t KfK 5336 März 1994

Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten

1993 Institut für Angewandte Thermo- und

Fluiddynamik

Kernforschungszentrum Karlsruhe

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KfK5336

Ergebnisbericht über Forschungs-und Entwicklungsarbeiten

1993 Institut für Angewandte Thermo- und

Fluiddynamik

Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

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

Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 7500 Karlsruhe 1

ISSN 0303-4003 ISSN 0941-1283

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Institut für Angewandte Thermo- und Fluiddynamik (IATF) Leitung: Prof. Dr. U. Müller

Das Institut für AngewandteThermo-und Fluiddynamik befaßt sich vorwiegend mit Fragen des Wärme- und Stofftransports in technischen Systemen. Die Arbeiten stehen in unmittelba­rem Zusammenhang mit der Sicherheit und Auslegung von Komponenten kerntechnischer Anlagen und Fusionsreakto­ren. ln wachsendem Maße werden thermo- und fluiddynami­sche Probleme der Umwelttechnik behandelt. Die Arbeitsge­biete des Instituts sind größtenteils auf die Anwendung aus­gerichtet. ln Teilbereichen haben sie auch den Charakter von Grundlagenuntersuchungen. Sie sind vornehmlich den För­derbereichen der Bundesregierung "Energieforschung und Energietechnologie" und "Umweltforschung" zuzuordnen.

Die überwiegende Zahl der Aufgaben wird innerhalb von Pro­jekten (PKF, PSF, PSA) bearbeitet. Fragen der thermischen Abfallbehandlung, die Lösung grundsätzlicher Probleme eines flüssigmetallgekühlten Fusionsblankets, Untersuchungen zur langfristigen Kühlbarkeil einer Kernschmelze und zur Kühlbar­keit zukünftiger Containments für Druckwasserreaktoren nach Kernschmelzunfällen bilden Arbeitsschwerpunkte des Insti­tuts. Bei den Institutsvorhaben wird vornehmlich der Wärme­transport in Mehrstoffsystemen untersucht. Im Berichtsjahr wurden die experimentellen Arbeiten zur Naturkonvektion von Brutreaktoren und damit ein bisheriger Arbeitsschwerpunktdes Instituts planmäßig zu Ende geführt. Im einzelnen wurden folgende Themen bearbeitet:

e Thermische Abfallbehandlung - Modeliierung des Verbrennungsvorganges - Feldmeßtechnik in Verbrennungsräumen

e Stoffumwandlung in überkritischem Wasser e Untersuchungen zur Thermomechanik der Ersten Wand

eines Fusionsreaktors e Entwicklung eines flüssigmetallgekühlten Fusionsblankeis

- Blanketkonzepte - Numerische Simulation von MHD-Strömungen - Experimentelle MHD-Untersuchungen in Flüssigmetall-

strömungen - Tritiumabtrennung aus Flüssigmetall

e Thermohydraulikvon Kernschmelzen in Druckwasserreak­toren

e Neue Containmentkonzepte für Druckwasserreaktoren e Nachwärmeabfuhr durch Naturkonvektion bei großen Brü­

tem mit Pool-Konzept e Grundlagenuntersuchungen zum Wärmetransport durch

freie Konvektion und zur Übertragbarkeit Wasser/Natrium

Das Institut unterhält zahlreiche wissenschaftliche Kontakte mit auswärtigen Forschungseinrichtungen. Zusätzlich besteht eine enge Zusammenarbeit mit dem Institutfür Strömungslehre und Strömungsmaschinen der Universität Karlsruhe.

Am 31. 12. 1993 waren im Institut für Angewandte Thermo­und Fluiddynamik 26,0 Akademiker, 19,5 Ingenieure, 30,1 sonstige Mitarbeiter beschäftigt. Hinzu kommen 3,0 Mitarbeiter auf Sondersteilen und 2,0 ausländische Gäste.

21 Projekt Schadstoff- und Abfallarme Verfahren (PSA)

21.01 Thermische Abfallbehandlung

21.01.03 IATF Überwachung, Regelung und Modeliierung

Modeliierung und akustische Pyrometrie im Verbren­nungsraum

Die Verbrennung von flüssigen, pastösen und festen Haus­halts- und Industrieabfällen ist eine geeignete Methode, um darin enthaltene organische Schadstoffe in inerte, ungefährli­che Grundstoffe umzusetzen, Schwermetalle in nicht eliminier­barer Form in die Schlacke einzubinden, das Abfallvolumen auf etwa 25% zu reduzieren sowie thermische und elektrische Energie zu erzeugen.

Ziel dieses Vorhabens ist es, neue Methoden zu entwickeln, um den Verbrennungsvorgang so zu optimieren, daß alle organischen Schadstoffe bereits im Verbrennungsraum zer­stört werden, keine Rekombination von Schadstoffen im Rauchgas erfolgt und die Schlacke als unbedenklicher Grund­stoff wiederverwendet oder ohne besondere Vorsichtsmaß­nahme abgelagert werden kann.

Hierzu werden zwei Modellierungsansätze bearbeitet: zum einen wird ein Modell zur numerischen Berechnung der Aus­breitung der Flammfront für eine analytisch näherungsweise beschreibbare laminare Staupunktflamme entwickelt. Zum an­deren werden die bei der Müllverbrennung auf einem Rost ablaufenden physikalisch-chemischen Vorgänge, insbesonde­re die Adsorptions-, Verdunstungs-, Vergasungs- und Verbren­nungsprozesse in den oberflächennahen Volumina des Fest­stoffes modelliert.

Es wurden erste Lösungsvorschläge erarbeitet, deren Eignung für die näherungsweise Bestimmung der Temperatur- und Konzentrationsfelder im Verbrennungsraum an speziellen La­borexperimenten und an der Pilotanlage TAMARA überprüft werden soll. Zur Bestimmung des Temperaturfeldes in einem Feuerungsraum wird die akustische Pyrometrie eingesetzt. Eine zwischenzeitlich beschaffte kommerzielle Maßeinrich­tung wurde in einem einfachen Holzkanal getestet. Das Ver­fahren beruht auf der Messung der von der Temperatur entlang des Maßpfades abhängigen Laufzeit.

Die Abbildung zeigt einen Vergleich der Temperaturmessung mit Thermoelementen und der akustisch gemessenen mittle­ren Pfadtemperatur zwischen Sender und Empfänger im Tem­peraturbereich zwischen 20 und 80 °C. Die Auflösung des Pyrometers beträgt ca. ±5 K. Die Übereinstimmung ist in dem ausgemessenen Temperaturbereich zufriedenstellend. Mes­sungen mit höheren Temperaturen und einstellbaren Tempe­raturprofilen an einem im Aufbau befindlichen Temperaturkanal sind in Vorbereitung.

Vorteil der akustischen Temperaturmessung ist es, durch to­mographische Auswertung der Laufzeitmessungen entlang einer Vielzahl von Maßpfaden in der Maßebene eines Feuer­raumes die momentane Temperaturverteilung in dieser Maß­ebene zu ermitteln und damit kalte Temperaturzonen auf dem Rost erkennen zu können. Das am Institut für Meß- und Regelungstechnik der Universität Karlsruhe für quadratische

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Feuerraumgeometrien entwickelte ternographische Auswerte­verfahren wurde zur Berechnung der Temperaturverteilung in Rechteck- und runden Feuerraumgeometrien erweitert. Es steht zur Auswertung von Messungen im Heißluftkanal und an Müllverbrennungsanlagen zur Verfügung.

Die nachstehenden Abbildungen zeigen ein vorgegebenes Temperaturfeld mit zwei symmetrisch angeordneten Maxima in einer Rechteckgeometrie und dessen Rekonstruktion aus den Laufzeiten des Schalls für 24 Meßpfade. Insgesamt ist die Übereinstimmung zwischen Vorgabe und Rekonstruktion be­friedigend, lokal treten jedoch erhebliche Abweichungen auf. Das Temperaturminimum wird nur unzureichend ausgebildet. Mit einer höheren Anzahl von Meßpfaden, aber auch durch weitere Optimierung des Interpolationalgorithmus läßt sich die Rekonstruktion des Temperaturfeldes noch verbessern.

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8

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Temperatur °C (Meßlanze)

Vergleich der Temperaturmessung mit Thermoelementen und akustischem Pyrometer.

Vorgegebenes Temperaturprofil in einem RechteckkanaL

1200

11921

Teop. IK J

1100

11Zl50

HZ03

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Rekonstruktion des vorgegebenen Temperaturprofils.

12:210

IIS0

Terrp. IKJ 1100

11250

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

34036 Dl K. Arheidt Dl A. Class Dr. L. Krebs H. Martin Dr. B. Paters Dl G. Weinkötz

21.02 Technologien für Abfallvermeidung und geschlossene Stoffströme

21.02.02 IATF Stoffumwandlung in überkritischem Wasser

Verfahrensentwicklung zur Stoffumwandlung in überkri­tischem Wasser

Es wurden Versuche mit Dichlormethan bei Betriebsbedingun­gen von p = 270 bar und T = 390 ac sowie p = 400 bar und T = 450 ac durchgeführt. Auf dem niedrigen Druck- und Tem­peraturniveau wurde das Zweistoffsystem Wasser-Dichlorme­than untersucht. Der in den Reaktionsraum eintretende wäss­rige Volumenstrom von 500 ml/h hatte einen CH2CI2·Gehalt von 20 g/1 Wasser. Der austretende Volumenstrom bestand nach Abkühlung und Entspannung auf Atmosphärendruckaus einer wässrigen und einer gasförmigen Phase. Dabei war Salzsäure die überwiegende Komponente in der wässrigen Phase, in der gasförmigen Phase wurden die Bestandteile C02 und CO angetroffen. Im Wasser wurden darüber hinaus die Elemente Fe, Cr, Ni als Korrosionsprodukte der aus dem Werkstoff 1.4571 aufgebauten Versuchsanlage gefunden so­wie nicht umgesetztes CH2CI2 in einer Konzentration von rund 10 mg/1 Wasser. Desweiteren wurden Spuren von Alkanen, Alkenen und Ketonen analysiert. Es wurde also bei den vor­liegenden Betriebsbedingungen und fehlendem zusätzlichen Sauerstoff in geringem Maße ein Stoffaufbau zu kettenförmi­gen Verbindungen beobachtet.

Das Dreistoffsystem Wasser-Dichlormethan-Sauerstoff wurde bei p = 400 bar und T = 450 ac untersucht. Die Steigerung der Betriebsbedingungen in der Temperatur und insbesondere im Druck wird durch die starke Abhängigkeit des kritischen Punk­tes des Wassers von der Sauerstoffkonzentration erforderlich. Die Analyse des zweiphasigen Austrittsstromes zeigte in der wässrigen Phase Gemeinsamkeit zum ersten Versuch: in einer stark HCI-sauren Lösung wurden die Korrosionsprodukte Fe, Cr und Ni gefunden. Die zweifach-stöchiometrische Anwesen­heit von Sauerstoff führte jedoch zum Umsatz des Ausgangs­stoffes CH2CI2. ln der Gasphase wurde das Reaktionsprodukt C02 gemessen. Darüber hinaus trat zusätzlich starke Korro­sion im Zuleitungsrohr des organischen Fluidstromes auf. Dabei wurde ein pulverförmiger oxidisoher Feststoff mit den Hauptbestandteilen Fe, Cr und Ni, also den Legierungsele­menten des Werkstoffes 1.4571 gebildet.

Die mit dem IMF 111 gemeinsam durchgeführte Auswertung von 24 Werkstoffproben, die 500 Stunden in überkritschem Wasser unter Anwesenheit von Sauerstoff bei p = 270 bar und T = 500 ac eingesetzt waren, führte zu folgendem Ergebnis: Nickelbasiswerkstoffe und nach dem Hot-Dip-Prozeß herge­stellte Nickelaluminidschichten zeigen gute Korrosionsbestän­digkeit Für nachfolgende Untersuchungen wurden zum einen aluminiumhaltige Basiswerkstoffe, zum anderen Aluminium­deckschichten ausgewählt in der Absicht, durch die Bildung von Aluminiumoxid-Passivschichten Korrosionsbeständigkeit zu erzielen.

Derartige Werkstoffproben sollen in dem Dreistoffsystem Was­ser, Dichlormethan und Sauerstoff exponiert werden. Dabei ist das Ziel, Chlor durch Zersetzung des chlorierten Kohlenwas­serstoffs unter überkritischen Bedingungen direkt im Reak­tionsraum entstehen zu lassen. Die Kenntnis über den Stoff­umsatz und die gebildeten Reaktionsprodukte ist für die Durch­führung gezielter Korrosionsversuche, aber auch hinsichtlich der in situ-Neutralisation von Salzsäure und der Ausschleusung des entstehenden Salzes aus dem Prozeß von Wichtigkeit.

Das Ergebnis dieser Untersuchungen ist, daß der Versuchs­aufbau in den Anlagen- und Verfahrensteilen des Reaktors modifiziert werden muß, um apparative Standfestigkeit und eindeutige Versuchsbedingungen zu erlangen. Dies wird durch den Einsatz von AI203-Keramik angestrebt, die sich als Reak­tionsbehälter-Auskleidung bei der Untersuchung des Dreistoff­systems bei p = 400 bar und T = 450 ac sehr gut bewährt hat.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

31 31.02

Dl G. Arnemann Dl V. Casal M. Gegenheimer E.-M. Lessle Dr. H. Schmidt

Projekt Kernfusion (PKF) Strukturwerkstoffe und hoch belastbare Komponenten

31.02.03 IATF Hochbelastbare Komponenten

Thermomechanische Tests an Ausschnitten der ersten Wand

Mit thermischen Wachseilast-Experimenten an Ausschnitten der sog. "Ersten Wand" einer Fusionsmaschine sollen die

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Berechnungsverfahren verbessert und die Standzeiten bis zum Versagen für verschiedene Design-Vorschläge ermittelt wer­den. Die beiden Ziele solcher Experimente sind daher

- Überprüfung der Vorhersageverfahren zum Versagen der Ersten Wand durch thermische Ermüdung. Untersuchung des integralen Verhaltens der Ersten Wand einschließlich eventueller Schutzziegel und keramischer Beschichtungen über eine große Zahl thermischer Zyklen.

Das Vorhaben wird in Zusammenarbeit von IATF und IMF II durchgeführt; hier wird über den IATF-Anteil berichtet.

Bei den Experimenten werden wassergekühlte Ausschnitte aus der "Ersten Wand" in einem Vakuumgefäß angeordnet und von einer Seite mit intensiver Wärmestrahlung beheizt. Die Beheizung kann je nach Versuchsziel stationär oder zyklisch wechselnd sein. Die zu untersuchenden Ausschnitte werden Proben genannt und können je nach Design der "Ersten Wand" verschieden aufgebaut und je nach Versuchsziel verschieden dimensioniert sein.

Im Berichtszeitraum wurden Experimente mit der von Frarn­atom fürdas NET-Team hergestellten Probe TS 1 durchgeführt. Es handelt sich um einen Ausschnitt von 223 x 500 mm aus einer wassergekühlten Stahlwand (Werkstoff 316 L s.a.), vor die auf der Seite des Plasmas und damit der Wärmequelle ein Schutzziegel aus Graphit gesetzt werden kann. Man unter­scheidet zwischen sog. strahlungsgekühlten und leitungsge­kühlten Ziegeln je nachdem, ob die vom Plasma auf dem Ziegel deponierte Energie über einen Spalt (Temperatur-Strahlung) oder über eine Kontaktschicht (Wärmeleitung) an die Stahl­wand weitergegeben wird. ln der Abbildung ist der Querschnitt durch eine Probe dargestellt, bei der ein strahlungsgekühlter Ziegel vor die Stahlwand gesetzt ist; der Ziegel ist mit zwei auf der Mittellinie übereinander angeordneten Haltern befestigt, die aus CFC (carbon fiber reinforced carbon) bestehen und lose in eine Nut der Stahlwand eingehängt sind. Drei solcher Anordnungen wurden experimentell untersucht; Versuchsziele waren: 1. ob die Integrität des Wand-Ziegel-Verbundes bei zyklischer thermischer Belastung erhalten bleibt und 2. wieviel Wärme über die Wärmeleitstraßen der Halter in die Stahlwand übertragen wird.

Waermestrom

"Erste Wand"-Probe mit strahlungsgekühltem Schutzziegel.

ln der ersten Anordnung wurde ein Ziegel aus Feinkorngraphit (FE219) verwendet; der Ziegel brach im Verlauf der Versuche

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an den Haltepunkten aus und fiel ab, weil die im Design vorgesehenen Spalte nicht ausreichten, um die unterschiedli­chen thermischen Verbiegungen von Ziegel und Stahlwand aufnehmen zu können. Beim zweiten Versuch, einer Wieder­holung des ersten mit geringfügig geändertem Design, und beim dritten Versuch mit Ziegel aus CFC blieb die Integrität erhalten. Die Wärmeübertragung über die Wärmeleitstraßen der Halter änderte sich bei allen Versuchen sehr stark, aber erstaunlich reproduzierbar, im Verlauf jedes Heizzyklus'; dies wird darauf zurückgeführt, daß Kontaktstellen zwischen den lose eingehängten Haltern und dem Stahl, die zunächst zufällig entstehen, sich im Zyklusbetrieb durch thermische Relativdeh­nungen verändern und verschieben. Aus Temperaturmessun­gen in Stahl, die an vielen Stellen dicht an den Haltern bei einer Wärmebelastung des Ziegels bis zu 43 W/cm2 durchgeführt wurden und Temperaturen bis zu 250 oc ergaben, wird gefol­gert, daß unzulässige Heißstellen im Stahl an den Fußpunkten der Halter nicht befürchtet werden müssen; dies gilt insbeson­dere dann, wenn die Pressung an den Kontaktstellen nur durch das Ziegelgewicht entsteht und nicht durch zusätzliche ther­mische Verspannung, die vermieden werden kann.

ln einer neuen Versuchsreihe sollen leitungsgekühlte Ziegel untersucht werden. Dort istder Spalt zwischen Ziegel und Stahl mit einer Schicht aus flexiblem Graphit-Laminat gefüllt und der Ziegel wird mit einem Molybdän-Halter angepreßt. Diese Ver­suchsreihe wurde vorbereitet.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

31.06 31.06.01 IATF

E. Eggert 01 G. Hofmann

Blanketentwicklung Blanket: Konzepte, technische Entwürfe und Experimente

DEMO-relevantes Flüssigmetai-Testblanket für NET/ITER

Als Referenzkonzept wird das Duai-Coolant Blanket betrach­tet. Bei diesem Konzeptwird die Erste Wand mit Helium gekühlt, während die Kühlung der Brutzone durch Umwälzen des Flüssigmetalls Pb-17Li erfolgt. Vorteile dieses Konzeptes ge­genüber früheren Konzepten liegen im Bereich Sicherheit und Verfügbarkeit. Das Duai-Coolant Blanket wurde in Zusammen­arbeit mit dem IMF 111, dem IRS und der Firma Siemens weiterentwickelt; insbesondere wurden Fragen der Herstell­barkeil und Sicherheit untersucht.

Konvertierbares Flüssigmetaii-Bianket für ITER

ln Zusammenarbeit mit der CEA und ENEA wurde ein Flüssig­metall-Blanke! vorgeschlagen, bei dem, ohne die Blanketstruk­turen auszuwechseln, ein nichtbrütendes Flüssigmetall (PbMg od PbBi) während der "Basic Performance Phase" verwendet werden kann, ersetzt durch Pb-17Li für die nachfolgende "Extended Performance Phase". Der Entwurf basiert auf der Verwendung von austenitischem Wandmaterial und einer Neu­tronenwandbelastung von 1 MW/m2

•

Der Blankat-Entwurf hat viele Gemeinsamkeiten mit dem Duai­Coolant-Bianket: die steife Blanket-Box, die toroidale Erste­Wand-Kühlung, doppeltes Containment für das Flüssigmetall und eine Leck-tolerante Konstruktion. Der wesentliche Unter­schied besteht darin, daß das Flüssigmetall für die Wärmeab­fuhr nicht umgepumpt wird, sondern durch haarnadelförmige Rohre gekühlt wird. Sowohl Helium als auch Wasser wurden als Kühlmittel für die Erste Wand und das Flüssigmetall vor­geschlagen Die Abbildung zeigtdie von KfK favorisierte Version des heliumgekühlten Blankets.

Querschnitt durch ein äußeres Blanketsegment für ITER.

MHD-Untersuchungen zum selbstgekühlten Flüssigme­tai-Bianket

Ziel dieser Arbeiten ist nachzuweisen, daß MHD-Probleme die Machbarkeil selbstgekühlter Flüssigmetall-Blankeis nicht in Frage stellen.

Mehrkanai-U-Umlenkung

Die MHD-Strömung in parallelen Kanälen kann zu sehr unter­schiedlichen Druckverlusten und Volumenströmen in den ein­zelen Kanälen führen. Im Berichtszeitraum wurden 1. frühere Versuche in der MEKKA-Anlage mit elektrisch gekoppelten Kanälen analysiert und 2. eine Teststrecke mit teilweise elek­trisch isolierten Kanälen gefertigt und entsprechende Versuche durchgeführt.

Zu 1.: Für den Fall gleicher Volumenströme in den einzelnen Kanälen sind die Druckverluste in den äußeren Kanälen deutlich kleiner als im mittleren Kanal (Abb.). Die Werte nehmen mit zuneh­mendem Interaktionsparameter N ab. Die für N ~oo mit der "Core Flow Approximation" berechneten Werte werden in den Experimenten nicht erreicht. Eine Korrelation zur Beschreibung des Druckverlustes für beliebige Werte von N und der Hart­mannzahl M wird derzeit entwickelt.

3.2 3.0

2.8 2.6 2.4

. 2.2 16- 2.0 0. 1.8

<J 1.6

1.4

1.2

1.0

0.6

-··- M= 600 -- M=l200 ....... M=l800 - M=2400

Druckverlust-Verteilung in elektrisch gekoppelten Kanälen.

Zu2.: Bei dieserTeststrecke wurden wesentlich kleinere Mehrkanal­effekte beobachtet; frühere Versuche (screening tests) mit einer Teststrecke, die noch blanketrelevanter war, zeigten praktisch keinen Mehrkanaleffekt

Verteiler/Sammler

Wird eine MHD-Strömung von einem Hauptkanal auf mehrere Einzelkanäle aufgeteilt (bzw. bei umgekehrter Strömungsrich­tung: gesammelt), so treten aufgrundeinfacher Abschätzun­gen erhebliche Druckverluste auf. Zurgenaueren Bestimmung dieser Druckverluste wurden in Zusammenarbeit mit dem LAS (Lettische Akademie der Wissenschaften, Riga) "Screening Tests" durchgeführt.

Die Abbildung zeigt schematisch die Teststrecke. Parameter derVersuchewaren M, N, Anzahl derradialen Kanäle (maximal 5), Wandleitverhältnis und Strömungsrichtung. Erste Auswer­tungen deuten an, daß die auf Reaktorbedingungen extrapolierten Werte sehr viel kleiner sind als früher angenom­men.

poloidaler Kanal

® Magnetfeld 8

Teststrecke für MHD-Strömung in Verteiler/Sammler.

Geschwindigkeitsverteilung in einer U-Umlenkung

Bei Blanketkonzepten mit toroidalen Erste-Wand-Kühlkanälen bestehen große Unsicherheiten bezüglich der Wärmeabfuhr wegen der unbekannten Geschwindigkeitsverteilung. ln Zu­sammenarbeit mit der LAS wurden entsprechende Versuche mit der Hitzdraht-Maßtechnik in Quecksilberströmung durch­geführt.

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Erste Wand

Geschwindigkeitsverteilung in toroidalem Kanal.

Die Abbildung zeigt, daß nahe der Ersten Wand die normierten Geschwindigkeiten deutlich höher sind als der Querschnitts­mittelwert (u = 1 ). Dies bedeutet eine sehr viel günstigere Wärmeabfuhr als früher angenommen (das Maximum in Ka­nalmitte wird auf ein Wirbelpaar zurückgeführt, das zusätzlich den Wärmeübergang verbessert).

Theoretische Arbeiten zur Berechnung Blanket-relevan­ter MHD· Strömungen

Alle Methoden zur Beschreibung von MHD-Effekten in Flüs­sigmetall-Blankeis für fusionsrelevante Parameter basieren auf einer asymptotischen Theorie für sehr starke Magnetfelder. Mittlerweile stehen mehrere numerische Rechenprogramme für die unterschiedlichsten Anwendungsfälle zur Verfügung.

MHD-Strömungen in leitenden radial-toroidal-radialen Umlen­kungen, die wichtige Elemente in toroidalen Blanketkonzepten sind, wurden untersucht. Die interessantesten Ergebnisse dieser Rechnungen sind in derfolgenden Abbildung dargestellt.

Die Kerngeschwindigkeit im toroidalen Kanal besitzt aufgrund der starken Wechselwirkung mit dem Magnetfeld keine Kom­ponente in Hauptströmungsrichtung. Der gesamte Massen­strom fließt in dünnen Grenzschichten entlang der vier toroi­dalen Wände, die in Magnetfeldrichtung orientiert sind. Das Zusammenwirken des toroidalen Kerns mit den Grenzschich­ten führt schließlich zu einer schraubenförmigen Bewegung (Stromlinie E ~ M).

Die theoretisch gewonnenen Ergebnisse wurden mit Experi­menten verglichen. Der Vergleich zeigt gute Übereinstimmung in den Wandpotentialen und Druckverlusten. Die elektrische Kopplung mehrerer gerade Kanäle über elektrisch leitende

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Zwischenwände wurde untersucht. Es wurden dabei interes­sante Strömungsstrukturen an den Zwischenwänden gefunden. Der Druckverlust erhöhte sich dadurch nur unwe­sentlich.

Potentialisolinien und Struktur der Strömung in einem Teil einer U-Umlen­kung.

Veröffent­lichungen

32551 32576 32577 32578 32689 32947 33481 33482

V 33537 V 33538

33543 33649

Primärberichte

31.06.01/16A 31.06.01/16B

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. L. Barleon M. Gegenheimer DM E. Höschele Dl H. John R. Kirchner H. Kreuzinger K.-J. Mack Dl S. Malang Dr. S. Molokov Dr. J. Reimann Dl R. Stieglitz R. Vollmer

31.06.03 IATF Grundlagenarbeiten zum BI anket

Grundlegende Untersuchungen zu MHD-Strömungen in Hydraulikkomponenten

Um das Potential einer möglichen Verbesserung des Wärme­überganges bei MHD-Strömung zu untersuchen, wurde die neue Testeinrichtung GALINKA (GALium INdium Anlage

-

*

KArlsruhe) entworfen und gebaut. ln dieser Testeinrichtung sollen die verschiedenen Methoden der Turbulenzerzeugung und ihr Einfluß auf die Wärmeübertragung bei fusionsrelevan­ten Bedingungen untersucht werden. Die Anlage ist als "Renn­bahn"-Konzept ausgeführt, bei dem alle Komponenten eines Flüssigmetallkreislaufs wie Pumpe, Durchflußmesser, Wärme­tauscher und die Teststrecke selbst in einem flachen Kasten eingebaut sind, der komplett im Magneten untergebracht ist. Als Flüssigmetall wird die eutektische Indium-Gallium-Zinn-Le­gierung verwendet; der Kasten ist aus elektrisch isolierendem Material gefertigt.

Da die MHD-Strömung in elektrisch isolierten Kanälen im Rahmen der Überlegungen zu einem selbstgekühlten Flüssig­metallkonzeptfür ITER von großem Interesse ist, wurden die ersten Experimente in der elektrisch isolierten Teststrecke von GALINKA durchgeführt.

Der Druckverlust und die Geschwindigkeitsschwankungen im Testkanal wurden als Funktion des Interaktionsparameters N für unterschiedliche Hartmann-Zahlen M gemessen (Abbildun­gen.).

Time Domain Data

0.5 ------------ -----·----

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Time lsl

M = 2303 N = 98 Re= 43509 B = 1.97 T v = 0.61 m/s

f'ile : K2206 Date : 22.06.93

Gelinka

jMe~j

Geschwindigkeitsschwankungen im Testkanal von GALINKA.

0.02

0,01

M=2380 a=0.03m c=O

** ** '{:( Messung

Kanal

* c... -Rechnung

<I 0

102

Messungen des Druckverlustes im elektrisch isolierten Testkanal der GA­LINKA-Anlage.

Die Ergebnisse zeigen, daß der MHD-Druckverlust ziemlich gut mit den Voraussagen übereinstimmt und daß starke Ge­schwindigkeitsschwankungen bei kleinen Frequenzen existie­ren. Diese Schwankungen zeigen eine stark wirbelbehaftete MHD-Strömung.

Für voll ausgebildete, laminare MHD-Kanalströmungen wur­den dreidimensionale Wärmetransportrechnungen durchge­führt. Als Beispiele wurden Strömungen in Rechteckkanälen und in runden Rohren untersucht. Die Abbildung zeigt, daß die thermischen Bedingungen in einem poloidalen Blanket vom Grenzschichttyp sind (T w-S 113

), da die zulässigen dimensions­losen Wandtemperaturen auf Werte Tw<10"2 • 10"1 (abhängig von benutzten Flüssigmetall) beschränkt sind.

---- u=t -- u(J/=10001 cs=c=0-1}

Entwicklung der Wandtemperatur entlang einer beheizten Wand bei voll entwickeltem laminarem MHD-Geschwindigkeitsprofil.

Mit der vollen numerischen Simulation der MHD-Strömung wurde die vollständige Strömungsstruktur einer Einbeziehung der Trägheit und Zähigkeit für gerade Kanäle mit rechteckigem Querschnitt und für 90 o Umlenkungen berechnet. ln der Ab­bildung sind die auf diese Weise berechneten Geschwindig­keitsverteilungen an verschiedenen Querschnitten einer Um­lenkung dargestellt.

~w ~1 •• ' ... •• oß

z -~ ~

M=50

Geschwindigkeitsprofile in einer Umlenkung, M =50, N = 100, o: = 45 °,

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Veröffent- Primärberichte lichungen

34331

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. L. Barleon Dr. L. Bühler R. Kirchner Dl L. Lenhart K.-J. Mack Dr. S. Molokov

31.06.04 IATF Prozeßtechnik und elektrische Isolierung in Flüssigmetallblankets

Tritiumabtrennung aus Pb-17Li

Die Tritiumabtrennung aus einem Pb-17Li gekühlten Blanke! soll durch Permaation in einen NaK-Kreis und Abscheidung als Trilid in einer Kaltfalle erfolgen. Die Kinetik der Wasserstoff-Ab­scheidung und -Wiedergewinnung in Kaltfallen wird im Rahmen des WAWIK-Vorhabens untersucht. Im Berichtszeitraum wur­den u. a. zwei Versuche zur Bestimmung der Wasserstoffver­teilung in der Kaltfalle durchgeführt. Hierbei wurden die Kaltfal­len über einen längeren Zeitraum beladen (180 bzw. 100 h}. Anschließend wurde das in den einzelnen Kaltfallen-Drahtge­webepackungen abgeschiedene Hydrid in einem Ofen ther­misch zerlegt und der entstehende Wasserstoff ab gepumpt.

Die Abbildung zeigt einen Vergleich zwischen gemessener und berechneter Wasserstoffverteilung. Die Rechnung basiert auf einem Modell mit diffusionskontrollierter Abscheidung; der Massenübergangskoeffizient wird mit einer modifizierten Sher­wood-Zahi-Beziehung ermittelt. Die Übereinstimmung ist sehr zufriedenstellend. Die neuen Beziehungen beschreiben ähn­lich gut die gemessene Wasserstoff-Austrittskonzentration (bzw. den Kaltfallenwirkungsgrad} der Kurzzeitversuche (ca. 5 h Wasserstoffbeladung).

...... c-~ e­o . -CD

.... CJ'l

I~ m 0) CLO CDO !:·

[!] Rechnung (!) Me~sung

Tt = 90 .,c TA= SO"C tperm = 100 h

.o .2 .4 .6 .8 1.0 Ka~tfaL~enhoehe ( 1 J

Wasserstoffverteilung in einer Kaltfalle.

Die gesamten Untersuchungen zur Wasserstoff-Abscheidung lassen sich folgendermaßen zusammenfassen:

1. Die Wasserstoffabscheidung aus NaK ist auch im niederen Konzentrations- bzw. Temperaturbereich (z. B. TAu­strttt = 30 oc) noch sehr effektiv.

2. Es wurden Modelle entwickelt, mit denen blanketrelevante Kaltfallen ausgelegt werden können.

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Zusammen mitfrüheren Ergebnissen zur Wasserstoff-Wieder­gewinnung (es wurde gezeigt, daß zwei Zyklen pro Tag möglich sind) ist damit nachgewiesen worden, daß das vorgeschlagene Verfahren zur Tritiumabtrennung in der Lage ist, die Ausle­gungswerte für das Pb-17Li-Bianket zu erfüllen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

V33539 Dl M. Pfeff D. Rackel. Dr. J. Reimann

32 Projekt Nukleare Sicherheitsforschung (PSF)

32.11 Containmentbelastungen 32.11.04 IATF Thermischer Angriff

durch Kernschmelze und deren langfristige Kühlung

Langfristige Kühlbarkeil einer Kernschmelze

Während des Berichtsjahres wurden die Arbeiten zu dem im IATF entwickelten Konzept für eine Kernkühlungseinrichtung (Core-Catcher) fortgesetzt. Das Konzept beruht auf den Prin­zipien der Ausbreitung der Schmelze, der anschließenden Fragmentierung mit poröser Erstarrung und Kühlung durch Wasserzutritt von unten.

COMET-H

Zur Untersuchung der Kühlbarkeil von nachbeheizten Schmel­zen wird z. Z. die BETA-Anlage für die COMET-H Experimente umgebaut. Zwischenzeitlich konnten die wesentlichen anla­gentechnischen Komponenten konstruiert und erstellt werden. Dazu zählen im einzelnen: Kondensatoren, Kühlkreislauf, ln­duktorbühne, Untergeschoßbühne, Tiegelwagen, Unterbau­konstruktion mit der Induktionsspule und liegelhaube. Ebenso ist die elektrische Meß- und Versuchstechnik in wichtigen Bereichen konzipiert und wird z. Z. eingebaut. Insgesamt erwies sich aber der Wiederaufbau der Anlage als wesentlich zeitaufwendiger und schwieriger als erwartet, auch aufgrund der zusätzlichen Forderung nach höheren, von der Anlage beherrschbaren Druckbelastungen. Deshalb konnte der ange­strebte Zeitplan, Ende diesen Jahres mit den Vorversuchen als Spulentest zu beginnen, nicht eingehalten werden. Diese Tests sind nun für Frühjahr 1994 geplant, mit der eigentlichen Versuchsserie kann voraussichtlich Mitte 1994 begonnen wer­den. Zu deren Vorbereitung wurden transienie COMET-T-Ex­perimente durchgeführt.

COMET-T

Um die grundsätzlichen Prozesse der porösen Erstarrung und Kühlung der Schmelze durch Wasserzutritt von unten zu un­tersuchen, werden Versuche mit Thermitschmelzen in eindi­mensionalen Experimenten durchgeführt, wobei die nicht nachbeheizten Schmelzen mit Anfangstemperaturen von etwa 2000 oc die Opferschicht bis zum Wasserzutritt erodieren und dann innerhalb weniger Minuten schnell abkühlen. Der Ver­suchsaufbau entspricht einem Ausschnitt der Kernfängerkon­struktion (Abb.). Er besteht aus einem zylindrischen Behälter mit einer seitlichen Isolationsschicht und einer gelochten Bo­denplatte, die mit einer 5 cm hohen Betonschicht abgedeckt ist. Von den 9 Löchern in der Bodenplatte ragen Stopfen aus Kunststoff soweit in die Betonschicht, daß sie noch mit 5 bzw.

....

10 mm Beton überdeckt sind. Nach Erosion der oberen Be­tonschicht schmelzen die Stopfen auf und erlauben den Zutritt von Wasser in die Schmelze. Die Versorgung der Stopfen mit Flutwasser eines vorgewählten Druckes erfolgt passiv über Einzelzuführungen aus einem Vorratsbehälter. Gemessen werden die Wasserströme und -drücke sowie die Temperaturen in den Stopfen und in der Betonschicht Wägezellen unter dem Versuchsbehälter und Druckmeßdosen an den Einzelzufüh­rungen geben Aufschluß über eventuelle heftige Wasser­Schmelze-Reaktionen. Videokameras beobachten den Ver­suchsablauf. Zur Erzeugung der ca. 2000 oc heißen Metall­und Oxidschmelze wird eine Mischung aus 50-100 kg Ther­mitpulver mit 35 %igem CaO-Zusatz im Versuchsbehälter ge­zündet. Daraus entstehen ca. 37 Gew.-% Eisen- und 63 Gew.-% Oxidschmelze.

Wasser­behälter

Ventil

Transienie Experimente in kleinem Maßstab mit Thermitschmelzen von ca. 50-100 kg.

ln einer bisher durchgeführten Serie von 12 Experimenten wurde die Schmelzenmasse und deren Zusammensetzung, die Opferschichthöhe zwischen 5 und 10 mm und der Flutwas­serverdruck von 0-0,4 bar variiert. Der Stopfendurchmesser betrug 10 mm.

Am Beispiel des Experiments CO MET-T1.1 +wird ein typischer Versuchsablauf beschrieben. 54 kg Thermit und CaO werden in dem Versuchsbehälter gezündet, die Opferschichthöhe über den Stopfen beträg 10 mm und der Flutwasservordruck 0,2 bar. Etwa 30 s nach Zündung ist die zunächst heftig verlaufende Thermitreakton beende! und die ruhig verlaufende Erosion des Betons durch die heiße Schmelze setzt ein. 70s nach Zündung ist die Betonschicht über den Stopfen soweit erodiert, daß der Wasserzutritt beginnt. Heftigere Wechselwirkungen zwischen der Schmelze und dem zutretenden Wasser werden dabei nicht beobachtet. Bereits nach 3 min. ist die Schmelze voll­ständig erstarrt, weitere 20 s später sind Wassertropfen im Dampfstrom oberhalb der Schmelze sichtbar, und 4 min. nach Zündung ist die Schmelze vollständig mit Wasser überdeckt. Dies ist der langfristig angestrebte Zustand: Die Energie aus der Schmelze wird an das verdampfende Wasser übertragen, das Wasser wird passiv von unten nachgespeist Der gemes­sene Volumenstrom des Flutwassers liegt bei etwa 140 mVs. Druckverlustmessungen nach dem Experiment zeigen, daß der Druckverlust für das durchströmende Wasser zum größten Teil durch die nicht vollständig aufschmelzenden Stopfen be­dingt ist und nur zum kleineren Teil in der Schmelze entsteht. Da die Schmelze nicht nachbeheizt wird und bei Wasserzutritt somit sehr schnell an Energie verliert, wird jedoch nicht der gesamte Querschnitt der Stopfen aufgeschmolzen und damit freigegeben. Angefertigte Tiegelschnitte zeigen, daß sich in

der Oxidschmelze große Hohlräume und kleinere Poren aus­gebildet haben, die untereinander vernetzt sind. Auch in der erstarrten Metallschicht sind über den Stopfen freie, miteinan­der verbundene Strömungskanäle in etwa der gleichen Größe wie die Stopfendurchmesser zu sehen und in den Zwischen­räumen feinere Poren. Der Leeranteil in der erstarrten Metall­schmelze beträgt typisch 30 %, in der Oxidschmelze 60 %.

Die Experimente zeigen, daß die Kühlung von Schmelzen durch den Wasserzutritt von unten möglich ist und somit eine schnelle Erstarrung und Flutung der Schmelze erreicht wird. Die Wasserdurchtrittsrate reicht aus, um auch langfristig die bei einer Kernschmelze entstehende Nachzerfallswärme si­cher abzuführen. Die Untersuchungen werden fortgesetzt un­ter anderem mit der Variation der Stofpendurchmesser von 7 bis 12 mm, der Schmelzenmasse und deren Zusammenset­zung.

Modell- und Codeentwicklung zum Verhalten von Kern­schmelzen

Im Rahmen eines von derEGgeförderten Projektes wurde der WECHSL-Code in Zusammenarbeit mit CEA-Cadarache in das von der EG erstellte und geförderte Programmsystem ESTER integriert. Ebenfalls im Rahmen eines von der EG geförderten internationalen Vorhabens (AEA Culham und KfK Karlsruhe) wurde mit den international verfügbaren Rechen­programmen CORCON und WECHSL eine Unfallanalyse für drei typische europäische Reaktoren durchgeführt, mit dem Ziel, eine Bewertung der unterschiedlichen Modellansätze, auf denen die beiden Codes basieren, vorzunehmen.

Veränderte Wärmeleitfähigkeit von Krusten

Um den Einfluß der Änderung der Wärmeleitfähigkeit der erstarrten metallischen Schmelze, die durch die Wiedemann­Franz-Lorenz-Beziehung Atestll.uq = 2 gegeben wird, zu unter­suchen, wurde eine Anwendungsrechnung fürden 1300 MWe1· Standard-DWR durchgeführt. Zusätzlich motivierte der beob­achtete Gaseinschluß in erstarrten oxidischen Schmelzen die Annahme AtestfAIIq = 0.5.Die beschriebenen Änderungen der Wärmeleitfähigkeit von Krusten führten zu höheren Erosions­raten und niedrigeren Schmelzbadtemperaturen von maximal 50 K. Die Zeit bis zur Fundamentdurchdringung zeigt eine Abnahme um von 20 %, verglichen mit den Ergebnissen der WECHSL-Standardversion.

Berücksichtigung der Wärmeleitfähigkeit des Betons

Die Auswirkungen der Wärmeleitfähigkeit des Betons auf den Schmelze-Beton-Wechselwirkungsprozeß wurden gemein­sam mit der CEA-Cadarache untersucht. Hierfür wurde ein Wärmeleitungscode, der die von WECHSL berechneten Wär­mestromdichten als Eingabe verwendet, erstellt. Die vorläufi­gen Untersuchungen zeigen eine geringfügige Verlangsamung der Fundamentdurchdringung (2,3 %), wenn dem Prozeß der Wärmeleitung Rechnung getragen wird.

Viskosität oxidischer Schmelzen

Die in den USA durchgeführten ACE-Experimente zeigten die Notwendigkeit auf, neue Ansätze in der Modeliierung des Wärmeüberganges zwischen oxidischen Schmelzen und Be­ton zu finden. Der erste Schritt erforderte eine Verbesserung des Modells zur Berechnung der Viskosität komplexer oxidi­scher Schmelzen. Das WECHSL-Modell wurde unter Verwen­dung der Sattelle-Messungen für Kernschmelzen mit Beton­anteilen von mehr als 50 Gew.% verbessert. Es bestehen jedoch nach wie vor Unsicherheiten bei der Berechnung der

9

Viskosität von U02-reichen Schmelzen, für die es keine aus­reichende Datenbasis gibt. Neue Messungen, die bei ANL (USA) durchgeführt wurden, liegen um drei Größenordnungen über den vonWECHSLerrechneten Werten.

Veröffent­lichungen

34052 34053

V 34332 V 34333

34402 34414

Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter

32.11.04 P 06A Dr. H. Alsmeyer 32.11.04 P 06B Dr. J. J. Foit

A. Miassoedov H. Schneider S. Stiefel Dl W. Tromm

32.11.05 IATF Langfristige Containment-Kühlung

Für zukünftige Druckwasserreaktoren werden in zunehmendem Maße passive Nachwärmeabfuhrsysteme vorgesehen. Diese haben die Aufgabe, die nach einem Kernschmelzunfall im Con­tainment freigesetzte Nachwärme inhärent sicher, d. h. ohne Energiezufuhr und Eingriffe von außen an die Umgebung abzu­führen. Da verlässliche Berechnungsgrundlagen für derartige, auf der Basis von Naturgesetzen wirkende Systeme nicht zur Verfügung stehen, müssen für jeden spezifischen Anwendungs­fall experimentelle Nachweise geführt werden. Die hierfür kon­zipierten Vorhaben PASCO und SUCO haben primär die Aufga­be, die physikalischen Vorgänge zu untersuchen und eine Da­tenbasis zur Entwicklung von Rechenprogrammen zu erstellen.

Thermohydraulische Untersuchungen zur passiven Con­tainment-Kühlung (PASCO-Programm)

Der PASCO-Versuchsstand zur Untersuchung der passiven Containmentkühlung durch Naturkonvektion der Luft wurde fertiggestellt Er besteht in der Nachbildung eines Kühlkanals am Umfang des sog. Verbund-Containments.

.j

beheizte Platte

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Isolierung ........

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(Geschwindigkeit, Te!"peratur, Druck)

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(Geschwindigkeit, Temperatur,

ri:I::~=M: ~: ~r--::::::::~T~:ENDru~) \ 1 1--------1

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PASCO-Versuchsstand.

10

Nach Einstellung einer konstanten Heizflächenbelastung oder einer gleichmäßigen konstanten Heizflächentemperatur wer­den Leistung, Heizflächentemperaturen sowie Temperaturen der Seiten- und Rückwand des Kanals gemessen. Eine Tra­versiereinrichtung ermöglicht das Vermessen der Profile von Geschwindigkeit und Temperatur der strömenden Luft in ver­schiedenen Höhen des Kanalquerschnitts.

Ein Computerprogramm steuert die Positionierung der Sonden sowie die Meßwerterfassung und die On-line-Darstellungwähl­barer Meßgrößen. Ein ebenfalls fertiggestelltes Auswertepro­gramm ermöglicht örtliche und zeitliche Mittelungen der Meß­werte, die Bestimmung des gesamten Massenstromes und der Enthalpie der Luft aus den gemessenen Profilen sowie die Darstellung aller Größen, insbesondere auch die dreidimen­sionale Darstellung der Profile überdem Querschnitt. Weiterhin wurde der PASCO-Computer-Code entwickelt, der integral über Massen-, Impuls- und Energiebilanzen aus der gegebe­nen Geometrie, der Heizflächentemperatur und der Luftein­trittstemperatur die abführbare Wärme, die Temperaturen der Seitenwände und der Rückwand des Kanals sowie den Mas­senstrom und die Enthalpiezunahme der Luft berechnet.

Bei Inbetriebnahme-Versuchen am PASCO-Prüfstand wurde nachgewiesen, daß über die beheizte Wand eine gleichmäßige Temperatur erreicht wird. Die Wärmeverluste des Versuchs­standes wurden bei verschiedenen Temperaturdifferenzen zwischen beheizter Wand und Umgebung kombiniert experi­mentell und rechnerisch ermittelt.

Mit Hilfe von Prandti-Rohr-Sonden werden die Geschwindig­keitsprofile in verschiedenen Kanalquerschnitten ermittelt (Abb.). Zur Vermessung der Temperaturprofile durch Thermo­elemente erwies sich bisher die Messung der Luft-Temperatur etwa 3 cm unterhalb des Prandti-Rohr-Kopfes als geeignetste Lösung.

Geschwindigkeitsprofile am Austritt.

Erste Messungen bei einer Kanalgeometrie von 0,5 m Breite, 1 ,0 m Tiefe und 8,0 m Höhesowie einer Heizplatten-Temperatur von 150 ac ergaben eine gute Übereinstimmung zwischen Messung und Rechnung mit dem PASCO-Programm, wobei das Ergebnis stark von dem angenommenen Emissionskoef­fizienten der Kanalwände abhängt.

Thermohydraulische Untersuchungen zum passiven/ak­tiven Sumpfkühlkonzept des EPR (SUCO-Programm)

Für den Französisch/Deutschen European Pressurized Water Reactor (EPR) wird alternativ ein passives/aktives Kühlsystem untersucht, das die Nachwärme aus dem mit Sumpfwasser gefluteten Ausbreitungsraum der Kernschmelze an die Umge­bung abführen kann.

Im Sumpfbereich sind Wärmetauscher und Kondensatoren untergebracht, die sekundärseitig mit Hilfe von Pumpen aktiv von Kühlwasser durchströmt werden. Nach dem Fluten der Kernschmelze bildet sich eine Naturkonvektionsströmung aus, die die Nachwärme passiv von der Schmelze an die Wärme­tauscher transportiert.

Die Untersuchungsschwerpunkte für das Langzeitverhalten die­ses passiven/aktiven Kühlsystems lassen sich zu vier Punkten zusammenfassen: 1. Langzeitige Kühlbarkelt der Kamschmelze durch Ausbildung einer Naturkonvektionsströmung und durch Verdampfung/Kondensation von Sumpfwasser. 2. Begrenzung der Sumpfwasserverdampfung. 3. Wärmeübertragungsverhalten zwischen Kernschmelze und Wasser/Wasserdampf und zwi­schen Wasser/Wasserdampf und Wärmetauscher/Kondensato­ren. 4. Einfluß von nichtkondensierbaren Gasen.

Zur phänomenologischen Untersuchung dieser Fragestellun­gen dient in einem ersten experimentellen Schritt das Modell­experiment SUCOS-2D (SUmp COoling Small - 2 Dimensio­nal), das in der Abbildung schematisch dargestellt ist.

11111111111111

Wärmetauscher / Kondensator

Beton (Plexiglas) .

Kernschmelze (Kupferheizplatte und beheiztes Drahtgitter)

Isolierung

Glastank

Versuchsanlage SUCOS-20

Es bildet die vereinfachte reale Sumpfgeometrie im Maßstab 1 :20 als zweidimensionalen Ausschnitt geometrisch nach. Die einfache Versuchsgeometrie erlaubt eine Variation der folgen­den Versuchsparameter: Zugeführte Heizleistung und Vertei­lung der Heizleistung, Verdampfungsrate, Unterkühlung des Sumpfwassers, Anordnung der Wärmetauscher und Konden­satoren, Änderung der Geometrie (Strömungsquerschnitte). Die Temperatur- und die Geschwindigkeitsverteilung werden

mit Hilfe von Schlierentechnik, Thermoelementmessung und Lichtschnittverfahren sowie Laser-Doppleranemometrie be­stimmt. Parallel zu den experimentellen Untersuchungen wer­den die im Modellexperiment gewonnenen Ergebnisse mit den Rechenprogrammen FLUTAN und FIDAP nachvollzogen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

32260 32548 33541

V 33726 V 33727 V 33885 V 34034 V 34035 V34334 V34335

34416 V 34463

34646

E. Arbogast K. Dres Dr. F.J. Erbacher . Dl U. Harten Dl W. Just Dr. J. Knebel Dl H. J. Neitzel Dl H. Schmidt

32.13 Störfallverhinderung durch passive Sicherheit

32.13.01 IATF Experimente zur Nachwärme­abfuhr durch Naturkonvektion

Wärmetransport durch freie Konvektion

Zusätzlich zur betriebsbestimmten Nachwärmeabfuhr (NWA) über die Natrium-Zwischenkreisläufe und den Wasser/ Dampf­Kreislauf ist im Europäischen Schnellen Reaktor (EFR) ein gesondertes sicherheitstechnisches Nachwärmeabfuhrsy­stem installiert. Ähnliche Einrichtungen sind für fortschrittliche innovative Reaktorkonzepte vorgesehen. Alle Systeme arbei­ten so, daß die Nachwärme über Naturkonvektion vom Kern zu Wärmetauschern (Tauchkühlern) transportiert wird. Die Sekundärseite dieser Tauchkühler ist mit Luftwärmelauschern verbunden. Sie befinden sich in Kaminen und geben die Wärme über Naturzug an die Umgebung ab. Die Funktion eines solchen passiven Systems und der Nachweis seiner hohen Verfügbarkeil wird hauptsächlich durch Modellexperimente in den Anlagen RAMONA (360°; Maßstab 1:20) und NEPTUN (360°; Maßstab 1 :5) nachgewiesen. Als Modellfluid dient Was­ser. Das RAMONA-Modell ist mit aktiven Komponenten aus­gestattet. Es besitzt einen beheizbaren Kern, Pumpen, Zwi­schenwärmelauscher und Tauchkühler und erlaubt transienie Untersuchungen vom Leistungsbetrieb bei erzwungener Strö­mung zum NWA-Betrieb bei Naturkonvektion. NEPTUN läßt ähnliche Untersuchungen zu. Der Kernaufbau ist jedoch we­sentlich komplexer gestaltet als bei RAMONA. Daher sind detaillierte Studien zur thermohydraulischen Wechselwirkung zwischen Kern und Primärsystem möglich.

Seide reaktorähnlichen Modelle dienen dazu, die Strömungs­vorgänge in komplexen Gebilden, wiesie Reaktoren darstellen, zu verstehen und zu interpretieren. Gleichzeitig werden damit Rechenprogramme wie z. B. FLUT AN getestet und verbessert. Mit derartigen Programmen werden dann die aus den Modell­versuchen ermittelten Ergebnisse auf die Reaktorauslegung übertragen. Für Wasser als Kühlmittel sind die Ergebnisse unmittelbar zu verwenden. Bei Natrium sind die Übertragbar­keitskriterien (s. 32.13.02) zu beachten.

11

Mit RAMONA wurden im Berichtszeitraum 35 transienie Ver­suche im Leistungsbereich bis zu 75 kW durchgeführt. Damit wurde die Simulation des Reaktors im Vollastbetrieb möglich. Als wesentliche Parameter wurden die Auslaufkennlinien der Primär- und Sekundärpumpen, die Einsatzzeit des Tauchkühl­betriebes, der Leistungsabfall des Kerns und die geometri­schen Gegebenheiten oberhalb des Kerns in Anlehnung an die NEPTUN-Versuchsanlage variiert.

Es wurde nachgewiesen, daß sich für gleichgroße Leistungs­absenkungen unabhängig vom Leistungsbereich ähnliche thermohydraulische Verhaltensweisen ergeben. Damit konn­ten die Ergebnisse der Teillastversuche auch für den Vallast­betrieb bestätigt werden. Für sehr extreme, in der Realität selten mögliche Leistungsreduktionen, konnte festgestellt wer­den, daß nach Abschalten des Reaktors die Tauchkühlerlei­stung aufgrund des starken thermischen Ungleichgewichts ansteigt. Dies führt zu einem hohen, kalten Tauchkühlermas­senstrom, der die Auftriebskräfte des Kerns für längere Zeit zum Erliegen bringt, bzw. einen Thermosyphon im Kern her­vorrufen kann. Experimente zeigen, daß diese Effekte vermie­den werden können, wenn der Startzeitpunkt des Tauchküh­lerbetriebes um etwa eine Stunde verzögert wird.

Mit RAMONAwurden als Vorversuche zu NEPTUN-Vorhaben auch die totale Unterbrechung der Kühlmittelzufuhr über die Primärpumpen zum Kern simuliert. Es konnte festgestellt wer­den, daß der Kern solange kühlbar bleibt, wie sich Kühlmittel über ihm befindet. ln diesem Falle kommt es in Teilbereichen des Kerns zu einer Strömungsumkehr, so daß in den äußeren Kernkanälen das Fluid abwärts und im zentralen Kernbereich aufwärts strömt. Solange noch ca. 30 % der Wärmetauschflä­che der Tauchkühler im Fluid des Oberplenums eintauchen, wird die Nachwärme sicher abgeführt. Die Systemtemperatu-

Oberplenum

Experiment

Kern-

38

Temperaturen •c

ren erhöhen sich hierbei jedoch auf Werte, die aufgrund der physikalischen Eigenschaften des Fluids nurfürden Fall eines Na-gekühlten Reaktors akzeptabel sind.

Diese Vorgänge wurden auch in NEPTUN realisiert und ver­ifiziert. Der NEPTUN-Kern ist im Gegensatz zu RAMONAaus ca. 650 Kernelementenpositionen (Brenn-, Brut-, Abschirmele­rnentel aufgebaut. Diese Elemente sind in Kästen eingebaut. Innerhalb der Kästen strömt das wärmeabführende Kühlmittel. Im Zwischenraum außerhalb der Kästen befindetsich ebenfalls Fluid. Es wird durch Wärmeübergang aus den Kernelementen beheizt und zirkuliert in diesem Zwischenraum. Es trägt damit zur Nachwärmeabfuhr bei. Mit NEPTUN wurden weitere 15 Versuche gefahren und die in früheren RAMONA-Versuchen festgestellten wichtigsten Einflußparameter auf das thermoh­ydraulische Geschehen im Primärsystem untersucht. Hierbei wurden die Kernleistung, die Leistungsverteilung über dem Kern, die Anzahl betriebenerTauchkühler sowie die Geometrie und Gestalt des Instrumentierungsstopfens variiert. Sämtliche Ergebnisse wurden durch Nachrechnungen begleitet. ln der Abbildung werden drei Isothermenfelder im Zwischenkasten­bereich und in der Tauchkühlerebene des NEPTUN-Modells für drei verschiedene Leistungen wiedergegeben. Im Oberple­num im Bereich zwischen Unterkante des lnstrumentierunts­stopfens und Unterkante der Tauchkühler-Auslaßfenster stellt sich bei sämtlichen Leistungen eine starke Temperaturschich­tung ein. Im Bereich der Zwischenkastenströmung ist ein S-förmiger Ver1auf der Isothermen festzustellen.

Der vom Tauchkühler kommende kalte Massenstrom füllt die tief liegende Kavität des Oberplenums sowie den Zwischen­kastenbareich des Kerns auf. Somit besitzen die Kavität und der periphere Zwischenkastenbereich des Kerns die gleiche Temperatur. Zwischen den Kernelementen wird dieses Fluid,

Kernleistung 133 kW Kernleistung 170 kW Kernleistung 221 kW

Der Einfluß der Kernleistung auf gemessene und berechnete Isothermenfelder des NEPTUN-MODELLS.

12

das zum Zentrum des Kerns hin strömt, aufgeheizt und verläßt durch den dadurch bedingten Auftrieb in vertikaler Richtung den Zwischenkastenbereich.

ln den Versuchen konnte nachgewiesen werden, daß diese Zwischenkastenströmung zwischen 30 und 50% zur Kühlung der Kernelemente in der Nachwärmeabfuhrphase beiträgt. Sie stellt damit eine erhebliche Reserve für die nominelle und sicherheitstechnische Nachwärmeabfuhr dar.

Veröffent- Primärberichte lichungen

32229 32.13.01 P 03A V 33728 32.13.01 P 03B

33886 32.13.01 P 03C 34002 32.13.01 p 03D 34049 32.13.01 P 03E 34050 32.13.01 P 03F

V 34330

Beteiligte Mitarbeiter

K. Dres Dl H. Hayafune Dr. H. Hoffmann Dl K. Marten Dl K. Ohira L. Pawlak Dl W. Rapp Dl K. Rust Dl G. Schnetgöke K. Thomauske Dl D. Weinberg Dr. S. K. Yang

32.13.02 IATF Modellentwicklung zur Nachwärmeabfuhr durch Naturkonvektion

Validierungsarbeiten zum FLUTAN-Rechenprogramm

Das Vorhaben "Experimente zur Nachwärmeabfuhr durch Na­turkonvektion" umfaßt im wesentlichen die Teilaspekte

- Betrachtungen zur Ähnlichkeitvon durchgeführten stationä­ren und transienten Experimenten (RAMONA, NEPTUN) zum Europäischen Schnellen Reaktor (EFR).

- Weiterentwicklung und Validierung des 3D-Thermohydrau­lik-Rechenprogramms FLUT AN als Übertragungswerkzeug von Wasserergebnissen auf den Reaktor.

- Grundlagenuntersuchungen zur Übertragbarkeit von Was­ser auf Natrium, hauptsächlich im Bereich der turbulenten Naturkonvektion.

Für die durchgeführten stationären Wasserversuche in NEP­TUN wurden für unterschiedliche Nachwärmeleistungen und verschiedene geometrische Ausführungen des Instrumentie­rungsstopfens Nachrechnungen mit dem Rechenprogramm FLUTAN vorgenommen. Bei der Modeliierung der NEPTUN­Geometrie ist auf die komplexe thermohydraulische Wechsel­wirkung zwischen dem Kern und dem Oberplenum zu achten. So wurde neben der Modeliierung von Kernelementen und Zwischenkastenbereich auch deren Wärmeaustausch sowie eine Wärmeübertragung vom Kernboden (Kerngitterplatte) in den Zwischenkastenbereich beschrieben. Der im Oberplenum des NEPTUN installierte, aktive Tauchkühler wurde mit einem detaillierten Wärmetauschar-Modell im FLUTAN-Programm nachgebildet.

Für drei unterschiedliche Nachwärmeabfuhr-Leistungen sind die gerechneten Isothermenvertäute im Zwischenkastenbe-

reich und in der Tauchkühlerebene der N EPTUN Versuchsan­lage den gemessenen Isothermenfeldern in der Abbildung gegenübergestellt (s. 32.13.01 ). Die Rechnungen geben die Messungen qualitativ gut wieder, quantitative Unterschiede sind festzustellen. So ist der Stratifikationsgradient in den Rechnungen ca. 2 Klcm geringer als im Experiment und der Wärmetransport zwischen Kernelement und Zwischenkasten­bereich in den Rechnungen offenbar zu gering. Die NEPTUN­Modellierung wird im Augenblick noch verfeinert und für Iran­siente NEPTUN-Experimente vorbereitet.

Für turbulente Auftriebsströmungen mit ihrem nicht isotropen Verhalten und ihren scharfen Gradienten wurde mit der Ent­wicklung eines Turbulenzmodells begonnen. ln diesem Modell werden die Transportgleichungen der turbulenten Wärmeströ­me sowie der Temperaturfluktuation gelöst. Dieses Turbulenz­modell wird z. Z. in das FLUT AN-Programm implementiert.

Thermo- und fluiddynamische Untersuchungen zur Über­tragbarkeit Wasser/Natrium

ln der Wasser-Testsirecke FLUTMIK 1 werden Wechselwir­kungen zwischen Natur- und Zwangskonvektion untersucht. Im turbulenten Nachlauf einervertikal angeströmten, beheizten Kugel werden Mittel- und Schwankungswerte des Temperatur­und Geschwindigkeitsfeldes sowie turbulente Schubspannun­gen und Wärmeströme maßtechnisch ermittelt.

Zum Studium der Übertragbarkeit dieser Messungen auf Na­trium befindet sich die geometrisch identische Natrium-Test­strecke FLUTMIK 2 im Aufbau. Aus diesen Untersuchungen sollen Gesetzmäßigkeilen abgeleitet werden, mit denen aus Wasserexperimenten in komplexeren Geometrien das Strö­mungsverhalten bei Verwendung des Wärmeträgers Natrium berechnet werden kann. Des weiteren liefern die Experimente eine Datenbasis zur Verifikation von Rechenprogrammen und zur Verbesserung von Modellansätzen für die Berechnung turbulenter Mischkonvektionsströmungen.

Zusätzlich werden numerische Berechnungen zu den FLUT­MIK- und den TEFLU-Experimenten, in denen rundeturbulente Auftriebsstrahlen untersucht wurden, durchgeführt. Das Fini­te-Differenzen-Programm GENMIX ist auf einfache Strö­mungsprobleme wie Scherschichten begrenzt, zeichnet sich jedoch durch sehr kurze Rechenzeiten aus.

Das in GENMIX implementierte k-e-Turbulenzmodell be­schreibt die meisten Strömungsphänomene zufriedenstellend, solange keine richtungsabhängigen Einflüsse wie Auftrieb vor­handen sind, also wenn das Turbulenzfeld lokal isotrop ist. Für die Berechnung von nicht-isotropen Turbulenzfeldern wird das k-e-Turbulenzmodell in zwei Stufen erweitert:

- Für das algebraische Spannungs-/Flußmodell (ASM) wer­den aus den Transportgleichungen für die turbulenten Span­nungen und die turbulenten Wärmeströme algebraische Beziehungen zur Beschreibung dieser Größen hergeleitet. DieAbbildung zeigt beispielhaft die verbesserte Wiedergabe der Meßwerte mit dem ASM anhand eines radialen Tempe­raturprofils für einen auftriebsbehafteten vertikalen Luftfrei­strahL

- ln einem weiteren Schritt wird das ASM durch Einführung einer zusätzlichen Transportgleichung für die turbulenten Temperaturschwankungen ergänzt. Man erhält das k-e-T'2-

Modell, mit dem die turbulenten Wärmeströme besser wie­dergegeben werden. Die so ermittelten Temperaturschwan­kungen können mit gemessenen Werten verglichen werden.

13

R

Berechnete und gemessene Temperaturverteilung in einem vertikalen Luft­freistrahl.

Veröffent- Primärberichte lichungen

Beteiligte Mitarbeiter

52

28296 32.13.02 P 04A 33541 32.13.02 p 04B 33542 32.13.02 P 04C 33729 32.13.02 P 05A 33730

V 33726 V 33727 V 34035

34077 34481 34518 34644

Dl L. Carteciano Dr. P. Ehrhard H.H. Frey Dl Ch. Hölle Dr. J. Knebel Dr. L. Krebs G. Laubscher H. Martin Dl K. Rust Dr. D. Suckow Dl D. Weinberg

52.01

Institutseigene Forschungsvorhaben (IF) Institutseigene Forschung lnstitutseigene, grundlegende und anwendungsorientierte Arbeiten

52.01.02 IATF

Untersuchungen zum Wärmetransport durch freie Kon­vektion

Die Berechnung der Mischkonvektion stellt bei der Auslegung von Reaktoren einen wesentlichen Aspekt dar. Hier ist einer­seits Zwangskonvektion im Normalbetrieb durch die Wirkung der Pumpen präsent. Andererseits wenden neue Sicherheits­konzepte Naturkonvektion als Mechanismus der Nachwärme­abfuhr an, um "inhärent sichere" Systeme zu erhalten. Die Überlagerung beider Strömungsformen-die Mischkonvektion -wird derzeit am IATF untersucht: Experimente zur turbulenten Umströmung einer beheizten Kugel in Wasser und Natrium (vgl. FLUTMIK 1, 2) erfassen das Geschwindigkeits- und Temperaturfeld im Nachlauf der Kugel. ln diesem Zusammen­hang sind auch theoretische Modelle abzuleiten.

Wir betrachten einen unendlich langen Zylinder mit Durchmes­ser d, der von einem zähen, wärmeleitenden Fluid mit der Geschwindigkeit u~ angeströmt wird (Abb.). Der Zylinder wird zudem mit dem konstanten Wärmestrom Q beheizt. Wir inter­essieren uns für die Grenzschichtprofile der Geschwindigkeit und der Temperatur in einiger Entfernung stromab.

14

\ t X I

\ I \ I \ I

g \ I

• I . ... y

!ttttttt!ttt! tt!tlloo Problem

Die Berechnung dieser Strömung geschieht zunächst für zwei­dimensionc;tle Geometrie unter der Voraussetzung laminarer, stationärer Verhältnisse. Ausgehend von der Grenzschichtap­proximation kann mittels asymptotischer Methoden eine Lö­sung für das oben beschriebene Problem abgeleitet werden. Als kleiner Parameter wird hier eine "schwache" Beheizung verwandt. Die Lösungen erlauben die charakteristischen Grö­ßen wie kinematische und thermische Grenzschichtdicken oder Amplituden von Geschwindigkeit und Temperatur als Funktion der Parameter zu diskutieren.

ln derfolgenden Abbildung istein Geschwindigkeitsprofil u (x,y) im dimensionslosen Abstand x/d = 40 hinter dem Zylinder gegeben. Wir erkennen, daß dieses Profil durch Überlagerung zweier Effekte zustande kommt. Zum einen führt die Verdrän­gungswirkung des Zylinders zu einer sog. Nachlaufdelle (punk­tiertes Profil). Zum anderen bedingt die Erwärmung des Fluids durch die Beheizung Auftriebskräfte. Dies führt zu einer Be­schleunigung der Strömung im Zentrum des Nachlaufs (gestri­cheltes Profil). Aus der Überlagerung beider Anteile erhält man das Geschwindigkeitsprofil im schwach beheizten Nachlauf (durchgezogene Unie).

1.2

1.1 I

;:l '-..... 1.0 '"'""' >.

~0.9r----­:J

0.8 ... ...... ·· .··

Re= 50.0

Pr= 7.0

Gr = 1000.0

0.7+---~~r-~--~--~--~--~---

0.0 1.0- 2.0 y/d

Geschwindigkeitsprofil im beheizten Nachlauf.

3.0 4.0

Für die Entwicklung des Stromfeldes stromab finden wir bei Fluiden mit moderater Prandti-Zahl (z. B. Wasser, Pr = 7) finden wir für die Breite der kinematischen Grenzschicht o die Abhängigkeit o oc x215 Re-112 •

Dieses Gesetz zeigt, daß die Breite o der Grenzschicht we­sentlich durch die Anströmung bestimmt ist. Eine intensive

Anströmung (große Re) führt zu einerschlanken Grenzschicht. ln allen Fällen nimmt o mit der Lauflänge x zu. Die Strömungs­geschwindigkeit auf der Achse x(x,O) hingegen ist durch Auf­triebskräHe geprägt. Wir finden u (x,O) oc x115 6.215•

Diese Zunahme der Geschwindigkeit mit der Lauflänge x bzw. mit der Beheizung 6. wird in der Literatur auch für den reinen Auftriebsstrahl über der Linienquelle gefunden.

Nach Erweiterung des Modells auf rotationssymmetrische und turbulente Probleme wird die Berechnung des beheizten Ku­gelnachlaufs (vgl. FLUTMIK 1 ,2) ermöglicht.

Veröffent- Primärberichte lichungen

V 32336 45.01.02 P 13C V 33209 45.01.02 P 13D V 33393 V 33394

33540 34043 34336

Beteiligte Mitarbeiter

Dr. P. Ehrhard Dr. Cl. Günther R. Griesbaum Dl Ch. Hölle Dr. Ch. Kareher Prof. Dr. U. Müller

15

Veröffentlichungen des IATF im Jahre 1993

28296 KREBS, R.; HORANYI, S. 32578 REIMANN, J.; MOLOKOV, S.; PLATNIEKS, 1.; 210103 Induktive Stroemungssonde zum Messen der 310601 PLATACIS, E.

Stroemungsgeschwindigkeit eines MHD-flow in multichannel U-bends: screening Fluessigmetallstromes am Sondenort experiments and theoretical analysis. DE-OS 37 34 912 (27 .4.1989} Ferro, C. [Hrsg.] DE-PS 37 34 912 (5.3.1993} Fusion Technology 1992 : Proc.of the 17th

Symp., Roma, I, September 14-18, 1992 Vol. 2 32466 DILLMANN, H.G.; PASLER, H.; ALSMEYER, H. S.1459-63 320502 BETAexperiments on aerosol release du ring Amsterdam (u.a.]: North Holland, 1993

melt-concrete Interaction and filtering of the offgas. 32689 BUEHLER,L. First, M.W. [Hrsg.] 310603 Additional magnetohydrodynamic pressure drop Proc.of the 22nd DOE/NRC Nuclear Air at junctions of flow channel Inserts. Cleaning Conf., Denver, Colo., August 24-27, Ferro, C. [Hrsg.] 1992 Vol. 1 S.415-27 Fusion Technology 1992 : Proc.of the 17th NUREG/CP-0130 Symp., Roma, I, September 14-18, 1992 Vol. 2 CONF-9020823 S.1301-05

Amsterdam [u.a.]: North Holland, 1993 32548 WILHELM, J.G.; NEITZEL, H.J. 320603 Concepts for passive heat romoval and 32947 PROUST, E.; ANZIDEI, L.; CASINI, G.;

filtration systems under core maltdown 310601 DALLE DONNE, M.; GIANCARLI, L.; MALANG, S. conditions. Breeding blanket for DEMO. First, M.W. [Hrsg.] Proc.of the 17th lnternatSymp.on Fusion Proc.of the 22nd DOEINRC Nuclear Air Technology (SOFT}, Roma, I, September 14-18, Cleaning Conf., Denver, Colo., August 24-27, 1992 1992 Vol. 2 S.863-74 Fusion Engineering and Design, 22(1993) NUREG/CP-0130 S.19-33 CONF-9020823

33481 BUEHLER, L.; MOLOKOV, S. 32551 MALANG, S.; BOJARSKY, E.; BUEHLER, L.; 310603 Magnetohydrodynamic flows in ducts with 310601 DECKERS, H.; FISCHER, U.; NORAJITRA, P.; insulating coatings.

REISER, H. KfK-51 03 (Januar 93} Dual coolant liquid meta! breeder blanket 7th Beer-Sheva InternatSeminar on MHD Flows Ferro, C. [Hrsg.] and Turbulence, Beer-Sheva, IL, February Fusion Technology 1992 : Proc.of the 17th 14-18, 1993 Symp., Roma, I, September 14-18, 1992 Vol. 2 S.1424-28 33482 MOLOKOV, S. Amsterdam [u.a.] : North Holland, 1993 310603 Fully developed liquid-meta! flow in multiple

reetangular ducts in a strong uniform 32576 BARLEON, L.; BUEHLER, L.; MACK, K.J.; magnetlc field. 310601 MOLOKOV, S.; STIEGLITZ, R.; PICOLOGLOU, B.F.; KfK-5075 (Januar 93}

HUA, T.Q.; REED, C.B. European Journal of Mechanics B, 12(1993} lnvestigations of liquid metal flow through a Nr.5 right anlge bend under tuslon relevant conditions. 33540 KARCHER, CH. Ferro, C. [Hrsg.] 520102 Benard-Konvektion binaerer Fusion Technology 1992 : Proc.of the 17th Fluessigkeitsmischungen in poroesen Medien Symp., Roma, I, September 14-18, 1992 Vol. 2 unter der Wirkung von S.1276-80 Nicht-Boussinesq-Effekten. Amsterdam [u.a.]: North Holland, 1993 KIK-5161 (Februar 93}

Dissertation, Universitaet Karlsruhe 1993 32577 JOHN, H.; SCHNAUDER, H.; BOGUSCH, E.; 310601 WEHLING, J. 33541 KNEBEL, J.U.

Reliability investigations and improvements 321105 Experimentelle Untersuchungen in turbulenten of lhe cooling system of a self-cooled liquid Auftriebsstrahlen in Natrium. metal breeder blanket KIK-5175 (Maerz 93) Ferro, C. [Hrsg.] Dissertation, Universitaet Karlsruhe 1993 Fusion Technology 1992 : Proc.of the 17th Symp., Roma, I, September 14-18, 1992 Vol. 2 S.1399-1403 Amsterdam [u.a.] : North Holland, 1993

16

33542 WEINBERG, D.; FREY, H.H.; TSCHOEKE, H. 34043 KEK, V.; MUELLER, U. 321302 A three dimensional transient calculation for 520102 Low Prandtl number convectlon in layers

the reactor model RAMONA using the heated from below. COMMIX-2(V) code. International Journal of Heat and Mass Kuesters, H. [Hrsg.] Transfer, 36(1993) S.2795-2804 Proc.of the Joint lnternat.Conf.on Mathematical Methods and Supercomputing in 34049 HOFFMANN, H.; MAATEN, K.; BAUMANN, W.; Nuclear Applications (M u. C + SNA'93}, 321301 FREY, H.H.; SCHNETGOEKE, G.; THOMAUSKE, K.; Karlsruhe, Apri119-23, 1993 Vol. 1 HAIN, K.; LEILING, W. S.292-303 Scaled model studies of the decay heat Karlsruhe : KfK, 1993 removal by natural convection for the

European fast reactor. 33543 BUEHLER,L. Jahrestagung Kerntechnik 93. Koeln, 310603 Magnatohydrodynamische Stroemungen fluessiger 25.-27. Mai 1993

Metalle in allgemeinen dreidimensionalen Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches Atomforum Geometrien unter der Einwirkung starker, e.V. lokal variabler Magnetfelder. Sonn: INFORUM 1993 S.101·04 KfK-5095 (Februar 93) Dissertation, Universitaet Karlsruhe 1993 34050 MAATEN, K.; WEINBERG, D.; HOFFMANN, H.;

321301 KOHTES, B. 33649 REIMANN, J.; MOLOKOV, S.; PLATNIEKS, 1.; Die Thermohydraulik im Primaarsystem des EFR 310601 PLATACIS, E. bei mitlaufenden Tauchkuehlern im

MHD flow in multichannel U-bends: screening Leistungsbetrieb. experiments and theoretical analysis. Jahrestagung Kerntechnik 93. Koeln, KfK-51 02 (Februar 93} 25.-27.Mai 1993

Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches Atomforum 33729 WEINBERG, D.; HOFFMANN, H.; OHIRA, H.; e.V. 321302 SCHNETGOEKE, G. Bonn: INFORUM 1993 S.105-08

The status of studies using RAMONA and NEPTUN models on decay heat removal by natural 34052 PASLER, H.; DILLMANN, H.G.; ALSMEYER, H.; convectlon for the European fast reactor. 321104 ADELHELM, C. IAEA-IWGFR Specialists' Meeting on Evaluation BETA-Kernschmelzversuche. Untersuchung und of Decay Heat Removal by Natural Convection Filterung der Aerosole im Abgas. in Fast Reactors, Oarai, J, February 22-25, Jahrestagung Kerntechnik 93. Koeln, 1993 25.-27. Mai 1993 IWGFR/88 (1993} S.51-57 Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches Atomforum

e.V. 33730 RUST, K.; TSCHOEKE, H.; WEINBERG, D.; Bonn: INFORUM 1993 S.135-38 321302 BECKER, K.

lnfluence of immersion cooler positlons on 34053 ALSMEYER, H.; ADELHELM, C.; DILLMANN, H.G.; the thermal-hydraulics in a slab geometry • a 320502 FOIT, J.; HEINLE, M.; RATAJCZAK, W.; comparison of analytical and experimental SCHNEIDER, H.; SCHUMACHER, G.; SKOKAN, A.; data. STIEFEL, S.; TROMM, W. Courtaud, M. [Hrsg.] Schmelze-Wasser-Wechselwirkung nach Proc.of the 6th lnternat.Topical Meeting on Durchschmelzen einer Betonwand. Nuclear Reactor Thermal Hydraulics Jahrestagung Kerntechnik 93. Koeln, (NURETH-6), Grenoble, F, October 5-8, 1993 25.-27.Mai 1993 Vol. 2 S.1275-83 Kerntechnische Ges.e.V. Deutsches Atomforum Saint Cyr I' Ecole : lmprimerie RAFAL, 1993 e.V.

Bonn: INFORUM 1993 S.139-42 33886 HOFFMANN, H.; WEINBERG, D.; BAUMANN, W.; 321301 HAIN, K.; LEILING, W.; MAATEN, K.; OHIRA, H.; 34077 RUST, K.; TSCHOEKE, H.; WEINBERG, D.

SCHNETGOEKE, G.; THOMAUSKE, K. 321302 lnvestigation into the occurrence of backflow Scaled model studies of decay heat removal by effects in a heated reetangular channel natural convection for the European Fast during natural circulation. Reactor. Experimental Thermal and Fluid Science, Courtaud, M. [Hrsg.] 7(1993) S.61-79 Proc.of the 6th lnternat.Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics 34331 BUEHLER,L. (NURETH-6), Grenoble, F, October 5-8, 1993 310601 Convective-diffusive Iransport in laminar MHD Vol. 1 S.54-62 flows. Saint Cyr I' Ecole : lmprimerie RAFAL, 1993 KfK-5241 (September 93)

34002 HOFFMANN, H.; WEINBERG, D.; MAATEN, K.; 34336 EHRHARD, P.; HOELLE, CH.; KARCHER, CH. 321301 SCHNETGOEKE, G. 520102 Tamperature and penetration depth prediction

Scaled model studies of the decay heat for a three-dimensional field below a moving removal by natural convection for sodium heat source. cooled reactors. International Journal of Heat and Mass Kerntechnik, 58(1993} S.157-63 Transfer, 36(1993) S.3997-4008

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34382 MOLOKOV, S.; BUEHLER, L. 34481 KNEBEL, J.U.; KREBS, L. 310603 Numerical simulation of liquid-metal flows in 210103 Kalibrierung einer

radial-toroidal-radial bends. Miniatur-Permanentmagnet-Potentialsonde zur KfK-5160 (September 93) Geschwindigkeits- und Temperaturmessung in

Natrium. 34402 ALSMEYER, H.; FOIT, J.J.; SCHNEIDER, H.; KfK-5215 (September 93) 320502 STIEFEL, S.; TROMM, W.; MERKEL, G.;

RATAIJCZAK, W.; SCHLEINKOFER, G.; 34518 BREMHORST, K.; KREBS, L. SEIBERT, J.; SCHOENTHAL, H.; ZIEGELER, H. 210103 Eddy diffusivity based comparisons of Verhalten einer Kernschmelze Im turbulent Prandtl number for boundary layer LWR-Containment. and free jet flows with reference to fluids Sicherheitsorientierte LWR-Forschung. of very low Prandtl number. Jahresbericht 1992. Transactions of the ASME - Journal of Heat KfK-5200 (September 93) S.89-116 Transfer, 115(1993) S.549-52

34414 ALSMEYER, H.; SCHNEIDER, H.; TROMM, W. 34639 MOLOKOV, S.; SHISHKO, A. 320602 Langfristige Kuehlbarkeit einer Kernschmelze. 310601 Fully developed magnetohydrodynamic flows in

Sicherheitsorientierte LWR-Forschung. reetangular ducts with insulating walls. Jahresbericht 1992. KfK-5247 (Oktober 93) KfK-5200 (September 93) S.260-75

34644 SUCKOW, D. 34416 ERBACHER, F.J.; JUST, W.; NEITZEL, H.J. 320302 Experimentelle Untersuchung turbulenter 320603 Thermohydraulische Untersuchungen zur Mischkonvektion im Nachlauf einer beheizten

passiven Containment-Kuehlung Kugel. (PASCO-Programm). KfK-5174 (November 93) Sicherheitsorientierte LWR-Forschung. Dissertation, Universitaet Karlsruhe 1993 Jahresbericht 1992. KfK-5200 (September 93) S.290-95 34646 WIEHR, K.; ERBACH ER, F.; JUST, W.;

321105 HARTEN, U.; SCHMIDT, H. 34478 STERL,A. Zwangs- und Schwerkraftflutversuche an 520102 Numerical simulation of liquid-meta! MHD hexagonalen Stabbuendelgeometrien.

flows in reetangular ducts. Abschlussbericht Journal of Fluid Mechanics, 216(1990) KfK-5121 (November 93) S.161-91

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1

Veröffentlichungen des IATF im Jahre 1993

Vorträge, die nicht in gedruckter Form vorliegen

V32229 HOFFMANN, H.; WEINBERG, D.; DUEWEKE, M. 321301 The verification of the passive decay heat

removal concept for the European fast reactor by model experiments and computations. 3rd Annual Seienlilie Conf.of the USSR Nuclear Society, St.Petersburg, GUS, September 14-18, 1992 Book of Abstracts S.l64-165

V32260 BLUMENROEHR, D.; ERBACHER, F.J.; 320603 GROENEVELD, D.C.; ZEGGEL, W.

Critical heat !Iux tests in a 8 mm tube using HCFC-22. European Two-Phase Flow Group Meeting, Stockholm, S, June 1-6, 1992 lnternat.Working Group Meeting on CHF Fundamentals, Braunschweig, March 3-4, 1993

V32805 EHRHARD, P. 520102 Non-isothermal spreading of liquid drops on

horizontal plates. European Research Conf.on Capillarity and Wetting: Dynamical Phenomena, Arnheim, NL, September 1-6, 1992 Vortr.: Cornell University, lthaca, N.Y., 1 O.November 1992 Vortr.: University of Arizona, Tucson, Ariz., 12.November 1992 Vortr.: Northwestern University, Evanston, 111., 16.November 1992 Vortr.: University of Michigan, Ann Arbor, Mich., 18.November 1992 Vortr.: lnst.Polytechnique National de Lorraine, Nancy, F, 15.April 1993

V33483 MUELLER, U. 321104 Untersuchungen zum Kernschmelzen-Unfall.

Vortr.: Universitaet Dormund, 13.Januar 1993 Vortr.: Universitaet der Bundeswehr, Muenchen, 14.Mai 1993

V33484 RAPP, W. 520102 Das Sensor-System der LFA 427.

Die Laser-Flash-Methode in der Materialentwicklung und -pruefung, Karlsruhe, 29.September 1992

V33537 MALANG, S.; BARLEON, L.; BUEHLER, L.; 310601 DECKERS, H.; MOLOKOV, S.; MUELLER, U.;

NORAJITRA, P.; REIMANN, J.; REISER, H.; STIEGLITZ, R. MHD-work on self-cooled liquid meta! blankals und er development at the Nuclear Research Center Karlsruhe. 7th Beer-Sheva InternatSeminar on MHD Flows and Turbulence, Beer-Sheva, IL, February 14-18, 1993

V33538 BARLEON, L.; BUEHLER, L.; MOLOKOV, S.; 310603 STIEGLITZ, R.

Magnetohydrodynamic flow through a right angle bend. 7th Beer-Sheva InternatSeminar on MHD Flows and Turbulence, Beer-Sheva, IL, February 14-18, 1993

V33539 REIMANN, J.; KIRCHNER, R.; PFEFF, M.; 310601 RACKEL, D.

Hydrogen removal from NaK with mesh-packed and meshless cold traps. Liquid Metal Systems, Karlsruhe, March 16-18, 1993

V33726 KNEBEL, J.U.; KREBS, L.; MUELLER, U. 321105 Turbulent convection ln Buoyant sodlum jets.

3rd World Conf.on Experimental Heat Transfer, Fluid Mechanics and Thermodynamics, Honolulu, Hawaii, October 31 - November 5, 1993

V33727 KNEBEL, J.U.; KREBS, L.; MUELLER, U. 321105 Experimental investigations on the velocity

and temperature field in axisymmetric turbulent Buoyant jets of sodium. 9th Symp.on Turbulent Shear Flows, Kyoto, J, August 16-18, 1993

V33728 HOFFMANN, H.; WEINBERG, D. 321301 lncreasing the safety of liquid meta! cooled

reactors by natural convection decay heat removaL Nuclear Energy and Human Safety : 4th Annual Seienlilie and Technical Conf.of the Nuclear Society, Nizhny Novgorod, GUS, June 28 -July 2, 1993 Book of Abstracts S.501-02

V33885 ERBACHER, F.J.; ZEGGEL, W.; GRUBEL, H.; 321105 BETHKE, S.

Critical heat !Iux experiments using freon and water in hexagonal37-rod bundles. 6th lnternat.Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-6), Grenoble, F, October 5-8, 1993

V34034 ZEGGEL, W.; ERBACHER, F.J.; GROENEVELD, D.C. 3211 05 Ueber die Rolle von Modellfluiden bei der

Analyse der Siedekrise. Gesellschaft Veriahrenstechnik und Chemieingenieurwesen, Plenarsitzung der Fachausschuesse Mehrphasenstroemungen und Waerme und Stoffuebertragung, Koeln, Maerz 25-26, 1993

V34035 KNEBEL, J.U. 321105 Experimental investigation of the Iamperature

and velocity field of round, turbulent buoyant jets in sodium. Vortr.: Manchester University, GB, 1.Dezember 1992

V34036 KREBS, L. 210103 F+E-Arbeiten des KfK zur thermischen

Abfallbehandlung. Vortr.: Deutsche Forschungsanstalt fuer Luft­und Raumfahrt, Koeln, 28.Juni 1993

V34330 RUST, K.; HOFFMANN, H.; WEINBERG, D. 321301 Thermal-hydraulic features of the EFR decay

heat removal concept. Vortr.: Electric Power Research Institute, Palo Alto, Calif., 12.November 1993

19

V34332 TROMM, W.; ALSMEYER, H.; SCHNEIDER, H. 321104 Fragmentalion of melts by water inlet from

below. 6th lnternat.Topical Meeting an Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-6), Grenoble, F, October 5-8, 1993

V34333 TROMM, W.; ALSMEYER, H. 321104 Experiments for a core catcher concept based

an water addition from below. SMIRT 12 Post Conference Seminar 'Containment of Nuclear Reactors', Karlsruhe, August 23-24, 1993

V34334 GROENEVELD, D.C.; LEUNG, L.K.H.; 321105 KIRILLOV, P.L.; BOBKOV, V.P.; ERBACHER, F.J.;

ZEGGEL, W.

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An irnproved table look-up method for predicting the critical heat flux. 6th lnternat.Topical Meeting an Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-6), Grenoble, F, October 5-8, 1993

V34335 ERBACHER, F.J.; CHENG, X.; MAERTIN, U.; 321105 ZEGGEL, W.

Critical heat flux in clrcular tubes at high pressures and high mass fluxes. Internat. Warking Group Meeting an CHF Fundamentals, Braunschweig, March 3-4, 1993

V34463 KUCZERA, B.; ERBACHER, F.J.; SCHOLTYSSEK, W. 321105 lnvestigations an ex-vessel core melt cooling

in a future PWR contalnment. IAEA Technical Meeting an Thermohydraulic of Cooling Systems in Advanced Water-Cooled Reactors, Villigen, CH, May 25-27, 1993

IATF-Primärberichte 1993

210103P06A IATF 321301P03C IATF Casal, V. Marten, K.; Daubner, M. Ueberlegungen zur Abwaermenutzung aus Construction and calibration of a mass flow Verbrennungsanlagen fuer Hausmuell measuring device for the NEPTUN modal

310601P14A IATF 321301P03D IATF Buehler, L. Schnetgoeke, G.; Hain, K.; Hinz, A.; Leiling, W.; Diffusionskontrollierte in Pb-17Li Ohira, H.; Thomauske, K.

Experimente zur Nachwaermeabfuhr durch 310601P16B IATF Naturkonvektion (V1-V8) in NEPTUN bei

Molokov, S.; Buehler, L. stationaeren Bedingungen Liquid-meta! flow in a U-bend in a streng uniform magnetic field 321302P04A IATF

Carteciano, L.N. 321104P06A IATF Turbulent flows using the flutan computer code with

Miassoedov, A.; Foit, J.J. k-epsilon modal lnfluence of a change of the thermal conductivity of crusts on WECHSL results 321302P04B IATF

Carteciano, L.N. 321104P06B IATF Analysis of the K-epsilon-model implemented in

Folt, J.J.; Miassoedov, A. FLUT AN computer code by numerical simulations of Viscosity of complex oxidic melts in WECHSL a turbulent water flow

321301P03A IATF 321302P04C IATF Schmidt, P.; Boettger, F.; Marten, K.; Hoffmann, H. Ohira, H.; Weinberg, D.; Hoffmann, H. The transition from forced to natural circulation in a lnvestigations on decay heat removal by natural pool-type fast reactor modal • investigated with convection with NEPTUN under steady state various core-power distributions, conditions • a contribution to the similarity upper-core-structure permeabilities and considerations using tests V15·1 to V18 intermediate-heat-exchanger run-down Iimes

321302P05A IATF 321301P03B IATF Hoelle, C.

Marten, K.; Daubner, M. Erweiterung des k-epsilon Turbulenzmodells zur Construction and lest of a primary pump for the Simulation von Stroemungen mit Auftriebseinfluss NEPTUN-Model

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IATF-Primärberichte 1992

450102P13C IATF

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Karcher, C.; Lu, B.; Mueller, U. Untersuchungen zum Einfluss eines temperatur­und konzentrationsabhaengigen Soret-Koeffizienten auf das Einsetzen der Konvektion in einer binaeren Fluessigkeitsmischung

450102P13D IATF Nagel, J.; Guenther, C.; Mueller, U.; Karcher, C. Theoretische Untersuchungen der Naturkonvektion in zwei uebereinanderliegenden, horizontal geschichteten Fluessigkeitsschichten in einer Hele-Shaw-Zelle

IATF-Primärberichte 1991

030603P20A IATF Barleon, L.; Kreuzinger, H.; Mack, K.J.; Stieglitz, R.; Thomauske, K. Die Versuchseinrichtung MEKKA

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