Schüttung. Bei Entlastung der Schüttung bleiben die Wärmeleitfähigkeilen auf höheren Werten aufgrund der irreversiblen Kompaktie­rung des Bettes während der Druckerhöhungsphase.

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Wärmeleitfähigkeit als Funktion des Druckes auf das Schüttbett

Schüttbettmodellierung

8

Das bestrahlungsinduzierte Schwellen von Beryllium im Betrieb des Blankeis und ein daraus resultierender Aufbau mechanischer Spannungen stellt ein Risiko für die Integrität des Feststoff-Biankets dar. Thermisches Kriechen ist dage­gen ein Prozess, der diesen Spannungsaufbau möglicher­weise verhindert. Um verlässliche Vorhersagen physikali­scher Effekte für die geplante Blanketgeometrie machen zu können, müssen die angewendeten Finite-Elemente-Codes erweitert und mit experimentellen Daten kalibriert werden, dass sie eine Berücksichtigung von verformungsabhängiger Leitfähigkeit und thermischem Kriechen der Schüttbetten erlauben. Die Modelle sollten flexibel genug sein, Bestrah­lungseffekte wie Schwellen und Versprädung einzuschließen, da eine zukünftige Erweiterung um solche Effekte abzusehen ist.

Thermomechanische Modeliierung und ABAQUS-Analysen

Als Referenz für laufende Analysen wurden Drucker-Prager­Cap-Schüttbettmodelle für die aktuellen keramischen Brut­materialien und Beryllium kalibriert. Diese Modelle wurden in Rechnungen zur kalten Vorkompression des Testelements für das HCPB-Inpile-Experiment angewendet, das ab 2002 in Petten/NL durchgeführt wird. ln einem anderen Kontext wurde das Modell mit verformungsabhängiger Leitfähigkeit zur Nachrechnung der Ergebnisse aus dem S-PEHTRA­Leitfähigkeitsexperiment für Beryllium-Schüttbetten benutzt: durch Anpassung der nicht gemessenen mechanischen Anfangsbedingungen wurden hier radiale Temperaturprofile errechnet, die die gemessenen Daten besser wiedergeben als bisherige Modelle.

Hinsichtlich der thermischen Modeliierung von Schüttbetten wurde eine Literaturstudie durchgeführt, die Kernpunkte eines zukünftigen Modells ermitteln bzw. bestätigen sollte. Hier wird erwartet, dass ein besseres Verständnis der Kontakte zwischen den Partikeln im Schüttbett der Modeliie­rung zugute kommen wird. Als Teil dieser Arbeit wurde ein Einheitszellen-Kontaktmodell im Finite-Element-Code FIDAP implementiert und Leitfähigkeilen für eine Bandbreite von Kontaktradien bestimmt.

Anwendungen der Modelle im Finite-Element-Code ABAQUS sind eine Fortsetzung der lnpile-Testelement­Analysen des Jahres 2000, mit dem Unterschied, dass nun thermisches Kriechen im Brutmaterial modelliert werden soll. Als Teil des Modells sind Beryllium-Schüttbetten kritisch für die Konvergenz. Im Berichtszeitraum wurde ein neues Finite­Element-Gitter für das lnpile-Testelement erzeugt. Erste Rechnungen mit zunehmender Komplexität laufen, bei denen das Ziel zunächst die Konvergenz der Lösung ist.

Für die Fortsetzung der Arbeiten gibt es verschiedene Ansätze. Neue experimentelle Daten sollen, wenn sie verfügbar werden, zur Kalibrierung von genaueren Modellen dienen; die Modeliierung von bestrahlungsinduziertem Schwellen ist für die Vorhersage des Blanketverhaltens im Betrieb und am Ende der Lebenszeit wichtig; und schließlich sollen Anwendungsrechnungen auf blanket-relevante Geo­metrien ausgeweitet werden und die dabei zu erwartenden Herausforderungen bezüglich der numerischen Stabilität der Rechnungen gelöst werden.

Veröffent­lichungen

45589 45690 45691 49051 49053 49689

V 50260 V 50263 V 50605 V 50606 V 50724 V 50725 V 50777 V 50880 V 50881 V 50882 V 50883 V 50884

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. L. Boccaccini Dr. L. Bühler D. Ericher Dr. S. Hermsmeyer Dl G. Hofmann B. Kaup Dl S. Malang Dr. G. Piazza Dr. E. Rabaglino Dr. J. Reimann C. Sand G. Wörner

31.06.20 IKET Flüssigmetallblanket für DEMO

Experimente zu MHD Strömungen in dickwandigen Kanälen

Im Mittelpunkt der MHD Untersuchungen stehen Experi­mente, die einen wichtigen Beitrag für das europäische wassergekühlte Blei-Lithium-Bianket (WCLL) liefern. Ein wichtiger MHD Gesichtspunkt stellt der Einfluss des Magnetfeldes auf die Flüssigmetallströmung im Blanketkopf dar. Durch die Wechselwirkung zwischen Strömung und Magnetfeld kommt es zu einer elektrischen Kopplung der Kanäle, die einen erhöhten Druckverlust im Blanketkopf bewirken und darüber hinaus zu unterschiedlichen Durch­sätzen in den Einzelkanälen führen.

Eine elektrische Entkopplung der Unterkanäle im Blanketkopf könnte diesen als Mehrkanalphänom bezeichneten Effekt signifikant reduzieren. ln diesem Rahmen wurde eine Teststrecke konzipiert und gebaut, in der eine elektrische Entkoppelung der Flüssigmetallströmung vom Strukturmate­rial mittels eines Aluminiumoxidliners, der zwischen dem Flüssigmetallkanal und dem Strukturmaterial eingebettet ist, realisiert wurde.

11

ln weiteren Experimenten werden die Einflüsse eines ferromagnetischen Kanalwandmaterials auf eine MHD-Strö­mung untersucht. Dies ist im Hinblick auf das WCLL-Konzept von Interesse, da das gegenwärtig betrachtete Struktur­material MANET ferromagnetisch ist und bislang keine theoretischen und experimentellen Ergebnisse zum Einfluss ferromagnetischer Strukturmaterialien in der Literatur existieren.

Zum Vergleich der experimentellen Ergebnisse der ferro­magnetischen Strukturmaterialien mit nicht-ferromagneti­schen Kanälen werden verschiedene Experimente mit identischen Abmessungen simultan durchgeführt. Insbeson­dere werden dickwandige Kanäle untersucht, da bislang keine experimentellen Ergebnisse für solchen Rohre vor­liegen.

ln der Abbildung sind alle drei Teststrecken in der MEKKA Anlage eingebaut dargestellt.

(a) (b) (c)

Photografie dreier Teststrecken, die in die MEKKA-Anlage des IKET eingebaut sind. (a) Teststrecke mit elektrischer Separation des flüssigme­tallführenden Kanals vom Strukturmaterial (b) Ferromagnetische dick­wandige Teststrecke (c) Nicht-ferromagnetische dickwandige Edelstahl­testsirecke

Im Experiment werden Druckverluste und die elektrische Pverteilung im Strukturmaterial gemessen. Für die zuletzt genannte Messtechnik wurden spezielle Psonden entwickelt. Die Photografie zeigt eine solche fünfpolige Potenzialsonde.

Am IKET entwickelte fünfpolige elektrische Potenzialsonde, die bei der Vermessung der elektrischen Wandpotenziale in den Teststrecken (b) und (c) eingesetzt wird

Die magnetische Charakterisierung der Teststrecken wurde experimentell bestimmt. Sie wird später mit theoretischen Werten verglichen. Die Teststrecken wurden bei Tempera­turen von über 300 oc über einen Zeitraum von mehr als

12

einer Woche gespült, um eine vollständige Benatzung zu erreichen. Nach diesem Prozess zeigte das Strukturmaterial eine ideale elektrische Ankoppelung an das Operationsfluid, die eutektische Natrium-Kalium Legierung NaK. Gegenwärtig werden erste Druckverlustmessungen durchgeführt.

Modeliierung von MHD Strömungen in ferromagnetischen Kanälen

Für eine zuverlässige Auslegung des WCLL-Biankets ist die Vorhersage des magnatohydrodynamischen Druckverlusts erforderlich. Der größte Anteil der Druckverluste entsteht hierbei in den kreisförmigen Zuführungskanälen der oberen dickwandigen Blanketstruktur (header). Diese wird aus MANET gefertigt und besitzt somit ferromagnetische Eigen­schaften. Die magnetische Sättigungsfeldstärke von ca.M5=1.65 T ist von vergleichbarer Größenordnung wie das extern angelegte Magnetfeld B0 = 6-8 T für den Plasmaeinschluss.

Die theoretischen Arbeiten konzentrierten sich auf die Schlüsselprobleme, den Druckverlust und die Geschwindig­keitsverteilung in ferromagnetischen, dickwandigen, elek­trisch leitenden Kreisrohren, da in der Literatur zu diesem Themenkreis bisher keine Aussagen zu finden sind.

Die Berechnung erfolgt in zwei Schritten. Zunächst wird das Magnetfeld berechnet. Hierzu werden für den Bereich um das Rohr und für den Innenbereich analytische Lösungen bestimmt, die die Randbedingungen für eine numerische Lösung innerhalb der Kanalwand liefern. Sobald das Magnetfeld im Inneren des Rohres bekannt ist, kann dort die Strömung mit asymptotischen Methoden ermittelt werden.

Wie erwartet schirmt das ferromagnetische Material ein von außen angelegtes Magnetfeld ab. Im Inneren sind die Felder schwächer. Dies hat einen reduzierten MHD Druckverlust zur Folge. Besonders interessant ist der Bereich, in dem die Wand ihre magnetische Sättigung erreicht. Hier findet man im Fluidbereich gekrümmte Feldlinien (siehe Abb.) und Geschwindigkeitsprofile, die deutlich von bekannten MHD Strömungen abweichen.

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4

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0 2 4 6 8 10 z

Magnetische Feld- und Isolinien des elektrischen Potenzials

CQ

Der Druckverlust im Kanal hängt im Wesentlichen von der magnetischen Feldstärke auf der Kanalachse ab. Diese wurde theoretisch ermittelt und mit gemessenen Werten verglichen (Abb.).

Der Druckverlust ist zunächst durch das ferromagnetische Strukturmaterial stark reduziert. Für B>MJ2 erfolgt dann ein starker Anstieg mit anschließender asymptotischer Annähe­rung an den Wert nicht-ferromagnetischer Kanäle.

0.8

0.6

BIMS

0.4

0.2

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0 0.2 0.4

Magnetische Feldstärke im ferromagnetischen Rohr

Veröffent­lichungen

44262 47987 48111 48112

V 49286 V 49287

49425 49427

V 50070 V 50071

50112 50126 50706

Beteiligte Mitarbeiter

E. Arbogast Dr. L. Bühler Dr. K. Messadek Dr. B. Mück Dr. R. Stieglitz R. Vollmer

31.06.30 IKET Reaktorstudien und konzept-unabhängige Untersuchungen

Beiträge zur Europäischen Studie über Fusions-Leistungsreaktoren

1.2

ln der EU wurde in 2001 mit der dritten Phase einer Studie über Fusions-Leistungsreaktoren begonnen. Betrachtet wur­den in diesem Jahr zwei Reaktor-Modelle, basierend auf einem "Water Cooled Lead Lithium (WCLL)" Blanket bzw. auf einem "Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) Blanke!. Der Beitrag des Institutes befasst sich mit der Auslegung eines heliumgekühlten Blankets mit keramischem Brutstoff für einen kommerziellen Leistungsreaktor mit einer elektrischen Leistung von 1500 MW, sowie mit der Koordination und Integration der Beiträge von CEA, ENEA, UKEA, VR und dem Industriekonsortium EFET zu diesem Reaktor-Modell.

Eine schwierige Aufgabe war die Auswahl eines geeigneten Divertorkonzeptes, da einerseits von der Plasmaphysik die Forderung nach einer zulässigen Wärmestromdichte von

mindestens 10 MW/m2 besteht, andererseits aus Sicherheits­gründen keine wassergekühlten Komponenten im Vakuum­behälter eingebaut werden dürfen, um die Möglichkeit einer Beryllium-Was~er-Reaktion auszuschließen. Es gelang, durch wesentliche Verbesserungen eines in der vorher­gehenden Phase untersuchten Divertorkonzeptes das Leistungspotenzial um etwa einen Faktor 2 auf 1 o MW/m2 zu erhöhen.

Die Arbeiten zu diesem Reaktormodell sollen bis Mitte 2002 abgeschlossen werden.

3D-Analyse für Wasserstoffverhalten in ITER-FEAT Unfallszenarien

3D-Verteilungsrechnungen für ITER-FEAT wurden mit einer fusionsspezifischen GASFLOW-Version durchgeführt. Be­trachtet wurde ein Unfall mit Kühlmittelleck in der Ersten Wand ohne Plasmazusammenbruch, wobei zunächst Dampf, später auch Luft in den Vakuumbehälter einströmt und sich H2 aufgrund der Dampf-Be-Reaktion bildet. Die Quellterme für die Gase wurden MELCOR-Rechnungen entnommen. Dampf und H2 treten zu Beginn nur im Torus auf. Nach Versagen der Barstscheiben strömt das Gasgemisch in den Druckabbau-und Drainage-Tank. Wegen dem durch Dampf­Kondensation bewirkten stetigen Unterdruck im Druckabbau­Tank reichem sich dort die nichtkondensierbaren Gase an und bilden ein explosives Gemisch. Im Falle nicht versa­gender Barstscheiben besteht diese Gefährdung nicht, weil wegen der heißen Strukturen im Torus keine Dampf­Kondensation stattfindet; allerdings kann es wegen Drücken > 1 bar zu Tritiumfreisatzungen kommen.

Veröffent­lichungen

47649 49280 49326 49354 49375

V 49653 49697 49922 50641 50836

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. W. Baumann Dr. L. Boccaccini Dr. W. Breitung Dr. S. Hermsmeyer B. Kaup V. Krautschick Dl. S. Malang G. Necker Dr. R. Redlinger Dr. P. Royl Dr. J.R. Travis

31.07 Tritiumtechnologie 31.07.02 IKET Tritiumprozesstechnik

und -Sicherheit Nach der Änderung des Designs wurden Anfang 2001 neue Quellterme für den jetzigen ITER-Feat definiert. Basierend auf diesen Ergebnissen wurden Dosisabschätzungen für Freisetzungen von Tritium und Aktivierungsprodukten im Normalbetrieb und bei 7 verschiedenen Quelltermen (2 x Korrosionsprodukte, erste Wand Materialien Stahl, Kupfer und Wolfram, sowie Tritium als HT-Gas und HTO) durch­geführt. Es wurden unterschiedliche Freisetzungshöhen, Wetterbedingungen und Turbulenzparameterisierungen un­tersucht sowie meteorologische Daten des möglichen ITER­Standortes Cadarache benutzt (nur für Normalbetrieb). Ziel der Arbeiten war die Erstellung einer konsistenten Daten­basis für Dosisabschätzungen bei Freisetzungen von Tritium und Aktivierungsprodukten.

13

Von besonderem Interesse waren die Ergebnisse für die unterschiedlichen Freisetzungshöhen, da im ITER-Umfeld diskutiert wird, den Schornstein durch eine Turbinenlüftung auf dem Dach des Zentralgebäudes zu ersetzen. Im Normalbetrieb wies diese Lösung mit dem hohen Luftdurch­satz die geringsten Dosen aus. Im Gegensatz dazu bedeutet bei unfallbedingten Freisetzungen eine geringere Freisat­zungshöhe wegen des zunehmenden Gebäudeeinflusses höhere Dosen im Nahbereich. Von Bedeutung war weiterhin, dass sich die höchsten Dosen bei unfallbedingten boden­nahen Tritiumfreisetzungsszenarien ohne Regen ergaben, während dies bei den Aktivierungsprodukten immer bei Szenarien mit Regen der Fall war. Der Grund hierfür liegt in der im Vergleich zu Tritium deutlich höheren nassen Deposition von Aktivierungsprodukten.

Die gemeinsamen Arbeiten unter dem ISTC Vertrag (Projekt N 654-99) mit dem Russian Federal Nuclear Center - All Russian Seienlilie Research Institute of Experimental Physics in dem Projekt "lnvestigation on Verification of Tritium Behaviour Models" wurde weitergeführt. Die west­lichen Vertragspartner haben hierbei hauptsächlich eine beratende Funktion. Es wurden experimentelle Untersuchun­gen zur Deposition von Tritium bei Niederschlag durchgeführt sowie Ausbreitungsmodelle für den Standort Sarov ent­wickelt.

Die Arbeiten im Rahmen von BIOMASS (Biosphere Modelling and Assessment), bei denen atmosphärische und aquatische (Grundwasser) Ausbreitungsmodelle für Freisetzungen im Normalbetrieb getestet wurden, sind abgeschlossen. Erste Versionen aller Abschlussberichte sind verteilt. Ergebnisse werden auf der Konferenz "International Conference on Radioactivity in the Environment" im September 2002 vorgestellt.

Veröffent­lichungen

50411 V 50604

Beteiligte Mitarbeiter

Drmet W. Raskob (Fa. D.T.I.) I. Hasemann Dr. J. Ehrhardt

32 Programm Nukleare Sicherheitsforschung (NUKLEAR)

32.21 Leichtwasserreaktor-Sicherheit

32.21.01 I KET HGF-Strategiefondsprojekt: Wasserstoffverhalten und Gegenmaßnahmen

Methodik zur Analyse von Störlallszenarien mit WasserstofffreisetzunQ

Bei der Analyse von Störlallszenarios in nuklearen Anlagen lassen sich, wie in der folgenden Abbildung dargestellt, vier Themenbereiche unterscheiden. Für eine umfassende Ana­lyse ist es erforderlich, alle vier Bereiche abzudecken. Zunächst sind Anlagengeometrie, Gegenmaßnahmen und Unfallszenario festzulegen. Aus diesen Vorgaben lässt sich der zeitliche Verlauf der Wasserstofffreisatzung bestimmen und mit dem Verteilungscode GASFLOW kann daraus die

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zeitliche Entwicklung der Wasserstoff- und Dampfkonzen­trationen im Sicherheitsbehälter berechnet werden.

Durchgehend deterministische Analysemethodik zum Wasserstoffverhal­ten bei Kernschmelzunfällen

Die zeitliche und räumliche Verteilung dient als Ausgangs­punkt für die Beurteilung des Risikopotenzials. Anhand verschiedener Kriterien, die aus der Auswertung zahlreicher Experimente ermittelt wurden, kann auf das zu erwartende Verbrennungsregime geschlossen werden. Auf die verschie­denen Verbrennungsregimes spezialisierte Verbrennungs­codes erlauben die Berechung thermischer und mechani­scher Lasten, die schließlich als Eingabedaten zur Ermittlung der Gebäudeintegrität dienen. Die Aktivitäten im Jahr 2001 in den verschiedenen Themenbereichen werden im Folgenden zusammengefasst.

Verteilungsrechnungen mit GASFLOW

Für den Verteilungscode GASFLOW wurden im Berichtszeit­raum folgende Modelle neu entwickelt bzw. erweitert:

- Thin-Foil Modell für die katalytische Beschichtung von Containmentstrukturen

- Sumpfmodell

- Wandfunktionen für die turbulente Wärmeübertragung

- Implementierung verbesserter Kriterien für Flammen-beschleunigung und DDT (Deflagration Detonation Transi­tion).

Mit GASFLOW wurden die folgenden Rechnungen durch­geführt:

- LB-LOCA Analyse für Konvoi Anlage mit neuem Rekom­binator-Konzept

- Gittererstellung für die SB-LOCA Analyse für KKW Borssele, Niederlande

- Berechnung von Wasserstoffverteilungen in Konvoi An­lage als Eingabe für Verbrennungsrechungen

- Teilnahme an CFD-Benchmarks für die Thermohydraulik in THAI, MISTRA und TOSQAN Versuchen

Verbrennungssimulationen

Mit dem Eulercode DET3D wurden Detonationsrechnungen für die Strukturanalyse von KONVOI Anlagen durchgeführt. Der Code wurde parallelisiert und auf der SP3 erprobt. Der neue Code FLAME3D, der aus DET3D abgeleitet wurde, erlaubt durch die Implementierung eines Verbrennungs­modells mit vorgegebenem Brenngesetz die Modeliierung langsamer turbulenter Verbrennungsvorgänge bei niedrigen Wasserstoffkonzentrationen. Mit diesem Code wurden im Rahmen des HYCOM Projektes mehrere Versuche in der RUT Anlage simuliert.

2Q

Der Code COM3D dient der Simulation schneller turbulenter Verbrennungsvorgänge. Die aktuelle Weiterentwicklung die­ses Werkzeugs umfasst die Implementierung eines ß-PDF Modells für Wasserstoff-Luft Gemische. Im Rahmen des HYCOM Projektes wurden Experimente in der RUT Anlage sowie in verschiedenen Versuchsrohren nachgerechnet.

Die Integration der verschiedenen 3D-Simulationswerkzeuge in einen gemeinsamen Rahmen wurde durch die Implemen­tierung einer Schnittstelle zwischen CAD-Programmen und den CFD-Codes fortgesetzt.

Experimentelle Untersuchungen

ln Ergänzung zu den numerischen Arbeiten wurden die experimentellen Untersuchungen zum o-Kriterium (Fiam­menbeschleunigung) weitergeführt. Dabei wurden insbeson­dere die Versuche im 7.2 m Rohr zum Einfluss der Orientierung (horizontal/vertikal) weiter ausgewertet. Das o-Kriterium wurde aus Versuchen mit homogenen Gemi­schen in geschlossenen Rohren hergeleitet. Im Rahmen von HYCOM konnte das Kriterium auch für inhomogene Gemische und komplexe Geometrien validiert werden.

Zur Untersuchung des Einflusses einer teilweisen Entlastung wurde im Rahmen des Projektes EIHP-2 eine neue Versuchsanlage entworfen und aufgebaut. Die im Bild dargestellte Anlage besteht aus einem Verbrennungsrohr mit eingebauten Hindernissen, an dem auf der ganzen Länge Druckentlastungsöffnungen angebracht sind. Die Entla­stungsöffnungen können durch außen montierte Schalen ganz oder teilweise verschlossen werden. So ist es möglich, die wirksame Entlastungsfläche definiert zu variieren. Durch Verkleidung des Außenraums um das Rohr mit Folie kann auch der Flammenaustritt aus dem Rohr in die Umgebung untersucht werden. Die Untersuchungen in dieser Anlage sind sowohl für die Betrachtung von Anlagenteilen in einem Containment als auch für Freisatzungsszenarien in einer zukünftigen Wasserstoffwirtschaft von Bedeutung.

Versuchsanlage PET zur Untersuchung von teilverdämmten Wasser­stoffexplosionen (EIHP-2)

Konsequenzen

Die Verbrennungssimulationen liefern als Ergebnis die thermischen und mechanischen Lasten auf die Strukturen. Zur schnellen Bewertung der auftretenden mechanischen Lasten wurde ein Einmassen-Schwinger Modell entwickelt. Dieses Modell verwendet die berechneten zeitlichen Druck­verläufe zur Abschätzung kritischer Eigenfrequenzen und zur

Berechnung von dynamischen Lastfaktoren für eine quasi­statische Auslegung von Bauteilen.

Veröffent­lichungen

49281 50539 47268 49282 50420

V 50072 V 50069

50540 V 49476

49279 5 0537

V 50134 49288 50538 50842

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. U. Bielert Dr. W. Breitung Dr. B. Burgeth Dr. S. Doroleev B. Kaup Dr. A. Kotchourko Dr. R. Redlinger Dr. P. Royl Dr. J. Starflinger Dl W. Tsai Dr. Z. Xu

32.21.02 IKET Thermische Wechselwirkung von Kernschmelze und Kühlmittel

Theoretische Untersuchungen

Zur theoretischen Beschreibung der komplexen Wechselwir­kung zwischen Kernschmelze und Kühlmittel wurde in den vergangenen Jahren das Rechenprogramm MATTINA ent­wickelt. Dieses Programm wurde in diesem Jahr eingesetzt für Sicherheitsuntersuchungen für das Spallationstarget MEGAPIE (siehe auch 32.23.05). Dabei geht es um die Frage, welche Drücke auf Grund der thermischen Wech­selwirkung zu erwarten sind, wenn bei einem unterstellten lokalen Versagen sowohl des Targetbehälters als auch der Sicherheitshülle das heisse Flüssigmetall (235 ... 340 oq aus dem Target mit dem Kühlwasser aus der Sicherheitshülle in Kontakt kommt. MATTINA wurde eingesetzt für die Unter­suchung der transienten Phase, insbesondere während der ersten Sekunden, in denen das Wasser ausströmt. Es konnte gezeigt werden, dass in dieser Phase keine Drücke auftreten, die die Integrität des Strahlrohres gefährden würden. Aus thermodynamischen Abschätzungen folgt, dass dies auch langfristig so bleibt. Jedoch sollte zur Beherrschung von lokalen Druckspitzen im Target dort ein Sicherheitsventil vorgesehen werden.

Eine besondere Schwierigkeit ergab sich daraus, dass in dem Strahlrohr zunächst Vakuum herrscht. Dies kann mit den Zustandsdaten in MATTINA nicht behandelt werden. An­dererseits traten in einzelnen Rechenzellen Druckspitzen mit überkritischen Drücken auf. Seide Probleme konnten gelöst werden (die Rechnungen starten bei einem Druck von 1 kPa). So konnten selbst extrem lange Problemzeiten (bis 100 sec) und Fälle mit bis zu zwei Millionen Zeitschritten behandelt werden.

Veröffent­lichungen

49562 50543

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. H. Jacobs DM B. Stehle

15

I

l

32.21.031KET Versagen des Reaktordruckbehälters und Dispersion der Kernschmelze

Bei einem Kernschmelzeunfall kann der Reaktordruckbe­hälter versagen und die Schmelze in die Reaktorgrube gelangen. Ist der Systemdruck trotz vorheriger Druckentlas­tung aufgrund von Wassereinspeisung leicht erhöht, d. h. bei etwa 1 bis 2 MPa, so wird die Schmelze ausgetrieben und kann in die Reaktorräume ausgetragen werden. Die Malerial­transportprozesse sowie die thermischen und chemischen Wechselwirkungen werden mit dem Ziel untersucht, mögli­che Gefährdungen für die Integrität des Reaktorsicherheits­behälters und Gegenmaßnahmen dazu aufzuzeigen. Die Ergebnisse aus· Experimenten müssen mit Hilfe von Modellen und Coderechnungen auf den Reaktorfall über­tragen werden.

Experimentelle Untersuchungen

Der erste Teil des experimentellen Programms, der die Untersuchung der fluid-dynamischen Prozesse mit kalten Simulationsmaterialen zum Ziel hatte, wurde in der Versuchs­anlage DISCO-C mit einigen Tests des seitlichen Versagens der ROß-Kalotte abgeschlossen. Das Abkippen der Boden­kalotte wurde bei sonst gleichen Bedingungen (Versagens­druck, Flüssigkeitsmenge) mit zwei verschiedenen Fallhöhen getestet. Es zeigte sich, dass bei großer Fallhöhe, also sehr großem Strömungsquerschnitt und sehr kurzer Ausblaszeit, ein geringerer Anteil der Flüssigkeit aus der Reaktorgrube ausgetragen wird als bei kleiner Fallhöhe. Bei einem seitlichen Loch (25 mm Durchmesser) vergrößert sich der Austrag mit steigendem Versagensdruck von 1.1 MPa auf 1.6MPa von 36% auf 47% mit Wasser als Schmelze­modellflüssigkeit. Mit Flüssigmetall (Pb-Bi-Legierung, Dichte 9,1 g/cm3

) blieb der Austrag dagegen praktisch null (0.05% auf 0.4%).

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DRUCK (MPa)

Schmelzeaustragsraten für runde Löcher (25 mm Durchmesser) und Abriss der Kalotte

Ähnlichkeitsanalysen haben gezeigt, dass die Ergebnisse mit Flüssigmetall die Untergrenze für den Schmelzeaustrag im Reaktorfall angeben, während die Ergebnisse mit Wasser die Obergrenze darstellen und in den meisten Fällen wesentlich

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zu hohe Werte liefern. Der Austrag von 36% bei Verwendung von Flüssigmetall mit zentralen Löchern und einem Ver­sagendruck von 1 MPa zeigt die Problematik eines ROß­Versagans im unteren Bereich der Kalotte. Soll hier der Schmelzeaustrag aus der Grube auf 1 0% begrenzt werden, so darf der Versagensdruck nicht wesentlich über 0.5 MPa liegen, da wegen der Vergrößerung des Loches während des Ausströmans der Schmelze mit einen Lochquerschnitt äquivalent zu 45 cm Durchmesser gerechnet werden muss (25 mm bei DISCO). Diese Aussage gilt für große Schmelze­massen. Bei einem Versagen in der Nähe der Oberfläche des Schmelzepools wird dagegen selbst bei 2 MPa wahrschein­lich weniger als 10% ausgetragen werden, unabhängig vom Versagensquerschnitt

Im zweiten Teil des experimentellen Programms werden auch die thermischen und chemischen Prozesse während des Schmelzeaustrages untersucht. Die Versuchsanlage DISCO-H wurde aufgebaut, instrumentiert und getestet. Der Reaktorsicherheitsbehälter wird durch einen Druckbehälter mit 14m3 Inhalt modelliert, in dem eine Atmosphäre bestehend aus Luft und Dampf bei 0.2 MPa und 100 oc herrscht. Das Corium wird durch eine Aluminiumoxid-Eisen­Schmelze modelliert, die direkt in dem RDB-Modell durch eine Thermitreaktion erzeugt wird. Die Schmelze wird durch 0.08 m3 Dampf bei maximal 2 MPa aus dem Versagensquer­schnitt im RDB ausgetrieben. Die Aufheizung des Sicher­heitsbehälters durch Dampf und die Erzeugung und das

Versuchsanlage DISCO-H

Austreiben der Schmelze wurde in separaten Versuchen mehrfach getestet. Alle Systeme sind funktionstüchtig und der erste Integraltest wird demnächst durchgeführt.

Ein Versuchsstand zur Untersuchung von Einzeleffekten bei Schichtenströmung in Gleich- und Gegenströmung wurde aufgebaut und in Betrieb genommen. Einerseits können lokale Größen des Flüssigkeitsmitrisses in eine Gasströmung bestimmt werden (Masse, Größe und Geschwindigkeit von Tropfen) und andererseits kann das Fluten eines ausge­dampften Reaktordruckbehälters untersucht werden.

Theoretische Arbeiten

Die DISCO Experimente werden von einem analytischen Programm mit einem CFD Code der SIMMER-Familie begleitet. Der Code AFDM verbindet die transienie kom­pressible Fluiddynamik mit diffusionslimitierten chemischen Reaktionen und unterschiedlichen Randbedingungen, die die wichtigsten physikalischen Vorgänge bei der Dispersion beschreiben. Die Extrapolation der in den U.S.A. durch­geführten Thermitexperimente geschah in zwei Schritten, zuerst vom Modellmaßstab auf den prototypischen Maßstab, und dann vom Simulationsmaterial Thermit auf Corium. Durch die Rechnungen wurden die wesentlichen Ergebnisse der Skalierungsanalyse bestätigt. Die Zeit skaliert sich wie der Maßstab, jedoch bleiben Druck und Massenanteil der Schmelze, die aus der Reaktorgrube heraus dispergiert wird, beim Übergang von einem Maßstab auf den anderen nahezu unverändert. Die Abbildung zeigt den zeitlichen Verlauf der ausgetragenen Schmelzemasse. Die Rechnung beschreibt den Austrag von 119 Tonnen Corium aus einem Druckbe­hälter, der mit Dampf von 11 bar beaufschlagt wird, durch ein Loch von 1 m Durchmesser. Sie wird verglichen mit der Nachrechnung des Thermitexperimentes.

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prototypische Zeit (s)

Anteil der Schmelzemasse, die aus der Reaktorgrube in die Reaktorräume ausgetragen wird

Die Schmelze wird beim Austrag aus dem Reaktordruck­behälter und beim Austrag aus dem Flüssigkeitsfilm an der Wand in Tröpfchen zerstäubt. Die Tröpfchengröße bleibt in den verschiedenen Maßstäben ebenfalls unverändert, aber die chemische Reaktion zwischen den Tröpfchen und dem aus den Druckbehälter austretenden Dampf wird beim Übergang zum Prototyp verringert. Dies ist eine Folge von unterschiedlichen lokalen Vorgängen in der Reaktorgrube. Anders als das Volumen skaliert sich die Masse des Coriums gemäß der Beibehaltung von thermischer und chemischer Energie in den verschiedenen Maßstäben, und somit im Verhältnis 1:1900. Dies hat eine Änderung der Dynamik der chemischem Reaktion zur Folge. Deshalb sind weitere Thermitexperimente erforderlich, um die Dynamik bei verschiedenen Anfangsbedingungen zu ermitteln und um dann auf den Reaktormaßstab extrapolieren zu können.

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Zeit(s)

Gas und Dampfmassen, die aus der Reaktorgrube ausströmen

Die Erzeugung von Wasserstoff kann nunmehr von der Zeit abhängig ermittelt werden. Für die prototypische Geometrie zeigt die Abbildung den Massendurchsatz von Dampf und zwei der nichtkondensierbaren Gase aus der Reaktorgrube in die Reaktorräume. Die Abbildung zeigt, dass der Wasser­stoff in sehr kurzer Zeit in die Reaktorräume gelangt.

Veröffent­lichungen

50545 49654 49275

V 50330 50410 50546

V 50329

32.21.041KET

Beteiligte Mitarbeiter

Dl M. Gargallo Dl M. Graulich M. Kirstahler Dr. L. Meyer Dl F. Kretzschmar M. Schwall E. Wachter Dr. D. Wilhelm G. Wörner

Thermischer Angriff durch Kernschmelze und deren langfristige Kühlung

Definition von Experimenten zum Kernabschmelzen (LIVE-Programm) und Abschluss der KAPOOL Experimente

Die so genannte "Späte Phase" des Kernniederschmelzens ist charakterisiert durch Bildung größerer Schmelzbereiche im Kern mit Verlust der Kerngeometrie, die Ausbildung und Verlagerung von Schmelzseen und schließlich das Verhalten des Coriums in der Bodenkalotte des Druckbehälters. Der Kenntnisstand zum Ablauf dieser Vorgänge ist noch sehr beschränkt. So fehlen auch detaillierte experimentelle Unter­suchungen zur Entstehung, Stabilität und Verlagerung von Schmelzseen, sowie zur Ausbildung und zum Wiederauf­schmelzen von Krusten. Eine Zusammenstellung des Kennt­nisstandes zum Abschmelzen des Kerns im RDB wie auch der derzeit verfügbaren Experimente wurde mit dem Ziel angefertigt, die LIVE-Experimente (Late in-vessel phase Experiments) zu definieren. Diese sollen mit Hilfe geeigneter Simulationsschmelzen wichtige Phänomene während der Phase des Kernabschmelzens und der transienten Verlage­rung bis ins untere Plenum untersuchen. Dabei ist eine wichtige Bedingung, dass die Simulationsschmelzen im Hinblick auf Erstarrung und Krustenbildung ein ähnliches Verhalten aufweisen wie die oxidische Coriumschmelze, d. h. sie müssen aus einem nicht-eutaktischen Gemisch mehrerer Komponenten bestehen, bei dem die Erstarrung über einen deutlich ausgeprägten Temperaturbereich erfolgt. Dabei sollte aus Gründen der technischen Handhabung die Liquidustemperatur der Schmelze nicht über 1000 oc liegen.

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Es wurden mehrere Kandidaten nichteutektischer Oxide und Salze auf ihren möglichen Einsatz untersucht. Dabei spielten neben thermodynamischen und thermohydraulischen Fragen auch die Toxizität eine Rolle. Während der Experimente ist eine stetige Aufrechterhaltung der Volumenleistung in der Schmelze an allen Orten gefordert. Dies wird durch entsprechend verteilte koaxiale Widerstandsheizer in der Kalotte und im zylindrischen Bereich des RDB erreicht. Die Auslegung und Anordnung der Heizer erfolgt derart, dass eine homogene Volumenleistung gewährleistet ist.

Für die Größe der Versuchsanlage wurde ein linearer Maßstab von 1 :5 für den RDB festgelegt. Entsprechend erhält der Halbkugelboden einen Durchmesser von 1 m und eine Wand­stärke von 30 mm. Mit dieser Skalierung ergibt sich ein Schmelzenvolumen für den gesamten Kernbrennstoff von 0,106 m3 und eine Schmelzenhöhe von 290 mm. Bei linearer Skalierung können Volumenleistung und mittlere Wärmeflüsse an die benetzte Kalottenwand nicht gleichzeitig befriedigend abgebildet werden. Daher erfolgt die Übertragung mit dimen­sionslosen Kenngrößen wie Nusseilzahl und interner Rayleigh­zahl. Es muss jedoch beachtet werden, dass die Experimente in dem Bereich der Kenngrößen durchzuführen sind, der die Übertragung auf reale Verhältnisse gestattet (turbulenter Wärmeübergang). Die Kühlung der äußeren Wand des Halbku­gelbodens kann,je nach Versuchsziel, sowohl durch Luft als auch durch Wasser erfolgen. DieInstrumentierungder LIVEVersuchs­anlage umfasst Thermoelemente zur Bestimmung von Tem­peraturen in Schmelze und Strukturen, Wärmeflusssensoren in der Kalottenwand, visuelle Beobachtung der Schmelzenober­fläche und nach Möglichkeit auch in der Schmelze, Wägezellen zur quantitativen Bestimmung der Schmelzeverlagerung, Ent­nahme von Schmelzenproben während des Tests und die Dickenbestimmung der Krusten mit mechanischen Sensoren.

Im gleichen Berichtszeitraum wurde das letzte der KAPOOL Experimente (KAPOOL 17) zum Öffnungsverhalten des Tors in der Reaktorgrube durchgeführt, um den Ausfluss der Schmelze in den erweiterten Fundamentbereich zu bestim­men. Wie bei den Tests KAPOOL 13, 15 und 16 sollte im letzten Test die Wechselwirkung einer überhitzten Oxid­schmelze (AI20 3 + CaO) mit einer 20 mm starken Aluminium­platte untersucht werden. Dabei interessiert insbesondere, in welcher Weise eine Oxidkruste, die sich bei Kontakt mit der kalten Metallplatte ausbilden kann, das Aufschmelzen der Metallplatte und damit den Austritt der Schmelze beeinflusst. Eine 15 mm starke Schicht aus Boresilikatbeton bedeckte dabei zu Beginn die Aluplatte von 455 mm Durchmesser. Lediglich ein exzentrischer Bereich von 100 mm Durch­messer war mit einer nur 10 mm starken Betonschicht bedeckt. Diese unterschiedlichen Dicken sollen eine inho­mogene Erosion der Betonschicht nachbilden. Nach Aufgabe des simulierten oxidischen Teils der Kernschmelze mit anfangs 1900 oc steigt, wie die Abbildung zeigt, die Temperatur der Aluminiumplatte im zentralen Bereich rasch auf die Schmelztemperatur von 660 oc an. 160 s nach Beendigung der Betonerosion (200 s nach Aufgabe der Schmelze) versagt die Aluminiumplatte zuerst in dem Bereich, der mit nur 10 mm Opferbeton bedeckt war. Fast .die gesamte Platte schmilzt dann schnell weg und binnen 4-5 s strömt die gesamte Schmelze von 70 I ( Oxidschmelze plus Beton) aus. Die relativ lange Haltezeit der Schmelze auf der Aluminiumplatte kann durch eine Krusten- und Spalt­bildung der Oxidschmelze bei Kontakt mit der Aluplatte erklärt werden, was zu einem reduzierten Wärmeübergang nach unten, aber auch zu einer Vergleichmäßigung der Plattentemperatur führt. Vorteilhaft für das angestrebte großflächige Versagen ist die hohe Wärmeleitfähigkeit der Aluminiumplatte.

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Zeit nach der ZUndung [s]

Temperaturen an verschiedenen Positionen in der Aluminiumplatte in KAPOOL 17 mit Versagen bei 260 s

Ausbreitung oxidischer Schmelzen auf Beton

Die Ausbreitung von heißen Schmelzen auf Beton wird durch die freigesetzten Gase beeinflusst. Dieser Gasstrom führt zu einer Vermischung der sich herausbildenden thermischen Grenzschichten mit dem Inneren der Schmelze und trägt damit zu einer effizienten Kühlung der ganzen Schmelze bei. Zusätzlich wird die Viskosität durch die in der Schmelze enthaltenen Blasen verändert. Die Art der Veränderung hängt vom Gasgehalt und der Stärke der Deformation der Blasen ab. Dieser Prozess ist noch nicht vollständig verstanden. Im Rahmen des CORINE- Programms (CEA, Frankreich) wurde eine Reihe von Ausbreitungsexperimenten mit gasdurch­strömten Flüssigkeiten durchgeführt. Bei den Experimenten mit Wasser wurde ein starker Anstieg der Viskosität (Faktor 11 bis 18) in Abhängigkeit von der Wassereinströmrate und vom Gasdurchsatz durch die poröse Ausbreitungsfläche beobachtet. Die Viskosität des gasdurchströmten Wassers wurde aus den gemessenen Frontpositionen als Funktion der Zeit unter Verwendung von hierfür konstruierten Näherungs­lösungen abgeschätzt.

Der Viskositätsanstieg ist in guter Übereinstimmung mit der Jaupart-AIIegre-Korrelation für den aus zusätzlichen Mes­sungen abgeschätzten Gasanteil (0.5-0.55) im sich aus­breitenden Wasser.

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• Experiment: Gasstrom V=O, 1 m/s -Näherungslösung: abgeschätzte visc=1 .64E-5 m**2Js • Experiment: Wasser, vlsk=8.9E-7 m*"2/s

10 100 1000 Zeit,s

Ausbreitung von Wasser (V~ 1.4 x 10-3 m3/s) im 19° Kreisausschnitt mit und ohne Gasstrom

Die Art des Einflusses der Gasblasen auf die Viskosität des sich ausbreitenden nicht Newton'schen, strukturviskosen Hydroxyethyl Zellulose (HEC)-Wasser-Gemisches hängt von der HEC-Kenzentration ab. Bei einer HEC-Kenzentration von 12 %, die zu einem stark strukturviskosen Fluid führt, verringert sich die Viskosität mit steigendem Gasstrom. Eine geringere HEC-Kenzentration von 5% führt für kleine Gasströme zu einem Anstieg der Viskosität. Für höhere

Gasvolumenströme kommt es aufgrund des strukturviskosen Verhaltens zum Abfall der Viskosität.

Die Ergebnisse der beiden 2-dim-Experimente (Ausbreitung im Kanal), KATS-12 auf Keramik und KATS-13 auf Beton, die unter gleichen Bedingungen durchgeführt wurden, zeigen einen deutlich langsameren Frontfortschritt auf Beton, nachdem der Übergang von einer trägheitsdominierten zu einer viskositätsdominierten Ausbreitung stattfand. Der Ver­gleich von KATS-13 mit der Näherungslösung und den CORFLOW-Ergebnissen, die mit der abgeschätzten Viskosi­tät erhalten wurden, zeigt keine wesentliche Abweichung von der isothermen Ausbreitung, wie sie in allen KATS­Experimenten auf keramischem Untergrund beobachtet wurde, bevor es zum Stillstand der Front kommt.

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0 10

Ausbreitung auf Keramik und Beton

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Die aus dem KATS-13 Frontfortschritt abgeschätzte Viskosi­tät ergibt einen Gasanteil von 0.35 in der sich ausbreitenden Schmelze, wenn die Gültigkeit der Jaupart-AIIegre-Korre­lation vorausgesetzt wird. Die totale Porosität von 51 %, die nach dem Abkühlen der Schmelze bestimmt wurde, ist sicherlich höher als der Gasanteil in der Schmelze während des Ausbreitungsvorganges, da die Gasfreisatzung aus dem Beton auch nach dem Anhalten der Schmelzefront stattfand. Mit der aus dem KATS-13 Experiment ermittelten Viskosität wurden zufriedenstellende Ergebnisse in CORFLOW-Nach­rechnungen der 3-dim-KATS-Experimente auf Beton erzielt.

Langfristige Kühlbarkeit einer Kernschmelze

Nach Austritt aus dem Reaktordruckbehälter soll die Kernschmelze im Fundamentbereich des Reaktors stabili­siert und gekühlt werden, so dass eine Kontamination der Umgebung über den Boden- oder Luftpfad möglichst gering bleibt. Dazu wird ein Kühlkonzept entwickelt, bei dem durch rein passive Maßnahmen Wasser von unten in die Schmelze eindringt und diese in eine poröse Struktur aufbricht. Die Schmelze erstarrt daher beim Aufsteigen des Wassers als poröses, auch langfristig gut kühlbares Bett, und die Nachwärme wird kontinuierlich an das siedende Wasser abgeführt.

Beim hier entwickelten Kühlkonzept CometPC erfolgt der Zutritt des Kühlwassers von unten aus einer wasser­führenden Porös-schicht aus Beton, die die Schmelze nach Erosion einer Belon-opferschicht kontaktiert. Die Abbildung zeigt den Versuchsauf-bau im Großexperiment CometPC­H5, bei dem ein Ausschnitt einer großflächigen Kühlein­richtung eingesetzt wird. Boden- und Seitenkühlung sind in ihren realen Dimensionen aufgebaut.

Die Schmelze von 800 kg, die jeweils zur Hälfte aus Stahl­und Oxidschmelze mit einer Anfangstemperatur von 1900 oc besteht, wird während des Experiments induktiv mit etwa 300 kW beheizt, um die nukleare Nachzerfallswärme zu simulieren. Bis 700 s nach Einguss der Schmelze erfolgt die Erosion der Betonopferschicht, danach beginnt die Kühlung

Schmelze

Experimenteller Aufbau zur Schmelzekühlung in CometPC-H5

durch Wasserzutritt von unten. Damit wird die Schmelze auf der Ebene der feinporösen Schicht gestoppt. Das Kühl­wasser überdeckt bereits nach 810 s die erstarrte Oberfläche der Schmelze. Trotz einer anfangs hohen Kühlrate, die mit 2 MW um den Faktor 8 höher ist als die Nachwärmeleistung, bleiben jedoch einige Bereiche der Schmelze nur schlecht gekühlt. Der Grund dafür ist ein ungleichmäßiger Eintritt des Kühlwassers in die Schmelze, wodurch sich der Kühlwasser­strom auf nur wenige Strömungskanäle konzentriert.

Durch Umverlagerung noch flüssiger Schmelzbereiche nimmt jedoch der Kühlwasserstrom in die Schmelze nach 1 000 s stark ab, was natürlich zu einer verminderten Kühlung führt. Eine kurzzeitige Erhöhung des Kühlwasserdrucks bricht die teilerstarrte Schmelze wieder auf. Damit wird noch flüssige Schmelze in das überdeckende Kühlwasser aus­getrieben, wo sie unter heftiger Dampffreisatzung als poröses Schüttbett erstarrt. Dadurch wird die Schmelze nun vollständig kühlbar, und bei wieder reduziertem Kühlwasser­druck wird die Kühlung der weiter beheizten, aber nun großflächig porös erstarrten Schmelze bis 1 Stunde nach Einguss der Schmelze erfolgreich fortgesetzt. Die porösen, wasserführenden Schichten weisen Temperaturen von maximal 1 00 oc auf und bleiben damit auch langfristig stabil. Der nach dem Experiment geschnittene Versuchseinsatz zeigt, dass die Schmelze erwartungsgemäß bis zur horizontalen, wasserführenden Porösschicht vorgedrungen ist und dort gestoppt wurde. Die seitliche Kühlung wurde nicht aktiviert, da die Schmelze gekühlt und erstarrt war, bevor sie die seitliche Betonopferschicht vollständig erodie­ren konnte.

Durch Fluten von unten porös erstarrte, simulierte Kernschmelze

Eine Bewertung aller bisher durchgeführten Experimente zum CometPC-Kühlkonzept zeigt eine sehr hohe Stabilität der wasserführenden Porösschicht Jedoch ist die Kühl­wirkung unter ungünstigen Bedingungen nicht hinreichend gleichmäßig, so dass Bereiche der Kernschmelze schlecht gekühlt werden, was dann zu einer Blockade von Kühl-

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kanälen oder zu einem verstärkten Angriff der Porösschicht führen kann. Die Ursache hierfür liegt in der freien Aus­bildung der Strömungskanäle: Da die Auslassöffnungen im Porösbeton nicht vorgegeben sind, konzentriert sich der Wasserzutritt auf nur wenige Strömungskanäle mit großem Querschnitt, die einen geringeren Druckverlust aufweisen als eine größere Zahl kleinerer Kanäle.

Das Konzept kann dadurch verbessert werden, dass durch Vorgabe diskreter Strömungskanäle, die aus der porösen Betonschicht in die Schmelze führen, eine gleichmäßigere Durchströmung und poröse Struktur der Schmelze erzeugt wird. Dies würde die Vorteile des ursprünglichen COMET­Konzepts, bei dem der Wasserzutritt über ein Feld von Kühlkanälen vorgegeben war, mit der hohen Stabilität der wasserführenden Porös-schicht verbinden. ln entsprechen­den Voruntersuchungen mit nicht nachbeheizten Thermit­schmelzen wurde zunächst der verbesserte Aufbau mit den neu eingeführten, porösen Strömungskanälen entwickelt und die Kühlfunktion erfolgreich überprüft.

Das erste Großexperiment dieses CometPCA-Konzepts (Comet Porous Concrete Advanced) wurde mit einer nachbeheizten Schmelze von 800 kg durchgeführt. Dabei wurde ein 1-dimensonaler, 90 cm großer Kreisausschnitt einer größeren Kühleinrichtung untersucht. Mit Einguss der Schmelze beginnt zunächst die trockene Erosion der Opfer­schicht. Bereits nach 350 s setzt zunächst über wenige Kanäle der Kühlwasserzutritt von unten in die Schmelze ein. Mit Öffnen weiterer Kanäle in noch ungekühlten Bereichen steigt der Kühlwasserstrom auf etwa 0,91/s an, wie die folgende Abbildung über den Zeitraum 0 bis 2200 s zeigt.

Ab 1300 s fällt wegen des steigenden Wasserstands im Tiegel die Flutrate langsam ab. Die Schmelze ist bereits zum Zeitpunkt 700 s überflutet und nach 1000 s vollständig erstarrt, was auch die Beendigung der Leistungsschwankun­gen in obiger Abbildung belegt. Dieser stabile Zustand der voll erstarrten und sicher gekühlten Schmelze wurde im Experiment bis 40 min nach Einguss der Schmelze bei weiterer Beheizung aufrecht erhalten.

100

0 500 1000 1500 2000

Zeit[s]

Simulierte Nachwärmeleistung und Kühlwasserzutritt bei Kühlung der Schmelze in CometPCA-H1

Die Fortsetzung des Versuchs untersucht die Langzeitkühl­barkeil der erstarrten Schmelze: Bei etwas verringerter Heizleistung von 200 kW wird der Zustand in der Reaktor­kaverne simuliert, wie er langzeitig zu erwarten ist, nachdem die Wasserspiegel in Kaverne und Wasservorratsbehälter ausgeglichen sind. Der passive Wasserzustrom ist dann sehr gering und ersetzt lediglich das verdampfende Wasser.

Auch unter diesen Bedingungen ist die Kühlung stabil. Der Zustrom des Kühlwassers entspricht im zeitlichen Mittel

20

genau der Heizleistung aus der Nachwärmesimulation, wie dies unter stationären Bedingungen zu erwarten ist. Die erstarrte Schmelze bleibt über den Versuchszeitraum von 1 Stunde gut gekühlt mit Temperaturen nur wenig über 100 oc, und die Temperaturen in der porösen Betonschicht sind konstant unter 100 oc. Damit hat das verbesserte CometPCA-Konzept eine sehr gute Kühlfähigkeit gezeigt.

Weiterführende Experimente sollen zukünftig die Kühlung höherer Schmelzen untersuchen, um die Anwendbarkeit zu erweitern.

Experimentelle Untersuchung zu Aufschmelzvorgängen in intern beheizten Modellschmelzen (MERLIN)

Das thermodynamische Verhalten erstarrter Schmelzean­häufungen mit inneren Wärmequellen nach einem schweren Kernschmelzunfall kann für die weitere Schmelzeausbreitung von Bedeutung sein. Im Besonderen soll dabei geklärt werden, unter welchen Bedingungen die Kernschuttanhäu­fungen wieder aufschmelzen und so die flüssige Kern­schmelze in eine gut kühlbare Konfiguration überführt werden kann. Dazu wurde das zweidimensionale Rechen­programm COSMO 2000 entwickelt, welches noch für diese angesprochene Problematik durch quantitative Experimente verifiziert werden muss. Der Versuchsstand MERLIN soll hierzu Daten über die Krustendicke und Temperaturvertei­lung für eine ebene Geometrie bei Variation der Oberflächen­temperatur und der Wärmequellstärke liefern.

150mm

Experimenteller Aufbau von MERLIN

Wie in der Abbildung dargestellt, wird für das Experiment MERLIN ein Halbzylinder aus Gallium verwendet. Mit einer Wassersprühkühlung wird die Oberfläche auf einer vorgege­benen Temperatur L gehalten. Der Boden besteht aus einer dicken PE-Platte und kann als adiabat angesehen werden. Die Messebane befindet sich im Mittelschnitt des Halb­zylinders. Die Länge des Halbzylinders ist so gewählt, dass in der Messebane die Störeinflüsse von den Stirnseiten ver­nachlässigbar sind. Zusätzlich kann die Temperatur der Stirnseiten mit einer unabhängigen Wassersprühkühlung kontrolliert werden. Zur Simulation· der inneren Wärme­quellen wird Gleichstrom durch den Halbzylinder geführt, sodass eine Ohmsehe Beheizung des Galliums auftritt. Zur Bestimmung der Phasengrenze werden Temperaturmessun­gen durch Thermoelemente, eine Ultraschallmesstechnik und die Laser-Triangulation eingesetzt.

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4000A 5000A Stromstärke I

Versuchsmatrix mit den stationären Endkonturen aus den Versuchen in MERLIN

ln der obigen Abbildung ist die Versuchsmatrix mit den Resultaten für die stationären Endkonturen der aufgeschmol­zenen Zone dargestellt. ln allen Versuchen zeigt sich eine leichte radiale Unsymmetrie, die auf eine nicht perfekte Sprühkühlung zurückzuführen ist. Bei einem angelegten Strom von 1=5000A sind bei L=28.5°C bzw. 29.0°C jeweils zwei Experimente durchgeführt worden. Die ermittel­ten Konturen dieser Versuche weichen nur wenig vonein­ander ab. Dies zeigt, dass die Versuche gut reproduzierbar sind. Bei konstanter Stromstärke I und Erhöhung der Sprühtemperatur L wächst die aufgeschmolzene Zone wie erwartet an. Dies zeigt sich bei beiden Stromstärken. Bei konstanter Oberflächentemperatur T~ und Erhöhung der Stromstärke I wird die aufgeschmolzene Zone ebenfalls größer. Dies ist sowohl bei T ~ = 28.5 oc als auch bei T~ = 29.0 oc sichtbar.

Die vorgestellte Versuchsmatrix zeigt, dass die Ergebnisse für die Form und Größe der aufgeschmolzenen Zone konsistent und reproduzierbar sind. Zur Verifikation des Rechenprogramms COSMO 2000 müssen nun die numeri­schen Simulationen mit den experimentellen Ergebnissen verglichen werden.

Veröffent­lichungen

48131 49276 49277 49278 49355 49366 49659 49707 49708 49724

V 50030 50174 50271 50272 50535 50547 50548 50550 50835

V 51026 V 51027

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. H. Alsmeyer Dl (FH) T. Cron Dr. P. Ehrhard Dl (FH) B. Eppinger Dr. G. Fieg Dr. J. Foit Prof. C. Günther Dl L. Heller G. Merkel S. Schmidt-Stiefel Dr. W. Tromm T. Wenz

32.21.07 IKET Analysen zum Containmentverhalten

Das primäre Ziel dieses Vorhabens ist die Weiterentwicklung von Methoden zur Bestimmung des internen und externen radiologischen Quellterms für schwere Unfälle in Leicht­wasser-Reaktoren. Diese detaillierten Methoden sollen die Möglichkeit schaffen, konservative Abschätzungen für den Quellterm durch realistischere zu ersetzen, z. B. durch genauere Aussagen über den Rückhalt von Spaltprodukten in Primär- und Sekundärkreiskomponenten und in verschie­denen Compartments des Containments. Auch die chemi­schen Reaktionen der Spaltprodukte untereinander und mit dem Material der Wände sind von großem Interesse im Hinblick auf den Quellterm.

Für das Notfallmanagement bei Unfällen in LWRs soll andererseits durch Vereinfachung der Modeliierung und Beschleunigung der Algorithmen die Rechenzeiten wesent­lich verringert werden, wobei die wesentlichen Züge des Unfallgeschehens aber dargestellt werden müssen. Dadurch werden Voraussagen über den Unfallverlauf in sehr kurzer Rechenzeit möglich.

MELCOR

Für detaillierte und genaue Simulation von Unfällen wird das Rechenprogramm MELCOR herangezogen, welches bei SNL als NRC Referenzcode für Quelltermberechnungen entwickelt wird. FZK nimmt über die MCAP (MELCOR Cooperative Assessment Program) Initiative Einfluss auf diese Entwicklung. Im Jahr 2001 wurden die Versagens­modelle für die Kerntragplatte und den RDB näher untersucht und Vorschläge zur genaueren Berechnung des Versagens erarbeitet.

ZEIT IS)

Versagensmodus der Kerntrageplatte: Zu hohe Tangentialspannungen und Temperaturen in den fünf Ringen eines DWR

Die neue MELCOR Version 1.8.5 wurde auf verschiedenen (Windows NT und Unix) Plattformen implementiert und getestet. Die Code Patches 1 und 2 wurden ebenfalls implementiert und erwiesen sich als sehr wichtig für Reaktoranwendungen. Auf ein und demselben Standard­PC zeigten sich nur geringe Laufzeitunterschiede zwischen der Windows und der LINUX Implementierung. Für einen LOOP-Fall konnten ohne spezielle Optimierung (bis etwa 1 0 000 Sekunden Problemzeit) Rechenzeiten schneller Echt­zeit erreicht werden.

Für die Zusammenarbeit FZKICEA (WG3) wurden MELCOR Unfallrechnungen in Bezug auf die Wasserstoff-Quellen neu

21

ausgewertet. Diese wurden für LOOP und LBLOCA Unfall­sequenzen für das Primärsystem und für das Containment über einen Zeitraum von 12 Stunden ermittelt . Die berechneten Werte waren (soweit vergleichbar) größer als die in früheren Studien von SIEMENS ermittelten.

ASTRIO

Mit dem Akronym ASTRIO (Assesment of Source Term for Emergency Response Based on Installation Data) wird ein EU Projekt zur Entwicklung eines Quellterm-Codes bezeich­net, der für das Krisenmanagement bei Unfällen in allen LWRs der EU verwendet werden soll. Im 5. EU Rahmen­programm wird ASTRIO als Nachfolger des EU Codes STEPS entwickelt, der bei aktuellen Unfallsituationen in europäischen LWRs den radiologischen Quellterm realistisch und rasch voraus berechnet (wesentlich schneller als Echtzeit}, um frühzeitig die Konsequenzen für das weitere Vorgehen ziehen zu können. ln solche Rechnungen fließen direkt Daten aus der beschädigten Anlage ein. Im Jahr 2001 wurde die Planungsphase zusammen mit den Partnern abgeschlossen und der EU Vertrag vorbereitet (Koordination durch IPSN/DPEA/SECRI), in dem die Arbeitspakete für das IKET definiert sind. Nach Vertragsunterzeichnung Anfang November 2001 wurde beim Kick-off Meeting am 8. und 9. November 2001 das weitere Vorgehen des Projekts für die Jahre 2001 bis 2004 festgelegt.

Die Arbeiten mit dem Rechenprogramm CONTAIN zu Reaktoren mit verbesserten Sicherheitssystemen, und die daraus resultierenden reduzierten radioaktiven Quellterme an die Umgebung im Falle eines hypothetischen schweren Unfalls, wurden abgeschlossen und veröffentlicht.

Veröffent-lichungen Beteiligte Mitarbeiter

50554 G. Hennegas V 49549 Dr. P. Schmuck V 49776 V 50225

32.21.091KET Entwicklung von Methoden zur Abschätzung und Minimierung der radiologischen Folgen von Reaktorunfällen

Entwicklungsarbeiten zum Entscheidungshilfesystem RODOS

Die operationeile Version PV4.0 des Entscheidungshilfe­systems RODOS für den externen Notfallschutz nach kerntechnischen Unfällen wird mit Unterstützung der Euro­päischen Kommission im 5. Rahmenprogramm im Hinblick auf seine anwendungsorientierte Nutzung in Notfallschutz­zentralen europäischer Länder sowohl inhaltlich als auch funktionell weiterentwickelt. Die entsprechenden Arbeiten werden derzeit im Rahmen von drei Verträgen mit insgesamt 15 europäischen Partnerinstituten durchgeführt.

Im Berichtszeitraum konzentrierten sich die Entwicklungs­arbeiten auf die folgenden Punkte:

- Entwicklung einer neuen auf der WWW Technologie basierenden Benutzeroberfläche, die die derzeitige

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X-Window Oberfläche für Benutzer der Kategorie A er­gänzt und einen plattform-unabhängigen Zugriff auf das RODOS System ermöglicht. Die zukünftigen Benutzer der KategorieB können über die Web-Oberfläche interaktive Rechenläufe mit dem RODOS System durchführen, den Benutzern der Kategorie C ist nur der passive Zugriff auf Rechenergebnisse der Benutzer der Kategorien A und B möglich. Die Inhalte der Benutzeroberflächen wurden festgelegt und in standardisierter Form als Web-Fenster programmiert. Die Verknüpfungen zwischen der Kate­gorie C Oberfläche und dem RODOS System wurden in einer Prototypversion fertiggestellt

- Neudesign der Softwarestruktur (Modularisierung) der Modellkette für atmosphärische Ausbreitungsrechnungen im Nahbereich (LSMC) um eine breites Spektrum von Rechencodes einsetzen zu können und um die zukünftige Software-Pflege zu erleichtern.

- Entwicklung eines verbesserten meteorologischen Prä­prozessors mit erweiterter Anwendbarkeit für ein weites Spektrum von gemessenen und prognostizierten meteo­rologischen Eingabedaten und für Ausbreitungsmodelle unterschiedlicher Komplexität und Parameterisierung (Puff- und Partikelmodelle}.

- Erweiterung der Anwendbarkeit von RODOS auf radio­aktive Freisetzungen, die sich über mehr als 12 Stunden bis zu 48Tage erstrecken. Hierzu müssen sowohl die Eingabefenster für den Quellterm als auch Funktionen und Schnittstellen der Module zur Berechnung der atmo­sphärischen Ausbreitung, der Katastrophen- und Strah­lenschutzvorsorgemaßnahmen und der Strahlendosen erweitert bzw. modifiziert werden.

- Unterstützung der Softwareentwicklungen zur Verbesserung der Ergebnisse von Modellrechnungen durch die Einbezie­hung von Messdaten (Datenassimilation) und zum schnellen Daten- und Informationsaustausch zwischen Nachbarstaa­ten durch Netzwerkverbindungen zwischen Entscheidungs­hilfesystemen der Notfallschutzzentralen.

- Erstellung von drei Software-Patches für die RODOS Version 4.0 mit Fehlerkorrekturen und Funktionserweite­rungen; Vervollständigung der RODOS Dokumentation in Form eines "RODOS Handbook" einschließlich deut­schem und englischem Benutzerhandbuch.

Installationen von RODOS zum operationeilen Betrieb in Notfallschutzzentralen

Im Auftrag des BIS wurde im Jahr 2000 das RODOS System zum operationeilen Betrieb auf einem redundanten Server­Cluster installiert und konfiguriert. Im Januar 2001 wurden sämtliche Hardware- und Software-Komponenten zum zentralen Betrieb in der Stabsstelle AR des Bundesamtes für Strahlenschutz (BIS}, Bonn, aufgebaut. ln der Folge wurden die Netzwerkverbindungen zu den Bundesländern Schleswig-Holstein, Niedersachsen, Hessen und dem DWD hergestellt und getestet. Im Endausbau werden zunächst 10Nutzer (die Einsatzzentralen von ?Bundesländern, des BMU und des BIS sowie der Deutsche Wetterdienst (DWD)) auf das System zugreifen. Die RODOS Oparateure des Bundes und der Länder wurden während eines im IKET entwickelten Trainingskurses im Oktober 2001 geschult, der in Zukunft nach Bedarf wiederholt wird.

Die Europäische Kommission fördert finanziell die Installation des RODOS Systems in Notfallschutzzentralen osteuropäi­scher Länder. Dies schließt die Beschaffung der notwendigen Hardware- und Software-Komponenten, die Einrichtung aller

Netzwerkverbindungen zu Datenlieferanten und RODOS­Nutzern und die Anpassung des RODOS Systems an nationale Gegebenheiten ein. Die entsprechenden Arbeiten in Polen und der Slowakischen Republik wurden mit Unterstützung des IKET im Ma] 2000 abgeschlossen. Die Projekte zur Installation in Ungarn und der Ukraine begannen im November 2000; die Arbeiten in Ungarn wurden im September 2001 abgeschlossen, die Arbeiten in der Ukraine werden im März 2002 beendet sein. Danach werden die Tschechische Republik und Slowenien in 2002 sowie später Rumänien und Bulgarien folgen. Die Installationen werden im Rahmen von Unteraufträgen vom IKET unterstützt. ln einer Reihe von westeuropäischen Ländern ist die (test-) opara­tionelle Installation des RODOS System bereits erfolgt bzw. befindet sich in Vorbereitung, wie z. B. Finnland, die Nieder­lande, Spanien, Portugal und Österreich.

Ebenfalls mit Unterstützung der Europäischen Kommission wurde ein Trainingskurs für RODOS Oparateure im euro­päischen Raum entwickelt und erstmals im Dezember 2000 im FTU durchgeführt. Zwei weitere Kurse wurden im März und November 2001 abgehalten. Die gesamten Kursunter­lagen werden den Teilnehmern zur Verfügung gestellt als Basis zur Durchführung entsprechender Kurse in ihren Ländern.

®l RODOS Benutzer

Im DSSNET vertretene RODOS Benutzer und Entwickler

Netzwerk von Benutzern und Entwicklern von Entscheidungshilfesystemen

Im Rahmen des von der Europäischen Kommission finan­zierten und vom IKET koordinierten Netzwerks DSSNET aus 351nstitutionen wird die Interaktion zwischen den an der Entwicklung beteiligten Instituten und den jetzigen und zukünftigen Benutzern der Entscheidungshilfesysteme RODOS und ARGOS organisiert, um durch gemeinsame Auswertung der Erfahrungen des operationeilen Einsatzes Verbesserungen an den Systemen selbst und dem Notfall­schutzmanagement generell zu initiieren. Hierzu werden jährliche Notfallschutzübungen mit den beteiligten Institutio­nen unter Einsatz der Entscheidungshilfesysteme durch­geführt und ausgewertet. Das Szenario und der Ablauf der ersten Übung wurden im IKET entwickelt; sie wurde im April 2001 unter Verwendung der EMERCON Meldeformulare über die DSSNET Hornepage durchgeführt. Aufgrund der positiven Resonanz wird die Übung mit geänderten Be­dingungen im Februar 2002 wiederholt. Darüber hinaus ist das IKET für die Koordination und die Organisation des

Netzwerks (Meetings des Advisory Committee und der Task Leader sowie aller Netzwerk-Mitglieder, Erstellung und Pflege der RODOS und DSSNET Homepages, Adresslisten, etc.) zuständig.

Sonstige Aktivitäten

Im Rahmen eines Auftrags des Hahn-Meitner-lnstituts, Berlin, wurden mit dem Programmsystem COSYMA pro­babilistische Abschätzungen zu Katastrophenschutzmaß­nahmen nach unfallbedingten Freisetzungen aus dem BER II durchgeführt und dokumentiert.

Veröffent­lichungen

50562 50083

V 49274 V 50602

Beteiligte Mitarbeiter

Dlnf. G. Benz (Fa. D.T.I.) Dr. J. Ehrhardt Dr. F. Fischer Ch. Haller (Fa. D.T.I.) Dlnf. I. Hasemann E. Hesselschwerdt Dr. C. Landman A. Lorenz Dr. J. Päsler-Sauer Dr. M. Rafat (Fa. D.T.I.) DMet. W. Raskob (Fa. D.T.I.) Dr. T. Schichte! (Fa. D.T.I.)

32.21.10 Beteiligung am Projekt PHEBUS

Das EU Projekt PHEBEN2 dient der Validierung von Reaktorsicherheits-Codes an den internationalen PHEBUS FP Experimenten. Es hat drei Ziele: die Validierung integraler und detaillierter Codes sowie die Übertragung der Er­kenntnisse auf Leichtwasserreaktoren. Ein Schwerpunkt der FZK Arbeiten im Jahr 2001 lag bei der Validierung des detaillierten Codes IMPAIR3. Untersucht wurde das chemi­sche Jodverhalten im Containment von PHEBUS FPT1. Die Jodeingabewerte wurden in Hinsicht auf Menge, Form, Ort und Zeit an die neuasten experimentellen Ergebnisse angepasst. Auf der Grundlage dieser Daten wurden die lokalen Konzentrationen der Jodspezies in Gasraum und Sumpf sowie in den Ablagerungen auf den Strukturen des Containments bestimmt. Die dominierende Jodverbindung ist Agl am Sumpfboden und im Gasraum das auf Farbe abgelagerte Jod, beides in guter Übereinstimmung zum Experiment. Die Arbeiten zur Validierung detaillierter Codes wurden damit abgeschlossen und dokumentiert.

Zur Validierung integraler Rechenprogramme wurde eben­falls beigetragen durch die Installation von MELCOR 1.8.5 in WINDOWS NT-Umgebung auf dem PC. Mit der Erstellung eines Eingabedatensatzes für das Experiment FPT 1 wurde begonnen. Die neue Programmversion beinhaltet eine umfangreiche Methode zur Berechnung der Jodchemie, die an diesem Experiment überprüft werden soll.

Veröffent­lichungen

49475 50564 51025

Beteiligte Mitarbeiter

G. Henneges V. Krautschick P. Schmuck

23

32.22 Innovative Systeme 32.22.061KET Untersuchungen zum

Brennstoff- und Brennstabverhalten innovativer Systeme

Mechanische Energiefreisatzung bei den CABRI-Experimenten

TPA 1 war das letzte CABRI-RAFT Experiment, welches wie TP2 mit drei hochabgebrannten Brennstäben mit Hohlta­bletten im März 2001 durchgeführt wurde. Wegen stark gedrosselter Kühlmittelströmung kam es nach globalem Sieden zum Durchschmelzen der Hüllrohre und zum Aus­bruch der Plenumgase. 4s (8s) später wurde in TPA 1 (TP2) eine strukturierte Leistungsexkursion eingeleitet, in deren Verlauf es zum Aufbruch der Brennstoffmatrix kam, zum Schmelzen und zur Umverteilung von Brennstoff und auf Grund der Freisatzung von Spaltgasen zur restlichen Kühlmittelverdrängung. Die dabei freigesetzte mechanische Energie war gering. Beide Experimente verhielten sich sehr ähnlich. Weshalb es trotz der massiven Brennstoffumvertei­lung zu keiner heftigeren thermischen Wechselwirkung kam, ist noch Gegenstand von Diskussionen.

Veröffent­lichungen Beteiligte Mitarbeiter

DP J. Wolff

32.23 Studien zur Aktinidenumwandlung

32.23.01 IKET Neutronenphysikalische Untersuchungen zur Transmutation von Aktiniden. und Spaltprodukten

Neutronenphysikalische Berechnungen

Zur Erleichterung des Vergleichs von Abfalltoxizitäten im Rahmen der OECD wurde für KORIGEN eine Prozedur entwickelt, die, wie z. B. bei der CEA üblich, die Langzeit­toxizität der Aktinide den bei Abtrennung vorhandenen Transuranelementen Pu, Np, Am und Cm zuordnet.

Im Rahmen der Überarbeitung des Leitfadens für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzleitung bei kerntechnischen Notfällen wurde das Aktivitätsinventar des Referenzdruckwasserreaktors KKI 2 im Gleichgewichts­betrieb bestimmt. KKI 2 ist vom KONVOI-Typ und wird mit Uran-, MOX- und Uran-Gadolinium-Brennelementen mit unterschiedlichen Verweilzeiten im Reaktor und Zielabbrän­den von etwa 60 MWd/kg Schwermetall beladen. Es wurde dazu das Abbrand- und Zerfallsprogramm KORIGEN ein­schließlich des Eingabapreprozessors POKI benutzt. Brenn­element abhängige Wirkungsquerschnittssätze wurden mit KARBUS ermittelt. Ein interner Bericht dazu steht kurz vor der Fertigstellung.

KORIGEN, POKI und das KORIGEN-Visualisierungspro­gramm KorMol sind jetzt als UNIX- und PC-Versionen verfügbar. Letzteres wurde um die Darstellung von zeit­abhängigen Spaltprodukten und -radiotoxizitäten erweitert.

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Veröffent­lichungen Beteiligte Mitarbeiter

Dr. H. W. Wiese D. Woll

32.23.03 IKET Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen Verhalten von Kernen mit Aktinidenanteil

Im Rahmen der Untersuchungen zur Transmutation wurde das Sicherheitspotenzial kritischer und unterkritischer be­schleunigergetriebener Systeme (ADS) untersucht. Insbe­sondere wurden die Untersuchungen zu Reaktorkernen mit so genanntem "dedicated fuel" weiter vertieft. "Dedicated fuel" ist der bevorzugte Brennstoff für ADS, da mit ihm die höchsten Verbrennungsraten für Minore Aktiniden erzielt werden können. Dieser innovative Brennstoff enthält nur Plutonium (Pu) und Minore Aktiniden (MA: Np, Am, Cm) und keine Brutmaterialien wie U238 oder Th232. Das Fehlen der Brutmaterialien und der hohe Prozentsatz an Mineren Aktiniden führt zu einer Verschlechterung der sicherheits­relevanten Parameter eines Reaktors. Untersuchungen zeig­ten, dass ein "kritischer" Reaktor mit diesem Brennstoff aus Sicherheitsgründen kaum realisierbar ist. Im ADS sollen die verschlechterten Sicherheitseigenschaften durch die Unter­kritikalität des Systems kompensiert werden. Die angesproche­nen Sicherheitseigenschaften bzw. -parameter kommen dabei insbesondere bei schweren Störfällen zum Tragen.

2000

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Zeit(s)

Nuklearer leistungsverlauf bei einem Kühlmittel-durchsatzstörtall in einem ADS mit "dedicated fuel" aber mit zusätzlicher Thoriumeinlagerung in die Brennstoffmatrix

Die deterministischen Störfalluntersuchungen wurden mit dem SIMMER-111 Codedurchgeführtwobei die schweren Störfälle von der Einleitung bis in die mögliche Kernschmelzphase beschrie­ben werden. Die Störfalleinleitungwirdz. B. durchdenAusfall von Pumpen oder den Ausfall der Wärmeabfuhr ausgelöst. Die Analysen ergeben, dassverschiedene lokale Prozesse, wie z. B. das Abblasen von Spaltgas und Helium nach Brennstabs­chädigung, Hüllrohrschmelzen mit Umverteilung oder lokales Brennstoffschmelzen mit nachfolgender Kompaktion die Unter­kritikalität des ADS eliminieren kann und in der Folge die verschlechterten Sicherheitseigenschaften zum Tragen kom­men. Um das Auftreten von schweren Störfällen zu verhindern und auch mögliche Energetikpotenziale abzumildern bzw. zu eliminieren, wurden eine Reihe von inhärenten und passiven Sicherheitsmassnahmen untersucht und vorgeschlagen. Es zeigt sich, dass auch in "dedicated fuels" ein gewisser Anteil von U238 oderTh232 enthalten sein sollte. Durch die Integration

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dieser Materialen wird sowohl eine stabilere Brennstoffmatrix erreicht und die inhärenten Sicherheitseigenschaften werden entscheidend verbessert. Dies kommt im Wesentlichen durch den größeren Doppler Effekt und die verbesserten Kinetikpara­meter zu Stande. Ohne den Einsatz der Brutmaterialien würde eine etwaige Leistungsexkursion zu einer Zerstörung des Reaktors führen (Core-Disassembly). Wie in der Abbildung ersichtlich, tritt bei Einsatz von Th232 keine massive Leistungs­exkursion mehr auf. Neben den präventiven Maßnahmen wurden auch mitigative Maßnahmen zur vorzeitigen Brennstof­fentladung im Falle lokalen Brennelementschmelzans unter­sucht. Analysen zeigen, dass solche Maßnahmen auch in einem bleigekühlten Reaktor realisiert werden könnten. Eine experi­mentelle Verifikation scheint möglich, da im Rahmen von Industrieverträgen Experimente zu solchen Prozessen unter­sucht werden. Ziel der Arbeiten ist der Nachweis eines hohen Sicherheitspotenzials für Transmutationsreaktoren.

Ein wesentlicher Tell der Arbeiten konzentrierte sich auf die Verbesserung der Methoden bei den für die ADS Analyse eingesetzten Kinetik- und Dynamikcodes SIMMER-111 und KIN3D. Es wurde insbesondere die theoretische Basis für die Validierung der benutzten Dynamikmodelle geschaffen. ln diesem Rahmen wurden Untersuchungen zur optimalen Wich­tungsfunktion für das zeit- und ortsabhängige quasistatische Verfahren bei der Beschreibung von Leistungstransienten durchgeführt sowie die verschiedenen möglichen Zeitskalen für Prozesse und Phänomene im ADS näher untersucht. Sehr kurze Zeitskalen im Bereich der Neutronenlebensdauern sind dabei wichtig für Instrumentierung und Kontrolle, Zeitskalen im Bereich von ms und s sind relevant für Störfalltransienten. Es konnte gezeigt werden, dass für den mit externer Quelle betriebenen ADS keine allgemeine Wichtungsfunktion fürdas quasistatische Verfahren definiert werden kann. Es zeigte sich jedoch auch, dass die üblicherweise verwendete adjungierte Funktion des kritischen Problems in den meissten Fällen eine hohe und ausreichende Genauigkeit garantiert. Der Vorteil des quasi­statischen Verfahrens liegt neben seiner Schnelligkeit auch darin, dass durch Verkürzung des Formfunktionszeitschrittesdie Genauigkeit (unabhängig von der Wichtungsfunktion) jederzeit gesteigert werden kann. Die Methodenverbesserungen er­laubten insbesondere die Interpretation der französischen MUSE Experimente mit externer Quelle. Im Rahmen dieser Untersuchungen wurden auch neue Verfahrenfürdie Punktkine­tik erarbeitet, die vorteilhaft in Punktkinetikcodes eingesetzt werden können und die Ergebnisse wesentlich verbessern (siehe Abb.).

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Verlauf verschiedener kinetischer Parameter bei einem raschen Ausfall der externen Neutronenquelle in einem ADS (beam-trip)

Die Entwicklung des SIMMER-111 Codes sowie dessen Verifikation wurden fortgesetzt. Insbesondere wurde ein

externes Kreislauf-Modell in den Code integriert. ln der dreidimensionalen Version von SIMMER, SIMMER-IV lassen sich zwar grundsätzlich auch Kreisläufe modellieren, der rechentechnische Aufwand ist aber sehr hoch. Die Modeliie­rung von Kreisläufen ist insbesondere für Salzschmelze­reaktorenzur Transmutation und Verbrennung von Plutonium und minoren Aktiniden wichtig. ln diesen Reaktoren zirkuliert der flüssige Salzbrennstoff durch den Reaktorkern und die Kreisläufe.

Im Rahmen der Neutronikentwicklung von SIMMER-111 und SIMMER-IV werden laufend Testfälle untersucht um die Robustheil der eingesetzten Verfahren abzusichern und gegebenenfalls zu verbessern. Bei einem typischen LWR­Problem (STN-LWR) traten Konvergenzschwierigkeiten in der SIMMER-111 Version (TWODANT-Basis) auf. Bei den Vorbereitungen zur Erweiterung der SIMMER-Neutronik von zwei auf drei Raumdimensionen durch Ersatz des 2d-Codes TWODANT durch den 3d-Code THREEDANT aus dem Programmsystem DANTSYS wurden ähnliche Konvergenz­probleme von TWODANT und THREEDANT bei internatio­nalen Benchmarkproblemen (KRITZ-2: 19, C5G7MOX) mit Neutronen-Aufwärtsstreuung und großen Moderatorberei­chen außerhalb der Reaktor-Corezone festgestellt. Diese Schwierigkeiten wurden mit den "stand-alone" Versionen der Rechenprogramme TWODANTffHREEDANT genauer un­tersucht, um den künftigen Einsatzbereich von SIMMER-111 und SIMMER-IV zu erweitern und die effiziente Behandlung solcher Probleme zu ermöglichen. Durch eine wesentlich verbesserte Anpassung der Schrittweiten in den Rechnun­gen an die Problemstellungen und durch einige gezielte Eingriffe in die Rechenprogramme konnten sämtliche Schwierigkeiten beseitigt und lauffähige Versionen von SIMMER erstellt werden. Bei Ablauf des Iterationsprozesses in TWODANTffHREEDANT mit dem Übergang von den inneren Iterationen zur Lösung der Gleichungen für den Neutronenfluss innerhalb der einzelnen Energiegruppen zu den äußeren Iterationen zur Lösung für das Gesamtsystem (Leistungsverteilung und Kritikalitätsfaktor) werden einige für den Iterationsprozess wesentliche Parameter empirisch festgelegt. Zur effizienten Berechnung derartiger Probleme, bei denen mit den verfügbaren Versionen mit DANTSYS Konvergenzprobleme auftraten, wurde eine modifizierte Strategie zur Steuerung des Iterationsablaufs eingeführt und die notwendigen Parameter für die verschiedenen Beschleunigungsverfahren (DSA = diffusion synthetic acce­leration für die sog. inneren Iterationen, Diffusions- und Chebychev-Beschleunigung für die sog. äußeren Iterationen) angepasst und im Hinblick auf möglichst geringen Rechen­aufwand optimiert.

Veröffent­lichungen

46763 48492 49273 49283 49681 49714 49965 49967 50573 50575

V 50001 V 50267 V 50268 V 50608 V 50891 V 50892

Beteiligte Mitarbeiter

Dl (FH) G. Arnecke Dr. G. Buckel Dr. X. Chen Dl. M. Flad ( Fa. DTI) Dr. S. Fujita (Dei. JNC) W. Götzmann Dr. E. Kielhaber Dl. F. Kretzschmar Dr. W. Maschek DM. C. Matzerath Boccaccini Dl. M. Mari Dr. K. Morita Dr. A. Rineiski Dr. S. Wang E. Wiegner D. Woll

25

32.23.051KET Untersuchungen zu beschleunigergetriebenen, unterkritischen Anordnungen

Beschleuniger getriebene Anordnungen (Accelerator Driven Systems ADS) werden gegenwärtig verstärkt als innovative Möglichkeit des Verbrennens von Plutonium, Minoren Aktiniden (MA) und langlebigen Spaltprodukten (LLFP) untersucht. Die Arbeiten orientieren sich an den Empfeh­lungen und der Roadmap der Enlarged Technical Working Group (TWG), um ein gemeinsames europäisches For­schungs- und Entwicklungsprogramm zu entwickeln. Die Arbeiten sind in das Euratom 51

h EC Framework Programme (FP5) eingebunden. Bei IKET liegt die Koordination des MEGAPIE-TEST Projektes.

Ziel der europäischen Arbeiten ist die Entwicklung und der Bau einer experimentellen Demonstrationsanlage mit einer thermischen Leistung von etwa 100 MW(th) zur Realisierung des Gesamtsystems und zum Nachweis der Transmutations­möglichkeil von Aktiniden und langlebigen Spaltprodukten. Dazu werden im IKET die thermohydraulische Auslegung des Blankets, des Spallationstargets und das Wärmeabtuhr­system untersucht. ln diesem Rahmen wird am Forschungs­zentrum das Flüssigmetall-Labor KALLA (KArlsruhe Lead LAboratory) als europäischer Forschungsschwerpunkt zu den Themen Pb-Bi Technologie, Thermohydraulik und Material/Korrosion betrieben. Partner von KALLA sind IKET, IHM und IMF. Die definierten Arbeiten dieses Vorhabens sind:

- Mitwirkung am FP5 Projekt PDS-XADS in den Bereichen thermohydraulische Auslegung eines Blankeis und eines Spallationstargets bezüglich Wärmeabfuhr für Normalbe­trieb und Transienten.

- Mitwirkung am FP5 Projekt TECLA im Bereich Thermo­hydraulik.

- Mitwirkung und Koordination des FP5 Projekts MEGAPIE­TEST zur Entwicklung und zum Betrieb eines 1 MW Pilottargets am Beschleunigerkomplex SINQ des PSI.

- Durchführung eines Simulationsexperiments für das MEGAPIE Strahlfenster und das fensterlose Target von MYRRHA in KALLA. Numerische Untersuchungen mit dem Rechenprogramm CFX.

- Auslegung des Integralexperimentes K4T zur thermo­hydraulischen Untersuchung eines kompletten 4 MW Spallationstargets in KALLA.

- Beteiligung am FP5 Projekt ASCHLIM im Bereich Evalu­ierung von Rechenprogrammen für flüssiges Blei-Wismut.

Thermohydraulische Untersuchungen zum ADS: Design, Numerik, Experiment

Im Berichtszeitraum wurden mit dem eindimensionalen Rechenprogramm ADSCLS integrale Auslegungsrechnun­gen für die Wärmeabfuhrkette eines 4 MW Spallationstargets durchgeführt, die allein durch Naturkonvektion angetrieben ist, siehe Abbildung. Die Wärmeabfuhrkette besteht aus dem Primärkreis (Spallationstarget mit Fluid Pb-Bi, Index i=1 ), dem Sekundärkreis (Fall 1: Fluid Pb-Bi, Fall 2: Diphyl THT Thermoöl, Index i=2) und dem Tertiärkreis (Luftkühler und Kamin, Index i=3). Die Temperaturdifferenzen in Primär- und Sekundärkreis sind aufgrund der Korrosion auf 150 K begrenzt. Die wesentlichen Ergebnisse für die notwendigen

26

treibenden Höhen H;, die Volumenströme V; und die Längen der Wärmetauscher L;i sind in der Tabelle wiedergegeben. Die Ergebnisse zeigen, dass die Wärmeabfuhr durch Naturkonvektion für Fall 1 grundsätzlich möglich ist. Die Strömungsgeschwindigkeit des Blei-Wismut liegt deutlich unter 2 m/s, so dass Erosion der Strukturmaterialien vermieden wird. Die Dimensionierung der einzelnen Kompo­nenten (Spallationsbereich, Wärmetauscher, Luftkühler, Kamin), die Gesamtabmessungen des Targetmoduls und die errechneten notwendigen treibenden geodätischen Höhen sind von realistischer Größenordnung und können somit in eine prototypische ADS-Anordnung integriert werden. Für Fall 2, wie er zum Beispiel in einer Projektstudie der Firma Ansaldo und im Projekt PDS-XADS untersucht wird, ist für den Sekundärkreis eine Pumpe erforderlich, um die Druckverluste zu überwinden und den notwendigen Volumenstrom sicherzustellen.

Spallations­bereich,

strahlfenster

T1k

p,

Pb-Bi

Primärkreislauf

Pb-Bi

Sekundärkreistauf

Wärmeabfuhrkette für ein geschlossenes Spallationstarget

Symbol Einheit Fall1 Fall2 Fluid 1: Pb-Bi Fluid 1: Pb-Bi Fluid 2: Pb-Bi Fluid 2: Diphyl

Q MW 4.0 4.0

T1k oc 300 300 T1h oc 450 450 T2k oc 200 263 T2h oc 350 273 Tsk oc 30 30 Tsh oc 150 140

H1 m 6.44 6.76 H2 m 2.80 744.5 Hs m 4.78 5.64

v1 m% 63.0 63.0 v2 m% 62.3 713.4 v3 m% 103200 112600

L12 m 0.936 1.17 L2s m 4.88 5.07

Auslegungsdaten für die Wärmeabfuhrkette eines 4 MW Spallations­targets

Diese integralen Arbeiten zum Spallationstarget werden durch Arbeiten zum EU-Projekt TECLA komplettiert, die die detaillierte thermohydraulische Auslegung der Fensterum­strömung zum Ziel haben. ln Zusammenarbeit mit CEA Frankreich und CRS4 Italien werden auf der Basis des Wasser-Experiments COULI, das die Hydraulik der Umströ­mung eines prototypischen ADS-Strahlfensters simuliert, Auslegungsrechnungen mit dem Rechenprogramm FLUTAN durchgeführt. Stromab des Strahlfensters auftretende Strö­mungsablösungen können numerisch wiedergegeben wer­den. Durch eine Verringerung des Öffnungswinkels des Führungsrohrs auf 9.SO wird eine optimierte Geometrie entwickelt, für welche keine Strömungsablösung mehr auftritt, siehe Abbildung. Die physikalische Begründung liegt in einer höheren Turbulenzproduktion in der Nähe des Staupunkts, was wiederum zu einer höheren turbulenten Viskosität entlang des Strahlfensters und im potenziellen Ablösebereich führt. Die richtige Modeliierung des Turbu­lenztransports ist zur Bestimmung von Ablösegebieten entscheidend. Die optimierte Geometrie ist die Basis für Experimente in Pb-Bi, die in KALLA durchgeführt werden, und die zusammen mit dem Wasser-Experiment COULI entscheidende Aussagen über die Turbulenzstruktur geben sollen.

m

1.7

1.65

1.6

1.55 N

1.5

1.45

1.4

1.35

1.151 1.05 0.95 0.85 0.75 0.65 0.55 .

~~!llf~l 0.05 ,~

Mit FLUTAN berechnetes Geschwindigkeitsfeld für die optimierte COULI Geometrie und einen Öffnungswinkel von 9.5°. Die Reynolds-Zahl beträgt Re= 9 x 105

Das für diese Analysen benutzte Rechenprogramm FLUT AN wurde bis zum Frühjahr 2001 im IRS weiterentwickelt. Im Rahmen einer von SIEMENS-KWU finanzierten Doktorarbeit wurde ein Verfahren zur Diskretisierung der Transport­gleichungen in komplexen Geometrien mit Hilfe von körper­angepassten Koordinaten hergeleitet. Das Verfahren stellt eine dreidimensionale Koordinatentransformation für das Gleichungssystem in FLUTAN dar. Nach einer detaillierten numerischen Überprüfung und erfolgreichen Anwendung des neuen Verfahrens auf die Sumpfkühlexperimente SUCOS-2D wurde das Verfahren und seine Ergebnisse abschließend dokumentiert.

Unter den Arbeiten zur Bereitstellung moderner Werkzeuge zur Handhabung und Anwendung eines beliebigen Pro­grammsystems, hier des FLUTAN-Programmsystems, wur­den die Arbeiten zur Entwicklung einer auf Tclffk basieren­den Bedieneroberfläche abgeschlossen. ln die sowohl unter

UNIX als auch unter NT allgemein verwendbare Benutzer­oberfläche wurden alle Programme des Programmsystems FLUTAN implementiert, von den Programmbenutzern getes­tet und teilweise fortentwickelt. Die Benutzeroberfläche wurde anschließend in den Routinebetrieb von FLUTAN übernommen. Die Test- und Adaptionsarbeiten an dem ebenso universell verwendbaren Programm ONLIVIS zur On-Une Konvergenzbeobachtung während einer FLUTAN­Rechnung wurden auf allen mit FLUT AN benutzten Betriebs­systemen gleichfalls abgeschlossen. Wegen ihrer Attraktivi­tät durch flexible Verwendungsmöglichkeiten wurde es relativ rasch in den Routinebetrieb übernommen. Durch personelle Veränderungen im Frühjahr des Jahres 2001 wurden die numerischen thermofluiddynamischen Analysen und zuge­hörigen Methodenentwicklungen zum ADS aus dem IRS in das IKET übernommen und die Entwicklung von FLUTAN eingestellt.

ln Zusammenarbeit mit SCK-CEN Belgien wurde der Thermohydraulik-Kreislauf THEADES von KALLA so modifi­ziert, dass ein Experiment zu dem fensterlosen Target von MYRRHA durchgeführt werden kann. Das Ziel dieses Experiments ist die Untersuchung der Form der sich ausbildenden freien Oberfläche und deren Stabilität.

Im Rahmen der Delegation eines IKET Mitarbeiters an das Argonne National Labaratory werden thermohydraulische Auslegungsrechnungen für zwei Spallationstargets für die Accelerator Driven Test Facility ADTF durchgeführt: ein flüssiges Blei-Wismut-Target und ein mit flüssigem Natrium gekühltes festes Wolfram-Target. Für die Zustände Normal­betrieb und Nachwärmeabfuhr kann die Machbarkeil des Wolfram-Targets bezüglich Kühlung der Wolframplatten, des Cladding und des Strahlfensters nachgewiesen werden. Mit dem Rechenprogramm SAS-4A wurden erste Rechnungen zum dynamischen Verhalten für drei Störfälle durchgeführt: Verdoppelung der Protonenstrahlleistung, Ausfall der Pum­pen und Ausfall der Wärmesenke. Die Rechnungen liefern Aussagen zum Versagenszeitpunkt des Cladding-Materials durch Schmelzen: Nach dem Ausfall der Pumpen steigen die Temperaturen am Ende der Wolframplatten an und das Kühlmittel Natrium erreicht nach 8.3 s Siedetemperatur. Nach dem Einsetzen von Sieden fällt der übertragbare Wärme­strom ab, die Cladding-Temperatur steigt steil an und nähert sich der Temperatur des Spallationsmaterials Wolfram. Aufgrund der Dampfbildung steigt der Strömungsdruckver­lust an und der durch freie Konvektion angetriebene Volumenstrom des Natriums reduziert sich so weit, dass lokale Strömungsumkehr beobachtet wird. Diese Arbeiten werden in Zusammenarbeit mit Argonne National Laboratory im Rahmen des AAA (Advanced Accelerator Applications)­Projektes mit höherem Detaillierungsgrad weitergeführt.

1800 --+-Brennstoff

1600 --ummantetung

~K!lh1mittel

g 1400

i 1200 . a. E {!. 1000

800

600

2 4 Zeit[s] 6 10

Transienies Verhalten der Temperatur im ADTF Spallationstarget für den Fall eines Ausfalls der Pumpen

27

Thermohydraulische Untersuchungen zum Pilot-Target MEGAPIE

Eine technisch neue Komponente in einem ADS ist das Spallationstarget, das einer sehr hohen Strahlen- sowie thermischen und mechanischen Belastung ausgesetzt ist. Um erste Kenntnisse über ein Flüssigmetall gekühltes Spallationstarget zu gewinnen, wird in der internationalen MEGAPIE Initiative das Pilottarget MEGAPIE entwickelt und gebaut. Sämtliche experimentellen Untersuchungen sind in das EU-Projekt MEGAPIE-TEST integriert.

Im Berichtszeitraum wurden Rechnungen zur Auslegungs­optimierung des Strahlfensters mit dem Rechenprogramm CFX durchgeführt. Ein typisches Geschwindigkeits- und Temperaturfeld ist in der Abbildung gegeben. Mit maximalen Strömungsgeschwindigkeiten unter 1.2 m/s (keine Erosion) und einer maximalen Oberflächentemperatur am Strahlfens­ter von 387 oc, kann das Strahlfenster sicher gekühlt werden.

!!!! 1.16938+00 9.7438E-Ol 7.79518-0l 5.84638-01

I 3.8975E-Ol 1.9488E-Ol O.OOOOB+OO

V [m/s]

!!!! 3.8645E+02 3.5537E+02 3.24308+02

~~::·: 2.93228+02

I 2.6215E+02 2.31078+02 2.00008+02

T [C]

Geschwindigkeitsfeld (oben) und Temperaturfeld (unten) mit Bypass­strömung (von rechts) für das Pilottarget MEGAPIE

Zur detaillierten experimentellen Untersuchung der Strömung und zur Verifikation der obigen Ergebnisse wurde in der Wasser­Testanlage HYTAS die isotherme Umströmung des Strahl­fensters in einem Modellexperiment untersucht. Für einen großen Parameterbereich (Geometrie des Führungsrohrs, Geometrie des Strahlrohrs, Durchfluss) wurden Laserlicht­schnittaufnahmen gemacht und Geschwindigkeitsmessungen sowohl miteinem Laser-Doppler Anemometer(LDA)alsauch mit einer Ultraschall-Doppler Anordnung (UVP) durchgeführt. Die Abbildung zeigt die horizontalen Geschwindigkeitskomponen­ten entlang der Symmetrieachse der Teststrecke, die mit LDA gemessen wurden. ln der Nähe des Strahlfensters (Staupunkt

28

bei z=O) ist die Geschwindigkeit nahe Null. Bis etwa z=1 00 mm ist ein deutlicher Unterschied in der x- und der y-Komponente der Geschwindigkeit zu erkennen, was auf eine Drallströmung schließen lässt. Dies wird durch die Laserlichtschnitt-Aufnahmen und erste UVP Messungen bestätigt. Für Abstände größer 100 mm vom Strahlfenster sind die Geschwindigkeitskomponenten gleich und streben wie erwartet für große Werte von z gegen Null. Die hier gewonnenen Erfahrungen mit der Ultraschall-Doppler Anord­nung können direkt für 32.23.06 angewandt werden.

0,07

Oi' ' 0,06

.s 'N

0 II

"'

0, 05

0, 04

0, 03

0' 02

0, 01

50 100 150 200

Meßtiefe z [nnn]

Horizontale Geschwindigkeitskomponenten für die Umströmung des MEGAPIE Strahlfensters für Re: 1294 entlang der Symmetrieachse

Im Rahmen der Sicherheitsanalyse für das MEGAPIE Target wurden mit dem Rechenprogramm MATIINA die möglichen Auswirkungen der Wechselwirkung von heissem Blei-Wismut mit Wasser untersucht, welche beim gleichzeitigen Versagen des Targetbehälters und der Sicherheitshülle eintreten könnten. Die Ergebnisse zeigen, dass keine Dampfexplosion eintritt und somit keine Drücke zu erwarten sind, die die Integrität des Strahlrohres gefährden würden, siehe auch 32.21.02.

Veröffent­lichungen

46106 47829 48471

V 49285 V 49436

49709 49808

V 49968 49998 50486 505n 50580

V 50600 V 50601 V 50603

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. X. Cheng Dl (BA) S. Gnieser Dr. G. Grötzbach Dr. H. Jacobs Dr. J. U. Knebel Dl H. J. Neitzel Dl (BA) C. Pettan Dr. R. Stieglitz L. Carteciano (IRS) B. Darr (IRS) X. Jin (Siemens/KWU) W. Olbrich (IRS)

32.23.06 I KET HG F-Strategiefondsprojekt: Thermohydraulische und materialspezifische Untersuchungen zur Wärmeabfuhr von thermisch hochbelasteten Oberflächen mit Hilfe der Flüssigmetallkühlung

Das HGF-Strategiefonds-Projekt mit dem Kurztitel "Reduzie­rung der Radiotoxizität" wird von der Hermann von Helmholtz-Gemeinschaft Deutscher Forschungszentren

(HGF) in der Sektion "Energieforschung und Energietechno­logie" von 1999 bis 2002 gefördert.

Ziel des HGF-Strategiefonds-Projektes ist es, neue Metho­den und Technologien zur Auslegung und Herstellung thermisch hochbelasteter Oberflächen, die von einem korrosiven schweren Flüssigmetall (eutektisches Blei-Wis­mut) gekühlt werden, zu entwickeln. Die Arbeiten werden in enger Zusammenarbeit mit dem IMF 111 und dem IHM durchgeführt, die Projektkoordination liegt beim IKET. Die Arbeitsgruppe, die am IRS die Arbeiten zur Modellentwick­lung und die Rechnungen mit FLUTAN und teilweise CFX durchgeführt hat, ist seit Mitte 2001 in das IKET gewechselt.

Das Ergebnis des HGF-Strategiefonds-Projektes ist ein wissenschaftlich-technisches Instrumentarium, um zunächst das Konzept und später die detaillierte Auslegung einer europäischen Demonstrationsanlage einer ADS-Anordnung zu ermöglichen (siehe auch 32.23.05). Die Arbeiten am Forschungszentrum Karlsruhe sind in ein breites euro­päisches Forschungs- und Entwicklungsprogramm zu Be­schleuniger getriebenen Anordnungen (ADS) eingebunden. Es werden drei Teilprojekte bearbeitet: Reaktionskinetik, Thermohydraulik und Materialforschung. Die Arbeiten um­fassen sowohl experimentelle Untersuchungen mit dem Modellfluid Wasser und dem Fluid Blei-Wismut, als auch die Entwicklung von Methoden zur Auslegung einer ADS Anordnung und seiner Komponenten wie Rechenprogramme und physikalische Modelle.

Im Rahmen des HGF-Strategiefonds-Projektes wird das Karlsruher Flüssigmetalllabor KALLA betrieben, das bereits weltweit als ein Kompetenzzentrum im Bereich Blei-Wismut Technologie angesehen wird und als Anwenderlabor zur Durchführung von Experimenten oder zur Erprobung von Messtechniken etabliert ist. Das Karlsruher Flüssigmetal­llabor KALLA umfasst drei stagnierende Experimente und drei Kreislauf-Experimente.

Im Berichtszeitraum wurden im Bereich der Flüssigmetal­ltechnologie und der Strömungsmesstechnik wesentliche Fortschritte erzielt. Für den Technologiekreislauf THESYS (siehe Abbildung) des Karlsruher Flüssigmetalllabors KALLA, der seit 12 Monaten ohne Zwischenfall als einziger Pb-Bi Kreislauf außerhalb der Russischen Republik betrieben wird, wurden auf der Basis von Entwicklungen am IHM (Verfah­rensschema) und IMF 111 (Sauerstoffsonde) ein aktives, selbständig arbeitendes Sauerstoffkontrollsystem (OCS) entwickelt und in Betrieb genommen. Das OCS erlaubt erstmals die Regelung des Sauerstoffpartialdrucks in einem Pb-Bi Flüssigmetall-Kreislauf unter Verwendung eines redu­zierenden Gasgemischs. Dabei werden die Gase Argon und Wasserstoff in einem definierten Verhältnis vermischt und nach gezieltem Zusatz von Wasserdampf über die freie Oberfläche des Flüssigmetalls geleitet. Das so entstandene Verhältnis aus Hz und HzO in der Gasphase liefert den Sauerstoffpartialdruck, der die gewünschte Sauerstoffkon­zentration in der Flüssigmetallphase bedingt. Von besonde­rem Interesse ist dabei das zeitliche Verhalten des Regelungsprozesses, speziell im Hinblick auf die Anwen­dung in großen Kreislaufsystemen, wie sie in einem ADS erforderlich sind. ln der Abbildung ist das zeitliche Verhalten des OCS am Kreislauf THESYS bei einer Änderung des Hz/ HzO Verhältnisses um den Faktor 10 gegeben. Innerhalb von etwa 5 Stunden stellt sich ein neuer Gleichgewichtswert zwischen Sauerstoffpartialdruck in der Gasphase und Sauar­stoffkonzentration im Flüssigmetall ein; der Prozess ist reversibel. Die Verfügbarkeil eines OCS ist für den sicheren Langzeitbetrieb eines Flüssigmetallkreislaufs oder einer ADS-Anordnung eine unabdingbare Voraussetzung.

Technologiekreislauf THESYS des Flüssigmetalllabors KALLA

1,2 ............................................. . 600

1,15 -1------------------j f..rt\ 550

1,1 \. 1 1,05 ~ J SOOE

~ 1 \ H,IH,0-0,25 ( "

H,IH,o-2,5 _JJ(h- lfil,1J}"'

Co- 3,6-10-'):wppm

or> • • < ruun·" 450 ~ ~ 0

'95

\ eo- 1 ,22·10-4 wppm / • w 0,9 t---"~-----~----------1 ~

0,85 +o'--:----.-.--:.=====c:=.::--.-"rc-.::o-=====i 400 t! 0 8 PVluft Sauerstoffsonde ' ~ ' 1-Zirox Gas-Sauerstoffscode

350

0,75 +-----------lj .... ·Pb-BITemperatur

0,7 -1----~-~--~-'==::::;====:::;=='-1 300 0 10 20 30 40 50

Zeit[h)

Zeitliches Verhalten des Sauerstoffkontrollsystems (OCS)

Im Bereich der Strömungsmesstechnik konnte erstmals der Durchfluss im Technologie-Kreislauf THESYS bei einer Betriebstemperatur von 400 oc berührungslos mit Hilfe der Ultraschall-Messtechnik bestimmt werden. Der Einsatz von Waveguides zur Überbrückung des Temperaturgradienten zwischen Pb-Bi und Piezo-Sensor erfolgte als gemeinsame Entwicklung mit der Firma Panametrics. Dies ermöglicht erstmals die Messung der Schallgeschwindigkeit in flüssigem Pb-Bi für hohe Temperaturen. Der lineare Zusammenhang zwischen dem gemessenen Durchfluss und der Pump­leistung ist in der Abbildung gegeben. ln einem weiteren Schritt muss die Waveguide-Technologie auf den Einsatz der Ultraschall-Doppler Technik zur lokalen Geschwindigkeits­messung erweitert werden. Hier besteht eine enge Zusam­menarbeit mit dem Forschungszentrum Rossendorf, in deren Rahmen gemeinsame Messungen in THESYS durchgeführt werden. Die l)ltraschaii-Doppler Technik wird bereits erfolg­reich an einer' wasserteststrecke eingesetzt.

0,3

w ]. 0,25

·i ~ 0,2

'6 .5 0,15

i G) 0,1 Cl

~ 0,05

0..

Ultraschall-Lautzelt Geschwindigkeitsmessung an Technology Loop in KALLA

......------v-

---~ l..--- Panametrics :xMT868 mit Wawguides 1--US Frequenz 500 kHz Rohrdurchmesser 0 60 mm f--Pb-BI Temperatur 400'C

'

40 50 60 70 80 90 100

Leistung EM Pumpe [o/o]

Kalibrierungskurve für einen Ultraschall-Durchflussmesser mit Waveguide in Pb-Bi bei 400 oc

29

Im Technologie-Kreislauf THESYS wurden an Brennstab­simulatoren (lineare Heizleistung etwa 400 W/cm) und an von außen beheizten Rohren integrale Wärmeübergangs­messungen durchgeführt. Diese Messungen werden mit dem Rechenprogramm CFX nachgerechnet, um Turbulenz­modelle und Wärmeübergangsbeziehungen für Blei-Wismut zu validieren.

Bisher wurden die numerischen Arbeiten mit zwei Rechen­programmen durchgeführt: Dem Programm FLUTAN und dem Programm CFX. FLUTAN wird im Rahmen des internationalen Benchmarks ASCH UM für einen turbulenten, auftriebsbehafteten Natrium-Strahl in einer Mehrstrahl­anordnung hinter einem Düsenblock eingesetzt. Dabei wird das "Turbulence Model for Buoyant Flows TMBF" validiert, das speziell für die Anwendung auf auftriebsbeeinflusste Strömungen entwickelt wurde. Das TMBF Turbulenzmodell basiert auf einem k·c Modell für den turbulenten Impulstrans­port und einem Modell zweiter Ordnung für den turbulenten Wärmestromtransport, das bereits wesentliche Erweiterun­gen für die Anpassung an Flüssigmetalle enthält. Die entsprechenden Experimente TEFLU für einen Natrium­Freistrahl unter Zwangskonvektion, schwachem Auftriebs­einfluss und reiner Naturkonvektion liegen als Dissertation vor. ln der Abbildung wird deutlich, dass die experimentell bestimmte radiale Ausbreitung der Temperaturüberhöhung des Auftriebsstrahls für unterschiedliche Abstände hinter den Strahldüsen sehr gut durch dieses anisotrope Wärmestrom­modell wiedergegeben werden kann, obgleich es im Detail noch hinsichtlich der Wiedergabe der statistischen Daten der Turbulenz verbessert werden muss.

310

308

306

304

302

300

0.0 0.01 0.02 0.03

- Cal. X/<1=11 --· Cal. X/<1=19 . ..,. Cal. Xld=39

+ Exp. X/<1=11 X Exp. X/d=19 ~ Exp. X/<1=39

0.04 r (m] 0.05

Radiales Temperaturprofil für einen Auflriebsstrahl: Vergleich Experiment TEFLU und Rechnung mit Programm FLUTAN und TMBF Turbulenz­modell

Um das Programm CFX auf Strömungen anwenden zu können, wie sie für ADS-Anwendungen oder für Experimente in KALLA charakteristisch sind, muss das Turbulenzmodell für auftriebsbehaftete Flüssigmetallströmungen TMBF in CFX implementiert und dann validiert werden. Eine breitere Datenbasis für die Weiterentwicklung des TMBF Turbulenz­

. modells und dessen Gültigkeit für das Flüssigmetall Blei­Wismut erfolgt im Rahmen eines seit 2001 durch die DFG geförderten Projektes zur "Interdisziplinären Turbulenzinitia­tive". Darin sollen Direkte Numerische Simulationen des turbulenten Wärmetransports durch Naturkonvektion in Flüssigmetallen durchgeführt werden, die dann zur Entwick­lung von Feinstrukturmodellen führen, mit denen Simulatio­nen bei hohen Turbulenzgraden realisierbar sind. Die Ergebnisse der Direkten Numerischen Simulationen er­möglichen eine Weiterentwicklung des TMBF und dessen Kalibrierung. Die Anforderungen an die Modelle wurden spezifiziert und es wurden erste Modellansätze theoretisch untersucht.

30

41

Veröffent­lichungen

50088 50266 50280 50531 50532 50582

V 49284 V 50367

41.06 41.06.021KET

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Batta Dr. X. Cheng Dl M. Daubner Dl (FH) F. Fellmaser Dl (BA) S. Gnieser Dr. G. Grötzbach Dr. J. U. Knebel C.-H. Lethalm K.-J. Mack Dr.l. Otic C. Panefresco H. Piecha Dl (BA) C. Pettan Dr. R. Stieglitz

Programm Mikrosystemtechnik (MIKRO) Mikrofluidik Kapillarsysteme für die Analytik im Chipformat

Numerische Simulation eines Mikromischars mit elektrisch erregter Wirbelstraße

Mikromiseher sind wichtige Komponenten in chemischen oder biologischen Verfahrens- und Analysesystemen. Ein Mischvorgang lässt sich als (i) eine Vergrößerung der Austauschfläche zwischen den zu mischenden Fluiden und (ii) eine nachgeschaltete diffusive Vermischung auffassen. ln herkömmlichen Makrokanälen wird die Vergrößerung der Austauschfläche in der Regel durch Trägheit oder Turbulenz erreicht. ln Mikrokanälen ist die Strömung in der Regel durch Reibungskräfte bestimmt, und die Vergrößerung der Austauschfläche muss deshalb durch extrem aufwendige Strömungsführung (Mikrolamination) oder durch externe Erregung erzwungen werden.

\ I \ Wände'< ... , ·o ~elektrische

. Grenzschichten

Elektrische Doppelschichten (EDL) in der Nähe fester Wände

Eine Möglichkeit zur externen Erregung ist die Ausnutzung der elektrischen Doppelschicht (EDL). Flüssigkeiten enthal­ten in der Regel Ladungsträger, welche im lnnern der Flüssigkeit gleichverteilt sind. Dort verhält sich die Flüssigkeit deshalb elektrisch neutral. Durch die Wechselwirkung der Flüssigkeit mit den Molekülen der festen Wände kommt es dort zu einer Entmischung der Ladungsträger. ln der Folge existiert unmittelbar an festen Wänden eine dünne elek~

trisehe Doppelschicht, die elektrisch nicht neutral ist (vgl. Abbildung). Ein stationäres oder zeitabhängiges, angelegtes elektrisches Feld bewirkt innerhalb der elektrischen Doppel­schichten Kräfte auf die Ladungsträger, welche diese in Bewegung versetzen. Die umgebende ungeladene Flüssig­keit wird aufgrund der Viskosität von den Ladungsträgern

mitgenommen, so dass in Wandnähe eine lokale Strömung entstehen kann. Dieser Effekt kann zur Strömungs­beeinflussung genutzt werden.

--+ :_____~~__] Gemisch

Konzept eines Mikromischers mit Einbauten zur elektrisch erregten Vermischung

Das grundlegende Konzept eines Mikromischars mit Einbau­ten zur elektrisch erregten Vermischung ist in der Abbildung gezeigt. Die zu mischenden Flüssigkeiten werden getrennt über Zuführkanäle in den Mikromiseher eingebracht. Die Zuführkanäle vereinigen sich dann zu einem Kanal, in welchem der Mischvorgang und der Abtransport des Gemisches stattfinden. Im gemeinsamen Kanalteil werden Einbauten angeordnet, an deren Wänden sich elektrische Doppelschichten ausbilden. Es wird ein elektrisches Wech­selfeld quer zur Hauptströmungsrichtung angelegt, welches eine oszillierende Umströmung der Einbauten erzeugt. Es entstehen wechselseitig periodisch ablösende Wirbel, die in Form einer Wirbelstraße stromab geschwemmt werden. Die elektrische Erregung wird besonders effektiv, wenn ihre Frequenz auf die innere Zeitskala der Strömung abgestimmt ist (Resonanz). Durch die rotierenden Wirbel wird die Austauschfläche zwischen den zu mischenden Flüssigkeiten aufgefaltet und somit erheblich vergrößert. Dies hat eine effektive Diffusion und somit eine schnelle Durchmischung der Flüssigkeiten zur Folge. ln der Abbildung ist die Anordnung exemplarisch für einen einzelnen Zylinder als Einbau gezeigt.

-~ ............. ··:·····. ... f ., ! ·., -. .

~' . : 'y'· \ .' l ß• !" \ '...~...' ' . . . \ . /: ,• \_ . i.~.,...... 1

Simulationsergebnisse zum Vermischungsprozess hinter einem Zylinder ohne (oben) und mit (unten) elektrischer Erregung

Die Abbildung zeigt Ergebnisse aus der Simulation mit dem Finite-Elemente-Programm FIDAP zur Strömung und Vermi­schung hinter einem einzelnen zylindrischen Einbau. ln den hier vorgestellten Simulationen wird nur die Strömung im gemeinsamen Kanalteil berechnet. Durch die Beschränkung auf den für die Vermischung relevanten Teil des Mikro­mischers bleibt der Rechenaufwand begrenzt. Die Reynolds­Zahl für den Zylinder in diesen Simulationen beträgt Rez= 10, was eine selbsterregte Karmansche Wirbelstraße aus­schließt. Die Amplitude des quer zur Hauptströmungsrich­tung oszillierenden elektrischen Feldes beträgt E =50 V/mm. Das obere Teilbild zeigt die Umströmung des zylindrischen Einbaus ohne elektrisches Feld. Wie anhand der Strichlinien deutlich wird, können sich die beiden Flüssigkeiten nur an der

geraden, relativ kurzen Austauschfläche durch Diffusion miteinander vermischen. Im unteren Teilbild hingegen wirkt das elektrische Wechselfeld auf die Strömung und verursacht die oben erläuterte Wirbelbildung. Dadurch kommt es zu einer Auffaltung der Trennlinie, was die Austauschfläche zwischen den Flüssigkeiten erheblich vergrößert. Im Zusam­menspiel mit der Diffusion ist deshalb eine deutlich schnellere Vermischung zu erwarten.

ln der technischen Anwendung werden Mehrfach-Einbauten zur Anwendung kommen, um die Vermischung weiter zu steigern. Dabei müssen die Abstände der Einbauten und ihre Anordnung die Form der Einbauten, die Frequenz und Amplitude der elektrischen Erregung sowie die Art der Zeitfunktion optimiert werden. Zur zuverlässigen Beurteilung der Vermischung muss hierzu ein geeignetes Maß abgeleitet werden.

Veröffent­lichungen

49919 V 50031

50151 50640

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. P. Ehrhard Prof. Dr. C. Günther Dr. G. Janssens-Maenhout Dl. I. Meise! Prof. Dr. T. Schulenberg

31

32

Veröffentlichungen des IKET im Jahre 2001

44262 BARLEON, L. 310620 Verfahren zum Ziehen von Einkristallen.

DE-OS 19 638 563 (2.4.1998) DE-PS 19 638 563 (18.2.1999) EP-PS 59 703 362 (11.4.2001)

45589 PIAZZA, G.; SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; 310610 WERLE, H.

Post-irradiation examinations of Li4Si04 pebbles irradiated in the EXOTIC-7 experiment. 9th lnternat.Conl.on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9), Colorado Springs, Colo., October 10-15, 1999 Journal of Nuclear Materials, 283-287(2000) S.1396-1400

45590 MARKIN, A.V.; DUBKOV, V.P.; GORODETSKY, A.E.; 310202 NEGODAEV, M.A.; ROZHANSKII, N.V.;

SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; WERLE, H.; WU, C.H.; ZALAVUTDINOV, R.KH.; ZAKHAROV, A.P. Codeposition of deuterium ions with beryllium oxide at elevated temperatures. 9th lnternat.Conl.on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9), Colorado Springs, Colo., October 10-15, 1999 Journal of Nuclear Materials, 283-287(2000) Part II, S.1 094-99

45593 SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; SAFRONOV, V.; 310202 ARKHIPOV, 1.; ARKHIPOV, N.; BAKHTIN, V.;

BARSUK, V.; KURKIN, S.; MIRONOVA, E.; TOPORKOV, D.; VASENIN, S.; WERLE, H.; WÜRZ, H.; ZHITLUKHIN, A. Erosion mechanisms and products in graphite targets under simulated disruption conditions. 9th lnternat.Conl.on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9), Colorado Springs, Colo., October 10-15, 1999 Journal of Nuclear Materials, 283-287(2000) Part II, S.1111-15

45690 SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; LONGHURST, G.R.; 310610 SHESTAKOV, V.; KAWAMURA, H.

The status of beryllium technology for fusion. 9th lnternat.Conf.on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9), Colorado Springs, Colo., October 10-15, 1999 Journal of Nuclear Materials, 283-287(2000) Part I, S.43-51

45691 PERUJO, A.; REIMANN, J.; FEUERSTEIN, H.; 310610 MANCINELLI, B.

The oxidation kinetic of incoloy 800 and its deuterium permeation behavlour. 9th lnternat.Conf.on Fusion Reactor Materials (ICFRM-9), Colorado Springs, Colo., October 10-15, 1999 Journal of Nuclear Materials, 283-287(2000) Part II, S.1292-96

45720 PETERS, B.; BRUCH, C. 11 0208 A flexible and stable numerical method for

simulating the thermal decomposition of wood particles. 6th lnternat.Congress on Taxie Combustion Byproducts, Karlsruhe, June 27-30, 1999 Chemosphere, 42(2001) S.481-90

45721 SCHÖBEL, A.; CLASS, A.; KREBS, L.; 110208 BRAUN-UNKHOFF, M.; WAHL, C.; FRANK, P.

Thermal destruction of benzene. 6th lnternat.Congress on Taxie Combustion Byproducts, Karlsruhe, June 27-30, 1999 Chemosphere, 42(2001) S.591-99

46106 CHENG, X.; BAZIN, P.; CORNET, P.; 322202 HITTNER, D.; JACKSON, J.D.;

LOPEZ JIMENEZ, J.; NAVIGLIO, A.; ORIOLO, F.; PETZOLD, H. Experimental data base for containment thermalhydraulic analysis. Proc.of the 9th lnternat.Topical Conl. on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9), San Francisco, Calil., October 3-8, 1999 La Grange Park, 111. : American Nuclear Society, 1999 CD-ROM Nuclear Engineering and Design, 204(2001) S.267-84

46698 BIELERT, U.; BREITUNG, W.; KOTCHOURKO, A.; 322101 ROYL, P.; SCHOLTYSSEK, W.; VESER, A.;

BECCANTINI, A.; DABBENE, F.; PAILLERE, H.; STUDER, E.; HULD, T.; WILKENING, H.; EDLINGER, B.; PORUBA, C.; MOVAHED, M. Multidimensional simulation of hydrogen distribution and turbulent combustion in severe accidents. Van Goethem, G. [Hrsg.] FISA 99 : EU Research in Reactor Safety ; Conclusion Symp.on Shared-Cost and Goncerted Actions, Luxembourg, L, November 29 -December 1 , 1999 Luxembourg : Office for Official Publ.of the European Communities, 2000 S.450-58 EUR-19532-EN Nuclear Engineering and Design, 209(2001) S.165-72

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ADE~HELM, C.; DILLMANN, H.G.; PASLER, H.; 50573 BUCKEL, G.; FUJITA, S.; GÖTZMANN, W.; SCHOCK, W.; GREHL, C.; MERKEL, G.; 322303 KIEFHABER, E.; RINEISKI, A.; THIEM, D.; RATAJCZAK, W. WIESE, H.W.; WOLL, D. CO MET-Konzept. Upgrading of tools for core design studies Programm Nukleare Sicherheitsforschung. and safety analyses. Jahresbericht 2000 Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6653 Jahresbericht 2000 (September 2001) S.1 09-39 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6653

(September-2001) S.381-85 50548 EPPINGER, B.; FIEG, G.; SCHMIDT-STIEFEL, S.; 322104 TROMM, W.; STERN, G. 50575 MASCHEK, W.; RINEISKI, A.; MORITA, K.;

lnvestigations for the EPR concept - KAPOOL 322303 FLAD, M. experiments. Analysis of safety behavior of accelerator Programm Nukleare Sicherheitsforschung. driven Iransmutation systems. Jahresbericht 2000 Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6653 Jahresbericht 2000 (September 2001) S.141-52 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6653

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(September 2001) S.405-19 50551 JANSSENS-MAENHOUT, G.; DAUBNER, M.; 322105 UMEKAWA, H.; SCHULENBERG, T. 50579 BROEDERS, C.H.M.; DAGAN, R.; MERK, B.;

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40

Veröffentlichungen des IKET im Jahre 2001

Vorträge, die nicht in gedruckter Form vorliegen

V49274 EHRHAROT, J. 322109 Installation des ROOOS Systems im

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V49285 KNEBEL, J.U.; MÜLLER, G.; KONYS, J. 322305 AOS lest facilities in the European Union.

Pb-Bi InternatMeeting of the Japan Nuclear Cycle Oevelopment Institute, O'Arai, J, 12.0ezember 2000

V49286 BÜHLER, L. 310620 Magnetohydrodynamic flows in fusion blankets.

COST Meeting, WG5: Magnetofluiddynamics, Coventry, GB, January 15, 2001

V49287 BÜHLER, L. 310620 Experimental facilities for MHO flows at FZK.

COST Meeting, WG5: Magnetofluiddynamics, Coventry, GB, January 15, 2001

V49436 KNEBEL, J.U.; MÜLLER, G.; KONYS, J. 322305 Oevelopment of Pb-Bi application technologiss

at Forschungszentrum Karlsruhe. Pb-Bi InternatMeeting of the Japan Nuclear Cycle Oevelopment Institute, O'Arai, J, 13.0ezember 2000

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V50268 MASCHEK, W.; RINEISKI, A.; WANG, S.; V50604 RASKOB, W. 322303 FLAD, M.; MORITA, K. 310702 Enhancement of accident consequence

Safety improvements for ADS Iransmuters with assessment model for tritium UFOTRI to dedicated fuel. include a wider variety of human foodstuffs. Nuclear Applications in the New Millenium 6th lnternat.Conf.on Tritium Science and (ADDTA '01), Reno, Nev., November 11-15, 2001 Technology, Tsukuba, J, November 11-16, 2001

V50329 WILHELM, D. V50605 PIAZZA, G.; HOFMANN, G.; REIMANN, J.; 322103 Extrapolation of the thermite dispersion 310610 MALANG, S.; GORAIEB, A.; HARSCH, A.

experiment SNUSup-1 to prototypic Measurements of heat Iranster through conditions. deformed single size beryllium pebble beds. 16th lnternat.Conf.on Structural Mechanics in 5th IEA InternatWorkshop on Beryllium Reactor Technology (SMiRT-16), Post Technology for Fusion, Moskva, GUS, October Conf.Seminar 'Containment of Nuclear 10-12, 2001 Reactors', Albuquerque, N.M., August 20-21,

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with lateral Iaiiure in the botiom head of 10th lnternat.Conf.on Fusion Reactor the pressure vessel. Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October 16th lnternat.Conf.on Structural Mechanics in 14-19, 2001 Reactor Technology (SMiRT-16), Post Conf.Seminar 'Containment of Nuclear V50607 ANDERL, R.A.; PAWELKO, R.J.; PIAZZA, G.; Reactors', Albuquerque, N.M., August 20-21, 310203 SCAFFIDI-ARGENTINA, F. 2001 Steam oxidation of PFC materials for advanced

tokamaks. V50354 SCHÖBEL, A.; BRAUN-UNKOFF, M.; SCHRÖDER, E.; 10th lnternat.Conf.on Fusion Reactor 110208 CLASS, A.; KREBS, L.; WAHL, C.; FRANK, P. Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October

lnvestigation of benzene oxidation at 14-19, 2001 conditions encountered in waste incinerators. 7th lnternat.Congress on Combustion V50608 SCHULENBERG, T. By-Products, Durham, N.C., June 3-6, 2001 322303 Kernforschung in Karlsruhe - eine neue

Herausforderung. V50367 GRÖTZBACH, G. Vortr.: Forschungszentrum Jülich, 4.September 322306 Simulation der Konvektion bei mittleren und 2001

kleinen Prandti-Zahlen. Treffen zum DFG-Projekt 'Interdisziplinäre V50724 RABAGLINO, E.; RONCHI, C.; Turbulenzinitiative', Universität llmenau, 310610 SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; WISS, T. 5.-7.September 2001 Helium and tritium release and

sub-microscopical restructuring in irradiated V50434 PETERS, B.; KREBS, L. beryllium pebbles. 110208 Ein partikelauflösender Ansatz zur Simulation 5th IEA InternatWorkshop on Beryllium

der Festbettverbrennung. Technology for Fusion, Moskva, October 10-12, VDI-Tagung 'Verbrennung und Feuerungen- 2001 20.Fiammentag', Essen, 4.-5.September 2001

V50725 RABAGLINO, E.; RONCHI, C.; V50600 KNEBEL, J.U.; CHENG, X.; TAK, N.l. 310610 SCAFFIDI-ARGENTINA, F. 322305 Thermalhydraulic design of the MEGAPIE Helium and tritium kinetics in irradiated

spallation target. beryllium pebbles. 5th Topical Meeting on Nuclear Applications 10th lnternat.Conf.on Fusion Reactor of Accelerator Technology (AccApp '01), Reno, Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October Nev., November 11-15, 2001 14-19, 2001

V50601 KNEBEL, J.U.; KLEIN, J.C.; GORSE, D.; V50777 RABAGLINO, E.; RONCHI, C.; THIELE, H. 322305 AGOSTINI, P.; GRÖSCHEL, F.; KUPSCHUS, P.; 310610 Optical and Iransmission electron microscopy

KIRCHNER, T.; VOGT, J.B. examination of the microstructure of MEGAPIE-TEST: A European project on irradiated beryllium pebbles. spallation target testing. 1Oth lnternat.Conf.on Fusion Reactor 5th Topical Meeting on Nuclear Applications Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October of Accelerator Technology (AccApp '01), Reno, 14-19, 2001 Nev., November 11-15, 2001

V50880 VAN DER LAAN, J.G.; CONRAD, R.; V50602 ZHELEZNYAK, M.; HELING, R.; RASKOB, W. 310610 FOKKENS, J.H.; JONG, M.; MAGIELSEN, A.J.; 322109 Hydrological dispersion module of the MALANG, S.; PIJLGROMS, B.J.; REIMANN, J.;

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42

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Ex-vessel core melt stabilization research V50882 REIMANN, J.; LULEWICZ, J.D.; ROUX, N.; (ECOSTAR). 310610 WÖRNER, G. FISA-2001 : EU Research in Reactor Safety,

Thermal creep of metatitanate pebble beds. Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Actions, Luxembourg, L, November 12-14, 2001 Blanket lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, October 22-24, 2001 V51027 SEIL~R1. J.M.; SEHGAL, B.R.; ALSMEYER, H.; Abstracts A-25 322104 KYMALAINEN, 0.; TURLAND, B.; GRANGE, J.L.;

FISCHER, M.; AZARIAN, G.; BÜRGER, M.; V50883 REIMANN, J.; HERMSMEYER, S.; WÖRNER, G. CIRAUQUI, C.J. 310610 Thermal conductivity of compressed European group for analysis of corium

orthosilicate and metatitanate pebble beds. recovery concepts (EUROCORE). 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder FISA-2001 : EU Research in Reactor Safety, Blanket lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted October 22-24, 2001 Actions, Luxembourg, L, November 12-14, 2001 Abstracts A-26

V51028 KOTCHOURKO, A.; BURGETH, B.; DOROFEEV, S.B.; V50884 HERMSMEYER, S.; REIMANN, J. 322101 BREITUNG, W. 310610 Particle flow of ceramic breeder pebble beds Turbulent reactive flow simulation with

in biaxial compression experiments. presumed ß-PDF combustion model. 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder 18th lnternat.Colloquium on the Dynamics of Blanke! lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, Explosions and Reactive Systems, Seattle, October 22-24, 2001 Wash., July 29 - August 3, 2001 Abstracts A-27

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2001 V50892 MASCHEK, W. 322303 Review of safety issues of waste incinerating V51104 CLASS, A.

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43

r !

V51139 BIELERT, U.; BREITUNG, W.; BURGETH, B.; 322101 KOTCHOURKO, A.; SCHOLTYSSEK, W.;

PAILHORIES, P.; PETIT, M.; STUDER, E.; EYINK, J.; MOVAHED, M.; PETZOLD, K.G.; HEITSCH, M.; ALEKSEEV, V.; DOROFEEV, S.; EFIMENKO, A.; KUZNETSOV, M.; OKUN, M.; YANKIN, Y.; HULD, T.

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