I FiEV.A -GB3G
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
I , \
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
....
I"""'J. I " I
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.
100~--------------------------~
~ 80
-•-m Im
" l<olls o
~ 80 -•-m Im "'
leer 0
~ -..t..-m Im Gas 0
0> Helzrate: 350 KirTin c "' 40
0 mKo,Jmo g> .i' 0 m Im
Teer 0
~ 20 "' m Im Gas o
"' ~ 0
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-
r" I
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
~ 12
- 10 '(j) ~
8 0)
:.c yg 6 '(j) 4 ä) E 2 ..... :ro s 0
k (W/ m K) = ·1.9407 E(%)2 + 10.637 E(%) + 2.3199
• i ~ 1 ./! I ,;II' ! I ../" ...... .,I
Mittlere Bett-Temperatur: 350 ·c I !
0 0,2 0,4 0,6 0,8
E (%)
1 1,2 1,4
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
. I
5
z
; ~0
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
7
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-
8
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.
9
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 ;:;
""' ~ 0.4
0.2
0o~~~~~1~~~~~2~~~~~3
Zeit (s) DISCO-H02: Vergleich gemessener und gerechneter Drücke
1.2
'-;;;' 1 ll..
3 0.8
..':4 C) 0.6 ;:;
""' ~ 0.4
0.2
Rechenergebnis Experiment
0o~~~~~1~~~~~2~~~~~3
Zeit (s) DISCO-H03: Vergleich gemessener und gerechneter Drücke
11
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
: : : ! : : : ~ : : : ! :! :I
··················· ·······-~·-····-~·----~----~---:··t··~·-:····-~ .. ·····:~:::•'::: .. ~·-····t-~:J··· :'I ""'
_ •... : . ..t .. : ..... : .. ::: ·--~--~~t.--~,·-:·:{·.-~.--~.---~.~---···-~···~ ~ ~ ~ .:-··· ./ . : .
•!•·········:; •i:".•rJ:S~:t:~ .. •.•·r···.·;··, ... ' . . . . ,.-.1
,.,·
' .. ;
.. : ................ ~·:::'''"""··;.::('"!] + Bi-Sn: T _,=398 K, Vlt =1.08 Vs, t"=38s · ............... , •. : ........ /,o ... ; ..... ;l ........ Abgeschätzte Vikosilät ~ =1.3x10.5m2/s fi=O
.. : .......... ,.:::: .. ~ ... /:.~ ...... ) .... ) a Bi-Sn: V/t =3.41 Vs, \,.,=1°5.2s ,
: .. ·.' .· ~J(~ : ! : - Approx. Lösung: ~~Q=1.3x1 0'5mz/s, ~=0.4 ··:7''"··-~~~::.-··· .. ~··········~··· ... t .. ···~ e Bi-Sn: V/t =0.97 Us, t""1=41s"
+ _- : -·--·- Approx. Lösung: ~,=1.3x10"m'/s, ß=1
a.z +-t'L/ ---;...-_.;._;..._.;.::· :;:::;=;:::::=t==::::;:=:::::;:=:;:=;::r 10
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.
100r---~~-----~~--~~~~---~~-----~
E 80+-------~-----+----~RF--~~~~---1 E c 60+-----~------~~~~;-~~--r-----~ 0
'(jj 40 +-----~-e w 20'1----~ 0·~~~~~~~~~~~~~~
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
~ .§. 0.2
:s: 0.1
0.0
.0.1
.()2
0.0 0.2 0.4
z[m]
0.6
~STDk-E
~RNGk-E
~LowRek-•
~LowRek-(u
~ssT
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 ~
"' c.
~ 320 t-
' j ' ,..
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~~~~~
j5000t---+---+---+---+---~~~+-~ .§. ~4000t---+---+---+---+-~~~--~~
"' g 3000 +----+---+---+---<~'-'--/"_• ·-·-+---+-~
""' g2000~--+---+--~~~~+---+---+-~ Ci
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.]
45898 BUNK, M.; EHRHARD, P.; MÜLLER, U. CBBI-9 : Proc.of the 9th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Blanke! lnteractions, Toki,
322104 Viscous gravity currents with solidification. J, September 27-29, 2000 (eingeladen) Tokyo: Univ.ol Tokyo, 2002 S.199-214 Smith, M.K. [Hrsg.] Interfaces lor the 21st Century : New 47984 BOCCACCINI, L.V.; BÜHLER, L.; HERMSMEYER, S.; Research Dirsetions in Fluid Mechanics and 310610 WOLF, F. Materials Science, Monterey, Calil., August Modelling of thermal and mechanical behaviour 16-18, 1999 of pebble beds. London : Imperial College Press, 2002 S.35-50 Yamawaki, M. [Hrsg.]
CBBI-9 : Proc.of the 9th InternatWorkshop on 47401 RAFFRAY, A.R.; EL-GUEBALY, L.; GORDEEV, S.; Ceramic Breeder Blanke! lnteractions, Toki, 310630 MALANG, S.; MOGAHED, E.; NAJMABADI, F.; J, September 27-29, 2000
SVIATOSLAVSKY, 1.; SZE, D.K.; TILLACK, M.S.; Tokyo : Univ.ol Tokyo, 2002 S.81-94 WANG, X.; ARIES-TEAM Highperformance blanke! for ARIES-AT power 47985 REIMANN, J.; WÖRNER, G. plant. 310610 Thermal creep ol ceramic breeder pebble beds. 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Yamawaki, M. [Hrsg.] Madrid, E, September 11-15, 2000 CBBI-9 : Proc.ol the 9th InternatWorkshop on Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) Ceramic Breeder Blanke! lnteractions, Toki, S.549-53 J, September 27-29, 2000
Tokyo : Univ.ol Tokyo, 2002 S.95-108 47825 REIMANN, J.; BARLEON, L.; BOCCACCINI, LV.; 310630 MALANG, S. 47986 BOCCACCINI, L.V.; FISCHER, U.; GORDEEV, S.;
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
48117 SCAFFIDI-ARGENTINA, F. 47826 REIMANN, J.; WÖRNER, G. 310610 Tritium and helium release from neutron 310610 Thermal creep of Li4Si04 pebble beds. irradiated beryllium pebbles from the
21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), EXOTIC-8 Irradiation. Madrid, E, September 11-15, 2000 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) Madrid, E, September 11-15, 2000 S.647-51 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001)
S.641-45
25
48118 VELLA, G.; Dl MAIO, A.; OLIVER!, E.; 50260 BÜHLER, L.; REIMANN, J. .310610 DALLE DONNE, M.; PIAZZA, G.; 310610 Thermal creep of granular breeder materials
SCAFFIDI-ARGENTINA, F. in fusion blankets. Modelling of the thermal-mechanical behavior 1Oth lnternat.Conf.on Fusion Reactor of a single size beryllium pebble bed. Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), 14-19, 2001 Madrid, E, September 11-15, 2000 Journal of Nuclear Materials, 307-311 (2002) Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) S.807-10 S.635-40
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.
KALLENBACH, A.; KEINONEN, J.; KORNEJEW, P.; Microtomography of irradiated beryllium MOORMANN, R.; PHILIPPS, V.; ROTH, J.; pebbles. SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; WÜRZ, H. SF2M (Societe Francaise de Metallurgie et de Progress of the European R&D on plasma-wall Materiaux) Autumn Meeting 2001, Paris, F, interactions, neutron effects and tritium October 29-31, 2001 removal in ITER plasma facing materials. Revue de Metallurgie - Cahiers d'lnformations 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Techniques, (2001) Numero hors serie, S.184 Madrid, E, September 11-15, 2000 Fusion Engineering and Design, 56-57(2001) 50267 RINEISKI, A.; MASCHEK, W.; RIMPAULT, G. S.179-87 322303 Performance of neutron kinetics models for
ADS transient analyses. 48120 PIAZZA, G.; ENOEDA, M.; YING, A. AccApp/ADTTA ' 01 : 5th Topical Meeting on 310610 Measurements of effective thermal Nuclear Applications of Accelerator
conductivity of ceramic breeder pebble beds. Technology, Reno, Nev., November 11-15, 2001 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Madison, Wis. : Omnipress, 2002 CD-ROM Madrid, E, September 11-15, 2000 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) 50268 MASCHEK, W.; RINEISKI, A.; WANG, S.; S.661-66 322303 FLAD, M.; MORITA, K.
PIAZZA, G.; REIMANN, J.; GÜNTHER, E.; Safety improvements for ADS Iransmuters with
48121 dedicated fuel. 310610 KNITTER, R.; ROUX, N.; LULEWICZ, J.D. AccApp/ADTTA ' 01 : 5th Topical Meeting on
Behaviour of ceramic breeder materials in Nuclear Applications ol Accelerator long time annealing experiments. Technology, Reno, Nev., November 11-15, 2001 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Madison, Wis. : Omnipress, 2002 CD-ROM Madrid, E, September 11-15, 2000 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) 50601 KNEBEL, J.U.; KLEIN, J.C.; GORSE, D.; S.653-59 322305 AGOSTINI, P.; GRÖSCHEL, F.; KUPSCHUS, P.;
KIRCHNER, T.; VOGT, J.B. 48122 SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; PIAZZA, G.; MEGAPIE-TEST: A European project on 310610 GORAIEB, A.; BOLLER, E.; ELMOUTAOUAKKIL, A.; spallation target testing.
FERRERO, C.; BARUCHEL, J. AccApp/ADTTA ' 01 : 5th Topical Meeting on Non destructive three dimensional analysis of Nuclear Applications of Accelerator the packing of a binary beryllium pebble bed. Technology, Reno, Nev., November 11-15, 2001 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Madison, Wis. : Omnipress, 2002 CD-ROM Madrid, E, September 11-15, 2000 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) 50604 RASKOB, W. S.707-12 310702 Enhancement of accident consequence
assessment modal for tritium UFOTRI to 48123 DRUYTS, F.; FAYS, J.; VAN ISEGHEM, P.; include a wider variety of human foodstuffs. 310610 SCAFFIDI-ARGENTINA, F. 6th lnternat.Conf.on Tritium Science and
Chemical reactivity of beryllium pebbles in Technology, Tsukuba, J, November 11-16, 2001 air. Fusion Science and Technology, 41 (2002) 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), S.346-50 Madrid, E, September 11-15, 2000 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) 50606 PIAZZA, G.; REIMANN, J.; GÜNTHER, E.; S.695-700 310610 KNITTER, R.; ROUX, N.; LULEWICZ, J.D.
Characterisation of ceramic breeder materials 48316 FISCHER, U.; BOCCACCINI, L.V.; for the helium cooled pebble bed blanke!. 310630 HERMSMEYER, S.; NORAJITRA, P. 1oth lnternat.Conf.on Fusion Reactor
Neuironie analyses of PPA reactor blanke! Materials (ICFRM-1 0), Baden-Baden, October concepts. 14-19, 2001 21st Symp.on Fusion Technology (SOFT), Journal of Nuclear Materials, 307-311 (2002) Madrid, E, September 11-15, 2000 S.811-16 Fusion Engineering and Design, 58-59(2001) S.607-11 50607 ANDERL, R.A.; PAWELKO, R.J.; SMOLIK, G.R.;
310203 PIAZZA, G.; SCAFFIDI-ARGENTINA, F.; 49701 GROSS, S.; DAY, C.; GLUGLA, M.; RASKOB, W. SNEAD, L.L. 310701 Status and perspectives of tritium work Steam oxidation of PFC materials for advanced
performed at the Karlsruhe Research Center. tokamaks. 6th lnternat.Conf.on Tritium Science and 10th lnternat.Conf.on Fusion Reactor Technology, Tsukuba, J, November 11-16, 2001 Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October Fusion Science and Technology, 41(2002) 14-19, 2001 S.573-77 Journal of Nuclear Materials, 307-311 (2002)
S.1375-79
26
50725 RABAGLINO, E.; HIERNAUT, J.P.; RONCHI, C.; 310610 SCAFFIDI-ARGENTINA, F.
Helium and tritium kinetics in irradiated beryllium pebbles. 10th lnternatConf.on Fusion Reactor Materials (ICFRM-10), Baden-Baden, October 14-19, 2001 Journal of Nuclear Materials, 307-311 (2002) S.1424-29
50880 VAN DER LAAN, J.G.; CONRAD, R.; 310610 FOKKENS, J.H.; HOFMANS, H.E.; JONG, M.;
MAGIELSEN, A.J.; MALANG, S.; PIJLGROMS, B.J.; REIMANN, J.; ROUX, N.; STIJKEL, M.P. Status of the in-pile lest of HCPB pebble-bed assernblies in the HFR Petten. Proc.of the 10th InternatWorkshop on Geramic Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, October 22-24, 2001 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni 2002) S.107-13
50881 REIMANN, J.; ERICHER, D.; WÖRNER, G. 310610 lnlluence of pebble bed dimensions and
filling factor on mechanical pebble bed properties. Proc.of the 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, October 22-24, 2001 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni 2002) S.161-74
50882 REIMANN, J.; LULEWICZ, J.D.; ROUX, N.; 310610 WÖRNER, G.
Thermal creep of metatitanate pebble beds. Proc.of the 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, October 22-24, 2001 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni 2002) S.175-84
50883 REIMANN, J.; HERMSMEYER, S.; WÖRNER, G. 310610 Thermal conductivity of compressed
orthosilicate and metatitanate pebble beds. Proc.of the 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, October 22-24, 2001 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni 2002) S.185-93
50884 HERMSMEYER, S.; REIMANN, J. 310610 Partide flow of ceramic breeder pebble beds
in biaxial compression experiments. Proc.of the 10th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-10), Karlsruhe, October 22-24, 2001 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni 2002) S.195-201
51023 GRÖTZBACH, G. 322305 Peculiarities of natural convective heat
removal from complex pools. Wada, A. [Hrsg.] Advances in Fluid Modeling and Turbulence Measurements : Proc.of the 8th lnternatSymp., Tokyo, J, December 4-6, 2001: Singapore [u.a.] : World Scientific, 2002 S.587-94 Presentation Programme and Paper Summaries S.143-44 Organization Committee of the FMTM 2001, 2001
51024 FISCHER, K.; BROECKERHOFF, P.; AHLERS, G.; 322101 GUSTAVSSON, V.; POLO, J.; DOMINGUEZ, T.;
ROYL, P. Hydrogen removal from LWR Containments by catalytic coated thermal insulation elements (THINCAT). Van Goethem, G. [Hrsg.] FISA 2001 : EU Research in Reactor Safety ; Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted Actions, Luxembourg, L, November 12-15, 2001 Luxembourg : Office for Official Publ.of the European Communities, 2002 S.408-20 EUR-20281-EN
51025 JONES, A.V.; DICKINSON, S.; DE PASCALE, C.; 322107 HANNIET, N.; HERRANZ, L.; DE ROSA, F.;
HENNEGES, G.; LANGHANS, J.; HOUSIADAS, C.; WICHERS, V.; BIRCHLEY, J.; PACI, S.; MARTIN-FUERTES, F. Validation of severe accident codes against phebus FP for plant applications (PHEBEN2). Van Goethem, G. [Hrsg.] FISA 2001 : EU Research in Reactor Safety ; Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted Actions, Luxembourg, L, November 12-15, 2001 Luxembourg : Office for Official Publ.of the European Communities, 2002 S.456-67 EUR-20281-EN
51026 STEINWARZ, W.; KOLLER, W.; HÄFNER, W.; 322104 JOURNEAU, C.; SEILER, J.M.; FROMENT, K.;
COGNET, G.; GOLDSTEIN, S.; FISCHER, M.; HELLMANN, S.; EDDI, M.; ALSMEYER, H.; ALLELEIN, H.J.; SPENGLER, C.; BÜRGER, M.; SEHGAL, B.R.; KOCH, M.K.; ALKAN, Z.; PETROV, J.B.; GAUNE-ESCARD, M.; WEISS, F.P.; BANDINI, G. Ex-vessel core melt stabilization research (ECOSTAR). Van Goethem, G. [Hrsg.] FISA 2001 : EU Research in Reactor Safety ; Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted Actions, Luxembourg, L, November 12-15, 2001 Luxembourg : Office for Official Publ.of the European Communities, 2002 S.274-85 EUR-20281-EN
51027 SEILER, J.M.; SEHGAL, B.R.; ALSMEYER, H.; 322104 KYMÄLÄINEN, 0.; TURLAND, B.; GRANGE, J.L.;
FISCHER, M.; AZARIAN, G.; BÜRGER, M.; CIRAUQUI, C.J. European group for analysis of corium recovery concepts (EUROCORE). Van Goethem, G. [Hrsg.] FISA 2001 : EU Research in Reactor Safety ; Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted Actions, Luxembourg, L, November 12-15, 2001 Luxembourg : Office for Official Publ.of the European Communities, 2002 S.286-93 EUR-20281-EN
51139 BIELERT, U.; BREITUNG, W.; BURGETH, B.; 322101 KOTCHOURKO, A.; SCHOLTYSSEK, W.;
PAILHORIES, P.; PETIT, M.; STUDER, E.; EYINK, J.; MOVAHED, M.; PETZOLD, K.G.; HEITSCH, M.; ALEKSEEV, V.; DOROFEEV, S.; EFIMENKO, A.; KUZNETSOV, M.; OKUN, M.; YANKIN, Y.; HULD, T. Integral large scale experiments on hydrogen combustion for severe accident code Validation HYCOM. Van Goethem, G. [Hrsg.] FISA 2001 : EU Research in Reactor Safety ; Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted Actions, Luxembourg, L, November 12-15, 2001 Luxembourg : Office for Official Publ.of the European Communities, 2002 S.395-407 EUR-20281-EN
27
51227 DOROFEEV, S.B.; KUZNETSOV, M.S.; 51418 JACOBS, H. 322101 ALEKSEEV, V.l.; EFIMENKO, A.A.; BREITUNG, W. 322305 Thermal Interaction between liquid
Evaluation of Iimits for effective flame lead-bismuth and water. A contribution to the acceleration in hydrogen mixtures. MEGAPIE safety report. Journal of Loss Prevention in the Process Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, lndustries, 14(2001) S.583-89 14.-16.Mai 2002
Bonn : INFORUM GmbH, 2002 S.565-68 51229 DZIUGYS, A.; PETERS, B. (Auch auf CD-ROM) 111401 An approach to simulate the motion of
spherical and non-spherical fuel partielas in . 51419 KNEBEL, J.U.; KLEIN, J.C.; GORSE, D.; combustion chambers. 322305 AGOSTINI, P.; GRÖSCHEL, F.; KUPSCHUS, P.; Granular Matter, 3(2001) S.231-66 KIRCHNER, T.; VOGT, J.B.
MEGAPIE-TEST: A European project on 51235 DZIUGYS, A.; PETERS, B. spallation target testing. 111401 A new approach to detect the contact of Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart,
!wo-dimensional elliptical particles. 14.-16.Mai 2002 International Journal for Numerical and Bonn : INFORUM GmbH, 2002 S.545-51 Analytical Methods in Geomechanics, 25(2001) (Auch auf CD-ROM) S.1487-1500
51420 GOOSSENS, L.H.J.; KRAAN, B.C.P.; COOKE, R.M.; 51328 MÜLLER, U.; STIEGLITZ, R. 322109 JONES, J.A.; EHRHARDT, J. 90 Der Geodynamo im Labor. Probabilistic accident consequence
Spektrum der Wissenschaft, (2002) Nr.2, uncertainty assessment using COSYMA. S.56-63 Countermeasures uncertainty assessment.
Luxembourg : Office for Official Publications 51339 MEISEL, 1.; EHRHARD, P. of the European Communities 410902 Simulation of electrically-excited flows in EUR-18821-EN (2001)
microchannels for mixing application. Laudon, M. [Hrsg.] 51421 GOOSSENS, L.H.J.; KRAAN, B.C.P.; COOKE, R.M.; MSM 2002 : Technical Proc.of the 5th 322109 JONES, J.A.; BROWN, J.; EHRHARDT, J.; lnternat.Conf.on Modeling and Simulation of FISCHER, F.; HASEMANN, I. Microsystems, San Juan, Puerto Rico, April Probabilistic accident consequence 21-25, 2002 uncertainty assessment using COSYMA. Boston [u.a.] : Computational Publications, Methodology and processing techniques. 2002 S.62-65 Luxembourg : Office for Official Publications
51398 KNEBEL, J.U.; MÜLLER, G.; KONYS, J. of the European Communities EUR-18827-EN (2001)
322306 Lead-bismuth activities at the Karlsruhe Iead Iabaratory KALLA. 51423 GOOSSENS, L.H.J.; KRAAN, B.C.P.; COOKE, R.M.; Proc.of the 1Oth lnternat.Conf.on Nuclear 322109 JONES, J.A.; BROWN, J.; EHRHARDT, J.; Engineering (ICONE-10), Arlington, Va., April FISCHER, F.; HASEMANN, I. 14-18, 2002 Probabilistic accident consequence New York, N.Y. : ASME, 2002 CD-ROM Paper uncertainty assessment using COSYMA. Overall 22240 uncertainty analysis.
Luxembourg : Office for Official Publications 51413 NEITZEL, H.J.; KNEBEL, J.U. of the European Communities 322306 Design of a closed 4 MW spallation target EUR-18826-EN (2001)
with heat removal chain for an accelerator driven system. 51424 GOOSSENS, L.H.J.; KRAAN, B.C.P.; COOKE, R.M.; Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, 322109 JONES, J.A.; EHRHARDT, J.; FISCHER, F.; 14.-16.Mai 2002 HASEMANN, I. Bann : INFORUM GmbH, 2002 S.85-90 Probabilistic accident consequence (Auch auf CD-ROM) uncertainty assessment using COSYMA.
Uncertainty from the early and late health 51415 AKSAN, N.; BITTERMANN, D.; DUMAZ, P.; effects module. 322209 KYRKI-RAJAMAKI, R.; MARACZV, C.; OKA, Y.; Luxembourg : Office for Official Publications
SCHULENBERG, T.; SQUARER, D.; SOUYRI, A. of the European Communities A high performance light water reactor EUR-18824-EN (2001) concept. Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, 51425 GOOSSENS, L.H.J.; KRAAN, B.C.P.; COOKE, R.M.; 14.-16.Mai 2002 322109 JONES, J.A.; EHRHARDT, J.; FISCHER, F.; Bann : INFORUM GmbH, 2002 S.577-80 HASEMANN, I. (Auch auf CD-ROM) Probabilistic accident consequence
GRÖTZBACH, G.; CARTECIANO, L.N.; DORR, B. uncertainty assessment using COSYMA.
51416 Uncertainty from the atmospheric dispersion 322305 Analysis of the integral heat transfer and deposition module.
characteristics of the MEGAPIE target. Luxembourg : Office for Official Publications Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, of the European Communities 14.-16.Mai 2002 EUR-18822-EN (2001) Bann : INFORUM GmbH, 2002 S.559-63 (Auch auf CD-ROM) 51426 GOOSSENS, L.H.J.; COOKE, R.M.; KRAAN, B.C.P.;
322109 EHRHARDT, J.; FISCHER, F.; HASEMANN, 1.; 51417 LEFHALM, C.H.; DAUBNER, M.; MACK, K.J.; BROWN, J.; JONES, J.A.; SMITH, J.G. 322305 KNEBEL, J.U. Probabilistic accident consequence
Practical experience on the operation of a uncertainty assessment using COSYMA. lead-bismuth loop for ADS applications. Uncertainty from the food chain module. Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, Luxembourg : Office for Official Publications 14.-16.Mai 2002 of the European Communities Bann : INFORUM GmbH, 2002 S.553-58 EUR-18823-EN (2001) (Auch auf CD-ROM)
28
51427 GOOSSENS, L.H.J.; COOKE, R.M.; KRAAN, B.C.P.; 51643 MÜLLER, U.; STIEGLITZ, R. 322109 EHRHARDT, J.; FISCHER, F.; HASEMANN, 1.; 90 The Karlsruhe dynamo experiment.
JONES, J.A.; BROWN, J.; KHURSHEED, A.; Nonlinear Processes in Geophysics, 9(2002) PHIPPS, A. S.165-70 Probabilistic accident consequence uncertainty assessment using COSYMA. 51656 EPPINGER, B.; SCHMIDT-STIEFEL, S.; TROMM, W. Luxembourg : Office for Official Publications 322104 lnvestigations on the melt gate ablation by of the European Communities ex-vessel core melts in the KAPOOL EUR-18825-EN (2001) experiments.
Proc.of the 10th lnternat.Conf.on Nuclear 51437 CHENG, X.; SCHULENBERG, T.; KOSHIZUKA, S.; Engineering (ICONE-10), Arlington, Va., April 322209 OKA, Y.; SOUYRI, A. 14-18, 2002
Thermal-hydraulic analysis of supercritical New York, N.Y. : ASME, 2002 CD-ROM Paper pressure light water reactors. 22120 Proc.of the lnternat.Congress on Advanced Nuclear Power Plants (ICAPP), 2002 ANS Annual 51728 PETERS, B.; DZIUGYS, A. Meeting, Hollywood, Fla., June 9-13, 2002 111401 Numerical simulation of the motion of LaGrange Park, 111. : ANS, 2002 CD-ROM granular material using object-oriented
techniques. 51472 PETERS, 8.; DZIUGYS, A. Computer Methods in Applied Mechanics and 111401 Bestimmung des Kontaktes für die Bewegung von Engineering, 191(2002) S.1983-2007
elliptischen, granularen Medien. GAMM 2000 Annual Meeting, Göttingen, April 51759 EHRHARD, P.; MEISEL, I. 2-7, 2000 410902 Strömungs- und Transportprozesse in Zeitschrift für Angewandte Mathematik und Mikrokanälen. Mechanik, 81 (2001) Suppl.4, S.S831-S832 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6680 (März
2002) 51493 BAUMANN, W.; BREITUNG, W.; KAUP, 8.; 310630 NECKER, G.; ROYL, P.; TRAVIS, J.R. 51760 JANSSENS-MAENHOUT, G.; DAUBNER, M.;
Three-dimensional ITER accident analysis of 322305 KNEBEL, J.U. combustible mixture generation using the Mixed convection in a two-phase flow cooling GASFLOW code. loop. Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6672 (März 14.-16.Mai 2002 2002) Sonn : INFORUM GmbH, 2002 S.493-96 (Auch auf CD-ROM) 51761 JANSSENS-MAENHOUT, G.; SCHULENBERG, T.
410602 Linear and nonlinear interface model based on 51542 LEFHALM, C.H. the electric double layer theory. 322306 Anwendungsbeispiel KALLA (Karlsruhe Lead Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6669 (März
Laboratory). 2002) Was bringt Windows XP für die Mess- und Automatisierungstechnik? ; ein Seminar von 51762 DZIUGYS, A.; PETERS, 8. National Instruments 111401 An approach to simulate the motion of 2- and München : National Instruments, 2002 3-dimensional fuel partieiss in combustion P/N 350897A-01 S.19-21 chambers.
Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6574 (März 51557 BURR, U.; MÜLLER, U. 2002) 310620 Rayleigh-Benard convection in liquid meta!
layers under the influence of a horizontal 51763 BÜHLER,L. magnetic field. 310610 Continuum models for pebble beds in fusion Journal of Fluid Mechanics, 453(2002) blankets. S.345-69 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6561 (März
2002) 51603 SQUARER, D.; OKA, Y.; BITTERMANN, D.; 322209 AKSAN, N.; MARACZY, C.; KYRKI-RAJAMAKI, R.; 51851 BIELERT, U.; BREITUNG, W.; KAUP, 8.;
SOUYRI, A.; DUMAZ, P. 322101 NECKER, G.; VESER, A. High performance light water reactor (HPLWR). Numerische Simulation der Van Goethem, G. [Hrsg.] Wasserstofff~.eisetzung in einer Garage. FISA 2001 : EU Research in Reactor Salety ; Technische Uberwachung, 43(2002) Nr.4, Mid-Term Symp.on Shared-Cost and Goncerted S.52-57 Actions, Luxembourg, L, November 12-15, 2001 Luxembourg : Office for Official Publ.of the 51852 BIELERT, U. European Communities, 2002 S.620-30 322101 Wasserstoff im Tank erfordert mehr als EUR-20281-EN Umdenken.
H2Tec, (2002) April, S.15-17 51631 NEITZEL, H.J.; KNEBEL, J.U. 322306 Auslegung eines geschlossenen 4 51929 BERNNAT, W.; KIEFHABER, E.; LANGENBUCH, S.;
MW-Targetmoduls mit Wärmeabfuhrsystem für 322303 MATTES, M.; ZWERMANN, W. eine ADS-Anordnung. KRITZ-2 benchmark calculations based on Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6687 different nuclear data with MCNP and (Februar 2002) THREEDANT.
Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, 51633 DAUBNER, M.; JANSSENS-MAENHOUT, G.; 14.-16.Mai 2002 322306 KNEBEL, J.U. Bonn: INFORUM GmbH, 2002 S.11-14
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
51930 RINEISKI, A.; MASCHEK, W. 52152 VAN DER LAAN, J.G.; CONRAD, R.; 322303 Kinetic models for transient analyses of 310610 FOKKENS, J.H.; HOFMANS, H.E.; HOOIJMANS, J.;
accelerator driven systems. KAWAMURA, H.; LULEWICZ, J.D.; Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, MAGIELSEN, A.J.; MALANG, S.; 14.-16.Mai 2002 OOIJEVAAR, M.A.G.; PIAZZA, G.; Sonn: INFORUM GmbH, 2002 S.37-41 PIJLGROMS, B.J.; ROUX, N.; STIJKEL, M.P.; (Auch auf CD-ROM) YING, A.Y.
Key issues for the 'HICU' project - a high 51931 CHENG, X.; NEITZEL, H.J.; TAN, S.S.; fluence irradiation of ceramic breeder pebble 322305 LENG, G.J. beds.
Experimental studies on the passive Proc.of the 10th InternatWorkshop on Ceramic containment cooling systems of two advanced Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-10), PWRs. Karlsruhe, October 22-24, 2001 Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni 14.-16.Mai 2002 2002) S.101-06 Sonn: INFORUM GmbH, 2002 S.101-04 (Auch auf CD-ROM) 52242 MÜLLER, U.; STIEGLITZ, R.
90 The Karlsruhe dynamo experiment. 51933 BIELERT, U.; BREITUNG, W.; BURGETH, 8.; Proc.of the 5th lnternat.PAMIR Conf.on 322101 DOROFEEV, S.; KOTCHOURKO, A.; Fundamental and Applied MHD, Ramatuelle, F,
SCHOLTYSSEK, W.; PAILHORIES, P.; PETIT, M.; September 16-20, 2002 STUDER, E.; EYINK, J.; MOVAHED, M.; Vol.2 S.VI/65-VI/75 PETZOLD, K.G.; HEITSCH, M.; ALEKSEEV, V.; EFIMENKO, A.; KUZNETSOV, M.; OKUN, M.; 52258 NECKER, G.; TRAVIS, J.R.; ROYL, P. YANKIN, Y.; HULD, T. 322101 Model development and validation of GASFLOW Large scale experiments for Validation of II. hydrogen combustion models and criteria. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, Jahresbericht 2001. Teil 1 14.-16.Mai 2002 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni Sonn: INFORUM GmbH, 2002 S.165-68 2002) S.1-5 (Auch auf CD-ROM)
52259 VESER, A.; STERN, G.; GRUNE, J.; 51934 TROMM, W.; ALSMEYER, H.; CRON, T.; 322101 BREITUNG, W.; BURGETH, 8. 322104 SCHMIDT-STIEFEL, S.; WENZ, T.; ADELHELM, C.; CO-H2 -air combustion tests in the FZK - 7m -
GREHL, C.; MERKEL, G. tube. CometPCA: Weiterentwickeltes Konzept zur Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Kühlung einer Kernschmelze durch Fluten von Jahresbericht 2001. Teil 1 unten. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, 2002) S.6-14 14.-16.Mai 2002 Sonn: INFORUM GmbH, 2002 S.189-92 52260 BIELERT, U.; VESER, A.; KOTCHOURKO, A.; (Auch auf CD-ROM) 322101 REDLINGER, R.; BREITUNG, W.
Numerical Simulation of combustion with 51935 MEYER, L.; GARGALLO, M. COM3D, BOB, Flame3D. 322103 Experiments on corium dispersion at RPV Programm Nukleare Sicherheitsforschung.
Iaiiure during low-pressure accident Jahresbericht 2001. Teil 1 scenarios. Wissenschaltliehe Berichte, FZKA-67 41 (Juni Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, 2002) S.15-26 14.-16.Mai 2002 Sonn: INFORUM GmbH, 2002 S.201-04 52261 VESER, A.; BREITUNG, W.; DOROFEEV, S. (Auch auf CD-ROM) 322101 Run-up distances to supersonic flames in
obstacle-laden tubes. 51936 FOIT, J.J. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 322104 Spreading on ceramic and concrete substrates Jahresbericht 2001. Teil 1
in KATS experiments. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni Jahrestagung Kerntechnik 2002, Stuttgart, 2002) S.27-37 14.-16.Mai 2002 29th lnternat.Symp.on Combustion, Hokkaido Sonn: INFORUM GmbH, 2002 S.211-16 University, Sapporo, J, July 21-26, 2002 (Auch auf CD-ROM) Abstracts of Wark-in-Progress Poster
Presentations S.281 52106 FARANGIS ZADEH, H.; EHRHARD, P. 410902 Untersuchungen in einem ebenen Mikromiseher 52262 BURGETH, 8.
mit Hilfe eines ~t-PIV Systems. 322101 Das Einmassenschwinger Modell. Leder, A. (Hrsg.] Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Lasermethoden in der Strömungsmesstechnik : Jahresbericht 2001. Teil 1 1 O.Fachtagung, Universität Rostock, Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni 10.-12.September 2002 2002) S.38-41 Rostock : Universität Rostock, 2002 Paper 16
KRIEG, R.; DOLENSKY, 8.; GÖLLER, 8.; 52263 52151 BOCCACCINI, LV.; [HRSG.] 322101 BREITUNG, W.; REDLINGER, R.; ROYL, P. 310610 CBBI-10: Procesdings of the 10th On the Ioad carrying capaeiliss of a
International Workshop on Ceramic Breeder spherical PWR steel containment under a Blanke! lnteractions, Karlsruhe, Germany, postulated hydrogen detonation. October 22-24, 2001. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6720 (Juni Jahresbericht 2001. Teil 1 2002) Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni
2002) S.42-54
30
52265 JJ\COBS, H.; STEHLE, B.; STEIN, E.; 52288 WÖRNER, M.; ILIC, M.; GRÖTZBACH, G.; 322102 BOTICHER, M.; IMKE, U.; STRUWE, D. 322203 CACUCI, D.G.
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.;
GARGALLO, M. 52296 CHENG, X.; JACOBS, H.; SCHULENBERG, T.; Experimente zur Dispersion von Corium. 322209 SQUARER, D. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Thermal-hydraulic analysis of a supercritical Jahresbericht 2001. Teil 1 pressure light water reactor. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 2002) S.71-80 Jahresbericht 2001. Teil 1
Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni 52267 WILHELM, D. 2002) S.275-89 322103 Rechnungen zur Dispersion der Kernschmelze.
Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 52297 BROEDERS, C.H.M.; SANCHEZ, V.; TRAVLEYEV, A.; Jahresbericht 2001. Teil 1 322209 STEIN, E. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni Validation of couplad neutron physics and 2002) S.81-85 thermohydraulics analysis of HPLWR.
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
Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 2002) S.314-17 Jahresbericht 2001. Teil 1 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni 52302 MASCHEK, W.; RINEISKI, A.; WANG, S.; 2002) S.97-103 322303 CHEN, X.; MORI, M.; WIEGNER, E.;
GÖTZMANN, W.; FLAD, M. 52271 FOIT, J.J. lmprovements of passive safety features of 322104 Spreading on ceramic and concrete substrates. accelerator driven Iransmutation systems.
Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Jahresbericht 2001. Teil 1 Jahresbericht 2001. Teil 1 Wissenschaltliehe Berichte, FZKA-67 41 (Juni Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni 2002) S.110-18 2002) S.326-37
52273 SCHMUCK, P. 52303 RINEISKI, A.; MASCHEK, W. 322107 Quelltermuntersuchungen für schwere Unfälle 322303 lnvestigation of neutron kinetics models for
in Leichtwasserreaktoren. ADS transient analyses. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Jahresbericht 2001. Teil 1 Jahresbericht 2001. Teil 1 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni 2002) S.131-34 2002) S.338-60
52284 BENZ, G.; EHRHARDT, J.; FISCHER, F.; 52304 BUCKEL, G.; KIEFHABER, E.; RINEISKY, A.; 322109 HALLER, CH.; HASEMANN, 1.; 322303 GÖTZMANN, W.
HESSELSCHWERDT, E.; LANDMANN, C.; LORENZ, A.; lmprovements in the SIMMER-111/IV neutranies PÄSLER-SAUER, J.; RAFAT, M.; RASKOB, W.; module. SCHICHTEL, T. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Entwicklung von Methoden zur Abschätzung und Jahresbericht 2001. Teil 1 Minimierung der radiologischen Folgen von Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni Reaktorunfällen. 2002) S.361-62 Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Jahresbericht 2001. Teil 1 52307 KNEBEL, J.U.; CHENG, X.; STIEGLITZ, R.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni 322305 DAUBNER, M.; MACK, K.J.; FELLMOSER, F.; 2002) S.196-201 PETIAN, C.; GNIESER, S.
Thermalhydraulic investigations into blanke! 52286 HENNEGES, G. and target design. 322107 Deposition and revaporisation of fission Programm Nukleare Sicherheitsforschung.
products. Jahresbericht 2001. Teil 1 Programm Nukleare Sicherheitsforschung. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni Jahresbericht 2001. Teil 1 2002) S.368-83 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6741 (Juni 2002) S.208-20
31
52310 GRÖTZBACH, G.; PANEFRESCO, C.; 52531 EHRHARD, P.; MEISEL, I. 322305 CARTECIANO, L.N.; DORR, B.; OLBRICH, W. 410902 Strömungs- und Transportprozesse in
Entwicklung des Rechenprogramms FLUTAN für Mikrokanälen. thermo- und fluiddynamische Anwendungen. Nachrichten - Forschungszentrum Karlsruhe, Numerical analysis of MEGAPIE related thermal 34(2002) S.137-42 and fluid-dynamical problems. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 52550 PETERS, B. Jahresbericht 2001. Teil 1 111401 Extinction of burning partielas due to Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni unstable combustion modes. 2002) S.404-10 Fuel, 81 (2002) S.391-96
52312 KNEBEL, J.U.; MÜLLER, G.; KONYS, J.; 52715 KUZNETSOV, M.; ALEKSEEV, V.; YANKIN, YU.; 322306 KALLA-TEAM 322101 DOROFEEV, S.
HGF strategy !und project 99/16: Slow and fast dellagration in hydrocarbon-air thermalhydraulic and material specific mixtures. investigations into the realization of an Combustion Science and Technology, 174(2002) accelerator driven system (ADS) to transmute S.157-72 minor actinides. Programm Nukleare Sicherheitsforschung. 52824 MASCHEK, W. Jahresbericht 2001. Teil 1 322303 The SIMMER-111/IV code: applications to Wissenschaftliche Berichte, FZKA-67 41 (Juni subcritical accelerator driven systems. 2002) S.417-55 De Raedt, Ch. [Hrsg.)
52377 STIEGLITZ, R.; MÜLLER, U. Reactor Physics Computational Methods : Proc. of the Topical Day, Mol, B, October 16, 2001
90 Experimental demonstration of a homogeneaus Mol : SCK-CEN Belgian Nuclear Research two-scale dynamo. Center, 2002 CD-ROM Magnetohydrodynamics, 38(2002) S.27-33 BGL-920
52378 VAN DER LAAN, J.G.; BAKKER, K.; CONRAD, R.; 52890 WOLFF, J. 310610 PIAZZA, G.; ROUX, N.; STIJKEL, M.P. 322206 Evaluation of the mechanical energy release
Some results for ceramic breeder pebbles in CABRI-FAST experiments. irradiated to DEMO representative Iithium CABRI-FAST Project 1992-1997 : Results and burnups. Achievements Yamawaki, M. [Hrsg.] Rapport IPSN/DRS N° 8/2002 (January 2002) CBBI-9 : Proc.of the 9th InternatWorkshop on FZKA NUKLEAR Nr. 3357 (January 2002) Ceramic Breeder Blanke! lnteractions, Toki, J, September 27-29, 2000 52942 MÜLLER, U.; STIEGLITZ, R.; HORANYI, S. Tokyo : Univ.of Tokyo, 2002 S.217-32 90 The Karlsruhe dynamo experiment.
Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6756 52379 VAN DER LAAN, J.G.; BAARD, J.; BAKKER, K.; (Oktober 2002) 310610 CONRAD, R.; FOKKENS, J.H.; JONG, M.;
MALANG, S.; PIJLGROMS, B.J.; REIMANN, J.; 52945 EHRHARDT, J.; RAFAT, M.; RASKOB, W. SCHLEISIEK, K.; STIJKEL, M.P.; WOLF, F. 322109 Errichtung und Betrieb des RODOS Systems an The in-pile testing of HCPB pebble-bed zentraler Stelle (RODOS Zentrale). assernblies in the HFR Petten. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6765 Yamawaki, M. [Hrsg.) (Oktober 2002) CBBI-9 : Proc.of the 9th InternatWorkshop on Ceramic Breeder Blanke! lnteractions, Toki, 52982 SEILER, J.M.; LATROBE, A.; SEHGAL, B.R.; J, September 27-29, 2000 322104 ALSMEYER, H.; KYMÄLÄINEN, 0.; TURLAND, B.; Tokyo : Univ.of Tokyo, 2002 S.61-80 Gf.!ANGE, J.L.; FISCHER, M.; AZARIAN, G.;
BURGER, M.; CIRAUQUI, C.J.; ZURITA, A. 52392 LEFHALM, C.H.; KRIEGER, V.; MIODEK, P.; Analysis of corium recovery concepts by the 322306 KNEBEL, J.U. EUROCORE group.
Datenerfassung und Steuerung mit LabVIEW DSC SAM-EUROCORE Report 08 (February 2002) im Flüssigmetalllabor KALLA im SETEX/LTEM/02-285 Forschungszentrum Karlsruhe. Jamal, R. [Hrsg.) 52983 ALSMEYER, H. Virtuelle Instrumente in der Praxis : 322104 Ex-vessel core catcher, water injection Messtechnik - Automatisierung ; Begleitband concepts: evaluation of corium cooling by zm Kongress VIP 2002, München, 6.-7.März 2002 bottom flooding. Heidelberg [u.a.] : Hüthig Ver!., 2002 Summary of the Presentations, Discussions, S.369-73 and Related Partners' Gontributions of the
PETERS, B.; SCHRÖDER, E.; BRUCH, C.; WP5 Meeting at FZK, 20-21 September, 2001
52509 SAM-EUROPE Report 05 (February 2002) 111401 NUSSBAUMER, T. SETEX/LTEM/02-282
Measurements and particle resolved modeHing of heat-up and drying of a packed bed. 53004 KLIMENKO, A.Y.; CLASS, A.G. Biomass and Bioenergy, 23(2002) S.291-306 111401 Propagation of nonstationary curved and
stretched premixed flames with multistep 52510 BIELERT, U.; [HRSG.]; BIELERT, U.; reaction mechanisms. 322101 KOTCHOURKO, A.; VESER, A.; BREITUNG, W.; Combustion Science and Technology, 174(2002)
ROYL, P.; SCHOLTYSSEK, W.; WILKENING, H.; S.1-43 HULD, T.; EDLINGER, B.; PORUBA, C.; EDER, A.; MAYINGER, F.; MOVAHED, M.; DABBENE, F.; 53039 BÜHLER,L. STUDER, E.; [AUTOREN] 310630 Magnetohydrodynamic flow in the liquid phase Multidimensional simulation of hydrogen for a specific pool boiling scenario. distribution and turbulent combustion in Journal of Fluid Mechanics, 471 (2002) severe accidents. S.137-57 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6696 (August 2002)
32
53054 MESSADEK, K.; BÜHLER, L.; STIEGLITZ, R. 53355 MÜLLER, U.; BÜHLER, L. 310620 MHD flow in thick-walled pipes of 310620 Liquid metal magneto-hydraulics flows in
ferromagnetic and non-ferromagnetic material. ducts and cavities. Fundamental and Applied MHD : 5th Davidson, P.A. [Hrsg.] lnternat.Pamir Conf., COST P6 Annual Magnetohydrodynamics : Leelure Notes of the Workshop, Ramatuelle, F, September 16-20, 1999 Summer School organised by IUTAM and 2002 HYDROMAG, Udine, I, June 21-25, 1999 Proc. S.l/93-100 Wien (u.a.] : Springer, 2002
(CISM Coursesand Lectures; 418) 53057 VESER, A.; BREITUNG, W.; DOROFEEV, S.B. 322101 Run-up distances to supersonic flames in 53658 REDLINGER, R.; OBHOLZ, L.
obstacle-laden tubes. 310630 Numerische Simulation von Gasdetonationen in 4th lnternat.Symp.on Hazards, Prevention, and ITER-FEAT-Fusionsreaktor. Mitigation of lndustrial Explosions (IV Nachrichten - Forschungszentrum Karlsruhe, ISHPMIE), Bourges, F, October 21-25, 2002 34(2002) S.295-300 Journal de Physique IV, Proceedings, 12(2002)
BÜHLER,L. Pr.7/333-340 53666 310620 Magnetohydrodynamic flow in lerromagnetic
53083 DOROFEEV, S.B. pipes. 322101 Flame acceleration and DDT in gas explosions. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6702
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.
Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6786 53084 KUZNETSOV, M.S.; ALEKSEEV, V.l.; (Dezember 2002) 322101 YANKIN, YU.G.; DOROFEEV, S.B. Dissertation, Universität Karlsruhe 2002
Flame acceleration in a tube with variable cross-section. 53674 BÜHLER, L.; GIANCARLI, L. 4th lnternat.Symp.on Hazards, Prevention, and 310630 Magnetohydrodynamic flow in the European SCLL Mitigation of lndustrial Explosions (IV blanke! concept. ISHPMIE), Bourges, F, October 21-25, 2002 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6778 Journal de Physique IV, Proceedings, 12(2002) (Dezember 2002) Pr.7/317-24
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
Electrically driven vortices in a divertor system in the power conversion Superposition of dipolar permanent magnets. system for the dual-coolant blanke! concept Fundamental and Applied MHD : 5th (TW2-TRP-PPCS12D8). lnternat.Pamir Conf., COST P6 Annual Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6771 Workshop, Ramatuelle, F, September 16-20, (Dezember 2002) 2002 Proc. S.l/113-18 53759 RAFAT, M.; RASKOB, W.; LORENZ, A.;
322109 EHRHARDT, J. 53272 KUZNETSOV, M.; MATSUKOV, 1.; DOROFEEV, S. The interaction between centrally installad 322101 Heat loss rates from hydrogen-air turbulent RODOS systems and their users.
flames in tubes .. 2002 Winter Meeting of the American Nuclear Combustion Science and Technology, 174(2002) Society, 8th Topical Meeting Emergency S.75-92 Preparedness and Response, Washington, D.C.,
November 18-21, 2002 53273 KUZNETSOV, M.; CICCARELLI, G.; DOROFEEV, S.; Transactions of the American Nuclear Society, 322101 ALEKSEEV, V.; YANKIN, YU.; KIM, T.H. 87(2002) S.565-66
DDT in methane-air mixtures. Shock Waves, 12(2002) S.215-20
33
Veröffentlichungen in elektronischen Medien
E51436 JONES, A.; BROWN, J.; GOOSSENS, L.; 322109 KRAAN, B.; COOKE, R.; EHRHARDT, J.;
HASEMANN, 1.; FISCHER, F.
34
Uncertainty analysis on the probabilistic accident consequence code COSYMA. Radiological Protaelion Bulletin, (2001) No.232 8.35-45 http://www.nrpb.org/publications/bullelin/arc hive/bulletin_232.pdf
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
reactors. V51865 MQLLER-HAGEDORN, M.; BOCKHORN, H.; KREBS, L.; 2nd InternatSeminar on Electromagnetic 111401 MULLER, U. Control of Liquid Metal Processes, Grenoble,
lnvestigation of thermal degradation of three F, June 17-19, 2002 wood species as initial step in combustion of
BÜHLER,L. biomass. V52239 29th lnternat.Symp.on Combustion, Hokkaido 310630 Magnetohydrodynamic llow in the European SCLL University, Sapporo, J, July 21-26, 2002 blanket. Book of Abstracts S.47 · Review Meeting for PPCS (Power Plant
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
ASTRIO Progress Meeting, Budapest, H, June 111401 Experimental investigations on the pyrolysis 13-14, 2002 of biomass in fixed beds.
29th lnternat.Symp.on Combustion, Hokkaido V52015 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P. University, Sapporo, J, July 21-26, 2002 322107 Source term evaluation based on plant status: Abstracts of Work-in-Progress Poster
developmental assessment of the STEPS Presentations S.412 integral system. (FZK contribution: WP 2.2.5) ASTRIO Progress Meeting, Budapest, H, June V52410 CHENG, X.; PETTAN, C.; KNEBEL, J.U.; 13-14, 2002 322305 CHEN, H.Y.
Thermal-hydraulic studies supporting the V52016 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P. design of a 1 MW LBE target. 322107 ln-vessel phenomena. (FZK contribution: WP 7th Information Exchange Meeting on Actinide
2.2.7) and Fission Product Partitioning and ASTRIO Progress Meeting, Budapest, H, June Transmutation, Jeju, Korea, October 14-16, 13-14, 2002 2002
V52084 PIAZZA, G.; REIMANN, J.; HOFMANN, G.; V52411 CHENG, X.; CAHALAN, J.E.; FINCK, P.J. 310610 MALANG, S.; GORAIEB, A.A.; HARSCH, H. 322305 Safety analysis of the accelerator driven
Heat transfer in compressed beryllium pebble lest facility. beds. 7th Information Exchange Meeting on Actinide 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), and Fission Product Partitioning and Helsinki, SF, September 9-13, 2002 Transmutation, Jeju, Korea, October 14-16,
2002 V52092 ALIBERTI, G.; RIMPAULT, G.; JACQMIN, R.; 322303 LEBRAT, J.F.; FINCK, P.J.; IMEL, G.; V52558 CHENG, X.
RINEISKI, A.; RAVETTO, P.; SENS, J.C. 322305 Accelerator driven systems (ADS) activities Dynamic measurements and control of an at the Karlsruhe Research Center. accelerator driven system (ADS). Vortr.: ldaho National Engineering and lnternat.Conl.on the New Frontiers of Nuclear Environmental Laboratory, ldaho Falls, ldaho, Technology: Reactor Physics, Safety and 9.Mai 2002 High-Performance Computing (PHYSOR 2002), Seoul, Korea, October 7-10, 2002 V52559 CHENG, X.; NEITZEL, H.J.
322305 PASCO experiment. V52101 HENRICH, E.; KREBS, L.; LEIBLE, L.; SCACEX Project Meeting, Nri, CZ, July 3-5, 111303 LEIBOLD, H.; MALCHER, L. 2002
Gaserzeugung aus trockener Biomasse zur energetischen und chemischen Nutzung. V52577 EHRHARD, P.; MEISEL, 1.; FARANGIS ZADEH, H. Woche der Umwelt, Berlin, 3.-4.Juni 2002 410902 Flow in an electrically-excited micro-mixer: (Präsentation) FEM-simulations and Validation experiments.
20th CAD-FEM Users' Meeting 2002, V52153 RABAGLINO, E.; BOLLER, E.; BARUCHEL, J.; lnternat.Congress on FEM Technology, 310610 ELMOUTAOUAKKIL, A.; FERRERO, C.; RONCHI, C.; Friedrichshafen, October 9-11, 2002
WISS, T. Study by microtomography of 3D porosity V52596 HELING, R.; ZHELEZNYAK, M.; RASKOB, W. networks in irradiated beryllium. 322109 The real-time on-line modelling of the Spring Meeting of the European Materials dispersion of radionuclides in the aquatic Research Society, Strasbourg, F, June 18-21, environment alter accidental releases. 2002 3rd WSEAS lnternat.Conl.on Mathematics,
Miedzyzdroje, PL, September 2-5, 2002
36
l_
~
I !!
l V52605 CLASS, A. V52785 WILHELM, D. 111401 A unified model for premixed flames as 322103 Chemical reaction models in a code of the
gasdynamic discontinuities. (eingeladen) SIMMER-family. Vortr.: Universite de Provence, Universite de Joint IAEAINEA Technical Meeting on the Use Ia Mediterranes, Marseille, F, 15.März 2002 of Computational Fluid Dynamics Codes for
V52649 OTIC, 1.; GRÖTZBACH, G. Safety Analysis of Reactor Systems, lncluding Containment, Pisa, I, November 11-15, 2002
322306 Approximation of the turbulent thermal to mechanical time scale ratio and its V52825 CLASS, A.G.; BAYLISS, A.; MATKOWSKY, B.J. application to modeling of the turbulent 111401 A unified model for flames as gasdynamic Rayleigh-Benard convection. discontinuities: model and numerical DFG-Seminar 'Interdisziplinäre implementation. Turbulenzinitiative', Darmstadt, Workshop on Computational Methods for 19.-20.September 2002 Muldidimensional Reactive Flows (COMREF
2002), Heidelberg, December 2-4, 2002 V52650 RAFAT, M.; RASKOB, W.; LORENZ, A.; 322109 EHRHARDT, J. V53048 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P.
The interaction between centrally installed 322107 Status ollhe STEPS interbase version. RODOS systems and their users. ASTRIO Progress Meeting, Trnava, SK, October 8th Topical Meeting of the American Nuclear 24-25, 2002 Society on Emergency Preparedness and Response, Washington, D.C., November 18-21, V53049 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P. 2002 322107 Modelling approach for the severe accidenl
in-vessel module WP 2.2.7. V52651 MASCHEK, W.; RINEISKI, A.; SUZUKI, T.; ASTRIO Progress Meeting, Trnava, SK, October 322303 MORI, M.G.; CHEN, X.; FLAD, M. 24-25, 2002
Safety aspects of oxide fuels for Iransmutation and utilization in accelerator V53050 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P. driven systems. 322107 ASTRI D development to enable break ERMT-11 European Research on Materials for quantilication. Transmutation, Karlsruhe, September 26-27, ASTRIO Progress Meeting, Trnava, SK, October 2002 24-25, 2002
V52652 PETERS, B.; SCHRÖDER, E.; BRUCH, C. V53051 MIETTINEN, J.; SCHMUCK, P. 111401 Experiments and a discrete particle method 322107 FZKIVVT-IRSN contributions to ASTRIO (June-
(DPM) to predict drying and pyrolysis of October 2002). packed beds. ASTRIO Progress Meeting, Trnava, SK, October 15th lnternat.Symp.on Analytical and Applied 24-25, 2002 Pyrolysis (Pyrolysis 2002), Leoben, A, September 17-20, 2002 V53052 MERRILL, B.J.; MALANG, S.; KHATER, H.Y.;
310630 WONG, C.P.C. V52653 SCHRÖDER, E.; KREBS, L. Safety evaluation of the EVOLVE blanke! 111401 Measurements on the pyrolysis of beech wood concept.
particles. 15th Topical Meeting on Technology of Fusion 15th lnternat.Symp.on Analytical and Applied Energy, Washington, D.C., November 17-21, Pyrolysis (Pyrolysis 2002), Leoben, A, 2002 September 17-20, 2002
V53053 GASPAROTTO, M.; BOCCACCINI, L.V.; V52781 REIMANN, J.; BÜHLER, L.; MESSADEK, K.; 310630 CARDELLA, A.; MAISONNIER, D.; FEDERICI, G.; 310620 STIEGLITZ, R. GIANCARLI, L.; LE MAROIS, G.; MALANG, S.;
MHD pressure drop in ferritic pipes of fusion MOESLANG, A.; POITEVIN, Y.; blankets. VAN DER SCHAAF, B.; VICTORIA, M. 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), Survey of in-vessel candidate materials for Helsinki, SF, September 9-13, 2002 fusion power plants. The European materials
R&D programme. V52782 REIMANN, J.; ERICHER, D.; WÖRNER, G. 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), 310610 lnfluence of pebble bed dimensions and Helsinki, SF, September 9-13, 2002
filling factor on mechanical pebble bed Book of Abstracts S.341 properties. 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), V53085 MORITA, K.; FUKUDA, K.; TOBITA, Y.; Helsinki, SF, September 9-13, 2002 322303 KONDO, S.; SUZUKI. T.; MASCHEK, W.
Generalized modeling of multicomponent V52783 RABAGLINO, E.; RONCHI, C.; CARDELLA, A. vaporization/condensation phenomena for 310610 Recent developments in the modelling of multiphase-flow analysis.
irradiated beryllium: the ANFIBE code version German-Japanese Workshop on Multi-Phase Flow, 1. Karlsruhe, August 25-27, 2002 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), Helsinki, SF, September 9-13, 2002 V53086 CADIOU, T.; MASCHEK, W.; RINEISKI, A.
322303 SIMMER-111 : Applications to reactor accident V52784 HEGEMAN, J.B.J.; VAN ESSEN, E.D.L.; JONG, M.; analysis. 310610 VAN DER LAAN, J.G.; REIMANN, J. Joint IAEAINEA Technical Meeting on the Use
Thermomechanical behaviour of ceramic breeder of Computational Fluid Dynamic Codes for pebble stacks for HICU. Safety Analysis of Reactor Systems, lncluding 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), Containment, Pisa, I, November 11-15, 2002 Helsinki, SF, September 9-13, 2002
37
V53087 TOBITA, Y.; KONDO, S.; YAMANO, H.; 322303 FUJITA, S.; MORITA, K.; MASCHEK, W.;
COSTE, P.; PIGNY, S.; LOUVET, J.; CADIOU, T. The development of SIMMER-111, an advanced computer program for LMFR safety analysis. Joint IAEA/NEA Technical Meeting on the Use of Computational Fluid Dynamic Codes for Safety Analysis of Reactor Systems, lncluding Containment, Pisa, I, November 11-15, 2002
V53156 VESER, A.; BREITUNG, W.; DOROFEEV, S.B. 322101 Untersuchungen zu Flammenbeschleunigungswegen
bei Wasserstoff-Luft-Verbrennung in Hindernisstrecken. Deutscher Wasserstoff-Energietag, Essen, November 12-14, 2002
V53191 MÜLLER-HAGEDORN, M.; BOCKHORN, H.; KREBS, L.; 111401 MÜLLER, U.
A camparalive kinetic study on the pyrolysis of three different wood species. 15th lnternat.Symp.on Analytical and Applied Pyrolysis (Pyrolysis 2002), Leoben, A, September 17-20, 2002
V53204 MAISONNIER, D.; ANDREANI, R.; HERMSMEYER, S.; 310630 MALANG, S.; SAIBENE, G.; SARDAIN, P.;
WARD, D. Power plant conceptual study, main technological issues. 3rd IAEA Technical Committee Meeting on Steady-State Operation of Magnetic Fusion Devices, Greifswald, May 2-3, 2002
V53205 HERMSMEYER, S.; MALANG, S.; FISCHER, U.; 310630 GORDEEV, S.
38
Lay-out of the He-cooled solid breeder model B in the European power plant conceptual study. 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), Helsinki, SF, September 9-13, 2002
V53263 GRUNE, J.; VESER, A.; STERN, H.; 322101 BREITUNG, W.; DOROFEEV, S.
Experimental program on hydrogen combustion behavior in semi-confined geometry. European Integreted Hydrogen Project II Mid-Term Assessment Workshop, Bruxelles, B, October 1-2, 2002
V53264 DOROFEEV, S. 322101 Structure of hydrogen safety problems.
Proposals for FP6 IP HySafe. European Integreted Hydrogen Project II Mid-Term Assessment Workshop, Bruxelles, B, October 1-2, 2002
V53265 DOROFEEV, S. 322101 Evaluation of hazards associated with H2
combustion. European Integreted Hydrogen Project II Mid-Term Assessment Workshop, Bruxelles, B, October 1-2, 2002
V53266 DOROFEEV, S. 322101 Proposals for FP6 integrated project HySafe.
Eol Coordinator Meeting on Hydrogen Energy, Bruxelles, B, October 23, 2002
V53271 ROYL, P.; TRAVIS, J.R.; BAUMANN, W.; 322101 BREITUNG, W.; KRAUTSCHICK, V.; NECKER, G.;
STARFLINGER, J. Status of development, validation, and application of the 3D CFD code GASFLOW at FZK. IAEA-OECD Technical Meeting on Use of Computational Fluid Dynamics (CFD) Codes for Safety Analysis of Reactor Systems, lncluding Containment, Pisa, I, November 11-14, 2002
V53323 GIANCARLI, L.; BÜHLER, L.; FISCHER, U.; 310630 GOLFIER, H.; MAISONNIER, D.; POITEVIN, Y.;
SZCZEPANSKI, J.; WARD, D. ln-vessel component designs for a self-cooled Iithium-Iead Jusion reactor. 22nd Symp.on Fusion Technology (SOFT), Helsinki, SF, September 9-13, 2002
I , •