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Forschungszentrum Karlsruhe in der Helmholtz-Gemeinschaft Wissenschaftliche Berichte

FZKA68;36 r

Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2002

Institut für Kern- und Energietechnik

April2003

Tft :l'l5. 399

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Forschungszentrum Karlsruhe in der Helmholtz-Gemeinschaft

FZKA 6836 , ~

Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2002

Institut für Kern- und Energietechnik

Als Manuskript vervielfältigt. Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor.

Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 76021 Karlsruhe

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 FestsJotfan 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

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 .31.12.2002 waren im Institut für Kerntechnik 82 grundfinanzierte Mita·rbeiter/innen beschäftigt, darunter 40 Akademiker/innen, 18 Ingenieure/innen und 24 sonstige Mitarbeiter/innen. Hinzu kommen 4 ausländische Gäste, 6 Postdoktoranden/innen, 6 Doktoranden/innen, 28,5 dritt­mittelfinanzierte Mitarbeiter/innen, 5 BA-Studenten/innen, 6 Praktikanten/innen und 2 Auszubildende. 5 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 Nachhaltlgkelt, Energie und Umwelttechnik (UMWELT)

11.02.03 Vergasungsvalfahren

11.02.06 Modellbildung und Prozesskontrolle

11.02.08 HGF Strategiefondsprojekt Stickoxidminderung

11.03.03 Aufbereitung von Wasser/Abwasser

Programm Kernfusion (FUSION)

31.06.10 Feststolfblanket für DEMO

31.06.20 Flüssigmetallblanket für DEMO

31.06.30 Reaktorstudien und konzept-unabhängige Untersuchungen

31.07.02 Tritiumprozesstechnik und -Sicherheit

Programm Nukleare Sicherheitsforschung (NUKLEAR)

32.21.01 HGF-Strategiefond: Wasserstoffverhalten und Gegenmaßnahmen

32.21.02 Thermische Wechselwirkung v. Kernschmelze und Kühlmittel

32.21.03 Versagen des Reaktordruckbehälters und Dispersion der Kernschmelze

32.21.04 Therm. Angriff d. Kernschmelze u. deren langfristige Kühlung

32.21.07 Analysen zum Containmentverhalten

32.21.09 Entwicklung von Methoden zur Abschätzung und Minimierung der radiologischen Folgen von Reaktorunfällen

32.22.06 Untersuchungen zum Brennstoff- und Brennstabverhalten innovativer Systeme

32.22.09 High Perlormance Light Water Reactor (HPLWR)

32.23.01 Neutronenphysikalische Untersuchungen zur Transmutation v. Aktiniden und Spaltprodukten

32.23.03 Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen Verhalten v. Kernen mit 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 Oberllächen mit Hilfe der Flüssigmetallkühlung

Programm Mikrosystemtechnik (MIKRO)

41.09.02 Protein-Analytik im Chipformat

11 Programm Nachhaltigkeit, Energie- und Umwelttechnik (UMWELT)

11.02 Thermische Entsorgung und rationelle Energieumwandlung

11.02.03 IKET Vergasungsverfahren

Im Rahmen des Programms Nachhaltigkeil und Technik wird an verschiedenen Stellen innerhalb des FZK ein Konzept zur Erzeugung von Synthesegas aus halmartiger Biomasse (Stroh, Heu, etc.) entwickelt. Das Konzept sieht eine dezentrale Pyrolyse des Halmguts und die Herstellung von Slurries aus dem erzeugten Pyrolyseöl und Koks i.n Anlagen bis maximal 100 MW1h vor. Die Slurries werden in zentrale Anlagen bis etwa 1000 MW1h verbracht, in denen zunächst das Synthesegas und daraus alternativ oder auch kombiniert chemische Produkte sowie thermische und elektrische Energie erzeugt werden.

Pyrolyse von Weizenstroh

Über die physikalischen und kalorischen Eigenschaften von Slurries, insbesondere von Strohslurries, gibt es nur wenig Informationen, die geeignet sind, die Brennerauslegung für diesen Brennstoff voranzutreiben. Vor allem bestehen Un­sicherheiten hinsichtlich der Ausbeuten an Koks und Teer aus der Strohpyrolyse in Abhängigkeit von Aufheizrate und Temperatur. Für eine erste Abschätzung wurden am IKET Pyrolyseexperimente im Festbett mit Winterweizen sowohl in der PANTHA-Anlage als auch in einem kleineren Festbett mit unterschiedlichen Heizraten durchgeführt.

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0 100 200 300 400 500 T["C]

Ausbeuten an Koks, Teer (Kondensat) und Gas aus der Pyrolyse von Weizenstroh bei verschiedenen Endtemperaturen und Heizraten

ln der Abbildung sind die Ausbeuten an Koks, Teer und Gas in Abhängigkeit der Pyrolysetemperatur dargestellt. Wie erwartet, nimmt die Ausbeute an Teer mit Erhöhung der Heizrate zu. Allerdings bleiben die Teerausbeuten unter dem angestrebten Prozentsatz von ca. 60-80 Gew% der Aus­gangsmasse. Hierzu müssen wesentlich stärkere Heiz- und Abkühlraten erzeugt werden. Die Auswertung umfasste außerdem Elementaranalysen und die Bestimmung der Heizwerte der Kokse und Teere.

Modeliierung

Zum Nachweis der technischen Realisierbarkeil des Verfah­rens wurden an einem 5 MW Flugstrom-Druckvergaser mehrere Experimente mit einer aus Holzpyrolyseöl und Holzkohle erzeugten Slurry durchgeführt. Dazu wurde erst­mals ein Brenner mit Sauerstoffdirektzerstäubung eingesetzt. Wesentliche Einflussgrößen auf den Vergasungsvorgang sollen durch eine numerische 3~D Simulation optimiert

2

werden. Dazu wurden mit dem Rechenprogramm FLUENT der für das Experiment zur Verfügung stehende Vergaser numerisch simuliert und in ersten Rechnungen Geschwindig­keits-, Temperatur- und Speziesprofile bestimmt. Die nach­folgende Abbildung zeigt das Temperaturprofil im Vergaser für eine Slurry mit 30 Gew.% HolzkoksanteiL Die Rech­nungen lassen auf eine gute Vermischung in der Vergas­u.rgszone schließen, sie zeigen aber auch, dass eine t!etailliertere Modeliierung für die Zerstäubung und die Vergasung der aus Feststoff und Pyrolyseöl erzeugten Slurry erforderlich ist. Entsprechende Arbeiten hierzu sind in Vorbereitung.

1.93e-t-03

Temperaturverteilung im Flugstrom.Druckvergaser in Kelvin

Veröffent­lichungen

51865 V 52101

52367

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. W. Breitung Dr. A. Class E. Eggert H.-H. Frey Dr. L. Krebs F. Prestel Dr. E. Sehröder Dr. J. Startlinger Dl. H.-J. Wiemer

11.02.06 IKET Modellbildung und Prozesskontrolle

Instationäre Verbrennung

Das IKET ist am Sonderforschungsbereich 606 "Instationäre Verbrennung, Transportphänomene, Chemische Reaktionen, Technische Systeme" der Universität Karlsruhe in Zusam-

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menarbeit mit der Universität Stuttgart sowie dem DLR Stuttgart an zwei Teilprojekten beteiligt. Zur Beschreibung von periodischen Verbrennungsvorgängen wurde ein Modell entwickelt, bei dem die Flamme durch eine Obertläche ersetzt wird, die unverbranntes Brenngasgemisch vom Rauchgas trennt. Diese Obertläche bewegt sich instationär in einem turbulenten Strömungsfeld, so dass sich zeit­abhängige Strömungsfelder beiderseits der Flamme erge­ben, denen sich die Geometrie der Flamme anpasst. Die wichtigste Kenngröße der Flamme ist ihre Ausbreitungsge­schwindigkeit relativ zum unverbrannten Gemisch. Diese wurde für Flammen mit komplexen Reaktionsmechanismen bestimmt; deren Reaktionszone im Vergleich zur Dicke der gesamten Flammenstruktur dünn ist. Die Rechnungen zeigen, dass die Flammengeschwindigkeit von der Flammen­streckung und einer effektiven Zeldovichzahl bzw. Akti­vierungsenergie der chemischen Reaktion abhängt. Die Flammenstreckung charakterisiert den dehnenden Einfluss des Strömungsfelds auf die Flammenfläche. Die effektive Zeldovichzahl wird für einfache Reaktionsmechanismen analytisch angegeben und ist nur in Sondertällen unmittelbar mit den Aktivierungsenergien einzelner Elementarreaktionen verknüpft. Für komplexe Mechanismen wird die effektive Zeldovichzahl aus experimentellen Daten von ebenen Flammen abgeleitet.

Veröffent­lichungen

V 51496 52605 52825 53004

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Class Dr. D. Kuhn V. Oberheide Dl (FH) F. Richter

11.02.08 IKET HGF-Strategiefondsprojekt: Stickoxidminderung

THERESA

Das Ziel mehrerer Messkampagnen war die Bestimmung der Ursachen für die Schlackeanhäufung am Drehrohraustritt der THERESA-Anlage. Bei allen bisherigen Kampagnen hat sich in deren Verlauf ein Schlackewulst am Austritt des Dreh­rohres (DRO) gebildet, der den freien Schlackeabfluss behinderte und so zu einer Beeinträchtigung des Anlagen­betriebes führte. Daher wurden vom IKET mehrere Mes­sungen in der Nachbrennkammer (NBK) zur Erstellung von Temperaturprofilen am DRO-Austritt durchgeführt.

Der obere Teil der Abbildung zeigt die horizontalen Mess­punkte in Richtung der Drehrohrachse, während im unteren Teil der Abbildung der horizontale Messpfad senkrecht zur Drehrohrachse unmittelbar am Drehrohraustritt dargestellt ist.

Innerhalb des DRO liegt die Temperatur deutlich über dem Schlackeerweichungspunkt von 11 00 oc wie aus der nach­folgenden Abbildung hervorgeht. Die Messstellen außerhalb des Drehrohrs (nächste und übernächste Abbildung) weisen Temperaturstreuungen bis zu mehr als 100 K auf. Dabei handelt es sich um periodische, von der DRO-Drehzahl abhängige Temperaturschwankungen. Möglicherweise wer­den die Wärmeverluste der NBK durch eine Undichtigkeit im Kühlluftsystem zur Kühlung des Stirnkranzes am DRO­Austritt verstärkt. Der dadurch entstehende kühle Bereich am äußeren Rand der Drehrohres führt zunächst zu einer lokal begrenzten Temperaturabsenkung bis hin zur Erstar-

rung der Schlacke. Ein sich allmählich bildender und sich ständig vergrößernder Pfropfen verhindert mehr und mehr das Abfließen der aus dem DRO nachkommenden Schlacke, so dass schließlich der Drehrohrquerschnitt am Austritt großflächig verschlossen wird.

Messpunkte zur Bestimmung der Temperaturprofile im Bereich des DRO­Austrittes

Um die Ursache der Temperaturschwankungen zweifelsfrei festzustellen, sind für das Jahr 2003 weitere Messungen an der THERESA geplant.

1250 I +1226 I + 1211

1200 I +1165 I

1150 I + 1137 I" I

T 1 l1059 1'""1 t 1030 t 1037 r042 ' I I I

E _a 1100

~ ~ 1050

... 1000

NBK: DRO

950 939 I

I QOO '

0 500 1000 1500 2000 2500

Entfernung von Wand NBK (mm]

Temperaturprofil in Richtung der DRO·Achse; Übergang NBKIDRO­Austritt bei x=1400 mm

1250

1200

1150

[J1100 L :; 1050

E 8.1000 E .. 1- 950

900

950

900

939

I + 1104 ~ 1171 + 1170 l "' j I ' I l1110

l " l l 059 r t 1031 t 1032 l

017

250 500 750 1000 1250 1500 1750 2000 2250 2500

Abstand von Wand NBK {mm}

Temperaturprofil am Übergang NBKI DRO-Austritt in einer horizontalen Messebane senkrecht zur DRO-Achse

3

Modeliierung

Im Berichtsjahr lag der Schwerpunkt der Arbeiten auf der Modeliierung der Partikelbewegung in einem bewegten Festbett, nachdem im Vorjahr die Einzelmodelle für die Teilprozesse Trocknung, Pyrolyse, Entgasung und hetero­gene Verbrennung in das Programmpaket TOSCA imple­mentiert und erste Rechnungen des Abbrandes von Partikeln in einem nicht bewegten Festbett durchgeführt worden waren. Die Modeliierung der Partikelbewegung umfasste folgende Einzelprobleme:

- 2D-Simulation der dynamischen Partikelbewegung auf einem vorwärts bewegten Rost mit TAMARA-Geometrie ohne Verbrennung.

- Berechnung der Partikelverweilzeit auf dem Rost.

- Bestimmung von Kenngrößen zur Beschreibung der Mischung bzw. Entmischung von Partikeln unterschied­licher Größe auf einem vorwärts bewegten Rost.

Entmischung der Partikel im Eintritt des bewegten Festbetts

Entmischung der Partikel in der Mitte des bewegten Festbetts

Die beiden folgenden Abbildungen zeigen die Entmischung der Partikel am Anfang und in der Mitte des vorwärts bewegten Festbetts. Deutlich ist die Trennung von großen und kleinen Partiken zu erkennen wobei die kleineren Partikel nach unten zum bewegten Festbettboden und die größeren Partikel nach oben zur freien Oberfläche hin wandern. Die gemessene mittlere Verweilzeit der Partikel auf dem TAMARA-Rost beträgt ungefähr 45 Minuten, die berechnete Verweilzeit liegt für die meisten Partikel zwischen 43 und 47 Minuten. Mit geringer Häufigkeit können kleine Partikel eine Verweilzeit von mehr als 200 Minuten auf­weisen. Zur Zeit werden die Modelle für Partikelbewegung und -abbrand gekoppelt.

4

Veröffent­lichungen

51229 51235 51472 51728 51762

V 51865 52367 52509 52550

V 52652 V 52653 V 53191

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Class Dr. A. Dziugys E. Eggert H.H. Frey Dl (FH) E. Höschele Dr. L. Krebs DP D. Kuhn DC M. Müller-Hagedorn H.-M. Politzky F. Prestel Dl (FH) F. Richter Dr. E. Sehröder Dr. C. Vortmann

11.03 11.03.03 IKET

suwox

Ressourcenschonung Aufbereitung von Wasser/ Abwasser

Das Potenzial der Schadstoffzersetzung in überkritischem IJiiasser liegt in der vollständigen Stoffumwandlung (Totalab­tfau) anthropogener Abfallstoffe. Die Hemmnisse bei der t~chnischen Anwendung liegen in einem hoch korrosiven Reaktionsmedium und im Ausfallen von Salzen. Das strategische Konzept des SUWOX-Verfahrens beruht auf einem, den jeweiligen Schadstoffen durch geeignete Werk­stoffauswahl angepassten, korrosionsbeständigen Doppel­wandreaktor und einer hohen Fluiddichte zur Erzielung hoher Salzlöslichkeiten.

SUWOX-Anlage: 700 bar, 500°C, 2,5kg/h

Das im Labormaßstab entwickelte SUWOX-Verfahren wird in einer Drittmittel geförderten Kooperation mit einem mittel­ständischen Industriepartner zur industriellen Anwendung weiter entwickelt. Hierzu wurden reale Abwasserströme potenzieller Anwender aus den Industriezweigen Biozidpro­duktion, Pharmaproduktion, Wasserlack- und Kunstharzpro­duktion untersucht. Auf werkstoffkundlicher Seite besteht Zusammenarbeit mit Firmen auf den Gebieten keramischer sowie metallischer Werkstoffe. in Kooperation mit einem Industriegasehersteller wird technisches Neuland bei der Bereitstellung von Hochdrucksauerstoff betreten.

Auf Grund der erzielten Ergebnisse erklärte sich der Biozidhersteller zu Beginn des Jahres 2002 bereit, eine industrielle SUWOX-Anlage im Pilotmaßstab in seinen Produktionsprozess zu integrieren. Die auf diesen Anwen­dungsfall ausgerichteten Arbeiten sind gekennzeichnet durch die Integration einer Wärmerückgewinnung im Reaktor, um die Wirtschaftlichkeit des Prozesses zu steigern. Das Abwasser aus dem Produktionsprozess unterliegt Schwan­kungen in der Zusammensetzung der lnhaltsstoffe. Der

.....

eingehende Versuchsbetrieb zeigt, dass bestimmte Inhalts­stoffe zu lokalen Ausfällungen im Prozess der Schadstoff­zersetzung führen können. Die bisher gewonnenen Ergeb­nisse lassen erkennen, dass mit gezielten Prozessmodifika­tionen diese Ausfällungen vermieden werden können.

31

Veröffent­lichungen

40195

31.06 31.06.1 0 IKET

Beteiligte Mitarbeiter

E. Arbogast 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

Programm Kernfusion (FUSION) Blanketentwicklung Feststoffblanket für DEMO

Koordination der Arbeiten zum Europäischen HCPB-Projekt

Im Rahmen der europäischen Blankat-Programme werden zwei Blanketkonzepte für einen Fusions-DEMO-Reaktor entwickelt. Für das "Helium-cooled Pebble Bed" (HCPB) Blanke! liegt die Federführung beim FZK. Mittelfristiges Ziel dieses Programms ist der Design des DEMO-Biankets, die Qualifizierung durch geeignete Tests kleineren Maßstabs und der Bau von Testeinsätzen für ITER. Die F+E-Arbeiten werden im Rahmen des europäischen Blankat-Teams in enger Kooperation mit CEA (Saclay and Grenoble), ENEA (Brasimone and Casaccia), FOM (Petten), Belgium (Mol) und IST (Lissabon) durchgeführt. Im Rahmen der Umstruk­turierung des Fusionsprogramms wurden im Mai 2002 die Arbeiten zur Koordinierung des HCPBs sowie zur Auslegung der Test Blanke! Module ins IRS verlagert (siehe entspre­chenden lAS-Beitrag).

Charakterisierung und Bestrahlungsverhalten von Brutkeramik- und Beryllium-Kugeln

Brutkeramik-Kuge/n: Seit 1990 entwickelt FZK in Zusam­menarbeit mit Fa. Schott Glaswerk GmbH die Herstellung von Lithiumorthosilikat-Kugeln durch Sprühverfahren. Die Eigenschaften der Kugeln hängen von vielen Parametern ab, die schwierig zu kontrollieren sind. Deswegen ist die Qualitätskontrolle der gelieferten Kugeln durch chemische Analysen, Optische- und Elektronen-Mikroskopie, Druck- und Glühversuche erforderlich. Für die im Berichtszeitraum gelieferten Chargen ergaben sich keine signifikanten Unter­schiede zu früheren Chargen und das Material wurde für diverse Experimente (FZK, ENEA) bereitgestellt.

Für Hochfluenzbestrahlungs-Experimente im HFR Petten werden 6Li-angereicherte Lithiumorthosilikat-Kugeln benötigt, die aus Lithiumorthosilikat-, Siliziumoxid- und Lithiumcarbo­nat-Pulver hergestellt werden (anstelle Lithiumorthosilikat­und Siliziumoxid-Pulver für nichtangereichertes Material). Die erste Charge war gekennzeichnet durch eine unakzeptabel große Porosität aufgrund von C02 Verunreinigungen. ln Zusammenarbeit mit Fa. Schott wurde das Produktions­verfahren optimiert und Material hergestellt, das keine erhöhte Porösität mehr besitzt.

Ein Langzeitglühversuch über drei Monate mit Lithiumortho­silikat und Lithiummetatitanat wurde gestartet, der im Januar 2003 abgeschlossen werden wird.

1 mm NGK Beryllium-Kugeln (optische Mikroskopie)

Beryllium-Kugeln: Jede gelieferte Charge der von NGK lnsulators ltd. hergestellten Beryllium-Kugeln (obige Abb.) wird durch folgende Methoden charakterisiert: Optische- und Elektronen-Mikroskopie, Helium-Pyknometrie, Mikrohärte, Mechanisches Verhalten bei hoher Temperatur. Da die Tritiumfreisatzung aus derzeit verfügbaren Beryllium-Kugeln bei Betriebstemperaturen im Reaktor ein Problem darstellt, siehe nachfolgende Ausführungen, wird die Möglichkeit untersucht, die Mikrostruktur der Kugeln zu verändern mit dem Ziel Korngrößen im Bereich von 10 ~tm zu erhalten. Rechnungen mit dem ANFIBE Code zeigten, dass dadurch die Tritiumfreisatzung sich deutlich erhöhen würde.

Weiterentwicklung des ANFIBE Codes

Im Rahmen der Validierung und Weiterentwicklung des ANFIBE Codes zur Beschreibung des Verhaltens von Helium und Tritium in bestrahltem Beryllium werden experimentelle und theoretische Untersuchungen der Gasfreisatzung von leicht und stark bestrahlten Beryllium-Proben durchgeführt. Die Gas-Freisetzungskurven werden durch ein Modell ange­passt, das neben der atomaren Gasdiffusion auch die Gasausscheidung in Blasen berücksichtigt. Ein wesentliches Ergebnis ist die genauere Bestimmung des sog. Gasaus­scheidungs-Verhinderungs-Faktor. Auf der Basis der Mikro­strukturanalyse von leicht bestrahlten Beryllium Kugeln wurde mit einer detaillierten Validierung der Modelle der Gaskinetik im ANFIBE-Code begonnen. Das letzte Stadium der Gasdiffusion, d. h. das Entstehen von offenen Porositäten an den Korngrenzen, das bei hoher Dosis oder hohen Temperaturen verantwortlich für die meiste Gasfreisatzung ist, wurde in einer leicht bestrahlten Beryllium Kugel mit Hilfe der 3D Mikrotomographie durch Synchrotronstrahlung unter­sucht (Abbildung).

Offene Porositäten in einer leicht bestrahlten Berylliumkugel, die durch Heliumblasen-Wachsturn und -Koaleszenz bei hoher Dosis oder hohen Temperaturen entstehen

5

Verbesserung der Tritiumfreisetzung aus Beryllium

Das sich akkumulierende Tritium im Beryllium könnte am Ende der Betriebszeit von Blankeis unzulässig hohe Werte erreichen wenn keine Gegenmaßnahmen ergriffen werden. Eine Möglichkeit ist die Spülung der Beryllium-Schüttbetten mit einem Spülstrom mit hohem Wasserstoff(Protium)­Partialdruck. Es ist geplant, diese Technik in den HIDOBE­Bestrahlungsexperimenten im HFR Patten zu testen. Ab­schätzungen wurden durchgeführt, ob geschlossene Kapseln mit einem anfangs hohen Protium-Druck verwendet werden könnten, oder ob diese Kapseln an ein Protium-Reservoir angeschlossen werden müssen. Es zeigte sich, dass aufgrund starker Permeationsverluste die letztere Technik verwendet werden sollte. •

Parallel zu diesen Abschätzungen wurde in Zusammenarbeit mit den Heißen Zellen ein erstes Experiment mit Beryllium­Kugeln zur Untersuchung der Wasserstoffspeicherung und -freisetzung durchgeführt. Die Kugeln wurden mit einem Protium-Tritium-Gemisch (Druck: 0.2MPa) bei 850°C über 8 Stunden beladen und anschließend in einer anderen Versuchseinrichtung bis 1100 oc aufgeheizt und die Tritium­Freisatzung gemessen. Durch weitere Untersuchungen soll geklärt werden, welche Tritiumanteile in den Kugeln gespeichert wurden bzw. in oberflächennahen Schichten absorbiert wurden.

Untersuchungen der mechanischen und thermischen Eigenschaften von Beryllium- und Brutkeramik­Kugelschüttungen

Zur Durchführung von Versuchen mit Beryllium-Kugelschüt­tungen bei Temperaturen bis 650°C und Drücken bis zu 6 MPa wurde die HECOP-Anlage errichtet. Die im letzten Jahr angefangenen Wärmeleitfähigkeitsmessungen mit Schüttungen bestehend aus 1 mm NGK Beryllium-Kugeln wurden weitergeführt. Die Abbildung zeigt die Wärmeleitfä­higkeit als Funktion der Schüttbett-Verformung während eines Uniaxiai-Druckversuchs. Die mittlere Temperatur im Schüttbett war 350 oc; der Temperaturunterschied betrug ca. 50 oc. Die Erhöhung der Wärmeleitfähigkeit mit zunehmen­der Verformung wird im Wesentlichen durch die Vergröße­rung der Kontaktflächen zwischen den Kugeln verursacht.

Mitte des Jahres wurde die HECOP-Anlage defekt durch Versagen einer wesentlichen Komponente. Es wurde beschlossen eine neue Teststrecke zu bauen; die Wieder­aufnahme der Versuche ist im Januar 2003 vorgesehen.

2 14 E

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k (W/ m K) = ·1.9407 E(%)2 + 10.637 E(%) + 2.3199

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Mittlere Bett-Temperatur: 350 ·c I !

0 0,2 0,4 0,6 0,8

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Wärmeleitfähigkeit von 1 mm Beryllium Kugelschüttung als Funktion der Schüttungsvertormung e ·

6

ln bezug auf Brutkeramik-Kugelschüttungen wurden weitere Versuche zum thermischen Kriechen bei 750 und 800 oc mit neuen Chargen von CEA Metatitanat-Kugeln (Durchmesser 0,6-0,8 mm) durchgeführt. Es zeigte sich, dass dieses Material durch kleine Kriechraten gekennzeichnet ist.

Schüttbettmodellierung

I (#ie Komprimierungseigenschaften der Schüttbetten aus Brutmaterial und Beryllium sollen im DEMO-Feststoffblanket Materialversagen durch große Thermospannungen verhin­dern. Das Drucker-Prager-Modell für granulare Materialien beschreibt die physikalischen Prozesse im Schüttbett und ist für die nötige Modeliierung geeignet. Modellierungsarbeiten richten sich auf die Erweiterung des Modells zu reaktor­relevanten Randbedingungen und auf die Validierung von Modellen.

Das bestehende Schüttbettmodell wurde auf eine biaxiale Geometrie angewendet. Es zeigte sich, dass die errechneten Ergebnisse mit experimentellen Daten für Orthosilikatpartikel befriedigend übereinstimmen. Die guten Eigenschaften des Modells wurden auch für 20 und 30 mm hohe Schüttbetten festgestellt, in denen Partikelfließen viel ausgeprägter ist als im 10 mm hohen DEMO-Referenzdesign.

Die Erweiterung um ein Modell zum Thermischen Kriechen und die Benutzung von volumetrischen Wärmequellen führte zu numerischen Problemen des Solvers. Das Lösungsver­halten wurde mit Hilfe von Rechnungen für ein altes Benchmarkexperiment untersucht und soll im kommenden Jahr verbessert werden.

Veröffent­lichungen

47826 47983 47984 47985 47986 48117 48118 48119 48120 48121 48122 48423 50263 50880 50881 50882 50883 50884

V 51402 V 51403 V 51404 V 51430 V 51431 V 51614

51642 51763

V 51847 V 52084

52152 V 52153

52378 52379

V 52782 V 52783 V 52784

53043

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. L. Boccaccini R. Sosbach Dr. L. Bühler Dr. S. Hermsmeyer Dl S. Malang Dr. G. Piazza Dr. E. Rabaglino Dr. J. Reimann C. Sand

-

~ I

31.06.20 IKET Flüssigmetallblanket für DEMO

MHD-Strömungen in Kanalkontraktionen/expansionen

Das zweite im Rahmen des europäischen Blankat-Program­mes entwickelte Blanke! ist das "Helium-cooled Lithium­Lead" (HCLL) Blanke!. Zur Triturnextraktion muss das Flüssigmetall umgewälzt werden. Dabei spielen magnatohy­drodynamische (MHD) Effekte eine große Rolle. ln den Strömungskanälen treten häufig Änderungen des Kanalquer­schnitts in Richtung des magnetischen Feldes B auf. Hierbei kommt es zur Ausbildung dreidimensionaler elektrischer Ströme, die zu komplexen Umverteilungen der Flüssigme­tall-Strömung führen und zusätzliche Druckverluste verur­sachen. Zur Untersuchung dieser Vorgänge wurde mit experimentellen und theoretischen MHD-Arbeiten zu Flüs­sigmetall-Strömungen in Expansionen/Kontraktionen begon­nen. Eine Edelstahl-Testsirecke mit einer Wandstärke von 3 mm und einer plötzlichen Querschnittsänderung von 1 00 x 25 mm2 auf 1 00 x 100 mm2 ist in Herstellung und soll Anfang Januar 2003 in den NaK-Kreislauf der MEKKA­Anlage eingebaut werden. Neben der Messung der Wand­potenziale und Druckverluste sind zusätzlich zwei traver­sierbare Sonden zur Messung von Geschwindigkeitsvertei­lungen vorgesehen. Die theoretischen Arbeiten konzentrie­ren sich zunächst auf die Beschreibung trägheitsfreier MHD­Strömungen. Die Abbildung zeigt eine berechnete Geschwin­digkeitsverteilung im Strömungsquerschnitt kurz vor der Erweiterung: es treten große Geschwindigkeitsüberhöhun­gen nahe der magnetfeldparallelen Seitenwände auf.

MHD-Geschwindigkeitsverteilung im Kanalquerschnitt kurz vor der Quer­schnittserweiterung

Berechnung dreidimensionaler (3d) MHD Naturkonvektions-Strömungen

Im Rahmen einer Kooperation mit der Universität Coventry wurden 3d MHD-Naturkonvektions-Strömungen in quader­förmigen Geometrien untersucht. Das Magnetfeld ist dabei wie im Fusionsreaktor horizontal. Mittels asymptotischer Methoden konnte das Problem zunächst vereinfacht und anschließend durch geeignete numerische Verfahren für elektrisch leitende Kanalwände gelöst werden. Die gewon­nenen Ergebnisse approximieren die Strömung sehr gut für sehr starke Magnetfelder, wie sie in Fusionsreaktoren auftreten. Das numerische Programm arbeitet für beliebige Temperaturfelder, hervorgerufen durch Wandwärmeströme und volumetrische Wärmefreisetzung. Es konnte gezeigt werden, dass sich dreidimensionale Effekte auf Bereiche nahe der Boden- bzw. Deckplatte beschränken. Außerhalb dieser Bereiche findet man eine voll ausgebildete Strömung.

Es hat sich gezeigt, dass die Strömung besonders sensitiv auf Variationen der elektrischen Leitfähigkeit der Kanalwände reagiert. Damit hätte man ein geeignetes Mittel zur Verfügung, um aktiv bestimmte Strömungsformen zu optimieren.

Die folgende Abbildung zeigt das elektrische Potenzial auf der Oberfläche eines Kanals, hervorgerufen durch die ,konvektionsgetriebene MHD Strömung des Fluids. Diese ~Strömung entsteht in einem Temperaturfeld aufgrund einer konstanten volumetrischen Beheizung und Wärmeabfuhr über seitliche vertikale Wände bei x = ± 1. Alle anderen Wände sind adiabat. Isolinien des Wandpotenzials können näherungsweise als Abbild der Strömung interpretiert werden. Wir finden hier eine aufwärts gerichtete Strömung im Zentrum des Kanals und abwärts gerichtete Strömungen entlang der gekühlten Wände.

i I

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5

z

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Isolinien des elektrischen Potenzials auf der Kanalwand

Veröffent­lichungen

47827 V 51379

51557 V 52781

53054 53183 53355

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. L. Bühler S.Gnieser F. Pfeffer Dr. K. Messadek Dr. J. Reimann Dr. R. Stieglitz

31.06.30 IKET Reaktorstudien und konzeptunabhängige Untersuchungen

Beiträge zu Europäischen Studie über Fusionsleistungsreaktoren

An der Europäischen Leistungsreaktorstudie nahm das Institut u. a. mit der Entwicklung und Auslegung eines auf dem HCPB-Feststoffblanket basierenden Reaktormodells teil. Die Abkehr von der bisher für DEMO vorgesehenen Segmentierung hin zu Moduln - ähnlich wie in ITER, jedoch größer und aus Verfügbarkeilsgründen weniger - führte dazu, dass mehr Gewicht auf konzeptionelle Anpassungen und Verbesserungen als auf blanketinlerne Details gelegt wurde.

Für die Blanketmodule wurde eine radiale Segmentierung vorgeschlagen, deren Vorteile (1) die Begrenzung des

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Gewichtes einzelner Moduln, (2) die Ausbildung der hinter .dem Blanke! liegenden Strukturen als Lebensdauerkompo­nenten und damit die Reduzierung von Abfall, und (3) die Möglichkeit einer thermischen Entkopplung der heißen Blankeis von rückwärtigen Strukturen sind.

Aus sicherheitstechnischen und plasmaphysikalischen Grün­den wurde für das Reaktormodell die Forderung nach einem heliumgekühlten Divertor mit einer Maximallast von 10 MW/m2 erhoben. Das daraufhin entwickelte Divertorkon­zept benutzt im Bereich der größten Wärmeflüsse Wolfram wegen seiner guten Leitfähigkeit und Hochtemperatureigen­schaften. Thermomechanische Analysen unterstützen die Machbarkeil des Konzeptes. Diese Konzept hat ein inten­sives Arbeitsprogramm zur detaillierten Weiterentwicklung an anderer Stelle im Forschungszentrum angestoßen.

Auf der Basis von Blanke! und Divertor wurde das Wärme" abfuhrsystem des Fusionsreaktors ausgelegt. Hauptergebnis dieser Analyse ist, dass das HCPB-Reaktormodell im Vergleich mit konkurrierenden Modellen das Potenzial hat, akzeptable Wirtschaftlichkeit bei beschränkter technologi­scher Extrapolation zu erzielen.

Die in der Reaktorstudie gewählte modulare Blanketsegmen­tierung hat das Augenmerk auf die Problematik einer Belastung eines Blanketmoduls mit dem vollen Kühlmittel­druck im Falle eines internen Bauteilversagens gerichtet. Aus diesem, aber auch aus anderen Gründen, wie (1) einer verstärkten Gemeinsamkeit - im Hinblick auf ITER Test­bianketmodule - mit dem heliumgekühlten Flüssigmetall­blanket, (2) einer verstärkten internen Modularität und (3) einer verbesserten thermischen Auslegung wurde mit der Revision des HCPB-Biankets begonnen. Ein Konzept für ein solches Blanke! wurde vorgeschlagen und wird konstruk­tiv weiterentwickelt sowie neuironischen und mechanischen Analysen unterzogen.

Abschätzung der MHD Druckverluste in selbstgekühlten Pb-17Li Blankets

Im Rahmen der Europäischen Reaktorstudie wurden Druck­verluste für ein selbstgekühltes Flüssigmetallblanket (SCLL) mit keramischen SiC/SiC Wänden und für das so genannte Dual Coolant (DC) Blanke! mit isolierenden SiC/SiC Ein­sätzen durchgeführt.

Berechnungen für ein SCLL Outboard-Bianket in einem konstanten Magnetfeld von 4T ergaben akzeptable Druck­verluste in den engen Spalten hinter der ersten Wand bei Strömungsgeschwindigkeiten bis zu 4.5 m/s. Der Druckver­lust im zentralen Kanal ist viel geringer, sodass der Gesamtdruckabfall sich hauptsächlich aus der Spaltströ­mung ergibt. Werte für Top- und lnboard-Bianket wurden durch eine Extrapolation abgeschätzt. Die Geschwindigkeits­profile zeigen einen Abfall in der Nähe der radialen Wände, die den kreisförmigen Ringspalt in mehrere Unterkanäle aufteilen. Diese "periodische" Geschwindigkeitsverteilung hat Temperaturschwankungen entlang der ersten Wand zur Folge, was bei mechanischen Spannungsrechnungen be­rücksichtigt werden sollte.

Für das DC Blanke! wurden Geschwindigkeitsverteilungen und Druckverluste in den langen poloidalen Rechteckkanälen bestimmt. Das Fluid in diesen Kanälen ist von den elektrisch leitenden Wänden durch keramische Strömungskanalein­sätze isoliert, um den Druckverlust zu reduzieren. Der Druckverlust in den poloidalen Kanälen bleibt selbst bei einer nicht perfekten Isolation klein. Die Geschwindigkeitsvertei-

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lung ist jedoch in Bezug auf die abzuführende volumetrisch freigesetzte Wärme nicht optimal, falls die elektrische Leitfähigkeit der Strömungskanaleinsätze zu groß wird. ln einem solchen Fall wird der größte Teil des Fluids entlang der Seitenwände in Jets mit relativ hohen Geschwindigkeiten geführt. Solche Strömungen neigen gewöhnlich zur Aus­bildung hydrodynamischer lnstabilitäten, was dann wiederum e)ne intensive Vermischung zur Folge hätte. Der größte ft;nteil am Gesamtdruckverlust entsteht im Bereich von ~xpansionen und Kontraktionen. Zur Ermittlung dieser Anteile wurden empirische Korrelationen angewandt, die für andere Geometrien entwickelt wurden.

3D-Analyse für Wasserstoffverhalten in ITER-FEAT Unfallszenarien

Für den Fall nicht öffnender Überdruckventile beim ITER­FEAT Vakuumbehälter wurde der Einfluss des Wärmeüber­gangs an der Wand auf die Eigenschaften der Torus­Atmosphäre mit einer fusionsspezifischen GASFLOW Ver­sion parametrisch untersucht. Dabei wurde die Toruswand einmal als Stahlwand, dann als mehrschichtige Wand (Be­Cu-Stahl) mit und ohne Wärmestrahlung modelliert. Be­trachtet wurde ein Unfall mit Kühlmittelleck in der Ersten Wand ohne Plasmazusammenbruch. Die Quellterme für die Gase entstammen MELCOR-Rechnungen. Wie sich zeigt, findet in keinem der betrachteten Fälle Dampf-Kondensation statt. Unter Verwendung eines mit ATHENA berechneten Quellterms, der sich durch relativ frühen Lufteintritt auszeich­net, wurden inzwischen weitere 3D Verteilungsrechnungen begonnen.

Sicherheitsanalysen bei ITER-FEAT haben ergeben, dass die beim Betrieb auftretenden unterschiedlichen Staubarten die Sicherheit des Tokamak erheblich beeinträchtigen können. Da zum reaktiven Verhalten von Tokamak-typi­schem Kohlestaub zur Zeit noch keinerlei Daten verfügbar und diese auch nicht aus dem Verhalten anderer Stäube übertragbar sind, wurde ein Versuchsprogramm gestartet. Dabei sollen die explosiven Eigenschaften ITER-relevanter Stäube untersucht werden. Die ersten Tests sind mit Kohlestaub vorgesehen. Eine Versuchsanlage mit einem 20-1-Behälter wurde aufgebaut und mithilfe von Standard­stäuben kalibriert. Als Versuchsparameter werden der maximale Explosionsdruck, die Kinetik-Kennzahl (Pa/s) und die minimale Explosionskonzentration gemessen. Zur Zeit sind Tests mit Graphitstaub im Gange.

Veröffent­lichungen

47401 47825 47828 48316

V 51377 V 51378 V 51432 V 51491 V 51492 V 51493 V 52238 V 52239

53039 V 53052 V 53204 V 53205

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. W. Baumann Dr. L. Boccaccini Dr. W. Breitung Dr. L. Bühler Dr. V. Denkevits Prof. S. Doroleev Dr. S. Hermsmeyer B. Kaup V. Krautschick Dl. S. Malang G. Necker (Pro Science) Dr. R. Redlinger Dr. P. Royl Dr. J.R. Travis (lngenieurbüro)

31.07 31.07.021KET

Tritiumtechnologie Tritiumprozesstechnik und -Sicherheit

Im Rahmen der SERF Studie (Socio-Economic Reserach on Fusion) wurden Tritiumfreisatzungen aus potentiellen euro­päischen Standorten von zukünftigen Fusionsreaktoren im Hinblick auf die Dosisbelastung der Bevölkerung und ihre wirtschaftlichen Konsequenzen hin untersucht. Von beson­derem Interesse war die Kontamination der Nahrungsmittel mit Tritium. Da es für Tritium zur Zeit noch keine europaweiten Höchstwerte an Aktivität in Nahrungsmitteln gibt, wurden zwei verschiedene Vorschläge untersucht. Zum einen Werte, die um den Faktor 10 höher sind als die, die für Cesium 137 gelten und zum anderen Werte, die aus der IAEA-Richtlinie 81 abgeleitet wurden. Letztere sind etwa um den Faktor 200 höher als die von Cesium 137. Bei einer unfallbedingten Freisatzung von 50 Gramm HTO, wurde der niedrigere der beiden Höchstwerte für zumindest einen Tag und ein Nahrungsmittel auf einer Fläche von etwa 30000 km2

überschritten. Wird der aus der IAEA-Richtlinie abgeleitete Höchstwert benutz, verringert sich die Fläche um den Faktor 30. Werden Nahrungsmittel verzehrt, deren Kontamination gerade unterhalb der beiden Grenzwerten liegt, so ist in beiden Fällen die Dosisbelastung der Bevölkerung geringer als die, die bei dem Verzehr von mit Cesium belasteten Nahrungsmitteln, deren Kontamination ebenfalls nahe an ihrem gültigen aktuellen EU-Höchstwert liegt, auftritt.

Sowohl für potentiell Freisetzungen aus ITER als auch aus zukünftigen Fusionsanlagen muss aufgezeigt werden, dass bestehende Grenzwerte für Notfallschutz- und Strahlen­schutzvorsorgemaßnahmen nicht überschritten werden. Da die Materialien sich im Laufe der Zeit ändern, wurde eine Methodik entwickelt, die es erlaubt Dosisbeiträge von Quelltermanteilen separat zu berechnen und den zusam­mengesetzten Quellterm mit den jeweiligen Grenzwerten zu vergleichen. Allerdings ist dies nur mit deterministischen Freisatzungsszenarien möglich.

Zur Unterstützung von Institutionen in Spanien, die Dosisab­schätzungen für den potentiellen ITER-Standort Vandellos im Rahmen des dortigen Genehmigungsverfahren durchführen, werden meteorologische Daten aufbereitet sowie Rechnun­gen für den Normalbetrieb und unfallbedingte Freisetzungen durchgeführt.

Veröffent­lichungen Beteiligte Mitarbeiter

50604 Drmet W. Raskob (Fa. D.T.I.) I. Hasemann

32 Programm Nukleare Sicherheitsforschung (NUKLEAR)

32.21 Sicherheitsforschung für Kernreaktoren

32.21.01 IKET Wasserstoffverhalten und Gegenmaßnahmen

Übergeordnetes Ziel der Arbeiten ist der Schutz von Umwelt und Öffentlichkeit vor radiologischen Belastungen bei aus­legungsüberschreitenden Unfällen in laufenden Reaktor­anlagen. Dieses Vorhaben untersucht die Wasserstoffentste-

hung, -Verteilung, und -Verbrennung, insbesondere im Hinblick auf Gegenmaßnahmen, die die Containmentin­tegrität gewährleisten können. Zur weiteren Entwicklung und Anwendung einer durchgehenden Analysemethodik wurden in 2002 folgende Beiträge geleistet.

GASFLOW-Programm

/Entwicklung, Implementierung und Test eines Spray-Modells (in das 3D-Fluiddynamikprogramm GASFLOW. Das neue Programm wird von Framatome zum Nachweis der Wasser­stoffbeherrschung beim EPR eingesetzt (Drittmittelprojekt).

Die GASFLOW-Modelle für Thermohydraulik, Kondensation und Wärmeübergang wurden in drei Benchmark-Projekten anhand von neuen 3D-Daten überprüft (TOSQAN, MISTRA, ThAI). Die blinde ThAI-Rechnung ergab sehr gute Überein­stimmung im berechneten Druck. Weitere Vergleiche sind in Vorbereitung.

Für das holländische Kernkraftwerk Borssela wurde ein SB­LOCA mit einem detaillierten Geometriemodell analysiert (ca. 88.000 Rechenzellen). Die 3D-Rechnungen zeigten das Auftreten von schnell brennbaren H2-Luft-Dampfmischun­gen. Durch aktives Betätigen der Barstklappen könnten die Mischungsprozesse verbessert und das Gefahrenpotenzial von Verbrennungen wirksam reduziert werden.

Innerhalb des EU-Projekts TEMPEST wurde mit der Simulation des PANDA-Versuchs BC-4 begonnen, um ein verifiziertes Modell für einen SWR-Gebäudekondensator zu entwickeln und um seine Wirkung als passives Sicherheits­element zu verifizieren. Erste Testrechnungen wurden erfolgreich durchgeführt ..

Für das Kernkraftwerk Krümme! wurde die Radiolysegas­verteilung in Abblaserohren untersucht, um die Wirksamkeit von Gegenmaßnahmen zu überprüfen. Für fast alle Betriebs­zustände wurde eine hinreichende Abführung von Radio­lysegas nachgewiesen. Für die verbleibenden Fälle wurde gezeigt, dass Öffnen der S & E-Ventile, Kompression des Radiolysegasinventars, postulierte Zündung und Ausbrand nicht zu Schädigungen der Abblaserohre führen.

Flammenbeschleunigungs-Kriterien

Aus den vorhandenen Versuchsdaten wurde die minimale Wegstrecke der Flamme zum Erreichen des Überschallregimes als ein weiteres notwendiges Kriterium abgeleitet. Das Modell erlaubt eine Vorhersage des Flammenbeschleunigungswe­ges in weitgehend eingeschlossenen Hindernisstrecken als Funktion von Mischungs- und Geometrieparametern.

Im Rahmen des EU-Projekts EIHP wurde die PET-Anlage weiter ausgebaut, um den Effekt von Abströmöffnungen auf den Flammenbeschleunigungsprozess zu untersuchen. Eine erste Experimentserie wurde abgeschlossen, eine zweite ist derzeit in Vorbereitung.

COM3D·Programm

Bei langsamen Wasserstoffverbrennungen haben konvektive Wärmeverluste an den Wänden einen erheblichen Einfluss auf die Verbrennungsdynamik, den Verbrennungsgrad und die Druckentwicklung. Ein theoretisches Modell wurde erstellt, in COM3D implementiert und an analytischen Lösungen getestet.

Das PDF-Reaktionsmodell (PDF = Probability Density Func­tion) in COM3D wurde weiter verbessert und im Rahmen des EU-Projekts HYCOM auf mittel- und großskalige Verbren­nungsversuche mit gutem Erfolg angewendet.

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Mit dem EBU-Reaktionsmodell (Eddy-Break-Up) wurden umfangreiche Rechnungen für das EU-HYCOM-Benchmark durchgeführt. ln diesem Benchmark haben verschiedene europäische Partner ein gemeinsam definiertes Contain­ment-Verbrennungsproblem mit unterschiedlichen Program­men simuliert.

Die Radiolysegasexplosion im Kernkraftwerk Brunsbüttel wurde mit COM3D eingehend simuliert, um a) globale Drucklasten im Containment und b) lokale Lasten im Nahbereich der versagenden Deckelsprühleitung zu berech­nen. Die Daten erlaubten es, weitere Sekundärschäden in der Anlage auszuschließen.

Ausgehend von COM3D wird eine Version mit adaptiver Gitterverfeinerung für massiv-parallele Rechner elltwickelt (COMPA), um großskalige Probleme mit komplexer Geome­trie effizienter lösen zu können. Die Entwicklung des Verfahrens ist für statische Gitter abgeschlossen. Derzeit wird die Wechselwirkung der Gitterauflösung mit dem EBU­Modell anhand von RUT-Versuchen systematisch untersucht (Beitrag zu EU-HYCOM-Projekt).

FLAM3D-Programm

ln 2002 wurden innerhalb des HYCOM-Projekts Studien zur Eichung der freien Parameter für H2-Luftgemische durch­geführt. Die an Experimenten eingestellten Parameter wurden im HYCOM-Benchmark verwendet, um blinde Vor­aussagen für den definierten Wasserstoffbrand im Contain­ment zu machen. Außerdem wurden damit vier blinde Vorausrechnungen von RUT-Versuchen mit sehr guten Ergebnissen durchgeführt.

DNS Rechnungen

Mittels direkter numerischer Simulation (DNS) wurden statistische Spezieskorrelationen in turbulenten H2-Luft­Fiammen berechnet. Die Daten dienen zur Ableitung von mechanistisch begründeten Eingabegrößen für das ß-PDF­Reaktionsmodell in COM3D. Die DNS Rechnungen sind abgeschlossen und werden derzeit ausgewertet.

DET3D-Programm

Für das Kernkraftwerk Philippsburg wurde die Druckentwick­lung bei Radiolysegasdetonationen in kleinen Anschluss­leitungen zum Primärkreis untersucht. Die mehrdimensionale Simulation zeigte Chapmann-Jouguet-Spitzendrücke, die in vielen Fällen unter den erwarteten statischen Grenzlasten von kleinen Rohren liegen. Die Auslegung kleiner Anschluss­leitungen auf dynamische Detonationslasten scheint in weiten Parameterbereichen möglich, allerdings sind zur Absicherung Verifikationsexperimente notwendig.

Radiolysegas-Experimente

Zwei Unfälle mit Radiolysegasexplosionen in SWR-Anlagen im vergangenen Jahr haben die Notwendigkeit verbesserter Radiolysegaskontrolle deutlich gemacht. Zur Ableitung von gesicherten Eingreifkriterien sind neue Verbrennungsver­suche mit Radiolysegas bei typischen SWR-Bedingungen notwendig (Po= 70 bar, T0 = 285 oc). Geeignete Versuche wurden einem Konsortium von deutschen SWR-Betreibern vorgestellt. Die Setreiber werden sich an dem Versuchs­programm in 2003 beteiligen. Vorbereitende Arbeiten betrafen bisher die Beschaffung von geeigneten Sicherheits­behältern und Druckaufnehmern.

10

Veröffent­lichungen

51024 51139 51227 51851 51852 51933 52258 52259 52260 52261 52262 52263 52510 52715 53057 53083 53084 53272 53273

V 52237 V 53156 V 53263 V 53264 V 53265 V 53266 V 53271

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. U. Bielert Dr. W. Breitung Dr. B. Burgeth Dr. S.B. Dorofeev Dr. A. Kotchourko Dr. A. Lelyakin Dr. P. Royl Fr. B. Kaup Dr. J. Starflinger Dl. W. Tsai (Doktorandin) Dr. Z. Xu

32.21.02 IKET Thermische Wechselwirkung von Kernschmelze und Kühlmittel

Theoretische Untersuchungen

Es bestehen immer noch große Unsicherheiten bei der Abschätzung der möglichen Folgen von Dampfexplosionen, d. h. explosionsartigen thermischen Wechselwirkungen. Da­her hat das Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) der OECD/NEA zum Jahresbeginn 2002 die Phase 1 des Forschungsprogramms SERENA (Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications) gestartet, in der zu­nächst die Zuverlässigkeit der verfügbaren Rechenpro­gramme untersucht werden soll. An dem Forschungspro­gramm nehmen 11 Institutionen aus 7 Ländern teil. Das Forschungszentrum Karlsruhe beteiligt sich mit dem im IKET entwickelten Rechenprogramm MATTINA.

ln diesem Jahr war zuerst Einigung darüber zu erzielen, welche Unfallsituationen am kritischsten sind und welche Experimente dementsprechend nachzurechnen sind. Für die Vorvermischungsphase wurden die FARO Experimente L-28 und L-33 ausgewählt, optional FARO L-31 und PREMIX PM 16. Alle vier Experimente wurden mit MATTINA nachge­rechnet. Dazu waren erhebliche Modifikationen an den Modellen für Fragmentation, Verdampfung und Kondensation erforderlich. Trotzdem treten bislang bei L-28 immer noch zu heftige Reaktionen auf, wenn sich größere Schmelzemassen am Boden des Versuchsgefäßes sammeln. Durch diese wird zu viel Wasser ausgeworfen. Nach einer verbesserten Modeliierung wird noch gesucht.

Veröffent­lichungen

52265

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. H. Jacobs DM B. Stehle

-

32.21.03 IKET Versagen des Reaktordruckbehälters und Dispersion der Kernschmelze

Wenn bei einem Kernschmelzeunfall der Reaktordruckbe­hälter bei leichtem Überdruck von 1-2 MPa versagt, wird die Schmelze ausgetrieben und ein Teil kann fein fragmentiert in die Reaktorräume gelangen. Die Materialtransportprozesse sowie die thermischen und chemischen Wechselwirkungen werden mit dem Ziel untersucht, mögliche Gefährdungen für die Integrität des Reaktorsicherheitsbehälters und Gegen­maßnahmen dazu aufzuzeigen.

Experimentelle Untersuchungen

ln der Versuchsanlage DISCO-H (Maßstab 1 :18) wurden vier Tests mit Eisen-Aluminiumoxid-Schmelze (10.6kg, skaliert 16m3

) und Dampf bzw. Stickstoff als Treibgas durchgeführt. Die Öffnung im Druckbehälter wurde durch ein Loch (0 56 mm, skaliert 1 m) im Zentrum der unteren Kalotte modelliert. Zum Vergleich mit einem ähnlichen Experiment, das im Maßstab 1 :1 0 in Sandia, USA durchgeführt worden war, war bei den Tests H01 und H02 ein direkter Strö­mungspfad in den Reaktorsicherheitsbehälter vorhanden. Die Schmelze wurde durch Dampf ausgetrieben und die Atmosphäre im Sicherheitsbehälter bestand je zur Hälfte aus Luft und Dampf bei 100 oc und 0.2 MPa. Beim Test H03 war der direkte Weg in den Sicherheitsbehälter verschlossen, der einzige Ausgang aus der Reaktorgrube war der Weg entlang den Hauptkühlmittelleitungen in die angrenzenden Reak­torräume, die wiederum durch kleine Öffnungen mit dem Sicherheitsbehälter verbunden waren. Die thermodynami­schen Bedingungen waren wie in den vorangegangenen Tests. Bei diesen Experimenten wurde Wasserstoff produ­ziert und verbrannt. Bei dem Test H04 wurde die Schmelze durch Stickstoff ausgetrieben und im Sicherheitsbehälter herrschte eine reine Luftatmosphäre. Dadurch gab es keine Wasserstoffbildung. Der Druckanstieg im Sicherheitsbehälter ist am größten mit einer offenen Grube und Wasserstoff­verbrennung. Wesentlich weniger Wasserstoff wurde produ­ziert und verbrannt beim Test H03, ohne direkten Weg in den Sicherheitsbehälter, und entsprechend gering ist der Druck­anstieg. Beim Test H04, ohne Dampf und Wasserstoff, aber mit offener Grube, wurde eine großer Teil der Schmelze in Form feiner Partikel (Hauptanteil liegt zwischen 0.3 und 3 mm) in den Sicherheitsbehälter transportiert. Es fand ein effizienter Wärmeübergang an die Luft im Sicherheits­behälter statt, was einen großen Temperatur- und Druckan­stieg zur Folge hatte.

0.4

& :;; :;;; 0.3

2 0

0.2

0.1 H02 H03 H04

0 5 1111 Grube !il Raum 0 ssl 2 3 Zeit (s)

4

(a) (b)

Druckanstieg im Sicherheitsbehälter (a), Verteilung der Schmelzepartikel (b), Berst Druck:H02 und H03: 1.2 MPa, H04:0.9 MPa

Theoretische Arbeiten

Die DISCO Experimente werden von einem analytischen Programm mit einem Code der SIMMER-Familie begleitet. Nachdem der Code AFDM ein im Maßstab 1:1 0 durch­geführtes Thermitexperiment, das in den U.S.A. in Zusam­menarbeit mit CEA und FZK ausgeführt wurde, nachge­rechnet hatte, wurden die DISCO Experimente im Maßstab 1:18 bearbeitet. Der Vergleich der experimentellen Resultate mit den Vorausrechnungen zeigte, dass es notwendig war, die Geometrie des Druckbehälters und des angeschlossenen Volumens des Reaktorkühlsystems genau abzubilden, da dies einen Einfluss auf die Drücke im Sicherheitsbehälter hat. Der in diesen Volumina vorhandene Wasserdampf trägt zur Oxidation des metallischen Anteils der Kernschmelze bei und beeinflusst die Wasserstoffproduktion. Der Unterschied zwischen DISCO-H02 und H03 besteht darin, dass in H03 die vertikale Austrittsöffnung zwischen Reaktorgrube und Sicherheitsbehälter verschlossen war.

ln H03 bleibt die Schmelze vornehmlich in den Reaktorräu­men. ln H02 wird die Schmelze über ein großes Volumen des Sicherheitsbehälters verteilt und reagiert dort zusätzlich mit dem vorhandenen Wasserdampf. Der dadurch erzeugte Wasserstoff addiert sich zu dem in der Reaktorgrube erzeugten und verbrennt ebenfalls im Sicherheitsbehälter. Die Verbrennung ist der Hauptgrund für die Druckerhöhung im Sicherheitsbehälter. ln H02 ist sie größer als in H03. Die beiden Abbildungen zeigen jeweils die Drücke im Druckbe­hälter, die bei ungefähr 1.2 MPa beginnen, die Drücke in der Reaktorgrube, die Druckspitzen bis zu einer Zeit von 0.5 s zeigen, und die im Sicherheitsbehälter.

1.2

'-;;;' 1 ll..

3 0.8

..':4 C) 0.6 ;:;

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0.2

0o~~~~~1~~~~~2~~~~~3

Zeit (s) DISCO-H02: Vergleich gemessener und gerechneter Drücke

1.2

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3 0.8

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0.2

Rechenergebnis Experiment

0o~~~~~1~~~~~2~~~~~3

Zeit (s) DISCO-H03: Vergleich gemessener und gerechneter Drücke

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Untersuchung von Schichtenströmungen in einem rechteckigen Kanal

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

Bei "Lass Of Coolant Accidents" (LOCA) strömt unterkühltes Wasser aus dem Noteinspeisesystem durch eine sekundäre Leitung in den heißen Strang der Hauptkühlmtttelleitung entgegen dem Dampf, der sich im überhitzten Kern bildet. Es liegt eine horizontale, gegengerichtete Schichtenströmung vor. Ist die Dampfströmung so stark, dass das Einströmen des Notkühlwassers erschwert wird und eventuell eine Strömungsumkehr des Wassers stattfindet, kann eine aus­reichende Kühlung des Reaktorkerns nicht mehr garantiert werden.

Ziel der Messungen an der Versuchsanlage WENKA ist es, eine experimentelle Datenbank für Schichtenströmungen zu erstellen, die die Berechnung dieser und ähnlicher Vorgänge mit numerischen Verfahren (CFD-CODES) unterstützt. Temperatureffekte werden jedoch nicht berücksichtigt. Ex­perimente wurden mit Wasser und Luft in einem rechteckigen Kanal (Breite 110 mm, Höhe 90 mm und Länge 440 mm) mit einer Geometrie ähnlich dem Reaktorfall durchgeführt. Horizontale gegengerichtete zweiphasige Schichtenströmun­gen mit Wasserhöhen zwischen 2 und 20 mm und Wasser und Luft Geschwindigkeiten bis jeweils 5 und 18 m/s wurden untersucht.

Diejenigen Strömungsbedingungen, bei denen Strömungs­umkehr des Wassers stattfindet, wurden festgestellt. Ein konstanter Wasserdurchsatz wurde eingestellt und der Luftdurchsatz wurde kontinuierlich erhöht. Das Wasser wird von der Luftströmung durch Schubspannung an der Phasengrenze abgebremst. Die Phasengrenze wird gestört und wellig. Je höher die Luftgeschwindigkeit ist, um so höher muss der Wasserdurchsatz sein, um die Geschwindigkeit des Wassers beibehalten zu können. Wird eine kritische Luftgeschwindigkeit erreicht, dann strömt ein Teil des Wassers in Richtung der Luft, d. h. nur ein Rest des Wassers erreicht den Wasserablauf. Der Zeitpunkt, bei dem Wasser anfängt, teilweise in Richtung der Luft zu strömen, wird als Partieller Strömungsumkehrungspunkt definiert (Partial Flow Reversal oder Partial Flooding in der englischen Literatur). Bei genügend hoher Luftgeschwindigkeit strömt das ganze Wasser in Richtung der Luft, d. h. kein Wasser strömt in den Wasserablauf des Kanals. ln diesem Fall spricht man vom totalen Strömungsumkehrungspunkt (oder Total Flow Rever­san. Tests haben gezeigt, dass die Strömungsumkehr nicht nur vom Wasser- und Luftdurchsatz abhängig ist, sondern dass die Wassertiefe auch eine bedeutende Rolle spielt.

Darüber hinaus haben experimentelle Beobachtungen ge­zeigt, dass die Strömungsumkehr nur in unterkritischen Wasserströmungen (Froude-Zahl < 1) statt finden kann. Wird eine überkritische Strömung eingestellt, findet zuerst ein Wassersprung im Kanal statt, der die Strömungsumkehr einleitet. Dieser Wassersprung kann mit einem eindimen­sionalen theoretischen Modell vorhergesagt werden. Be­kannt müssen die Anfangswassertiefe, die Anfangs-Freude­Zahl, die Wasser-Reynolds-Zahl und die Luftgeschwindigkeit sein.

12

Wassertiefe 16 mm

1

: Wassertiefe 8 mrn i Totaler Totaler !- ~~~:~~~sumkehrungspunkt 1- Strömungsumkehrungspunkt

1 Partieller ----- Stromungsumkehrungspunkt ----- Strömungsumkehrungspunkt

~ 18 ~Totale :; ~ Slrömungsumkehr ~ 16 !(Trockener

~ 14 i '§ ~ J _J-5 12~

iß f1 g ~

0.08 0.12 0.16 0.2 0.24 Wasser

Leerrohrgeschwindigkeil [m/s]

0.04 0.08 0.12 0.16 0.2 Wasser

Leerrohrgeschwindigkeil [m/s]

(a) (b)

Strömungsbereiche mit Strömungsumkehr, (a) 16 mm Wassertiefe, (b) 8 mm Wassertiefe

Veröffent­lichungen

51935 52266 52267

V 52785

32.21.04 IKET

Beteiligte Mitarbeiter

Dl G. Albrecht Dl M. Gargallo M. Kirstahler Dr. L. Meyer M. Schwall E. Wachter Dr. D. Wilhelm G. Wörner

Thermischer Angriff durch Kernschmelze und deren langfristige Kühlung

Definition und Aufbau von Experimenten zum Kernabschmelzen (LIVE-Programm)

Im Rahmen der LIVE-Experimente (Late in-vessel phase Experiments) sollen wichtige Phänomene während der späten Phase des Kernabschmelzens und der transienten Verlagerung der Schmelze bis ins untere Plenum untersucht werden. Ziel ist, die wesentlichen Phasen des Unfallablaufs zu erfassen und Eingriffsmöglichkeiten zur Beherrschung des Unfalls aufzuzeigen. Die Experimente konzentrieren sich zunächst auf Untersuchungen eines Schmelzsees im unteren Plenum des Druckbehälters in 3-d Geometrie. ln der ersten Versuchsphase werden vor allem die Wärme­stromverteilung an den Halbkugelboden und die mögliche Krustenbildung der Schmelze in Abhängigkeit von Leistungs­dichte und Kühlung des Halbkugelbodens bestimmt. Darüber hinaus werden auch Spaltenbildung zwischen Behälterwand und Schmelzenkruste und das Erstarrungsverhalten der mehrkomponentigen Schmelze untersucht.

Die LIVE Versuchsanlage besteht aus einem im Maßstab 1 :5 verkleinerten Druckbehälter. Für die ersten Versuche wird nur der Halbkugelboden verwendet, der einen Durchmesser von 1 m bei 30 mm Wandstärke hat. Die simulierte Kernschmelze wird in einem separaten Ofen erzeugt und dann kontrolliert in den Halbkugelboden abgegossen. Aufgrund von verschiede­nen Öffnungen im Deckel des Halbkugelbodens können unterschiedliche Abschmelzszenarien untersucht werden. Im Halbkugelboden wird die Schmelze zur Simulation der nuklearen Nachwärme über koaxiale Widerstandsheizer kontinuierlich beheizt. Die Heizer sind spiralförmig in 6 verschiedenen Ebenen angeordnet und ermöglichen damit eine homogene Volumenheizung der Schmelze. Alle Heiz-

ebenen zusammen liefern eine maximale Leistung von ca. 28 kW und jede Heizebene kann separat geregelt werden. Um nach den Versuchen die gebildete Schmelzenkruste an der Kalottenwand untersuchen zu können, kann der verbleibende flüssige Teil der Schmelze über eine Absau­gung in den Ofen zurückgesaugt werden.

Krustendeteklion

Wärmeflusssensoren und Thermoelemente

LIVE-Untersuchungen in der Bodenkalotte des RDB

Die Auswahl der Simulationsschmelze erfolgte so, dass die Schmelze ein ähnliches Verhalten in Bezug auf die Erstarrung und die Krustenbildung aufweist wie die oxidische Goriumschmelze. Außerdem soll der Temperaturbereich der Simulationsschmelze aufgrund der technischen Handhab­barkeil nicht über 1000 aG liegen. Für die erste Versuchsreihe wurde eine binäre Mischung aus NaN03 und KN03 ausge­wählt, die im Bereich von 350 oG vollständig flüssig ist. Diese Schmelze wird unter trockenen Bedingungen verwendet, da sie wasserlöslich ist. Für weitere Versuchsreihen wird eine binäre oxidische Schmelze eingesetzt, die auch Unter­suchungen in Anwesenheit von Wasser zulässt. Nach umfangreichen Voruntersuchungen wurde eine binäre Mi­schung mit V20 5 als ein Schmelzenbestandteil ausgewählt, deren Einsatzbereich bei 900 aG liegt.

Die LIVE Experimente beginnen 2003.

Ausbreitung von Schmelzen im Fundamentbereich

Die gleichmäßige Ausbreitung der Kernschmelze ist eine wichtige Vorbedingung, um deren Kühlung zu erzielen. Hierzu werden theoretische Modelle an Hand von Experi­menten entwickelt.

Im Rahmen des GOAlNE-Programms (GEA, Frankreich) wurde eine Reihe von nicht isothermen Ausbreitungsex­perimenten mit einer nicht eutektischen Bi-Sn Legierung durchgeführt. 40--50 I Schmelze wurden mit jeweils konstan­tem Volumenstrom in einem Sektor mit einem Öffnungswin­kel von 19° ausgebreitet. Auf Grund der hohen Wärmeleit­fähigkeit der verwendeten Schmelze (32 W/mK) eignen sich diese Experimente für einen Vergleich mit Näherungs­lösungen, die für eine zeitabhängige Viskosität von der Form ~~ = ~10 (1 + tlt0)ß, ß~ 0 hergeleitet wurden. ln einem Experiment mit V= 1.081/s wurde die Ausbreitungsfläche auf 398 K erhitzt, so dass für t < 10 s eine isotherme Ausbreitung stattfand. Für ß = 0 lässt sich mit Hilfe der Näherungs­lösungen aus den gemessenen Frontpositionen die Viskosi­tät abschätzen.

E

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Zeit, s

Vergleich von Näherungslösungen rnit Messungen

!f!. E

Abgeschätzter Viskositätsanstieg

Zeit, s

60

Der so erhaltene Wert ist in guter Übereinstimmung mit den ersten Zähigkeitsmessungen, die bei GEA durchgeführt wurden. Der gemessene Frontfortschritt in den verbleiben­den Experi-menten kann gut mit den Näherungslösungen für ß = 0.4 bzw. ß = 1 beschrieben werden.

Im Rahmen des EU-geförderten EGOSTAR Programms hat das IKET die Aufgabe übernommen, abschließende Groß­experimente zur Schmelzenausbreitung durchzuführen. Diese Experimente werden zur Zeit vorbereitet, wobei speziell die Erzeugung charakteristischer Simulations­schmelzen zu lösen ist.

Langfristige Kühlbarkelt einer Kernschmelze

Zur Kühlung der Kernschmelze im Fundamentbereich des Sicherheitsbehälters werden international verschiedene Kühlkonzepte untersucht. Eine Bewertung des Kenntnis­standes und noch offener Fragen wurde im EU-geförderten Vorhaben EUROGORE vorgenommen. ln vorhandenen Reaktoren ist wegen der engen Platzverhältnisse die Küh­lung besonders schwierig. Allein durch Wasseraufgabe auf die Schmelzen-oberfläche konnte eine wirksame Kühlung bisher nicht nachgewiesen werden. Die Kühlung verbessert sich jedoch erheblich, wenn das Kühlwasser der Schmelze von unten zugeführt wird. Eine weitergehende Flutung bis über Mitte Druckbehälter würde das Restcore im Druckbe­hälter zurückhalten und damit die Kühlbarkeil verbessern.

13

Zur Kühlung durch Wasserzufuhr von unten wird im IKET das Konzept CometPCA weiterentwickelt, das den passiven Eintritt von Wasser nach Erosion einer Betonopferschicht nutzt, um durch die schnelle Verdampfung des Kühlwassers die Schmelze in eine poröse Struktur aufzubrechen und damit die sichere Abfuhr der Nachwärme zu erzielen. Die Verwendung einer wasserführenden, porösen Betonschicht unter der Schmelze vereinfacht den Aufbau und schützt die tragenden Betonstrukturen vor Angriff durch die Schmelze und vor thermischer Belastung. Unter Einsatz von metalli­scher und oxidischer Schmelze von bis zu 1300 kg wurden zwei weitere Großexperimente zur Fortentwicklung des Kühlkonzepts durchgeführt, wobei die nukleare Nachwärme­leistung durch induktive Beheizung der Schmelze simuliert wird. Der Schwerpunkt lag dabei auf einer Steigerung der kühlbaren Höhe der Schmelze. Hierzu wurden zusätzliche Strömungskanäle eingefügt, die einen ausreichend gleich­mäßigen Zutritt des Kühlwassers ermöglichen sollen.

Experiment zur Schmelzekühlung durch Flutung von unten

Für den im Experiment vorgegebenen Überdruck des Kühlwassers von nur 0,1 bar zeigte sich die Grenze der vollständigen Kühlbarkeil bei einer Höhe der Schmelze von etwa 50cm. Im eindimensionalen Experiment, das einem Ausschnitt aus einer größeren ebenen Fläche entspricht, wurden Teilbereiche der Schmelze nur langsam abgekühlt und erodierten lokal die obere Schicht des Porösbetons. Schließlich drang eine geringe Menge metallischer Schmelze in einen wasserführenden Kanal ein. Günstiger verlief das Experiment in 2-dimensionaler zylindrischer Anordnung, bei dem trotz anfangs stark inhomogener Kühlvorgänge die Schmelze zuverlässig gestoppt und gekühlt wurde. Die durch Verdampfung des Kühlwassers abgeführte Kühlleistung liegt anfangs bei über 2 MW/m2 und sinkt mit Fortschreiten der Erstarrung auf das stationäre Niveau der Nachwärmeleistung ab.

Die Zuverlässigkeit der Kühlanordnung kann durch erhöhte Zahl der Kühlkanäle und durch Optimierung von Druck und Flutrate des Kühlwassers gesteigert werden. Im 2-dimen­sionalen Experiment wurde auch bestätigt, dass die Erosion des Betons bei trockenem Angriff der Schmelze, also vor Einsetzen der Kühlung, etwa doppelt so schnell nach unten ist wie zur Seite.

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0 100 200 300 400 500

Zeit, s

Verlauf der Betonerosion nach unten(-) und zur Seite(---)

14

Veröffent­lichungen

45871 45898 51026 51027 51656 51934 51936 52268 52269 52271 52982 52983

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. H. Alsmeyer 01 (FH) T. Cron Dl (FH) B. Eppinger Dr. J. Foit G. Merkel S. Schmidt-Stiefel Dr. W. Tromm T. Wenz

32.21.071KET Analysen zum Containmentverhalten

Zur Bewertung des Unfallrisikos existierender deutscher Leichtwasserreaktoren werden die wichtigsten Prozesse während des Unfallablaufs auf dem Computer simuliert Der radiologische Quellterm an die Umgebung wird als Maß für die Schwere des Unfalls betrachtet. Detaillierte Rechencodes (z. B. MELCOR, ASTEC) und parametrisierte, schnelle Codes (z. B. STEPS, ASTRID) werden dazu getestet und entwickelt. Sie werden schließlich anhand von experimentel­len Daten validiert. Die schnellen Codes (wesentlich rascher als Echtzeit) werden im Rahmen eines EU-Programms entwickelt, um während des Unfallablaufs das Notfallmana­gement zu unterstützen. Dabei werden gemessene Reak­tordaten verwendet, die während des Unfallablaufs direkt aus der Anlage an die Krisenzentren übertragen werden, um die Auswirkungen auf die Umwelt so früh und so genau wie möglich zu ermitteln.

STEPS und ASTRIO

Damit der EU-Code STEPS alle Benutzeranforderungen erfüllen kann, wurde zunächst das DELPHI Quellprogramm von STEPS weiter verbessert. Für ASTRIO wurde ein thermohydraulisches Modell zur Quantifizierung von Leck­stellen in Reaktorsystemen (BWR, PWR und VVER) erstellt und programmiert. Es kann sowohl den Ort sowie auch die Größe von Lecks mittels Anlagendaten, die während des Unfalls an das Krisenzentrum übertragen werden, bestim­men. Für den Fall des Eintretens von Kernschmelzen im Reaktordruckbehälter wurde ein in-vessel Modell entwickelt, programmiert und getestet.

PHEBUS und PHEBEN 2

Das PHEBUS Experiment FPT1 ist relativ prototypisch für das Spaltgasverhalten in deutschen Druckwasser-Reakto­ren. Mit der neuasten Version 1.8.5 von MELCOR wurde das Experiment ausgewertet, insbesondere im Hinblick auf das komplexe Jodverhalten. Arbeiten zur Übertragbarkeit auf bestehende Reaktoranlagen wurden gernäss dem EU­Programm PHEBEN2/WP-3 fortgeführt und die fünf wichtigs­ten Schlüsselphänomene für den Quellterm identifiziert

-

Veröffent­lichungen

51025 52273 52286

V 52014 V 52015 V 52016 V 53048 V 53049 V 53050 V 53051

Beteiligte Mitarbeiter

G. Hennegas J. Miettinen Dr. P. Schmuck

32.21.09 IKET 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 vier Verträgen mit insgesamt 18 europäischen Partnerinstituten durchgeführt.

Im Berichtszeitraum konzentrierten sich die Entwicklungsar­beiten auf die Fertigstellung der RODOS Version PV5.0, die zum Ende des Jahres 2002 mit folgenden Verbesserungen und Erweiterungen vorliegt:

- Der verbesserte meteorologische Präprozessor MPP mit erweiterter Anwendbarkeit für ein weites Spektrum von gemessenen und prognostizierten meteorologischen Ein­gabedaten und für Ausbreitungsmodelle unterschiedlicher Komplexität und Parametrisierung (Puff- und Partikel­modelle).

- Erweiterte Anwendbarkeit von RODOS auf radioaktive Freisetzungen, die sich über mehr als 12 Stunden bis zu 47 Tage erstrecken. Hierzu mussten sowohl die Funk­tionalitäten und Schnittstellen der Module zur Berechnung der atmosphärischen Ausbreitung, der Katastrophen- und Strahlenschutzvorsorgemaßnahmen und der Strahlendo­sen erheblich erweitert bzw. modifiziert als auch die Benutzereingabe und Eingabeverarbeitung von Quellterm und Meteorologie neu konzipiert werden.

- Die vervollständigte hydrologische Modellkette mit benut­zerfreundlicher Benutzeroberfläche zur Modellauswahl und Ergebnisdarstellung.

- Das Softwarepaket RtGraph zur graphischen Darstellung von radiologischen und meteorologischen Echtzeit-Mess­daten und Prognosen.

- Einheitlicher europaweiter geographischer Datensatz für alle RODOS Benutzer basierend auf den kommerziellen Datensätzen der Fa. Digital Data Service, Karlsruhe.

Für die RODOS Version PV4.0 wurde eine neue auf der Web-Technologie basierende Oberfläche für Benutzer der Kategorien B und C entwickelt, die die derzeitige X-Windows

Oberfläche für Benutzer der Kategorie A ergänzt und einen plattform-unabhängigen Zugriff auf das RODOS System ermöglicht. Sie wird im nächsten Jahr für die Version PV5.0 angepasst; aufgrund der Erfahrungen im operationeilen Einsatz sind Modifikationen und Erweiterungen zu erwarten.

Darüber hinaus wurden die 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 un­terstützt. Funktionserweiterungen und Fehlerkorrekturen er­forderten es, im Berichtszeitraum drei Software-Patches für die RODOS Version 4.0 zu erstellen.

Installationen von RODOS zum operationeilen Betrieb in Notfallschutzzentralen

Der zentrale Betrieb des RODOS Systems bei der Stabs­stelle AR des Bundesamtes für Strahlenschutz (BIS), Bonn, wurde im Rahmen eines Wartungs- und Service-Vertrags unterstützt. Ebenso wurden Anfragen zu Hardware- und Software-Problemen der das RODOS System betreibenden Benutzer beantwortet. Hierzu gehörten vor allem die Notlall­schutzzentralen in Polen, der Slowakischen Republik und Ungarn sowie der Ukraine, wo die Installationsarbeiten im März 2002 beende! wurden. ln 2003 wird das RODOS System mit Unterstützung der Europäischen Kommission in der Tschechischen Republik und in Slowenien, darauf folgend in Rumänien und Bulgarien installiert. Die Installa­tionen werden im Rahmen von Unteraufträgen vom IKET unterstützt. ln einer Reihe von westeuropäischen Ländern ist die (test-) operationeile Installation des RODOS Systems bereits erfolgt bzw. befindet sich in Vorbereitung, wie z. B. Finnland, den Niederlanden, Spanien, Portugal, Österreich und Belgien.

Ebenfalls mit Unterstützung der Europäischen Kommission wurde ein Trainingskurs für RODOS Operaleure im euro­päischen Raum entwickelt; er wurde zum dritten Mal im April 2002 im FTU durchgeführt. Auf die gesamten Kursunterlagen kann über die RODOS Hornepage als Basis zur Durch­führung entsprechender Kurse in anderen Ländern zuge­griffen werden.

Netzwerk von Benutzern und Entwicklern von Entscheidungshilfesystemen

Im Rahmen des von der Europäischen Kommission finan­zierten und vom IKET koordinierten Netzwerks DSSNET aus 36 Institutionen 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. Aufgrund des starken Interesses der Netzwerk-Mitglieder wurde die im April 2001 durch­geführte Übung mit verändertem Unfallszenario im Februar 2002 wiederholt. Das Szenario und der Ablauf der zweiten Übung mit grenzüberschreitender Thematik wurden ebenfalls im IKET entwickelt; sie wurde Ende Mai 2002 unter Verwendung der EMERCON Meldeformulare über die DSSNET Hornepage durchgeführt, ausgewertet und doku­mentiert und während des DSSNET Meetings im Juli 2002

15

mit den Teilnehmern diskutiert. 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

Für den von der Europäischen Kommission durchgeführten Aufruf zur Abgabe eines "Expression of lnterest" für zukünftige Integrierte Projekte im 6. Rahmenprogramm wurde der mit möglichen zukünftigen Projektpartnern abge­stimmte Vorschlag "Towards an integrated approach of off­site nuclear emergency management and response in Europe" eingereicht. Aufgrund der positiven Bewertung wurde mit strategischen und inhaltlichen Überlegungen zur Formulierung eines Projektvorschlags begonnen.

Veröffent­lichungen

52284 52945 51426 51427 51420 51421 51423 51424 51425

V 52596 E 51436 V 52650

32.23

32.23.01 IKET

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. Müller Dr. J. Päsler-Sauer Dr. M. Rafat (Fa. D.T.I.) DMet. W. Raskob Dr. T. Schichte! (Fa. D.T.I.)

Studien zur Actinidenumwandlung Neutronenphysikalische Untersuchungen zur Transmutation von Actiniden und Spaltprodukten

Die Zerfallsdaten der Basisdateien des Rechenprogramms KORIGEN wurden auf der Grundlage der von ITU verfügbar gemachten Zerfallsdatei NUTAB97 aktualisiert. Von Korrek­turen betroffen waren überwiegend kurzlebige Spaltprodukte; es wurden aber auch Fehler bei längerlebigen Nukliden beseitigt.

Die Visualisierungsmoduln des Rechenprogramm KorMol wurden um die grafische Darstellung von Teilchenzahlen­dichten, Radioaktivitäten (gesamt und a-Zerfälle separat), Zerfallsleistungen (gesamt und y-Leitung separat) erweitert. Auch die Darstellung von Summenwerten (Massen, Aktivi­täten etc.) der Struktur- und Aktivierungsmaterialien, der Aktiniden und der Spaltprodukte wurde ermöglicht.

Im Rahmen des Vorhabens Transmutation and Burning of Actinides in TRIUX (TRABANT) wurden zur Entsorgung des (U, Pu)-Brennstabes Inventarrechnungen vor allem im Hinblick auf das erzeugte Cm-244 durchgeführt.

Der DIN-Code CALOR zur Bestimmung der Zerfallsleistung von bestrahlten DWR MOX-Brennelementen wurde auf die Erweiterung auf UOX-Brennelemente vorbereitet.

16

Der Bericht "Bestimmung des Aktivitätsinventars des DWR KKI2 mit Gleichgewichtsbeladung" wurde fertig gestellt.

Die Nachfolge des ausscheidenden Autors wurde seitens der Institutsleitung IKET sichergestellt. Die Einarbeitung der Nachfolgerin und die Übernahmearbeiten haben begonnen.

Veröffent­lichungen

52300

32.23.031KET

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Schwenk-Ferrero Dr. H.W. Wiese D. Woll

Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen Verhalten von Kernen mit Actinidenanteil

Im Bereich der Sicherheitsuntersuchungen zu Transmuta­tionsreaktoren konzentrierten sich die Arbeiten auf Beschleu­niger getriebene Systeme (ADS) mit Festbrennstoffen sowie neuironisch kritische Salzschmelzereaktoren. Alle Arbeiten sind in die EU-Programme PDS-XADS und FUTURE, sowie MOST integriert. Für das Programm PDS-XADS wurde mit ersten Sicherheitsuntersuchungen zu einem kleinen Demo­ADS mit einer thermischen Leistung von 80 MW und Pb/Bi Kühlung begonnen. Da die Kernauslegung noch nicht vollständig vorliegt, sind dies zunächst orientierende Analy­sen, die den Einfluss der verschiedenen Sicherheitskriterien und entsprechenden Unterkritikalitätsniveaus untersuchen. Der unterkritische Reaktorkern des ADS enthält (U,Pu)02 Brennstoff, aber noch keine Minore Aktiniden. Für die Sicherheitsanalysen wurde vor allem der SIMMER-111 Code eingesetzt. Neben Störungen und Störfallinitiatoren auf ·der Beschleunigerseite, z. B. Strahlabbruch und Erhöhung der Strahlleistung, wurden verschiedene klassische Störfall­szenarien, wie der Kühlmitteldurchsatzstörfall und der Reaktivitätsstörfall, untersucht. Diese orientierenden Rech­nungen zeigen, dass die Demo-Anlage insensitiv auf Leis­tungserhöhung durch die externe Neutronenquelle reagiert, dass aber gewisse Unterkritikalitätswerte nicht überschritten werden dürfen, wenn lokales Brennstoffschmelzen verhindert werden soll. Der Kühlmitteldurchsatzstörfall verläuft wegen des starken Naturkonvektionsanteils der Kühlung ebenso unproblematisch. Es werden keine Hüllrohrschmelzbedin­gungen erreicht. Für größere Transmutatoren und Brenn­stoffen mit hohem Mineren Aktinidenanteil ändert sich dieses Bild, da Pinversagen auftreten kann, und damit die Beschreibung von Multiphasen-Strömungsvorgängen in

10 15 20

Zelt (s) 25 30

-2800

-2903 E ~

-3000 i -3100 &

35 40

Nuklearer Leistungs- und Reaktivitätsverlauf bei einer schnellen Strahl­abschaltung in einem ADS mit (U,Pu)02 Brennstoff

-

Schwermetallen für die Störfallbeschreibung wichtig wird. Dies schließt die Modeliierung von Gasströmungen in Pb/Bi mit ein. Die Modelle in SIMMER wurden dahingehend erweitert und an Experimenten verifiziert.

Im Programm FUTURE werden ADS-Transmutatoren mit Minoren Aktinidenbrennstoffen untersucht. Diese Brennstoffe sind noch in der Entwicklung. Es sollen erste Sicherheits­aussagen getroffen werden, die eine Selektion geeigneter Brennstoffe ermöglichen. Diese Brennstoffe enthalten keine Brutmaterialien, wie U238 oder Th232, und weisen u.U. schlechte Sicherheitseigenschaften auf. Durch geeignete Kernauslegung, insbesondere durch Reduzierung des Mino­ren Aktinidenanteils im Brennstoff, können jedoch gute Sicherheitskennwerte für den Normalbetrieb er?ielt werden. Ein Problem könnte im Bereich schwerer Störfälle existieren, da bei diesen neuen Brennstoffen neue Phänomene und Szenarien auftreten. Untersuchungen zum phänomenologi­schen Verhalten der Brennstoffe zeigten Problembereiche auf. Bei hohen Temperaturen kann es zur Separation des Brennstoffes von der inerten Matrix kommen, was zu einem Kritikalitätszuwachs führen kann. ln ähnliche Richtung wirkt die zu erwartende Schmelzpunktserniedrigung. Das für eine Brennstoffdispersion wichtige Verhältnis des Schmelzpunk­tes des Brennstoffes zum Siedepunkt des Stahls bei (U,Pu)02 Brennstoffen ist bei den neuen ADS Brennstoffen nicht mehr gegeben. Im Rahmen der Arbeiten zu FUTURE wurde die Zustandsgleichung für Pb/Bi nochmals über­arbeitet und an zusätzlich verfügbare experimentelle Werte angepasst. Für den Hochtemperaturbereich, der für die Untersuchung schwerer Störfälle notwendig ist, fehlen weiterhin experimentelle Ergebnisse.

Im Bereich des EU-Programmes MOST zu kritischen Salzschmelzereaktoren wurde das Modell zur Beschreibung des Neutronenvorläufertransportes fertiggestellt Die Vorläu­fer werden dabei im fließenden Brennstoff sowohl innerhalb des Reaktors als auch in den externen Kühlkreisläufen verfolgt und ihr Einfluss auf die Reaktivität berücksichtigt. Ein Benchmark Experiment wurde erfolgreich nachgerechnet. Das Kreislauf-Modell in SIMMER wurde weiter für verschie­dene transienie Zustände getestet. Ein wesentlicher Fort­schritt war die detaillierte Modeliierung der benutzten Salz­schmelze mit einer konsistenten Zustandsgleichung. Ein Problem sind auch hierbei die fehlenden Daten im Hoch­temperaturbereich. Mit Hilfe thermodynamischer Theorien und Ähnlichkeitsbetrachtungen werden diese Lücken ge­schlossen.

Weitere Arbeiten konzentrierten sich auf die Untersuchung des dynamischen Verhaltens von ADS Reaktoren. Insbe­sondere wurde die theoretische Validierung der eingesetzten Kinetik- und Dynamikcodes SIMMER-111 und KIN3D weiter­geführt. Es konnte gezeigt werden, dass die direkten Methoden und damit das benutzte quasistatische Verfahren für die Beschreibung des kinetischen und dynamischen Verhaltens eines ADS voll geeignet sind. Das quasistatische Verfahren erweist sich zudem als äußerst robust, sowohl für sehr schnelle Transienten im Mikrosekundenbereich, als auch für langsame Transienten im Millisekunden- bis Sekundenbereich.

KIN3D wurde vor allem auch für Nachrechnungen des MUSE Programmes, eines unterkritischen Reaktorexperimentes in der Masurca-Anlage eingesetzt und verbessert. Insbesonde­re wurde das Argonne National Labaratory hierbei unter­stützt. Weitere Programmverbesserungen wurden in Angriff genommen.

Wesentliche Arbeiten beschäftigten sich mit der Erweiterung der Wirkungsquerschnittsbibliotheken für die Sicherheits-

analysen verschiedener Transmutatoren. Die Wirkungsquer­schnitte von ca. 330 Nukliden der Bibliotheken ENDF/B-VI.7, JEF-2.2 und JENDL-3.2 wurden verarbeitet und Wirkungs­querschnitte für die deterministischen Rechencodes sowie für das Monte Carlo Codesystem MCNP bereitgestellt. Eine neue Formulierung der Probability Table Method zur Wirkungsquerschnitts-Approximation wurde erarbeitet und getestet.

F-Faktorcn

Monxnte

0.00 L-~~~~---~~~-~--------i W W W @ ~ W N W ~ ~

ZA

Approximationsfehler für die verschiedenen Nuklide der neuen Wirkungs­querschnittsbibliothek

Bei der Untersuchung von möglichen Kühlmitteln für Trans­mutationsreaktoren wurde auch ein kritischer Aktinidenbren­ner mit superkritischem Wasser untersucht. Bei derartigen Reaktoren spielt der Void-effekt bei Kühlmittelverlust eine sicherheitsrelevante Rolle. Für die genaue Bestimmung wurde vor allem das Monte-Cario Programm MCNP benutzt. Im Rahmen von Arbeiten zu kritischen Aktinidenbrenner wurden neue Zustandsgleichungsbibliotheken erstellt, die für die Vorausrechnung von Experimenten zur Rekritikalitätsver­hinderung benötigt werden.

Für die IAEA wurde ein neues sog. Coordinated Research Progamma (CRP) zum dynamischen Verhalten von Trans­mutatoren aufgelegt. Die dabei zu untersuchenden und zu bewertenden Reaktortypen erstrecken sich von kritischen Brenner-Reaktoren mit unterschiedlichen Kühlmitteln über unterkritische, beschleunigergetriebene Anlagen und sog. Salzschmelzereaktoren bis zu Fusion-Fission-Hybridreakto­ren. ln diesem Rahmen wurde mit ersten Vorarbeiten für ein ADS Kinetik-Benchmark begonnen. Die Arbeiten zu einem weiteren CRP, das sich hauptsächlich mit den Unsicherheiten bei der Berechnung von Reaktivitätskoeffizienten beschäftigt, wurde fortgesetzt.

Veröffent­lichungen

50267 50268 51929 51930 52302 52303 52304 52824

V 53085 V 53087 V 52092 V 52651 V 53086

Beteiligte Mitarbeiter

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. A. Rineiski Dr. V. Sinitsa Dr. T. Suzuki DP. C. Rabiti Dr. S. Wang E. Wiegner D. Woll

17

32.23.05 IKET Untersuchungen zu beschleunigergetriebenen, unterkritischen Anordnungen

Auslegung des Spallationstargets für XADS

Zur Transmutation (Umwandlung) langlebiger radioaktiver Spaltprodukte in Isotope wesentlich kürzerer Halbwertszeiten werden Beschleuniger-getriebene unterkritische Systeme (ADS) im Rahmen nationaler und europäischer Forschungs­programme in einem Verbund vieler Forschungseinrichtun­gen untersucht.

ln einem dieser Programme zur Projektierung eines künftigen ADS wurde von der Firma ANSALDO ein Target-Modul zu einem experimentellen unterkritischen Beschleunigersystem, abgekürzt XADS, vorgeschlagen, das in der untenstehenden Skizze abgebildet ist.

Hierin wird in Spallations-Bereich, in dem die für die Transmutation erforderlichen Neutronen generiert werden, unterhalb des Target-Fensters (Abb., c) eine Wärme von 3 MW erzeugt. Im oberen Teil des Target-Moduls ist ein Wärmetauscher angeordnet, der diese Wärme abführt (Abb., a). Als ein mögliches Kühlmedium der Primärseite des Target-Moduls kommt dabei die eutektische Flüssigme­talllegierung Blei-Wismut (Pb45Bi55

) in Betracht verwendet. Die Wärmeabfuhr auf der Sekundärseite des Wärms­tauschers erfolgt mittels des Übertragungsöls Diphyi-THT abgeführt. Die Spallationswärme wird durch einen Protonen­strahl erzeugt, der von oben mittels Magneten in das evakuierte Strahlrohr eingeleitet wird. Dabei dringt der Protonenstrahl durch das Strahl-Fenster hindurch in das flüssige Metall. Die in ihm gespeicherte kinetische Energie wird zur Erzeugung der Neutronen verwendet und erzeugt eine volumetrische Wärmefreisatzung im Flüssigmetall und dem FenstermateriaL Der zur Kühlung des Targets erforder­liche Volumenstrom wird durch einen dichtegradientenge­triebenen Naturkonvektionsvorgang generiert.

Die Strömungsführung der Flüssigmetallströmung innerhalb des betrachteten Targets ist in der folgender Abbildung dargestellt. Einem Vorschlag von ANSALDO zufolge wird das warme Medium durch eine StrömungsumlenkunQ in einen äußeren Ringkanal geführt. Dies bewirkt, dass auch bei abgeschaltetem Protonenstrahl die Strömungsrichtung des Fluids infolge des Wärmeeintrages aus dem Plenum des Reaktor-Behälters beibehalten und aufrecht erhalten wird. Der Wärmetauscher ist im inneren Ringkanal angeordnet.

Durch Rechnung mit dem eindimensionalen instationären Rechenprogramms HETRAF wurde nachgewiesen, dass diese aufwendige Strömungsführung nicht notwendig ist. Ordnet man nämlich den Wärmetauscher im äußeren Ringkanal an und lässt das Medium ohne Strömungsumlen­kunQ vom Spallationsbereich im inneren Ringkanal bis ganz nach oben strömen und nach Abkühlung im Wärmetauscher im äußeren Ringkanal bis ganz nach unten, vereinfacht sich einerseits die Konstruktion des Target-Moduls erheblich, andererseits wird auch bei abgeschaltetem Protonenstrahl trotz Wärmeeintrags aus der Umgebung sowohl ein Massen­strom als auch dessen Richtung aufrecht erhalten. Dies ist darauf zurückzuführen, dass - infolge der Abkühlung des Mediums im äußeren Ringkanal - das Medium im äußeren Ringkanal integral eine höhere Dichte hat als im inneren RingkanaL

Weiterhin ist das Anfahrv~rhalten bei einer Leistungszuschal­tung rechnerisch untersucht worden. Eine von ANSALDO

18

vorgeschlagene Anfahrprozedur besteht aus einem Sprung auf 1 ,5% der Maximalleistung und einer anschließenden Rampe auf die Nennleistung innerhalb der folgenden 1 0000 Sekunden. Die folgende Abbildung zeigt die Temperatur- und Massenstromverläufe als Funktion der Zeit bei verschiede­nen Moden. Einerseits bei einem Leistungssprung von Null auf 3 MW, andererseits bei einer Anfahrprozedur, welche aus eigem Sprung von Null auf 45 kW und einer anschließenden Rampe auf die volle Leistung von 3 MW innerhalb von lediglich 200 Sekunden besteht. Das Diagramm stellt ist die maximale über den Querschnitt gemittelte Temperatur dar, die am oberen Ende der Spallationszone auftritt. Man sieht, dass diese Temperatur bei der Fahrweise ohne Rampe einen unzulässigen Wert von über 500 oc erreicht, während schon bei der verwendeten verkürzten Anfahrprozedur die Tem­peratur ohne Überhöhung in den stationären Zustand einläuft. Das bedeutet, dass Anfahrprozeduren notwendig sind, dass sie jedoch aus der Sicht der Wärmeabfuhr relativ kurz gehalten werden könnten.

lnlet-Outlet

Mögliches Target-Modul eines künftigen Experimentai-ADS und seiner kritischen Komponenten des Wärmetauschers (b) und des Fensters (c), auf das der Protonenstrahl auftrifft

~ 400 A m; Leistungssprung 600 0) <> m; Leistungsrampe 6 500 E 300

o T; Leistungssprung ü E

+ T; Leistungsrampe 400 ~ :s e

'li) 200 300 !§ c Ql Ql Cl.. !/) 200 E !/) «l 100 Ql

:::E 100 I-

0 0

0 100 200 300

Zeit [s]

Temperatur- und Massenstromverläufe des ANSALDO XADS Targets als Funktion der Zeit bei unterschiedlichen Anfahrmodi

Targetrelevante Flüssigmetall-Strömungen für MEGAPIE

An der Spallationsquelle des Paui-Scherrer Institutes (PSI) im schweizerischen Viiligen soll Ende 2004 bzw. Anfang 2005 ein mit PbBi gekühltes Flüssigmetalltarget mit einer thermischen Leistung von ca. 1 Megawatt in Betrieb gehen. An diesem von mehreren Forschungseinrichtungen unter­stützten Projekt MEGAPIE nimmt das IKET in Rahmen der thermohydraulischen Auslegung des Targets mit experimen­tellen und numerischen Arbeiten teil.

ln dem Wasserversuchsstand HYTAS, in dem das MEGA­PIE-Target geometrisch nahezu im Maßstab 1:1 nachge­bildet wird, werden Strömungsmessungen mittels Laser­Doppler-Anemometrie (LDA) sowie Laser-Lichtschnitten (LLS) durchgeführt. Die nachstehende Abbifdung zeigt ein Bild der HYTAS-Apparatur.

(a)

ausströmendes Fluid

(c)

(a) Experimentelle Anordnung der HYTAS-Anlage zur kinematischen Untersuchung der Strömung des MEGAPIE-Targets. (b) Strömungsgleich­richter in oberen Zulauf. (c) Bypass zur Vermeidung eines Stagnations­punktes der Strömung in der Symmetrieebene

Da in der MEGAPIE-Anordnung der Protonenstrahl im Gegensatz zur XADS-Konfiguration von unten auf die halbkugelförmige Targetschale auftrifft ist dieser Bereich besonders zu kühlen. ln diesem Targettyp erfolgt dies mittels eines Bypasskanals, in dem zusätzlich Fluid seitlich in die untere Schale injiziert wird (siehe auch untenstehende Abbildung). Damit wird einer lokalen Überhitzung des Strukturmaterials vorgebeugt

ln den Wasserexperimenten konnte mittels optischer Mes­sungen (LDA, LLS) gezeigt werden, dass bereits ab Reynolds-Zahlen von Re= 40.000 und einem Verhältnis von Hauptvolumenstrom zu Bypassvolumenstrom von 15:1 eine der Anwendung genügende Strömung erzielt werden kann. ln der folgenden Abbildung ist dies anhand eines Laser­lightsheets optisch dargestellt.

Begleitende CFD-Rechnungen mit den Rechenprogrammen CFX4 und CFX5 wurden durchgeführt. Da es an zuver­lässigen Modellen für die turbulente Strömung in der Target­Geometrie fehlte, wurde im ersten Schritt eine systematische

Parameterstudie durchgeführt, um den Effekt verschiedener Parameter auf die numerischen Ergebnisse zu untersuchen. Dafür wurden Rechnungen mit unterschiedlichen Turbulenz­modellen, Rechenmaschen-Aufteilungen und unterschied­licher numerischer Behandlung des Strömungsgebiets durchgeführt.

Bypasskanal mit

Düse

Laserlightsheet-Aulnahme der Wasserströmung in HYTAS für MEGAPIE­Target relevante Strömungsparameter

Für die vorhandene Analyse wurde die HYTAS-Testan­ordnung ohne das Bypassrohr und mit dem waagerecht geschnittenen Strömungsführungsrohr betrachtet. Die fol­gende Abbildung zeigt die axiale Strömungsgeschwindigkeit entlang der senkrechten Symmetrieachse. Verglichen wer­den die berechneten Ergebnisse aus fünf unterschiedlichen Turbulenzmodellen. Ein starker Effekt der Turbulenzmodelle auf die Geschwindigkeitsverteilung wird festgestellt. ln der Nähe des Fensterbereiches zeigt das SST Modell beinahe keine Strömungsrezirkulation, während das Standard k-E Modell eine Rezirkulationszone mit einer Länge von etwa 50 mm aufweist. Der Unterschied in der axialen Geschwin­digkeit beträgt etwa 30% an der Symmetrieachse in der Höhe Z = 600 mm. Für die Validierung des Turbulenzmodells sind daher die Testdaten der Geschwindigkeit um diese Position von großer Bedeutung.

0.6

0.5

0.4

0.3

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0.8 t.O

Axiale Geschwindigkeit entlang der Symmetrieachse - Effekt der Turbu­lenzmodelle

ln der folgenden Abbildung wird die axiale Strömungsge­schwindigkeit an der Symmetrieachse aus drei verschiede­nen numerischen Behandlungsweisen des Strömungsge­biets, nämlich 2-D Achsensymmetrie, 3-D Symmetrie (180° Segment) und 3-D vollständiger Bereich miteinander vergli­chen. Die Ergebnisse mit dem 2-D achsensymmetrischen und dem 3-D symmetrischen Rechengebiet stimmen sehr gut mit einander überein, während die vollständige Simulation des Strömungsgebiets eine niedrigere axiale Geschwindig­keit entlang der Symmetrieachse zeigt. Weitere Unter­suchungen sind nötig, um die Ursache dieser Abweichung zu identifizieren.

19

2.5

2.0

1.5

~ .s 1.0

:s: 0.5

0.0

0.0 02

-o- CFXs.s.1 ssr, so a&f' ........y-CfX5.5.1 SST,2D

---.'r--CfX5.5.1 SST, 30 18(t

0.4

Z[m]

0.6 0.8

Axiale Geschwindigkeit entlang der Symmetrieachse - E:ffekt der numerischen Behandlung des Strömungsgebiets

Veröffent­lichungen

50601 51023 51416 51417 51418 51419 51760 52307 52310 51931

V 51903 V 52410 V 52411 V 52558 V 52559

32.23.061KET

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Batta Dr. X. Cheng Dr. I. Otic C. Panefresco Dr. G. Grötzbach Dr N. I. Tak (KAERI) Dr. J. U. Knebel

HGF-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" wurde 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 war es bisher und wird es auch in der Fortführung sein, 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 IMFIII und dem IHM durchgeführt, die Projektkoordination lag beim IKET.

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 Be-

20

schleuniger 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 unc;l physikalische Modelle. , Im Rahmen dieses 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 Experimente mit stagnierendem Fluid und drei Kreislauf-Experimente.

Im Berichtszeitraum wurden im Bereich der Flüssigmetall­technologie und der Strömungsmesstechnik wesentliche Fortschritte erzielt.

Am Technologie Kreislauf THESYS des Karlsruhe Lead Labaratory KALLA wurde die Entwicklung von Messtech­niken vorangetrieben. Zu den Neuentwicklungen zählen ein aktiver, elektromagnetischer Frequenzdurchflussmesser (EMFM) und erstmals die Applikation einer Differenzdruck­messung in flüssigem Blei-Wismut zur Bestimmung lokaler Geschwindigkeitsprofile mit Hilfe einer Pilot-Sonde.

Der EMFM besteht aus einer Anordnung von Sender- und Empfängerspulen auf einem von PbBi durchströmten Rohr. Das Senderspulenpaar generiert ein magnetisches Wechsel­feld, welches, durch das flüssige Metall transportiert, in den Empfängerspulen ein geschwindigkeitsproportionales Signal induziert. Neben Konstruktion und Bau des EMFM wurde eine Software zur Auswertung der empfangenen Signale entwickelt, mit der eine systematische Analyse des Ver­haltens einer solchen Anordnung in Blei-Wismut erfolgt. Folgende Abbildung zeigt die Kennlinien des EMFM für verschiedene Anregungsfrequenzen und -ströme bei einer Flüssigmetalltemperatur von 300 oc.

1,2E-04

1,0E-04

~ B,OE-05 (ij c:

"' 6,0E-05 üi ::;; LL ::;; 4,0E-05 w

/ / .----.

~ I 1----+--50 mA 500 Hz

50 mA 1kHz .,-/ !

2,0E-05 __"._100mA500Hz ..---+-_._J-

1-- =-~ i -t-100 mA 1kHz - I

O,OE+OO

0 20 40 60 80 100

Pumpenleistung [%]

EMFM Kennlinien bei 300 •c ab 50% Pumpenleistung

Vergleichsexperimente mit einem Permanentmagnet Durch­flussmesser bei verschiedenen Flüssigmetalltemperaturen werden zurzeit durchgeführt. Da aufgrund der Materialeigen­schaften von Blei-Wismut die oben genannten elektro­magnetischen Effekte für lokale Geschwindigkeits-Messun­gen ungeeignet sind, wurde am Technologiekreislauf THESYS erstmals eine Pitot Sonde mit einer Differenz­druck-Messung für Pb-Bi in Betrieb genommen. Haupt­schwierigkeiten hierbei sind die hohe Temperatur und die

i

\I \'

Korrosivität des flüssigen Metalls. Mittels Edelstahlmembra­nen, die durch ein Silikonöl temperaturentkoppelt und mit dem Druckmittler verbunden sind, ist es mit diesem Aufbau erstmals möglich, den Differenzdruck zwischen statischem Druck im Rohrsystem und dynamischen Staudruck an einer Verfahrbahren Pitot-Sonde zu messen. Aus diesem lässt sich die lokale Fluidgeschwindigkeit an der Sondenposition berechnen und somit ein Geschwindigkeitsprofil ausmessen. Die lokale Temperatur wird mit einem in der Pitot-Sonde integrierten Thermoelement gemessen. Die folgende Ab­bildung zeigt das hydraulisch eingelaufene, turbulente Geschwindigkeitsprofil am Eintritt der Messstrecke von THESYS bei einer konstanten Temperatur von 300 ac.

0,35 310

0,3f-----..-""-~'------+~"---~--""'-=cc--------i 308

306 "~ ~".. ~ 025 p" 304

i ,x~~~~--~~~--~~~\~\ ~ -E ~ 0,2 ~'"'1---------+---------+l ~ I 3oo ~ c " 'ji 0.15-lf---------1------------1-1 a. .c: 298 ,..;

~ ~~ -

294 o.os +---------t----1--<>- Geschwindigl<ett[m/s]I-J_._ Temperalur ('C] I · 292

o+---~-----~----~------1290

-30 -20 -10 10 20 30

Radiale Position (mm)

Geschwindigkeitsprofil und Temperaturverteilung am Eintritt der THESYS Messstrecke

Um diese Randbedingungen zu erhalten, wurde ein Strö­mungsgleichrichter in Form einer Venturi Düse in Kombina­tion mit einem Lochblech entwickelt und 25 hydraulische Durchmesser vor der Messtrecke installiert. Darüber hinaus wurde eine aufwendige Isolation angebracht, um die Wärme­verluste auf der Einlaufstrecke und in der Messstrecke so gering wie möglich zu halten. Die Wärmebilanz ergab eine Verlustleistung von ca. 60 Watt auf der gesamten Länge, was bei Versuchsleistungen von bis zu 8 kW 0. 75 o/o entspricht.

Die Entwicklung der vorgestellten Pilot-Sonde bildet die Grundlage für die ersten Experimente zum turbulenten Wärmetransport in flüssigem Blei-Wismut. Hierzu wurde ein Hochleistungsheizstab, der als Brennstabsimulator dienen soll, mit einer Flächenleistung von bis zu 133W/cm2

angefertigt und in die Messstrecke von THESYS eingesetzt. Derzeit werden mit der Pilot-Sonde Temperatur- und Geschwindigkeitsprofile für verschiedene Heizleistungen und Eintrittstemperaturen des Flüssigmetalls bei unter­schiedlichen Reynoldszahlen aufgenommen. Die Abbildung zeigt die Temperaturgrenzschicht am Heizstab bei einer Eintrittstemperatur von 300 oc und einer Heizleistung von 2 kW bei Re= 53000.

Nach einer Weiterentwicklung der Teststrecke werden die turbulenten Kenndaten des Wärmetransports mit Hilfe der Pilot-Sonde und der Ultraschaii-Doppler-Velocimetry ermittelt.

Die im Vorjahr im Technologie-Kreislauf THESYS durch­geführten Wärmeübergangsmessungen an einem Heizrohr wurden mit dem Rechenprogramm CFX interpretiert. Um die Relevanz verschiedener Eigenschaften von Kreislauf und Teststrecke auf die Messwerte im Bereich der diversen Teststrecken zu untersuchen, wurde schon im ersten Analysedurchgang ein Teil der Anlage recht detailliert im Rechenmodell abgebildet. Es. umfasste einen Teil der Rohrleitung vor dem letzten 90°-Bogen vor der Teststrecke,

die Teststrecke und einen Teil der geraden Rohrweiterfüh­rung. Es wurden neben dem Fluidbereich auch die Wärme­leitung in den Rohrwänden und dem Heizerelement mit seinen 9 axialen Heizleitern in der Stahlwand modelliert. Die numerischen Ergebnisse haben gezeigt, dass der 90°-Bogen eine ausgeprägte Sekundärströmung in der Ebene senkrecht zur Hauptströmungsrichtung erzeugt. Diese führt selbst in der weit stromab liegenden Messebane zu erheblichen Verzerrungen der radialen Geschwindigkeits- und Tempera­turprofile. Deshalb wurde für die folgenden Experimente ein Strömungsgleichrichter entwickelt und nach dem Bogen eingebaut. Bei den Isolationsverlusten zeigt sich, dass die aus den Materialdaten folgenden Werte die tatsächlichen Verluste unterschätzen. D.h., die Verluste sollten im Experiment näher untersucht werden und in der Rechnung wird man den Strukturmaterialanteil in der Isolation nicht vernachlässigen können. Schließlich zeigte sich, dass bei diesem Experiment erhebliche Wärmeverluste im Bereich der seitlich an die Teststrecke angesetzten Kammern für die Sensorzuführung auftraten; d. h., bei zukünftigen Experimen­ten sollte zur Reduktion dieser Verluste die Begleitheizung dieser Kammern geeignet eingestellt und sorgfältig geregelt werden .

0 ,....-,

E E 30 '--'

"'0 (!)

""" m go .J::

10.0

8.0

24 0

axial position [mm] Ausbildung der thermischen Grenzschicht am Heizstab als Funktion der Lauflänge bei eine Heizleistung von 2 kW und einer Reynolds-Zahl Re=53000

Die in THESYS durchgeführten ersten lokalen Wärmeüber­gangsmessungen an Brennstabsimulatoren werden eben­falls mit CFX nachgerechnet, um Turbulenzmodelle und Wärmeübergangsbeziehungen für Blei-Wismut zu validieren bzw. notwendige Weiterentwicklungen abzuleiten. Diese numerischen wie auch die experimentellen Grundlagenar­beiten am beheizten Stab sind in europäische Programme wie zum Beispiel ASCHLIM und TECLA eingebettet.

Im ersten Durchgang konzentrierten sich die Analysen jedoch vorrangig auf die Prüfung und Interpretation der ersten Messwerte in der Inbetriebnahmephase des Heiz­stabexperimentes.

Es zeigte sich rasch, dass die berechneten und mit Wärmeübergangsbeziehungen aus der Literatur abgeschätz­ten radialen Temperaturdifferenzen im Blei-Wismut erheblich über den gemessenen Werten lagen, wohingegen die berechneten und gemessenen Geschwindigkeiten eine gute Übereinstimmung zeigten. Entsprechend gering war denn auch der Einfluss der Eintrittsbedingungen in das lange Rohr vor dem Heizstab, die Wahl der Gitterweiten und des Turbulenzmodells für den lmpulsaustausch. Das Modell für den turbulenten Wärmetransport führte bei für Flüssigmetalle sinnvolleren Annahmen zur Verschlechterung des Verglei­ches, während die Verluste durch die Außenwand des

21

Ringraumes auf die Temperaturprofile innen nahe der Heizerwand erwartungsgemäß praktisch keinen Einfluss haben. Schließlich konnte mit dreidimensionalen Nachrech­nungen mit Auftriebseinflüssen gezeigt werden, dass zwar bei hohen Geschwindigkeiten und kleinen Heizraten die Geschwindigkeits- und Temperaturprofile in der horizontalen Messebane kaum verzerrt werden, ganz anders als bei kleinen Geschwindigkeiten und hohen Heizraten, dass aber grundsätzlich alle diese 3d Rechnungen zu kleineren Differenzen in den radialen Temperaturprofilen führen. Die Abweichung zwischen Messung und Experiment kann aber auch damit nicht befriedigend geklärt werden, so dass noch weitere Analysen notwendig sind.

360

E l!! a 34o ~

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411

111 3D x=O line 111 3Dy=Oiine

-8-Axi. 2D

280 +----.,...--,.--.,.--.,.--.--.---.---r---..---r-.---1 .0.03 .0.02 .0.01 0.00 0.01 0.02 0.03

x ory (m)

Effekt des Auftriebes auf das mit CFX4 berechnete radiale Temperatur­profil an dem mit Blei-Wismut gekühlten Heizstab bei Re=23.000. x=O vertikales, y=O horizontales Profil

Bisherige Benchmark- und Validierungsrechnungen mit kommerziellen Programmen wie CFX für Strömungen mit Wärmeübertragung in Flüssigmetallen zeigen, dass die Modeliierung der turbulenten Wärmetransportvorgänge er­heblich verbessert werden muss. Eine breitere Datenbasis für die Weiterentwicklung der Modelle für das Flüssigmetall Blei-Wismut wird im Rahmen eines seit 2001 durch die DFG geförderten Projektes zur Interdisziplinären Turbulenzinitia­tive erstellt. Darin wurden weitere Direkte Numerische Simulationen des turbulenten Wärmetransports durch Natur­konvektion in Flüssigmetallen mit dem Simulationsprogramm TURBIT durchgeführt, die beim Erreichen ausreichend hoher Rayleigh-Zahlen zur Entwicklung von Feinstrukturmodellen führen, mit denen Simulationen bei hohen Turbulenzgraden realisierbar sind. Die Ergebnisse der Direkten Numerischen Simulationen ermöglichen eine Weiterentwicklung der Mo­delle in den kommerziellen Codes. Mit theoretischen Mitteln und Analyseergebnissen der Simulationen wurden erweiterte Modellansätze entwickelt und untersucht. Weiterhin wurde ein Konzept für ein erweitertes Feinstrukturmodell für stark anisotrope Turbulenz hergeleitet, das derzeit in TURBIT realisiert wird. Anschließend wird dann die Turbulenzdaten­basis mit Grobstruktursimulationen zu hohen Rayleigh­Zahlen erweitert und die vorgeschlagenen Modelle für die kommerziellen Codes gegebenenfalls angepasst und kali­briert.

Im Thermohydraulikkreislauf THEADES sollen wesentliche thermohydraulische Teilkomponenten-Experimente zur Ent­wicklung eines ADS im Maßstab nahe 1:1 durchgeführt werden. Diese Integralexperimente sind sowohl im 5. EU­Rahmenprogramm durch die Programme TECLA und MEGAPIE-Test eingebettet und werden ebenfalls Gegen­stand des 6. EU-Rahmeriprogrammes sein.

22

1.00

0.67

Die Momentaufnahme der Isofläche der Vertikalgeschwindigkeit und der in Farbe darauf angezeigten lokalen Temperatur zeigt, dass die neue Simulation für Ra= 105 in flüssigem Blei-Wismut tatsächlich einen voll turbulenten Konvektionszustand erreicht

Der Thermohydraulik Kreislauf THEADES des Karlsruhe Lead Labaratory KALLA stellt mit einem Kreislaufvolumen von fast 1 ,5m3 den weltweit größten in Betrieb befindlichen Blei-Wismut Kreislauf zur Untersuchung thermohydraulischer Einzeleffekte an zukünftigen Reaktorkomponenten dar. Nach intensiven Tests der Konstruktion, der eigens entwickelten Steuerungssoftware und der Sicherheitsebene ist THEADES seit November 2002 erfolgreich in Betrieb.

Für die Messung des Volumenstroms kommen die am Technologiekreislauf THESYS entwickelten Methoden zum Einsatz. Eine Ultraschall Laufzeitmessung liefert absolute Werte für den Durchsatz, mit denen zwei Permanentmagnet­Durchflussmesser geeicht werden. Druckaufnehmer liefern Absolutdrücke von Pumpenvor- und -rücklauf. Die folgende Abbildung zeigt die mit oben genannter Messtechik aufge­nommene Anlagenkennlinie der mechanischen Kreiselpum­pe. Der Druck im Pumpenvorlauf ist über der Spannung des Permanentmagneten und den Volumenströmen aus der Ultraschallmessung aufgetragen. Der untere Ast zeigt das Hochfahren der Pumpe, der obere das Drosseln des Hauptventils bei voller Pumpenlast

UHraschall Durchfluß [m'/h]

10 15 20 25 30 35 40 45 50

OOOOf-~ri~L--f-~-t-~r-f-~-7~~~~~

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100 200 300 400 500 600

EM2-Spannung [mV]

Pumpenkennlinie des Thermohydraulikkreises THEADES als Funktion des Durchsatzes

ln THEADES wird bei einem Pumpenvordruck von maximal 6 bar ein Volumenstrom von ca. 45 m3/h im Hauptkreis erreicht. Derzeit werden die Funktionsfähigkeit des Reinigungs­systems und die Applikation des Karlsruher Sauerstoffkon­trollsystems (OCS) am Thermohydraulikkreislauf geprüft.

Veröffent­lichungen

51542 51631 51633 52288 52312 51398 51413 52392

V 52241 V 52649

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. A. Batta C. Bell Dr. X. Cheng Dl M. Daubner R. Drummond Dl (FH) F. Fellmaser Dl (BA) S. Gnieser Dr. G. Grötzbach Dr. J. U. Knebel C.-H. Lethalm K.-J. Mack Dr. I. Otic C. Paneiresec H. Piecha Dl (BA) C. Pettan Dr. R. Stieglitz Dr N. I. Tak (KAERI) S. Vannini

41 Programm Mikrosystemtechnik (MIKRO)

41.09 Proteinanalytik und Mikrofluidik

41.09.02 IKET Protein-Analytik im Chipformat

Messung von Geschwindigkeits- und Konzentra­tionsfeldern in Mikromischern

Mikromiseher stellen in miniaturisierten, chemischen oder biologischen Analysesystemen {rtTAS) wichtige Komponen­ten dar. Neben theoretischen Simulationen zu Strömungs­und Transportprozessen in Mikromischern sind experimen­telle Untersuchungen wichtig, um die verwendeten Modelle zu validieren. Im einzelnen sind hierfür Messungen des Geschwindigkeits- und des Konzentrationsfeldes in Mikro­kanälen notwendig. Dies stellt in Kanälen von etwa 1 00 ~tm Kanalweite kein triviales Problem dar.

ln ersten Messungen im Mikrofluidlabor betrachten wir einen planaren Y-förmigen Mikromischer, der in einen Chip aus optisch transparentem Polysulphon (PSU) heißgeprägt ist. Die geprägten Kanäle haben einen leicht trapezfötmigen Querschnitt, bei einer Weite von 90-120 ~tm und einer Tiefe von 100 ~tm, und sind mit PSU durch Kleben gedeckelt. Zwei Spritzenpumpen fördern definierte Volumenströme deioni­sierten Wassers in die Zuführungskanäle. Zur Messung des Geschwindigkeitsfeldes benutzen wir ein ~tPIV-System.

Mittels zweier Nd-YAG Laser wird hierzu ein Doppelpuls grünen Lichts (A=514nm) koaxial in ein Mikroskop zur Beleuchtung eingekoppelt ln das deionisierten Wasser sind fluoreszierende Mikrokugeln von 1 ~tm Durchmesser einge­bracht, welche rotes .Fiuoreszenzlicht (A=632nm) liefern. Durch Farbfilter gelingt es, das rote Licht von den Partikeln vom übrigen reflektierten Licht zu trennen und über das Mikroskop auf eine CCD Kamera abzubilden. Bei bekanntem Zeitversatz der Lichtpulse kann dann durch Kreuzkorrelation der Bilder das Vektorfeld der Geschwindigkeit berechnet werden. Bezüglich der Auswertealgorithmen unterscheidet sich das ~tPIV-Verfahren nur geringfügig vom etablierten PIV­Verfahren. Die Messebene. beim ~tPIV-Verfahren ist durch den Schärfeberelch des Mil<roskops festgelegt.

I

ln der Abbildung ist ein typisches Ergebnis zum Geschwin­digkeitsfeld im Mikromiseher gegeben. Von links werden Volumenströme von 0.1 und 0.3 ~tl/min zugeführt, wodurch sich die gezeigte unsymmetrische Durchströmung des Mikromischars ergibt. Dementsprechend finden wir in beiden Kanälen parabolische Profile mit Geschwindigkeiten bis 0.34 bzw. 1.1 mm/s.

Geschwindigkeitsfeld in einem Mikromiseher bei zwei unterschiedlichen Volumenströmen, erhalten mit dem rtPIV-Verfahren

Zur Messung des über die Kanalhöhe gernilteilen Konzentra­tionsfeldes, kann der gleiche optische Aufbau verwendet werden. Dem Mikromiseher wird hierzu in einem Kanal deionisiertes Wasser und im anderen Kanal Ethanol mit einem fluoreszierenden Farbstoff zugeführt. Dieser Farbstoff absorbiert, ähnlich wie die Mikrokugeln, grünes Licht und emittiert rotes Licht. Bei koaxialer Beleuchtung mit grünem Laserlicht wird somit die Ethanolkonzentration direkt durch die Fluoreszenzintensität abgebildet. Es muss lediglich eine Kalibrierung zwischengeschaltet werden, welche die räum­liche Verteilung der Ausleuchtung korrigiert. Dies geschieht durch Aufnahme eines Bezugsbildes bei vollständiger Füllung des Mikromischars mit der Ethanol/Farbstoff-Mi­schung. ln Abbildung B ist ein typisches Konzentrationsfeld dargestellt, welches sich ergibt, wenn beide Zuführungs­kanäle mit einem gleichen Volumenstrom von Wasser bzw. Ethanol beaufschlagt werden. Wir erkennen, dass nur sehr wenig Vermischung an der Grenzfläche beider Flüssigkeiten auftritt.

Konzentrationsfeld bei Mischung von Wasser (von oben links) und Alkohol (von unten links) bei gleichen Volumenströmen

23

24

Veröffent­lichungen

45898 51339

V 51488 V 51489 V 51490 V 52577

51759 52106 52531

Beteiligte Mitarbeiter

Dl D. Barz Prof. Dr. P. Ehrhard MSc. H. Farangis Zadeh Prof. Dr. C. Günther Dll. Meise!

Veröffentlichungen des IKET im Jahre 2002

40195 BRANS, J.; CASAL, V.; GEGENHEIMER, M.; 47827 FÜTTERER, M.A.; BENAMATI, G.; RICAPITO, 1.; 111201 SCHMIDT, H. 310620 GIANCARLI, L.; LE MAROIS, G.; LI PUMA, A.;

Verfahren zum Schutz innerer POITEVIN, Y.; REIMANN, J.; SALAVY, J.F.; Behälterwandungen bei der überkritischen SZCZEPANSKI, J.; VELLA, G.; RUVUTUSO, G. Wasseroxydation. Further improvements of the water-cooled DE-OS 44 43 078 (5.6.1996) Pb-17Li blanke!. DE-PS 44 43 078 (9.4.2002) 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),

Madrid, E, September 11-15, 2000 45871 COGNET, G.; ALSMEYER, H.; TROMM, W.; Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) 322104 MAGALLON, D.; WITTMAACK, R.; SEHGAL, B.R.; S.523-27

WIDMANN, W.; DE CECCO, L.; OCELL.:I, R.; AZARIN, G.; PINEAU, D.; SPINDLER, B.; 47828 FERRARI, M.; GIANCARLI, L.; KLEEFELDT, K.; FIEG, G.; WERLE, H.; JOURNEAU, C.; 310630 NARDI, C.; RÖDIG, M.; REIMANN, J.; CRANGA, M.; LAFFONT, G. SALAVY, J.F. Corium spreading and coolability (CSC Evaluation ol divertor conceptual designs lor project). a lusion power plant. Van Goethem, G. [Hrsg.] 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), FISA 99 : EU Research in Reactor Salety ; Madrid, E, September 1 H 5, 2000 Conclusion Symp.on Shared-Cost and Goncerted Fusion Engineering and Design, 56-57(2001) Actions, Luxembourg, L, November 29 - S.255-59 December 1, 1999 Luxembourg : Office for Ollicial Publ.ol the 47983 REIMANN, J.; HERMSMEYER, S.; PIAZZA, G.; European Communities, 2000 S.269-78 310610 WÖRNER, G. EUR-19532-EN Thermal conductivity measurements ol deformed Nuclear Engineering and Design, 209(2001) beryllium pebble beds by hol wire method. S.127-38 Yamawaki, M. [Hrsg.]

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Conceptual design of an evaporation-cooled 310630 MALANG, S. liquid metal divertor for fusion power Conceptual design of a hybrid HCPB blanke!. plants. 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Madrid, E, September 11-15, 2000 Madrid, E, September 11-15, 2000 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) Fusion Engineering and Design, 56-57(2001) S.529-33 S.369-73

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25

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50263 RABAGLINO, E.; BOLLER, E.; 48119 WU, C.H.; ALESSANDRINI, C.; BONAL, J.P.; 310610 ELMOUTAOUAKKIL, A.; FERRERO, C.; RONCHI, C.; 310202 DAVIS, J.W.; HAASZ, A.A.; JACOB, W.; BARUCHEL, J.

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Technische Beschreibung der Testanlage SUCOT (Auch auf CD-ROM) zur Untersuchung einer Wasser/Wasserdampf Zweiphasenströmung. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6683 (Februar 2002)

29 ;±

I .;x ''$;

I

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Presentations S.281 52106 FARANGIS ZADEH, H.; EHRHARD, P. 410902 Untersuchungen in einem ebenen Mikromiseher 52262 BURGETH, 8.

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2002) S.42-54

30

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Theoretische Arbeiten zur Entwicklung von Methoden, physikalischen Schmelze-Kühlmittel-Wechselwirkung. Modellen und Rechenprogrammen zur Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Zweiphasenströmung. Theoretische Jahresbericht 2001. Teil 1 Untersuchungen. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 2002) S.63-70 Jahresbericht 2001. Teil 1

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni 52266 GREULICH, M.; KIRSTAHLER, M.; MEYER, L.; 2002) S.226-33 322103 SCHWALL, M.; WACHTER, E.; WÖRNER, G.;

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Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni 52267 WILHELM, D. 2002) S.275-89 322103 Rechnungen zur Dispersion der Kernschmelze.

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Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 52268 ALSMEYER, H.; CRON, T.; MERKEL, G.; Jahresbericht 2001. Teil 1 322104 SCHMIDT-STIEFEL, S.; TROMM, W.; WENZ, T.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni

ADELHELM, C.; DILLMANN, H.G.; PASLER, H.; 2002) S.290-300 8.290-300 SCHÖCK, W.; GREHL, C.; SCHUMACHER, G. COMET-Konzept. 52300 WIESE, H.W. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 322301 Status und Weiterentwicklung des Jahresbericht 2001. Teil 1 Inventarcodes KORIGEN, der Szenariocodes Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni KORREC und SOLEQ sowie des Nachwärmecodes 2002) S.86-96 CALOR.

Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 52269 EPPINGER, B.; FIEG, G.; TROMM, W.; WENZ, T. Jahresbericht 2001. Teil 1 322104 LIVE. (Late-in-Vessel Phase) experiments. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni

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4th lnternat.Symp.on Hazards, Prevention, and (November 2002) Mitigation of lndustrial Explosions (IV ISHPMIE), Bourges, F, October 21-25, 2002 53672 HELLER, L. Journal de Physique IV, Proceedings, 12(2002) 322104 Modellexperimente zu Aufschmelzvorgängen Pr.7/3-10 infolge innerer Wärmequellen.

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53675 NORAJITRA, P.; KRUESSMANN, R.; MALANG, S.; 53183 CUEVAS, S.; SALAS, H.; RAMOS, E.; 310630 REIMANN, G. 310620 MESSADEK, K. Assessment of the integration of a He-cooled

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Veröffentlichungen in elektronischen Medien

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A

Veröffentlichungen des IKET im Jahre 2002

Vorträge, die nicht in gedruckter Form vorliegen

V51377 BÜHLER, L. 310630 Magnetohydrodynamic llow in the European

Tauro blanke! concept. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51378 MALANG, S.; RAFFRAY, AR.; SAGARA, A.; 310630 YING, A.

Range ol blanke! concepts lrom near-term solutions to advanced concepts. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51379 BÜHLER, L.; MESSADEK, K.; STIEGLITZ, R. 310620 Magnetohydrodynamic llow in lerromagnetic

pipes. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51402 BOCCACCINI, L.V.; FISCHER, U.; KLEEFELDT, K.; 310610 MALANG, S.; SCHLEISIEK, K.

Strategy for the blanke! testing in ITER. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calif., April 7-12, 2002

V51403 BOCCACCINI, L.V.; GORDEEV, S.; MALANG, S. 31 0630 Passive system lor cooling the inboard region

of the power core in case of a severe accident. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51404 BOCCACCINI, L.V.; BEKRIS, N.; CHEN, Y.; 310610 FISCHER, U.; GORDEEV, S.; HERMSMEYER, S.;

HUTTER, E.; KLEEFELDT, K.; MALANG, S.; SCHLEISIEK, K.; SCHMUCK, 1.; SCHNAUDER, H.; TSIGE-TAMIRAT, H. Design description and performance analyses ol the European HCPB test blanke! system in ITER FEAT. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51430 REIMANN, J.; HERMSMEYER, S. 31 0610 Thermal conductivity of compressed ceramic

breeder pebble beds. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51431 REIMANN, J.; BOCCACCINI, L.; ENOEDA, M.; 310610 YING, A.Y.

Thermomechanics ol solid breeder and Be pebble bed materials. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51432 BÜHLER, L. 310630 Liquid Iithium MHD flow on the EVOLVE

evaporation trays. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51488 ROYON, A.; EHRHARD, P. 410902 Topology of the flows adjacent to a moving

contact line at the Iimit of dynamic wetting. Jahrestagung der Gesellschaft für Angewandte Mathematik und Mechanik, Augsburg, 25.-28.März 2002

V51489 MEISEL, 1.; EHRHARD, P. 410902 Asymptotic model for the hydrodynamic

treatment of electrical double layers at solid walls in microchannels. Jahrestagung der Gesellschaft für Angewandte Mathematik und Mechanik, Augsburg, 25.-28.März 2002

V51490 MEISEL, 1.; EHRHARD, P. 410902 Numerische Simulationen zu einer elektrisch

erregten Wirbelstrasse mit Anwendung für einen Mikromischer. Jahrestagung der Gesellschaft für Angewandte Mathematik und Mechanik, Augsburg, 25.-28.März 2002

V51491 HERMSMEYER, S.; MALANG, S. 310630 Gas-cooled high performance divertor for a

power plant. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April7-12, 2002

V51492 BAUMANN, W.; BREITUNG, W.; KAUP, 8.; 310630 NECKER, G.; ROYL, P.; TRAVIS, J.R.

A three-dimensional multi-volume analysis of combustible mixture generation during an ITER loss-of-coolant accident using the GASFLOW code. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calif., April 7-12, 2002

V51496 KUHN, D.; CLASS, A.; MÜLLER, U. 111401 Experimentelle Untersuchungen zur Bildung

zellularer Muster auf ebenen, laminaren Flachflammen mittels zweidimensionaler Laserinduzierter Fluoreszenz. Tagung des GVC-Fachausschusses Gasreinigung und Hochtemperaturtechnik, Karlsruhe, 25.-27.Februar 2002

V51614 HERMSMEYER, S.; REIMANN, J. 310610 Particle flow of ceramic breeder pebble beds

in biaxial compression experiments. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., April 7-12, 2002

V51642 GASPAROTTO, M.; BOCCACCINI, L.; 310610 GIANCARLI, L.; MALANG, S.; POITEVIN, Y.

DEMO blanket technology R&D results in EU. 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-6), San Diego, Calif., April 7-12, 2002

V51840 STIEGLITZ, R. 90 Der Geo-Dynamo. Wie macht die Erde ihr

Magnetfeld? Vortr.: Physikalisches Kolloquium, Fachhochschule Mannheim, 25.April 2002

35

V51847 RABAGLINO, E.; FERRERO, C.; REIMANN, J.; V52237 VESER, A.; BREITUNG, W.; DOROFEEV, S. . 310610 RONCHI, C.; SCHULENBERG, T . 322101 Minimum distance for flame acceleration to

Study of the microstructure of irradiated supersonic regimes in tubes. beryllium for the validation of the ANFIBE 29th lnternat.Symp.on Combustion, Hokkaido code. University, Sapporo, J, July 21-26, 2002 6th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear

BÜHLER,L. Technology (ISFNT-6), San Diego, Calil., V52238 April 7-12, 2002 310630 New Liquid metal blankets for fusion power

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lnvestigation of thermal degradation of three F, June 17-19, 2002 wood species as initial step in combustion of

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Conceptual Study) Tasks 12 and 13, Garching, V51903 CHENG, X.; FINCK, P.J.; ROGLANS-RIBAS, J.; June 24, 2002 322305 SCHULENBERG, T.

Thermal-hydraulic design analysis of a 5 MW V52241 GRÖTZBACH, G.; OTIC, I. sodium-cooled tungsten target. 322306 Simulation of turbulent convection in low 3rd InternatWorkshop on Utilization and Prandtl-number-fluids. Reliability of High-Power Proton Minisymp.on Large Eddy Simulation, 9th Accelerators, Santa Fe, N.M., May 12-16, 2002 lnternat.Conl.on Numerical Mathematics and

Computational Mechanics (NMCM 2002), Miskolc, V52014 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P. H, July 15-17, 2002 322107 Concept of the refined process model in the Book of Abstracts (auch auf CD-ROM) S.91-92

ASTRIO accident prediction tool. (FZK SCHRÖDER, E.; KREBS, L. contributions: WP 2.2.5) V52367

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