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An advanced three-dimensional simulation system for safety analysis of gas cooled reactors
(2016) Lapins, Janis; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
The neutron transport programme TORT-TD that solves the neutron transport equation in discrete ordinates for stationary as well as transient problems is used for neutronics calculations. The transient solution of the neutron transport equation is performed by making use of a time-dependent neutron source, xenon/iodine dynamics are implemented as well. The programme ATTICA3D applies the porous medium approach for flow in packed beds according to Ergun. This approach uses a quasi-steady state formulation for the momentum equation while time dependent formulations are employed for mass conservation, and energy conservation for both, the solid and gaseous phase. For spatial discretisation of the conservation equations, the finite volume method is used. For material properties, gas densities, heat transfer etc. a set of constitutive equations completes the set of differential equations. Time integration in ATTICA3D is realised applying a modified Newton-Raphson method which linearizes and subsequently solves the set of equations. It can automatically adapt the time step width within user specified limits. Within this work, the mass and energy conservation equations are modified so that chemical reactions as consequence of water or air ingress can be simulated, i.e. mass sources for CO, CO2, H2 and sinks for H2O and O2 or heat sources and enthalpy transport. The heat generated by chemical reaction is either added to the solid or the gaseous phase. The corrosion rates were implemented according to experimental findings for fuel and reflector graphite. Steam or air might enter the primary circuit through a break in the steam generator or an opening of the primary circuit. Steam entering the core region will moderate neutrons, reduce the leakage and thereby increase power. The corrosion was validated for the NACOK experiment performed within the RAPHAEL project where temperature evolution under corrosion and total burn-off had to be simulated simultaneously. TORT-TD and ATTICA3D exchange data (power distributions or fuel and moderator temperature distribution, possibly hydrogen distribution) by means of a common interface that interpolates values that are exchanged on mutual computational grids by volumetric averaging. As verification for the proper operation of the interface, the steady state of the transient PBMR-400 benchmark was used. After obtaining a coupled steady state, the transient exercises are performed to test the proper working of the interface in time dependent cases. Here, the cold helium ingress, the total control rod withdrawal case and the total control rod ejection case were simulated and compared to results of other partakers of the benchmark. Also, the coupled system was validated for a full power temperature distribution experiment in the Chinese experimental reactor HTR-10 where good agreement could be reached with the measurements. The coupled HTR simulation system TORT-TD/ATTICA3D was then applied for single control rod ejection cases for both the PBMR-400 and the HTR-PM. These cases require a 180° model of the reactor. As preparatory works, the control rod cross sections were adjusted to yield the same reactivity increase as the grey curtain model for the PBMR and with MCNP5 for the HTR-PM. Since there are strong shielding effects by neighbouring rods, the power increase was moderate due to strong Doppler and moderator feedbacks. For the HTR-PM, coupled calculations for water ingress cases are simulated. This also tested the whole computational sequence, i.e. steam transport into the core by ATTICA3D, then transfer of hydrogen densities (from hydrogen or from steam) to TORT-TD via the interface, interpolation of the macroscopic cross sections which changes the power density, and the feedback to ATTICA3D. Additionally, an anticipated transient without scram is simulated where shutdown of the reactor is achieved by the temperature feedback effects. For both, the design basis accident and the anticipated transient without scram, the power increases - lacking experimental results - were compared to published results produced with the TINTE code and are, again, in good agreement.
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Analyse eines Druckwasserreaktors mit überkritischem Wasser als Kühlmittel
(2008) Vogt, Bastian; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Im Rahmen dieser Arbeit wird ein mit überkritischem Wasser gekühlter Druckwasserreaktor (SDWR) konzipiert und bezüglich seiner Wirtschaftlichkeit, Effizienz und technischen Machbarkeit untersucht. Der Schwerpunkt liegt dabei auf der Entwicklung der dazu notwendigen Auslegungs- und Analysemethoden. Im SDWR soll überkritisches Wasser bei einem Systemdruck von 25~MPa als Kühlmittel im Primärkreislauf Verwendung finden. Die Aufheizung im Reaktorkern erfolgt ausgehend von einer Eintrittstemperatur von 280~°C auf eine Kernaustrittstemperatur von 380~°C und liegt damit wesentlich höher als bei heutigen Druckwasserreaktoren (DWR). Wie in der Arbeit gezeigt wird, bewirkt die Verwendung von überkritischem Wasser mit den beschriebenen Parametern Vorteile bezüglich Effizienz und Wirtschaftlichkeit und zeigt aufgrund der besonderen Physik des Kühlmittels positive Sicherheitseigenschaften, da kritische Phänomene der Zweiphasenströmung (z.B. Siedekrise) ausgeschlossen sind. Im Gegenzug ergibt sich durch die hohe Aufheizung des Kühlmittels im Kern ein starker Dichteunterschied zwischen Ein- und Austritt des Kerns und motiviert so zur Verwendung eines komplizierten Brennelements mit getrennten Moderator- und Kühlmittelkanälen in Gegenströmung. Dieser Umstand verlangt nach einer neuen Kernauslegungsmethode, welche eine detaillierte Berücksichtigung der komplizierten Brennelementgeometrie ermöglicht und gleichzeitig die thermohydraulisch-neutronische Kopplung der Reaktorphysik berücksichtigt. Eine solche Methode wurde durch eine Verknüpfung des kommerziellen Neutronikprogramms MCNP5 mit einer modifizierten Version des Thermohydraulikprogramms STAFAS entwickelt und auf den SDWR-Reaktorkern angewendet. Dabei konnte neben Leistungs-, Massenstrom- und Temperaturverteilung auch das thermisch höchst belastete Brennelement ermittelt werden, welches in nachfolgenden Unterkanalanalysen genauer untersucht wurde. Der so genannte Unterkanalansatz, der dabei Anwendung findet, zeichnet sich durch eine wesentlich detaillierte räumliche Auflösung aus und erlaubt somit die Berechnung von lokalen, sicherheitsrelevanten Daten wie Kühlmittel-, Brennstoff- und Hüllrohrtemperaturen. Voraussetzung für die Unterkanalanalyse ist die Kenntnis der individuellen Leistungsverteilung der einzelnen Brennstäbe im heißesten Brennelement. Die dazu notwendige Interpolationsmethode zur Berechnung der lokalen Leistung aus der vergleichsweise groben Kernberechnung ist ebenfalls Gegenstand der Arbeit. Darüber hinaus benötigt die Unterkanalsimulation entsprechend des dabei gelösten Satzes von volumetrisch gemittelten Gleichungen verschiedene thermohydraulische Modelle. Aufgrund der speziellen Physik des überkritischen Wassers und der komplexen Brennelementgeometrie, existieren für diesen Strömungsfall keinerlei experimentell validierte Unterkanalmodelle, wie sie beispielsweise zur Berücksichtigung von Druckverlust, Querströmung und turbulenter Durchmischung verwendet werden müssen. Aus diesem Grund wurden im Rahmen der Arbeit fundierte dreidimensionale CFD-Untersuchungen (RANS / URANS) der Kühlmittelströmung im Stabbündel mit dem kommerziellen Programm Star-CD durchgeführt. Die CFD-Ergebnisse wurden zunächst anhand experimenteller Korrelationen validiert und anschließend für die Erstellung von neuen Modellen für die Unterkanalanalyse verwendet.
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Coolability of corium debris under severe accident conditions in light water reactors
(2013) Rahman, Saidur; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
The debris bed which may be formed in different stages of a severe accident will be hot and heated by decay heat from the radioactive fission products. In order to establish a steady state of long-term cooling, this hot debris needs to be quenched at first. If quenching by water ingression into the dry bed is not rapid enough then heat-up by decay heat in still dry regions may again yield melting. Thus, chances of coolability must be investigated considering quenching against heat-up due to decay heat, in the context of reactor safety research. As a basis of the present investigations, models for simulation of two phase flow through porous medium were already available in the MEWA code, being under development at IKE. The objective of this thesis is to apply the code in essential phases of severe accidents and to investigate the chances, options and measures for coolability. Further, within the tasks, improvements to remove weaknesses in modeling and implementation of extensions concerning missing parts are included. It was identified previously that classical models without explicit considering the interfacial friction, can predict dryout heat flux (DHF) well under top fed condition but under-predict DHF values under bottom flooding conditions. Tung & Dhir introduced an interfacial friction term in their model, but this model has deficits for smaller particles considered as relevant for reactor conditions. Therefore, some modification of Tung & Dhir model is proposed in the present work to extent it for smaller particles. A significant improvement with the new friction description (Modified Tung & Dhir, MTD) is obtained considering the aim of a unified description for both top and bottom flooding conditions and for broad bandwidth of bed conditions. Calculations for reactor conditions are carried out in order to explore whether or to which degree coolability can be concluded, how strong the trend to coolability is and where major limits occur. The general result from the various calculations in this work is that there exist significant cooling margins and strong trends to coolability which is achieved due to multidimensional cooling options, especially lateral and bottom ingression of water, established in the core region through an intact rod or bypass region, in the lower head through the wall and in the cavity due to the shape (heap) of the bed. These cooling options together with cooling effects of steam flow through a hot dry zone provide mechanisms to facilitate and support quenching processes. Limits also have been obtained, mainly with significant piling up of particles, cake parts with very low porosities and bed with very small particles. The initial temperature distribution inside the bed has a major influence on the coolability behavior of the bed, no matter if the bed is located in the lower head or in the flooded cavity. Previously, quenching calculations were only possible for given debris configurations starting from assumed initial temperatures. However, assuming the whole bed at a uniform initial temperature strongly misses the real process in which settling of partly solidified melt drops occurs simultaneously with water inflow and quenching. Therefore, in the frame of this work, the MEWA models have been extended i.e. coupled to jet breakup and mixing model (JEMI) to treat the combined process. This improved the capabilities of realistic analysis significantly and showed significant effects on cooling in the calculations. Another important step for the improvement of overall modeling of coolability is undertaken by introducing the porosity formation in liquid melt layers through the supply of water from the bottom (COMET concept) in the MEWA model. The related modeling is implemented for situations where liquid melt arrives un-fragmented at the cavity floor due to incomplete breakup of melt.
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Coolability of volumetrically heated particle beds
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2017) Rashid, Muhammad; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
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Design of a supercritical water-cooled reactor – pressure vessel and internals
(2008) Fischer, Kai; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) is a light water reactor with supercritical steam conditions which has been investigated within the 5th Framework Program of the European Commission. Due to the supercritical pressure of 25 MPa, water, used as moderator and as coolant, flows as a single phase through the core and can be directly fed to the turbine. Using the technology of coal fired power plants with supercritical steam conditions, the heat-up in the core is done in several steps to achieve the targeted high steam outlet temperature of 500 ◦C without exceeding available cladding material limits. Based on a first design of a fuel assembly cluster for a HPLWR with a single pass core, the surrounding internals and the reactor pressure vessel (RPV) are dimensioned for the first time, following the safety standards of the nuclear safety standards commission in Germany. Furthermore, this design is extended to the incorporation of core arrangements with two and three passes. The design of the internals and the RPV are verified using mechanical or, in the case of large thermal deformations, combined mechanical and thermal stress analyses. Additionally, a passive safety component for the feedwater inlet of the RPV of the HPLWR is designed. Its purpose is the reduction of the mass flow rate in case of a LOCA for a feedwater line break until further steps are executed. Starting with a simple vortex diode, several steps are executed to enhance the performance of the diode and adapt it to this application. Then, this first design is further optimized using combined 1D and 3D flow analyses. Parametric studies determine the performance and characteristic for changing mass flow rates for this backflow limiter.
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Direct numerical simulation of heat transfer to supercritical carbon dioxide in pipe flows
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2016) Chu, Xu; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
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Entwicklung eines CFD-Modells für Wasserabscheidung an einer gegengerichteten Wasser-Luft Schichtenströmung
(2014) Ben Hadj Ali, Amine; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Im Mittelpunkt dieser Arbeit steht die numerische Beschreibung der vor- herrschenden physikalischen Phänomene einer gegengerichteten Wasser-Luft- Schichtenströmung. Dabei sind die auftretenden Interkationen an der freien Oberfläche in vielen industriellen Anwendungen, vor allem in der Reaktorsicherheit von enormer Tragweite. Ausgehend von einer welligen freien Oberfläche, können Tropfen den Wasserfilm verlassen, wenn die Scherkräfte die stabilisierenden Oberflächenkräfte überwiegen. Diese Tropfen können in den Wasserfilm zurückkehren oder mit der Gasströmung weiter transportiert werden. Ein Phasenwechselwirkungsmodell für die Flüssigkeitsabscheidung in einer turbulenten Schichtenströmung von Luft und Wasser im Gegenstrom, wird für die Simulation der Phänomene im Primärkreislauf vorgestellt. Damit kann die Simulation von Wassermitriss bei Gegenströmung im Heißen oder Kalten Strang oder im Pumpenbogen dargestellt werden. Dieses Modell beruht auf einer dreidimensionalen Dreifluid-Formulierung der Schichtenströmung, in der eine Tropfenphase zusätzlich zu den kontinuierlichen Gas- und Flüssigkeitsphasen, durch die Erhaltungsgleichungen für Masse und Impuls beschrieben werden kann. Entrainment- und Absetzungsvorgänge der Tropfen werden anhand lokaler Strömungsgrößen mechanistisch erfasst und eine kritische Relativgeschwindigkeit für horizontale und gengeigte Wasserfilme hergeleitet. In der Dreifluid-Formulierung wird der ausgetauschte Impuls zwischen der kontinuierlichen Gas- und Flüssigkeitsphase, ausgehend von einem zuvor entwickelten Modell für die Impulsübertragung, und die Turbulenz in Schichtenströmungen mit welliger, turbulenter Oberfläche formuliert. Dabei wird die Neigung der freien Oberfläche herangezogen. Darüber hinaus wurde die Anzahl- dichte der Tropfen anhand einer Transportgleichung unter Berücksichtigung der Geburts- und Vernichtungsrate der Tropfen modelliert. Mit dem entwickelten Modell wurden erfolgreich theoretische Testfälle berechnet, in denen geeignete Modellparameter im Einklang mit den hochauflösenden Aufnahmen ermittelt worden sind. Das Dreifluid-Modell gibt die beobachteten Mechanismen der Entstehung und Absetzung der Flüssigkeitstropfen in den durchgeführten experimentellen Arbeiten am WENKA-Versuchstand wieder. Die Anwendung des Dreifluid-Modells an schießenden Strömungen ohne Tropfenabriss wurde überprüft und die berechneten Verläufe des Gasvolumenanteils, der Geschwindigkeiten und der turbulenten kinetischen Energie mit den experimentellen Daten verglichen. Die Skalierbarkeit des entwickelten Modells wurde anschließend durch den Vergleich mit der gewonnenen Flutkorrelation aus den UPTF-Experimenten überprüft.
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Entwicklung und Anwendung von Strömungsmessverfahren zur Untersuchung wandnaher Temperaturfelder
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2016) Kuschewski, Mario; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Im Rahmen der vorliegenden Arbeit wurde die nichtisotherme Vermischung zweier Fluidströme in einem T-Stück im Hinblick auf die Erfassung hochqualitativer Messdaten zur Validierung von strömungsmechanischen Simulationsmodellen untersucht. Dafür wurde die modular konzipierte Teststrecke der Fluid-Struktur-Interaktions-Versuchsanlage der Universität Stuttgart verwendet. Diese stellt definierte strömungsmechanische Randbedingung für das T-Stück sicher und ermöglicht den flexiblen Einbau eines Thermoelementmoduls sowie zweier Optikmodule stromaufwärts und stromabwärts des T-Stücks. Das Thermoelementmodul ist für die Vermessung des wandnahen Temperaturfeldes mittels Thermoelementen vorgesehen. An den Optikmodulen ist der Einsatz nichtinvasiver optischer Messtechnik realisierbar. Zur Vermessung der Einströmrandbedingungen des T-Stücks wurde die planare laseroptische Geschwindigkeitsmesstechnik (PIV) eingesetzt. Mit ihrer Hilfe konnten sowohl die Geschwindigkeitsprofile als auch die Geschwindigkeitsspektren der Strömungen in den Einlaufsträngen des T-Stücks dokumentiert werden. Der dabei auftretende Messfehler wurde unter Berücksichtigung der besonderen optischen Gegebenheiten der Optikmodule unter der Betriebsrandbedingungen der Versuchsanlage experimentell und analytisch bestimmt. Als zweiter Schritt der Charakterisierung der nichtisothermen Vermischung im T-Stück wurden Thermoelementmessungen durchgeführt und ausgewertet. Auf Basis der entsprechenden Messdaten konnten sieben Strömungsformen nachgewiesen werden, die anschließend in drei Strömungsformenkarten zusammengefasst wurden. Außerdem konnte gezeigt werden, dass die empirischen Gesetzmäßigkeiten, welche isotherme Vermischungsvorgänge beschreiben, ungeeignet für die Charakterisierung der nichtisothermen Vermischung sind. Darüber hinaus wurden signifikante Einflüsse der temperaturbedingten Auftriebskräfte sowohl auf die mittleren Temperaturen als auch auf die effektiven Temperaturschwankungen in der Mischungszone nachgewiesen. Die o.g. Größen wurden auf Basis einer Dimensionsanalyse in Abhängigkeit von den Systemrandbedingungen und den selektierten dimensionslosen Kennzahlen beschrieben. Hierbei konnten unter anderem die Einflüsse des Impulsstromverhältnisses und der Dichteunterschiede auf die Temperaturschwankungen im Fluid gezeigt werden. Um nichtinvasive Temperaturmessungen in der Mischungszone des T-Stücks zu ermöglichen, wurde das Nahwand-LED-induzierte-Fluoreszenz-Messverfahren (NWLED-IF-Messverfahren) entwickelt. Letzteres ist ein neues nichtinvasives Verfahren, das erstmals die zweidimensionale Erfassung von Strömungsstrukturen in einer millimeterdünnen wandparallelen Fluidschicht nichtisothermer Strömungen ermöglicht. Die Identifikation von Rhodamin B als ein geeigneter fluoreszierender Farbstoffs für das NWLED-IF-Verfahren bei den vorgegebenen Randbedingungen (Temperaturen bis zu 150 °C und Drücken bis zu 7,5 MPa) erfolgte anhand einer Reihe systematischer Untersuchungen. Der Einsatz des NWLED-IF-Messverfahrens lieferte detaillierte Informationen über das mittlere und das instationäre Temperaturfeld in der Mischungszone. Anhand der gewonnenen Messdaten wurde nachgewiesen, dass die Temperaturschwankungsamplituden in der Mischungszone im direkten Zusammenhang mit den lokalen Temperaturgradienten stehen. Überdies wurden in der wandnahen Zone langgestreckte nichtisotherme Strukturen identifiziert und deren Temperatur, Bewegungsrichtung und Geschwindigkeit für unterschiedliche Randbedingungen erfasst.
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Experimentelle Untersuchung der Tropfenabscheidung einer horizontalen, entgegengerichteten Wasser/Luft-Schichtenströmung
(2014) Gabriel, Stephan Gerhard; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Entgegengerichtete und geschichtete Zweiphasenströmungen aus einem Gas und einer Flüssigkeit treten in verschiedenen verfahrenstechnischen Anlagen und auch in Störfallszenarien von Leichtwasserreaktoren auf. Die Prognose dieser Strömungen stellt bis heute eine Herausforderung dar. Ein neuer Ansatz mit Hilfe von CFD-Methoden (Computer Fluid Dynamics) verspricht eine detailliertere Beschreibung der auftretenden Strömungsphänomene bei gleichzeitig verbesserter Skalierbarkeit. Zur Validierung der erforderlichen Turbulenz- und Phasenwechselwirkungsmodelle werden jedoch hoch aufgelöste experimentelle Daten dieser dreidimensionalen, instationären und turbulenten Strömungen benötigt. Das vorrangige Ziel der vorliegenden Arbeit ist es, die benötigten Messdaten für die Modellentwicklung und Validierung von CFD-Modellen entgegengerichteter Zweiphasenströmungen mit Tropfenablösung bereitzustellen. Die notwendigen Versuche wurden an der WENKA-Anlage des Karlsruher Instituts für Technologie1 (KIT) durchgeführt. Die Arbeit beinhaltet eine ausführliche Beschreibung der Anlage mit einem neuen Knickkanal und der Messtechnik sowie die Ergebnisse der Untersuchungen. Zur Charakterisierung des neuen Kanals wurde zunächst eine dimensionsbehaftete Strömungskarte erstellt und eine Hochgeschwindigkeitsstudie zur Phänomenologie durchgeführt. Die Geschwindigkeitsverteilung und die Geschwindigkeitsfluktuationen wurden mit Particle Image Velocimetry (PIV) gemessen. Bei den Messungen in der Flüssigphase wurde dabei auf fluoreszierende Tracerpartikel (FPIV) zurückgegriffen, um optische Effekte an den Phasengrenzflächen der Strömung auszublenden. Die Messungen in der Gasphase wurden mit konventionellem Aufbau durchgeführt. Für die Messung der Phasenverteilung konnte das neue optische Messverfahren OVM entwickelt und angewendet werden. Die Validierung dieses Messverfahrens geschah anhand simultaner Vergleichsmessungen mit einer Kontaktsonde. Für die Untersuchung der Tropfenmassenstromdichte konnte eine Nulldrucksonde entwickelt und verwendet werden. Die Funktionsfähigkeit der Sonde und die Einhaltung isokinetischer Strömungsbedingungen an der Messstelle konnten in einphasiger Strömung anhand von PIV-Messungen demonstriert werden. Die Untersuchungen umfassen sowohl schießende als auch fließende, teilweise sowie vollständig umgekehrte Strömungszustände. Die Zweiphasenströmung wurde bei 31 verschiedenen Volumenstromkombinationen Luft/Wasser und an vier unterschiedlichen Messpositionen eingehend untersucht. Bilddaten und Messergebnisse zeigen ein detailliertes Bild der ablaufenden Phänomene im Strömungskanal. Damit steht nun ein umfangreicher Datensatz für die Entwicklung und Validierung von CFD-Modellen zur Verfügung.
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Experimentelle Untersuchung und physikalische Beschreibung der Schichtenströmung in horizontalen Kanälen
(2007) Stäbler, Thomas Daniel; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Das Verständnis der Wechselwirkungen zwischen einem Flüssigkeitsfilm und einer turbulenten Gasströmung ist in vielen technischen Anwendungen von entscheidender Bedeutung. In dieser Arbeit wurden erstmalig die lokalen kinematischen und turbulenten, zeitlich gemittelten Strömungsgrößen in gegengerichteten Wasser-Luft-Schichtenströmungen mit und ohne Strömungsumkehr vermessen. Dabei kam das laseroptische Messverfahren der Particle Image Velocimetry zum Einsatz. Die flüssige Phase konnte durch Anwendung fluoreszierender Partikel in Kombination mit einem optischen Filter bis zur freien Oberfläche vermessen werden. Zusätzlich wurde die gasförmige Phase in Bereichen über dem Flüssigkeitsfilm mit konventionellen Partikeln unter Auswertung der Streulichtsignale vermessen. Die Verteilung des lokalen Gasvolumenanteils über der Kanalhöhe wurde mit einer eigens entwickelten Widerstandssonde experimentell bestimmt. Darüber hinaus wurden Wasserlieferungsraten und Druckverluste entlang des Strömungspfades über einen weiten Parameterbereich ermittelt. Die untersuchten Strömungen beinhalten fließende und schießende Strömungen. Sowohl die lokalen als auch die zusätzlich durchgeführten integralen Messungen liefern neue Erkenntnisse über einen sich einstellenden Hystereseeffekt nach Eintreten der Strömungsumkehr. Anhand der Erkenntnisse aus den experimentellen Daten wurde ein statistisches Modell hergeleitet und validiert. In der zugrunde liegenden Modellvorstellung wird die Flüssigkeit als eine Ansammlung von Partikeln angesehen, die untereinander wechselwirken. Die statistische Betrachtung der Wechselwirkungsvorgänge liefert eine Differentialgleichung zur Bestimmung des lokalen Gasvolumenanteils anhand der turbulenten kinetischen Energie der flüssigen Phase. Diese Differentialgleichung kann direkt zur numerischen Modellierung der Phasenwechselwirkungen verwendet werden. Die turbulenten Schwankungen des lokalen Gasvolumenanteils können mit einem zweiten, ebenfalls statistischen Ansatz repräsentiert werden. Für die statistische Beschreibung liegen Wahrscheinlichkeitsdichtefunktionen vor, die in dieser Arbeit durch empirisch ermittelte Parameter von Beta-Funktionen beschrieben werden. Als Ergebnis dieser Arbeit stehen der numerischen Berechnung horizontaler gegengerichteter Schichtenströmungen somit alle notwendigen Daten zur Modellentwicklung und Validierung zur Verfügung.
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Experimentelle Untersuchungen der Kühlbarkeit prototypischer Schüttungskonfigurationen unter dem Aspekt der Reaktorsicherheit
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2017) Leininger, Simon; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Im Fall eines schweren Störfalls in einem Leichtwasserreaktor kann eine anhaltende Kühlwasserunterversorgung des Reaktorkerns zu einer Überhitzung der Brennelemente und schlussendlich zu einer Zerstörung des Reaktorkerns führen. Unter diesen Bedingungen kann in verschiedenen Stadien des Störfalls eine Schüttung wärmefreisetzender Partikel unterschiedlicher Größe und Form durch Fragmentation des geschmolzenen Reaktorkerns entstehen. Die langfristige Kühlbarkeit solcher Schüttungen ist von entscheidender Bedeutung, um eine Beschädigung des Reaktordruckbehälters oder gar eine Freisetzung von Spaltprodukten an die Umwelt zu vermeiden. Um weitere Kenntnisse des thermohydraulischen Verhaltens solcher Schüttungen zu erlangen, wurden im Rahmen dieser Arbeit spezifische Experimente unter prototypischen Bedingungen an der bestehenden DEBRIS-Versuchsanlage durchgeführt. In stationären Siedeexperimenten wurden die Druckgradienten in Schüttungen sowohl für ein- als auch für mehrdimensionale Kühlwasserströmungsbedingungen gemessen und miteinander verglichen, um das Strömungsverhalten in der Schüttung zu beurteilen. Für diese unterschiedlichen Strömungsbedingungen wie auch für geschichtete Schüttungskonfigurationen wurden die maximal abführbaren Wärmestromdichten in den Dryout-Experimenten bestimmt. Beispielsweise wurde herausgefunden, dass eine axiale Schichtung der Permeabilität die Kühlbarkeit der Schüttung signifikant reduzieren kann. Erstmals wurde das Abkühlungsverhalten trockener, überhitzter Schüttungen bei erhöhtem Systemdruck bis zu 0,5 MPa untersucht. In diesen Experimenten wurde der Einfluss des Systemdrucks auf die Kühlbarkeit anhand der Quenchzeit (Zeitdauer zur Abkühlung der Schüttung auf Sättigungstemperatur) quantifiziert. Die untersuchten Schüttungen bestanden überwiegend aus nicht kugelförmigen Partikeln mit genau definierter Geometrie (Zylinder und Schrauben). Es wurde gezeigt, dass der Einfluss der Partikelgeometrie auf die Strömung in der Schüttung am besten berücksichtigt werden kann, wenn ein äquivalenter Partikeldurchmesser verwendet wird, der für monodisperse Schüttungen aus dem Produkt des Sauter-Durchmessers und eines Formfaktors und im Fall einer polydispersen Schüttung anhand des oberflächengemittelten Durchmessers berechnet wird. Begleitende exemplarische Modellrechnungen konnten die Anwendbarkeit des MEWA-Codes zur Beurteilung der Kühlbarkeit sowohl wassergesättigter als auch trockener Schüttungen bestätigen. Dennoch sollten die implementierten Reibungsmodelle verbessert werden, um die Druckgradienten von Zweiphasenströmungen in Schüttungen besser vorhersagen zu können.
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Modellentwicklung und numerische Analyse zweiphasig geschichteter horizontaler Strömungen
(2008) Wintterle, Thomas; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Im Mittelpunkt dieser Arbeit steht die numerische Analyse von gegengerichteten horizontalen Wasser-Luft Strömungen. Im Besonderen werden die fließende, schießende und teilweise umgekehrte Strömung betrachtet. Diese Strömungsformen decken einen weiten Bereich an unterschiedlichen Wasser- und Luftmassenströmen ab und treten unter anderem bei der Einspeisung in den heißen Strang, wie dies bei einem Kühlmittel-verluststörfall vorkommt, auf. Die verschiedenen Strömungsformen besitzen aufgrund der unterschiedlichen Geschwindigkeiten an der Phasengrenze unterschiedlich stark angefachte und teilweise turbulente Wellenstrukturen. Aus der statistischen Betrachtung der auftretenden Wellen ist eine Differentialgleichung, welche den lokalen Gasgehaltsanteil mit der turbulenten kinetischen Energie korreliert, bekannt. Diese wird zur Beschreibung des Impulsaustausches normal zur freien Oberfläche verwendet und kann als Diffusionskraft interpretiert werden, die mit der Auftriebskraft im Gleichgewicht steht. Die einzelnen Wellen werden als Ergebnis durch einen verschmierten (diffusiven) Zweiphasenbereich beschrieben. Der Impulsaustausch in horizontaler Richtung wird an der Phasengrenze durch die wirkende Schubspannung unter Verwendung des Phasenreibungsbeiwertes berechnet. Der Phasenreibungsbeiwert wird für Strömungen mit kleiner Wellenamplitude als konstant angenommen und leitet sich aus der Modellvorstellung für raue Wände ab. Anhand der Zwei-Fluid Gleichungen wird gezeigt, dass mit zunehmender Welligkeit die turbulente Schubspannung für den Impulsaustausch an der Phasengrenze verantwortlich ist und im Phasenreibungsbeiwert berücksichtigt werden muss. Der Impulsaustausch in horizontaler und vertikaler Richtung wird als Phasenwechselwirkungsmodell bezeichnet und basiert weiterhin auf lokalen Strömungsgrößen, wie z.B. der turbulenten kinetischen Energie. Durch Ableitung der zweiphasigen Transportgleichung für die turbulente kinetische Energie entstehen aufgrund der Phasengrenze neue Terme, deren Einfluss mit Hilfe der WENKA Experimente bestimmt werden. Zur Schließung des Phasenwechselwirkungsmodells wird das k-ε und k-ω Turbulenzmodell auf zweiphasige Strömung erweitert. Die numerische Simulation der beschriebenen Modelle liefert gute Ergebnisse für die lokalen Größen wie Geschwindigkeit und turbulente kinetische Energie, wie auch für die integralen Größen, wie z.B. den Druckverlust der Luftphase und der Rückflussrate des Wassers bei teilweise umgekehrten Strömungen. Die Einspeisung in den heißen Strang wird anhand der aus den Upper Plenum Test Facility (UPTF) Experimenten gewonnen Flutkorrelation untersucht.
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Modellierung des Strömungsverhaltens in einem HPLWR-Brennelement mit Drahtwendelabstandshaltern
(2008) Himmel, Steffen Roman; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Die vorliegende Arbeit hat die numerische Modellierung des Strömungsverhaltens in einem HPLWR-Brennelement mit Drahtwendelabstandshaltern zum Gegenstand. Bei dem HPLWR handelt es sich um eine thermische Variante eines Kernreaktors, wobei überkritisches, leichtes Wasser sowohl als Kühlmedium als auch zur Moderation der Neutronen verwendet wird. Aufgrund der geometrischen und thermohydraulischen Anforderungen werden Drahtwendeln als Abstandshalterkonzept eingesetzt, welche helixförmig um die Brennstäbe gewickelt sind. Somit unterscheiden sich die Brennelemente in ihren Eigenschaften erheblich von denen bestehender Druck- und Siedewasserreaktoren. Die Anwendung von etablierten Unterkanalprogrammen ist nicht vorbehaltlos möglich, da die zur Schließung der vereinfachten, eindimensionalen Erhaltungsgleichungen verwendeten Modelle nicht auf die vorliegende spezielle Brennelementgeometrie kalibriert sind. Dafür wären aufwändige und teure Experimente notwendig. Ferner sind diese Programme mit ihren sogenannten Schließungsgleichungen zum Teil nicht in der Lage, die komplexen Strömungsverhältnisse vollständig zu bestimmen. Als Alternative zum Stand der Technik wird im Rahmen dieser Arbeit eine innovative Methode zur numerischen Berechnung von Strömungen auf groben Rechengittern konsistent erarbeitet. Sie basiert auf den in kommerziellen Rechenprogrammen (hier: STAR-CD 3.26) gelösten, dreidimensionalen Erhaltungsgleichungen. Da ein räumlich ähnlich grober Diskretisierungsgrad wie bei Unterkanalprogrammen zur Verkürzung der Rechenzeiten Verwendung findet, müssen auch hier integrale, nicht aufgelöste Effekte innerhalb einer Rechengitterzelle in geeigneter Weise über zusätzlich eingeprägte Volumenkräfte berücksichtigt werden. Durch die Anwendung von detaillierten RANS-Simulationen zur Bestimmung der lokalen Strömungsverhältnisse im HPLWR-Brennelement ist die Auswertung der angesprochenen Kräfte numerisch exakt über die Evaluation der auf die Struktur wirkenden Oberflächenkräfte bzw. der Flusskräfte der Strömungsgrößen durch die Kontrollraumbegrenzungsflächen möglich. Die RANS-Methoden wurden mit einem Experiment für hexagonale Stabanordnungen validiert und mit einer LES für die gleiche Geometrie verifiziert. Um die Zusatzinformationen über einen weiten Anwendungsbereich und für beheizte Strömungen zur Verfügung zu stellen, wurden entsprechende Parameterstudien in den RANS-Simulationen vorgenommen und ausgewertet. Die Einsetzbarkeit der vorgestellten Methode wird anhand eines generischen Falles demonstriert.
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Numerical investigation of the flow and heat transfer within the core cooling channel of a supercritical water reactor
(2010) Zhu, Yu; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
The High Performance Light Water Reactor (HPLWR) has been investigated currently as one of the Generation IV nuclear reactor concepts. It has potential advantages of 44% thermal efficiency and a compact structure of the plant system. Due to supercritical conditions, a phase change does not occur during the heat-up process in the HPLWR core. Some components in current light water reactors are therefore not necessary. For instance, steam separators and dryers in boiling water reactor, steam generators, pressurizers and primary loop pumps in pressurized water reactor. For HPLWR, a special core layout has been designed in which water as the working fluid is guided three times upward and downward through the core and finally heats up to 500°C. Based on previous calculations, the fluid temperature at the outlet of the first upwards flow, the so-called 'evaporator', will be 390°C, i.e. 5°C higher above the pseudocritical temperature (Tpc) of 384.7°C at pressure of 25MPa. In the vicinity of this critical point, strong variations of water properties combined with a high heat flux can lead to a deteriorated heat transfer (DHT), which consequently causes a severe increase of the wall temperature. In general, the empirical heat transfer correlations are not capable of predicting the heat transfer which has strong property variations, especially in cases of deterioration. Hence, the primary aim of this study is to understand the heat transfer behaviour of the supercritical water and the mechanism of the deterioration by means of Computational Fluid Dynamics (CFD). In order to validate the numerical model, several experimental datasets have been chosen for comparison. The results indicated that the current numerical model is capable of not only predicting the normal and enhanced heat transfer, but also capturing the onset of heat transfer deterioration (HTD). Based on the validated model, a set of thermal hydraulic studies of a single Wire-Wrapped Rod (WWR) in a square channel have been performed on the geometries and working conditions relevant to the HPLWR design. The work aims at further understanding of the flow and heat transfer characteristics in the reactor core, which is strongly influenced by the wire spacer. The presence of the wire inside the fuel assembly results in a strong flow mixing and sweeping effects among sub-channels. Therefore it is difficult to accurately predict the complicated thermal hydraulic behaviour by any correlations. The results of the simulation indicated that the improved heat transfer affected by wire only occurs at a relative high heat flux (q/G > 1), which is consistent with the conclusion made by the experimentalist. In the end of this thesis, two form-factors are introduced into a basic heat transfer correlation. These two correction factors aim at taking the “geometry effect” and the “wire effect” into account and can be later used for safety analyses.
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Numerische Simulation von ein- und zweiphasigen Strömungen in komplexen Geometrien: Modellierung von Kondensationsprozessen und Quantifizierung der numerischen Unsicherheiten
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2018) Mansour, Abdennaceur; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
In dieser Arbeit werden CFD-Methoden angewendet, um ein- und zweiphasige Strömungsmechanismen, welche im Falle eines Störfalls in einem Druckwasserreaktor DWR auftreten, besser zu verstehen. Aufgrund der hohen geometrischen Komplexität der DWR-Konfiguration werden diese Strömungsmechanismen in einem ersten Schritt in der containment-ähnlichen Geometrie THAI+ simuliert. Da die Quantifizierung der numerischen Unsicherheiten in komplexen und großen multiskalen Geometrien eine zeit- und ressourcenaufwändige Aufgabe ist, wurden bis jetzt fast keine detaillierten Studien durchgeführt, um diese Fehlerart genau zu untersuchen. Deswegen werden in dieser Arbeit drei Methoden zur Abschätzung der numerischen Unsicherheiten in verschiedenen Gitterarten angewendet. Diese sind die Richardson-Extrapolationsmethode REM, die Methode der kleinsten Quadrate LSQ und die Blend-Faktor-Methode BFM, deren Grundidee in der vorliegenden Arbeit entwickelt wurde. Die Anwendbarkeit dieser drei Methoden auf das hochkomplexe Strömungsfeld in THAI+ wird unter Verwendung vier verschiedener Gitterarten getestet. Dabei werden die numerischen Unsicherheiten in Gittern mit unterschiedlichen Feinheitsstufen bis zu ca. 40 Millionen Elementen quantifiziert. Diese Untersuchungen haben gezeigt, dass die Gitter- und Strömungskomplexität einen großen Einfluss auf die Anwendbarkeit der drei Methoden haben und, dass die hexaedrischen Gitter im Allgemeinen die niedrigsten Unsicherheiten aufweisen. Die in diesen Studien gewonnenen Erkenntnisse und quantifizierten numerischen Unsicherheiten stellen einen ersten Schritt zur Festlegung von Qualitätsrichtlinien für THAI+ und Geometrien mit ähnlicher Komplexität dar. Das Skalierbarkeitsverhalten der CFD-Rechnungen wird auf verschiedenen Gitterarten und für unterschiedliche Feinheitsstufen untersucht. Dabei wurde festgestellt, dass die hexaedrischen Gitter das beste Skalierbarkeitsverhalten besitzen. Allerdings führten Rechnungen auf den hexaedrischen Gittern meistens zu den höchsten Rechenzeiten. Die Ergebnisse dieser Untersuchungen werden Richtlinien für die optimale Nutzung der Rechenressourcen in Abhängigkeit der Gitterart und -auflösung festlegen. Außerdem wird in dieser Arbeit ein Kondensationsmodell weiterentwickelt, welches in das CFD-Programm ANSYS CFX 16.1 implementiert wird. Das Modell basiert auf dem Zwei-Fluid Modell und stellt eine simultane Beschreibung von Wand- und Volumenkondensation dar. Zur Validierung des Modells dienen Messreihen aus der CONAN-Versuchsanlage. Dabei werden die numerischen Unsicherheiten quantifiziert und daran anschließend wird ein Vergleich der Simulationsergebnisse mit den Messdaten diskutiert. Im nächsten Schritt wird die Anwendbarkeit des Modells in der komplexeren dreidimensionalen THAI+-Geometrie getestet, indem Simulationsergebnisse mit den experimentellen Daten des Versuchs TH 27 verglichen werden. Das Skalierbarkeitsverhalten der zweiphasigen Simulation mit berücksichtigtem Modell wird auch untersucht. Das verwendete Gitter mit ca. 8,7 Millionen Elementen zeigte eine gute Skalierbarkeit. Die Anwendbarkeit des Modells wird anschließend in einem generischen DWR-Containment unter Verwendung eines vereinfachten LOCA-Störfallszenarios betrachtet. Nach Quantifizierung der numerischen Unsicherheiten auf Gittern bis zu 114,8 Millionen Elementen, werden dreidimensionale Transportvorgänge gezeigt. Eine Betrachtung der Skalierbarkeit der CFD-Simulation im DWR-Containment rundet die Arbeit ab.
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Reliability of decision-support systems for nuclear emergency management
(2013) Ionescu, Tudor B.; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Decision support systems for nuclear emergency management (DSNE) are currently used worldwide to assist decision makers in taking emergency response countermeasures in case of accidental releases of radioactive materials from nuclear facilities. The present work has been motivated by the fact that, up until now, DSNE systems have not been regarded as safetycritical software systems, such as embedded software currently being used in vehicles and aircraft. The core of any DSNE system is represented by the different simulation codes linked together to form the dispersion simulation workflow. These codes require input emission and meteorological data to produce forecasts of the atmospheric dispersion of radioactive pollutants and other substances. However, the reliability of the system not only depends on the trustworthiness of the measured (or generated) input data but also on the reliability of the simulation codes used. The main goal of this work is to improve the reliability of DSNE systems by adapting current state of the art methods from the domain of software reliability engineering to the case of atmospheric dispersion simulation codes. The current approach is based on the design by diversity principle for improving the reliability of codes and the trustworthiness of results as well as on a flexible fault-tolerant workflow scheduling algorithm for ensuring the maximum availability of the system. The author‘s contribution is represented by (i) an acceptance test for dispersion simulation results, (ii) an adjudication algorithm (voter) based on comparing taxonomies of dispersion simulation results, and (iii) a feedback-control based fault-tolerant workflow scheduling algorithm. These tools provide means for the continuous verification of dispersion simulation codes while tolerating timing faults caused by disturbances in the underlying computational environment and will thus help increase the reliability and trustworthiness of DSNE systems in missioncritical operation contexts. The effectiveness of the acceptance test and the voter has been assessed by applying them to the results of two test versions of the RODOS DSNE system used in several European countries. The workflow scheduling algorithm has been integrated into the new generation of the ABR-KFÜ DSNE system operated by the Ministry of Environment of the State of Baden-Württemberg.
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Simulation tropfenbeladener Strömungen im Sicherheitsbehälter eines Druckwasserreaktors
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2018) Kaltenbach, Christian; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Während eines Störfalls mit unkontrolliertem Kühlmittelaustritt (Wasser) durch ein Leck im Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors kommt es zur instantanen Verdampfung des Kühlmittels. Die Verdampfung des Kühlmittels geht mit einer Druck- und Temperaturerhöhung im gesamten Sicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage einher. Zusätzlich zum Kühlmittelaustritt kann radioaktives Kerninventar in Form von Partikeln aus dem Leck austreten, wenn Kernbauteile durch den Störfall beschädigt worden sind. Die Partikel können sich zusammen mit Wasserdampf im Anlagen- und Betriebsraum des Sicherheitsbehälters verteilen. Um die mechanische Belastung des Sicherheitsbehälters durch Druck und Temperatur zu reduzieren, werden im oberen Bereich des Behälters installierte Wasserspraysysteme verwendet, die während eines Störfalls aktiviert werden können. Die Spraysysteme injizieren kaltes Wasser und reduzieren durch Kondensation von Wasserdampf die thermische Belastung des Sicherheitsbehälters. Zudem kann durch das eingebrachte Spray der Anteil an Aerosolpartikeln in der Gasatmosphäre durch Auswaschung reduziert werden. Sprayanwendungen im Sicherheitsbehälter führen im Allgemeinen zu einer Homogenisierung der unterschiedlichen Gasbestandteile im eingeschlossenen Volumen. Um einen solchen Störfall numerisch simulieren zu können, stehen Simulationswerkzeuge in Form kommerzieller Computational Fluid Dynamics (CFD) Programme zur Verfügung. CFD basiert auf sogenannten ’first principles’, darunter versteht man die Beschreibung von Strömungsvorgängen mittels Erhaltungsgleichungen für die Masse, die Energie und den Impuls. Werden kommerzielle CFD Programme im Bereich der Reaktorsicherheitsforschung angewendet, müssen diese Programme um thermohydraulische Modellbeschreibungen ergänzt werden. In der vorliegenden Arbeit werden physikalische Modelle zur Simulation von Spraykühlung und Aerosolpartikelauswaschung im Sicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage beschrieben, die im Rahmen der Untersuchungen entwickelt wurden. Beide Modelle verwenden als Basis zur mathematischen Beschreibung ein Euler-Euler Zwei-Fluid Modell und werden über eine Benutzerschnittstelle in das kommerzielle CFD Programmpaket ANSYS CFX implementiert. Die Validierung erfolgt mit zwei geeigneten Experimenten (HD-31-SE und AW4), die im deutschen Modellsicherheitsbehälter THAI durchgeführt wurden. In den Validierungssimulationen werden verschiedene Tropfen- und Partikelgrößenverteilungen untersucht, um die Realität so nahe wie möglich abzubilden. Um die Anwendung der entwickelten Modelle auf einen realen Sicherheitsbehälter einer kerntechnischen Anlage zu untersuchen, wird eine CFD Simulation in einem generischen Druckwasserreaktor vom deutschen Typ KONVOI durchgeführt. Das generische Modell des KONVOI wird durch ein fiktives Spraysystem ergänzt und berücksichtigt die realen Abmaße des Sicherheitsbehälters mit Betriebs- und Anlagenraum. Es wird gezeigt, dass eine Kombination aus beiden Modellen technisch in ANSYS CFX möglich ist und die Anwendung in einem realen Sicherheitsbehälter plausible physikalische Ergebnisse liefert.
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Thermo-hydraulic analysis of wall bounded flows with supercritical carbon dioxide using direct numerical simulation
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2018) Pandey, Sandeep; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
The power cycle based on supercritical carbon dioxide technologies promises a higher thermal efficiency and a compact plant layout. However, heat transfer and hydraulic characteristics are peculiar in the near-critical region due to the sharp variation of thermophysical properties in a narrow temperature and pressure range. Therefore, this works presents the results of several direct numerical simulations (DNS) of turbulent wall-bounded flow at supercritical pressure. The spatially developing pipe flows are simulated with the low Mach number approximation to characterize the cooling process of supercritical carbon dioxide. The upward and downward flow of carbon dioxide in vertical orientation has been considered. Heat transfer deterioration followed by recovery is observed in the downward flow while enhancement occurs in the upward flow as compared to forced convection. During the heat transfer deterioration, sweep and ejection events are decreased greatly, triggering the reduction in turbulence. The recovery in turbulence is brought by the Q1 and Q3 (also known as outward and inward interaction) events, contrary to the conventional belief about turbulence generation. The turbulence anisotropy of the Reynolds stress tensor showed that the turbulence structure becomes rod-like during the deteriorated heat transfer regime in the downward flow and disc-like for the upward flow. In addition to low Mach number DNS, a framework for using fully-compressible discontinuous Galerkin spectral element method for DNS of supercritical carbon dioxide is presented. A turbulent channel flow is considered to demonstrate the ability of this framework and to observe the effects of Mach number in the supercritical fluid regime. The increase in the Mach number increases the turbulence in the flow for a given Reynolds number. Finally, a computationally light data-driven approach for heat transfer and hydraulic characteristics modeling of supercritical fluids is presented based on the deep neural network. This innovative approach has shown remarkable prediction capabilities.
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Turbulence flow mechanisms to cause high-cycle thermal fatigue near a horizontal T-junction
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2018) Zhou, Mi; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
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Ultraschnelle 3D-Röntgentomographie zur Untersuchung zweiphasiger Strömungen in porösen Medien
(2013) Stürzel, Thilo; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Es wurde ein ultraschnelles Röntgen-CT-System entwickelt, welches sowohl zwei-, als auch dreidimensionale Bildgebung auf Basis eines gescannten Elektronenstrahls ermöglicht. Dieser wird hierzu auf ein spezielles durchstrahlbares Röntgentarget fokussiert, um eine schnell bewegte Röntgenquelle nach dem Prinzip der Kegelstrahltomographie zu erzeugen. Die maximale Bildrate liegt bei 10 kHz bei zweidimensionaler Bildgebung, bzw. 1,25 kHz bei dreidimensionaler Bildgebung. In Phantomexperimenten konnte für die gewählte Bildrate von 250 Hz (3D) eine Ortsauflösung von 1,5 mm ermittelt werden. Da die Ortsauflösung von der Bildrate beeinflusst wird, kann diese in weiten Bereichen den Messanforderungen flexibel angepasst werden. Bessere Ortsauflösungen sind für kleinere Bildraten möglich. In Versuchen mit zweiphasig durchströmten monodispersen Kugelschüttungen wurden Geometrie- und Stabilitätskriterien angewendet, um die Strömungsformen Blasen-, Kolbenblasen- und Ringströmung zu detektieren. Hierbei wurde gezeigt, dass die ersten beiden Strömungsformen simultan auftreten, wobei der Gastransport überwiegend über Kolbenblasen erfolgt. Dies ist auf den isothermen Charakter der Luft-Wasser-Strömung im Schüttbett zurückzuführen. Anhand der gewählten Stabilitätskriterien konnte jedoch der Übergang zur stabilen Ringströmung klar eingegrenzt werden. Dabei war es möglich, die in der Literatur vermutete Abhängigkeit des Übergangs vom Partikeldurchmesser nachzuweisen.