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Advanced modelling of the high-temperature oxidation of zirconium in steam exploiting self-consistent thermodynamic data
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2020) Nigbur, Corbinian; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
In a loss-of-coolant accident, deteriorated cooling conditions facilitate the high-temperature oxidation of zirconium in steam. This exothermic reaction entails the acceleration of core degradation and causes the generation of hydrogen. Due to the significance of oxidation reaction modeling for accident progression, it is an essential part of severe accident simulation codes. However, due to high computation cost, integral codes commonly rely on simple parabolic rate laws as their oxidation models. These models are subject to assumptions such as isothermal conditions, semi-infinite media, and unlimited steam supply, which are infrequently met under accident conditions. Integral models, as considered here, relax these restrictive assumptions and have the potential to provide significant improvement, and they share the advantage of being relatively computationally inexpensive. Nonetheless, a satisfactory solution is yet to be found for their extension to cover zirconium oxidation with its various phase transitions and accompanying heat effects. The obstacles inhibiting further advances in oxidation reaction modeling using the integral approach are twofold. The first challenge arises from the high complexity of a thermodynamic system that can undergo phase transitions due to changes in both composition and temperature and that is complicated by chemical reactions, which cause a variety of heat effects. Therefore, a suitable numerical model must be both physically precise regarding the heat and mass transport mechanisms and must incorporate detailed thermodynamic data. The second challenge consists in the lack of experimental data providing insight into the oxidation reaction, especially under transient conditions, which, however, is much needed for the validation of new modeling approaches. In this light, this thesis presents the development of a fast-running advanced integral model and its novel coupling to a lookup table that comprises physically self-consistent thermodynamic data. It addresses the challenge of missing experimental data, which is suitable for its validation, using model tests in comparison to a spatially discretized model, which has also been developed in this thesis for this very purpose. Furthermore, this work draws comparisons with models proposed in the literature and models that are implemented in severe accident analysis codes today. It demonstrates the capabilities of the advanced integral model to describe complex heat effects and phase changes, which surpass the abilities of state-of-the-art modeling approaches. In terms of structure, this thesis can be divided into three parts. The first part is dedicated to a detailed physical description of the oxidation reaction and an investigation of the state of the art regarding its mathematical modeling in today's severe accident analysis codes. On that basis, limitations of existing modeling approaches are identified and requirements are defined that an advanced model must satisfy. In the second part, a description is given of the development of the thermodynamic lookup table, a material and transport property library, the advanced integral model, and the spatially discretized model. Following this, the third part presents a series of model tests, starting with verification measures, continuing with comparisons to models from the literature and the model used in ATHLET-CD, and finally addressing a test case, whose complexity regarding the occurring phase changes exceeds the range of applicability of today's modeling approaches. The result of this systematic development is an advanced integral model that captures both chemically- and thermally-induced phase transitions, and which describes heat sinks and sources with precise thermodynamic data. Hence, it overcomes the limitations of the commonly used parabolic rate approaches and surpasses the capabilities of existing integral models. Thus, in a single model, it achieves the urgently required capability of following the oxidation reaction through different phases of core degradation, starting from the classic oxidation of cladding tube surfaces, through the phases of steam starvation, over the melting and chemical dissolution processes, and ending with the solidification and oxidation of crusts. Consequently, the advanced integral model's improved prediction of heat and hydrogen generation has the potential to reduce the uncertainty associated with today's severe accident analysis codes.
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Analytical investigations on a core catcher concept for ex-vessel melt retention by water injection through porous concrete from below
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2022) Yılmaz, Özlem; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
The aim of this work is to investigate important aspects of ex-vessel molten corium cooling by bottom flooding through a porous concrete core catcher. These are the transport of cooling water through the porous concrete to the melt and the fragmenta-tion and porosity formation in the melt due to the interaction with cooling water/steam. Firstly, this work investigates the hydraulic parameters of the porous concrete core catcher. Cooling water flow simulations are performed by means of the code COCOMO3D for the passive distribution of the cooling water into the melt layer from below with sufficient flow rates over the large reactor cavity. These investigations show that the permeability values of two different layers of the porous concrete and their relation to one another have a significant effect on the rising superficial velocity of the cooling water and on the required pressure head for the coolant supply. A methodology is developed in this work in order to optimize the core catcher for hydraulic properties, which can be applied to various boundary conditions. Based on this methodology, for the inlet configuration that provides the cooling water around to the core catcher over the whole perimeter, various concrete pairings can be chosen to provide sufficient cooling water into the molten corium uniformly, with a feasible pressure head. Due to the restrictions on the design for back fitting, in these cases the water supply can be provided to the core catcher only from a very small inlet connection. Thus, very high velocities of cooling water are expected around the inlet region, and the linear friction laws are not adequate anymore. To gather the needed data for improving the modelling a dedicated experiment set-up is built within the framework of this work, and the relation between pressure and superficial velocity of water for porous concrete samples from CometPC core catcher, which are provided by KIT, is measured. The falling head method is used which enables the measurements for a wide range of pressure values. The non-linear friction law with the values for permeability and passability obtained from the measurements is then implemented into COCOMO3D. The simula-tions are performed for restricted water inlet case with the quadratic friction law for porous concretes. These simulations show that back fitting of the porous concrete core catcher device with limited water inlet configuration can raise many challenges. Increasing the area of the water inlet and providing the water uniformly from the perimeter of the porous core catcher device is the more feasible approach for the reactor application. Finally, the fragmentation and porosity formation phenomenon caused by bottom flooding is modelled in this work. The initial molten corium-steam interaction is assumed as the decisive phenomenon having a lasting effect on the fragmentation. Therefore, the fragmentation is modelled as a void fraction modeling of the two-phase flow of molten corium and steam in thermal equilibrium. In order to simulate this two-phase flow a new model for the interfacial friction force for molten corium-steam two-phase flow has been necessary. A new Bubbly-Channel two-phase flow interfacial friction force model is developed in this work in order to model the porosity formation during corium cooling by bottom flooding. With a stand-alone simulation program, this new model is validated against the COMET and CometPC experiments with varying boundary conditions and material properties. The results show very good agreement with the final porosity range achieved in the experiments. The new interfacial friction model and the material properties of liquid corium are implemented into COCOMO3D code. The COCOMO3D simulations of twophase flow of molten corium and steam are performed for CometPC plus experiment data. The flow pattern of steam and melt during these simulations shows good replication of the post-test morphology of solidified porous thermite from the experiments as well as the dispersion and ejection that happened during the experiment. Two further cases are simulated for the reactor case, which show that the partial ablation of the sacrificial concrete between core catcher and molten corium has an effect on the coolant distribution in the compact melt layer. These investigations show that being able to simulate molten corium as a moving liquid, due to the new model, provides more realistic modelling of coolant ingression into the compact melt layer via bottom flooding and the space that coolant actually occupies, hence the fragmentation phenomenon. The two-phase flow modelling of molten corium and steam presented in this work can be extended further in the future to three-phase flow of molten corium-steam-water with evaporation phenomenon in order to model the entire cooling and solidification process by bottom cooling.
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Debris bed formation in degraded cores of light water reactors
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2019) Hilali, Wael; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
In the aftermath of the Fukushima Dai-Ichi nuclear accident, the issue of corium coolability has received considerable attention in the severe accident research. One of the accident mitigation strategies for the ex-vessel debris cooling is the employment of deep pool water in the cavity below the Reactor Pressure Vessel (RPV). During a hypothetical Severe Accident (SA) in Light Water Reactors (LWR), degraded core materials released from the RPV after its failure will be fragmented and quenched by contact with water. The solidified particles will settle on the bottom forming a porous bed. However, this strategy succeeds only if the residual decay heat is sufficiently removed and the bed is thermally stabilized and will not re-melt again damaging the containment integrity. One of the main factors determining the ability of decay heat removal and long-term coolability of debris bed is its geometrical configuration. A flatter and broader bed can be easier cooled than a higher bed with the same mass of debris. For this purpose, the present work focuses on the development of a two-dimensional continuum model describing the formation process of the debris bed resulting from the deposition of the settling particles and their relocation along the surface of the heap. The mathematical model is based on a hyperbolic system of partial differential equations determining the overall bed height, the distribution of the flowing particles layer depth and the depth-averaged velocity component tangential to the sliding layer. Because of the hyperbolicity of the system, a successful implementation of a solver is challenging, notably when large gradients of the physical variables appear, e.g., for a moving front in the flowing layer or possibly formed shock waves during the deposition. In this thesis, several numerical methods are applied to solve the system and compared. The implemented Roe-solver has provided promising results, which are verified with analytical solutions in the steady state. The spatial convergence is also reported and quantified with the use of the Grid Convergence Index (GCI). A sensitivity analysis is subsequently performed to study the influence of the uncertainties in the input parameters on the bed geometry. A dedicated test facility, named BeForE, is designed and built in the framework of this study, with the aim of providing the necessary experimental data for the model validation. A series of tests were conducted using different shaped and multi-size mixtures of particles. It could be evinced, that in addition to the modeled particles sliding the smaller particles (< 3 mm) are subject to the influence of a suspension and convection flows, which are affecting the final bed shape. The comparison between the numerical and the experimental results has shown a very good agreement, notably for the cases where the two last-mentioned phenomena are less present. Moreover, the test facility could also be used to gain an insight into the influence of steam production on the particulate bed spreading. The decay-heat-induced coolant boiling and the resulting two-phase flow serve as a source of mechanical disturbance, which might lead ultimately to leveling of the debris bed (a.k.a. self-leveling). A series of experiments were then conducted by discharging solid particles in the two-dimensional viewing vessel of the facility, while air bubbles simulating the steam production are injected simultaneously from the bottom. Depending on the quantity of the settled particles on the top of each section of the vessel, air flow rate is so monitored and adjusted in time to simulate the corresponding amount of steam produced by the similar quantity of hot debris. This study shows that, in most of the cases, the two-phase flow inside the vessel alters the sedimentation process resulting in a broader and flatter bed than under quiescent conditions. However, it was observed that in the case of customarily formed concave beds in the quiescent conditions, the presence of the gas flow can change the mound shape to a convex type with a higher bed height, at least in the beginning. It was also shown that, for high gas flow rates, the convective flows induced by the bubble plumes inside the bed would contribute to the diminishment of self-leveling effect and a slower particles redistribution. Lastly, it was mathematically described how the steam production could reduce the characteristic angles of repose of a debris bed, putting forth a physical explanation of the self-leveling phenomenon. With the coupling of the developed continuum model with a model simulating the two-phase flow within the bed, a full numerical simulation of the avalanche-like particles motion during the self-leveling process could also be successfully provided. This allows a more accurate simulation of the bed formation process under the influence of steam production, which is of particular importance for the bed coolability and a decisive requirement for the nuclear accident progression and termination.
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Development and validation of models for simulation of supercritical carbon dioxide Brayton cycles and application to self-propelling heat removal systems in boiling water reactors
(2015) Venker, Jeanne; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
The objective of the current work was to develop a model that is able to describe the transient behavior of supercritical carbon dioxide (sCO2) Brayton cycles, to be applied to self-propelling residual heat removal systems in boiling water reactors. The developed model has been implemented into the thermohydraulic system code ATHLET. By means of this improved ATHLET version, novel residual heat removal systems, which are based on closed sCO2 Brayton cycles, can be assessed as a retrofit measure for present light water reactors. Transient simulations are hereby of great importance. The heat removal system has to be modeled explicitly to account for the interaction between the system and the behavior of the plant during different accident conditions. As a first step, transport and thermodynamic fluid properties of supercritical carbon dioxide have been implemented in ATHLET to allow for the simulation of the new working fluid. Additionally, a heat transfer correlation has been selected to represent the specific heat transfer of supercritical carbon dioxide. For the calculation of pressure losses due to wall friction, an approach for turbulent single phase flow has been adopted that is already implemented in ATHLET. In a second step, a component model for radial compressors has been implemented in the system code. Furthermore, the available model for axial turbines has been adapted to simulate the transient behavior of radial turbines. All extensions have been validated against experimental data. In order to simulate the interaction between the self-propelling heat removal system and a generic boiling water reactor, the components of the sCO2 Brayton cycle have been dimensioned with first principles. An available input deck of a generic BWR has then been extended by the residual heat removal system. The modeled application has shown that the extended version of ATHLET is suitable to simulate sCO2 Brayton cycles and to evaluate the introduced heat removal system. A first analysis of the system revealed the ability to remove the decay heat over more than 72 hours, even for combined station blackout and loss of ultimate heat sink scenarios. In addition, the simulations exposed an interaction between the retrofitted and already existing systems. Parameters, which influence the operation of the self-propelling heat removal system, have been identified and summarized in set of prerequisites. The simulations indicate the potential of the system to serve as a diverse heat removal system for existing boiling water reactors.
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Einfluss mehrdimensionaler Effekte auf die Kühlbarkeit von Partikelschüttungen bei schweren Störfällen in Leichtwasserreaktoren
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2020) Hartmann, Ana Kate Cecilia; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Für das weitere Fortschreiten oder Beenden eines schweren Störfalls ist die Kühlbarkeit der Partikelschüttung von größter Bedeutung. Ist die Kühlbarkeit des Schüttbetts durch Wassereinspeisung in den Reaktordruckbehälter (oder später in den Sicherheitsbehälter) erreicht, kann die Kernschmelze gestoppt oder zumindest ihre Folgen abgeschwächt werden. Die Beurteilung der Vor- und Nachteile solcher Maßnahmen erfordert ausreichende Kenntnisse der dreidimensionalen thermohydraulischen Effekte. Dies stellt eine Herausforderung für die Weiterentwicklung schwerer Unfallcodes dar. Die Unfälle in TMI-2 und Fukushima Dai-ichi haben gezeigt, wie wichtig die Entwicklung geeigneter Computercodes und -modelle ist, um eine realistischere Darstellung der Phänomene bei einem schweren Störfall zu erhalten. Diese Simulationen könnten Antworten geben, wie solche Ereignisse bewältigt werden können und ein stabil kühlbarer Zustand erreicht werden kann. Unter Berücksichtigung der Ergebnisse der Untersuchungen des TMI-2-Unfalls ist zu erwarten, dass das Schüttbett, welches sich während des Verlaufs eines schweren Störfalls bilden kann, inhomogen und dreidimensional ist. Für realistische Simulationen ist es wichtig, reale Konfigurationen zu berücksichtigen: z. B. Regionen innerhalb des Schüttbetts mit niedrigerer oder höherer Porosität, Regionen mit größeren oder kleineren Partikeln, ähnlich der Endzustandskonfiguration des TMI-2-Unfalls. Der Schwerpunkt der vorliegenden Arbeit ist die Entwicklung der dreidimensionalen Version des MEWA-Codes für die Untersuchung der Kühlbarkeit von Schüttbetten und deren mehrdimensionaler Effekte. Der Code wurde entwickelt für die Beschreibung des Verhaltens von Kernmaterial während der späten Phase schwerer Störfälle in Leichtwasserreaktoren. Die Erweiterung des zweidimensionalen MEWA-Codes (MEWA 2D) auf 3D (MEWA 3D) umfasst die Erweiterung des physikalischen Modells (Einführung der dritten Dimension in den Erhaltungsgleichungen) sowie die Einführung eines unstrukturierten, nicht orthogonalen Gitters. Ebenfalls wurden die Datenstrukturen von zweidimensionalen Feldern (strukturiert) auf Listen (unstrukturiert) umgestellt. MEWA 3D wurde verifiziert und anhand mehrerer Experimente mit unterschiedlichen Konfigurationen und Randbedingungen validiert. Im Rahmen der Validierung konnte zum ersten Mal die Kühlbarkeit einer dreidimensionalen Konfiguration erfolgreich durchgeführt werden. Die Ergebnisse zeigen, dass MEWA 3D die Trends hinsichtlich des Einflusses multidimensionaler Effekte reproduzieren kann. Die gute Übereinstimmung mit den Experimenten bestätigt, dass MEWA 3D auch für Analysen unter schweren Reaktorunfallbedingungen geeignet ist. Abschließend wurde das dreidimensionale inhomogene Schüttbett von TMI-2 mit MEWA 3D zum ersten Mal simuliert. Ein Vergleich der Simulationen mit den Analysen des TMI-2-Schüttbetts zeigt eine durchweg gute Übereinstimmung.
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Entwicklung eines gekoppelten Neutronik-Thermohydraulik-Codes zur Untersuchung von Störfällen in schnellen Natrium gekühlten Reaktoren
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2017) Guilliard, Nicole; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Ziel dieser Arbeit besteht in der Entwicklung eines Code-Systems zur Analyse transienter Störfälle in schnellen Natrium gekühlten Reaktoren (SFRs). Bei SFRs handelt es sich um ein Konzept, das gegenüber Leichtwasserreaktoren (LWRs) wesentliche Vorteile bietet. Aufgrund der exzellenten Brennstoffausnutzung, der Möglichkeit langlebigen, radioaktiven Abfall zu reduzieren und der Notwendigkeit schneller Reaktoren zur Umsetzung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs, erweist sich die Technik als besonders geeignet, den von Experten definierten Anforderung an künftige Reaktoren bezüglich Sicherheit, Nachhaltigkeit und Wirtschaftlichkeit gerecht zu werden. Die Umsetzung erfordert ein Kerndesign, bei dem der Kern während des Betriebs nicht in der Konfiguration mit der höchsten Reaktivität vorliegt. Während bei LWRs ein Kühlmittelverlust zum nuklearen Abschalten des Reaktors führt, führt ein solcher Störfall in einem SFR aufgrund fehlender parasitärer Neutronenabsorption und verminderter Neutronenbremsung zu einem Anstieg der Reaktivität. Diese neutronenphysikalischen Besonderheiten erfordern bei Analysen zum transienten Verhalten von SFRs daher eine kollektive Betrachtung von thermohydraulischem und neutronischem Verhalten zur korrekten Beschreibung der Entwicklung des Gesamtsystems während der Transienten. Zur Entwicklung eines Codesystems, das die Abhängigkeiten von Neutronik und Thermohydraulik erfassen kann, wird auf zwei bestehende Codes zurückgegriffen. Als Thermohydraulikmodul dient der Code ASTEC-Na (GRS,IRSN), der in einem internationalen Projekt speziell als SFR-Analysetool entwickelt wurde. Mit Validierungsrechnungen zu den CABRI-Versuchen wird die Eignung des Tools zur Beschreibung von Natrium gekühlten Systemen bestätigt. Zwar enthält ASTEC-Na ein Neutronik-Modul, das jedoch auf einem Punktkinetikmodell basiert. Damit können lokale Flussänderungen sowie Verschiebungen des Neutronenspektrums nicht erfasst werden. Um eine detaillierte Beschreibung der Neutronik und der Rückwirkungseffekte zu ermöglichen, wird der Diffusionscode DYN3D (HZDR) mit ASTEC-Na gekoppelt. Die Verwendung eines nodalen Diffusionscodes bedarf der Erstellung einer problemspezifischen Querschnittsdatenbasis. Neben einer geeigneten Gruppenstruktur muss die Datenbasis alle möglichen Systemzustände während der Transienten erfassen können. Der Monte Carlo Code SERPENT2 (VTT) hat standardmäßig Routinen implementiert, womit Querschnittsdaten in beliebiger Gruppenstruktur erstellt werden können. Das gekoppelte Code-System wird auf einen generischen SFR-Kern (OECD/NEA Benchmark) angewendet. Zu diesem Zweck wurde mit SERPENT2 eine Querschnittsdatenbasis in 35 Gruppen mit Variationen der Brennstofftemperatur, der Brennstoffdichte sowie der Kühlmitteldichte erzeugt. Diese Daten werden DYN3D als Input bereitgestellt. Durch Vergleich der Ergebnisse stationärer Rechnungen mit DYN3D und Monte Carlo Simulationen mit SERPENT2 und MCNP6 (LANL) wird die Eignung der Querschnitte und des erstellten DYN3D Modells verifiziert. Die Absteuerung der gekoppelten Rechnungen erfolgt über DYN3D und ist über Modifikationen am Quellcode eingebaut. ASTEC-Na wird in jedem Zeitschritt mittels „Restart“ aufgerufen. Restriktionen bezüglich des Quellcodes von ASTEC-Na machen eine interne Kopplung nicht möglich. Zusätzlich wurden Module entwickelt, die den Datenaustausch zwischen den beiden Codes organisieren. Zur Demonstration der Berechnung gekoppelter, transienter Analysen für SFRs werden zwei transiente Störfälle berechnet (OECD/NEA Benchmark): ein unkontrollierter Kühlmitteldurchsatz-Störfall, bei dem der Durchsatz exponentiell auf 10% des nominellen Durchflusses zurückgeht, sowie eine unkontrollierte Reaktivitätszufuhr mit einem externen Reaktivitätseintrag von 1,8$. Eine detaillierte Analyse über die Entwicklung der einzelnen Parameter zeigt, dass die gekoppelte Code-Version plausible Ergebnisse liefert und eine Vorhersage des Störfallablaufs ermöglicht.
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Experimental investigation on heat transfer and pressure drop of supercritical carbon dioxide cooling in small diameter tubes
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2022) Wahl, Andreas; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Kraftwerkskreisläufe mit überkritischem Kohlendioxid (sCO2) als Arbeitsmittel haben hohes Potenzial in Hinsicht von Effizienz- und Flexibilitätssteigerungen im Vergleich zu konventionell wasserdampfbetriebenen Kraftwerken. Das kompaktere Anlagenlayout reduziert den Materialeinsatz, was wiederum zu niedrigeren Investitionskosten führt. Bei der Wärmeabfuhr nahe dem kritischen Druck durchlaufen die thermophysikalischen Stoffeigenschaften abrupte Änderungen. Daher variieren die Wärmeübertragung und die hydraulischen Eigenschaften innerhalb eines engen Temperaturbereichs stark. Die vorliegende Arbeit untersucht die Wärmeübertragung und den Druckverlust von sCO2 in Rohrströmungen mit kleinem Durchmesser, um eine Designempfehlungen für neuartige Konzepte kompakter Wärmeübertrager zu liefern. Der Einsatz kompakter Wärmeübertrager hat das Potential die Effizienz, Lastwechselgeschwindigkeit und Zuverlässigkeit eines Kraftwerkskreislauf unter hohem CO2-Druck und kleiner Differenztemperatur zu verbessern. Es wurden zwei Teststrecken in Form eines Doppelrohrwärmeübertrager konzipiert und aufgebaut. Die sCO2-Rohrströmung, mit jeweils 2 mm und 3 mm Innendurchmesser, wird durch das Kühlmedium im Ringspalt abgekühlt. Temperaturmessungen in der Wandung des Innenrohres ermöglichen die quantitative Bewertung des Wärme-übertragungskoeffizienten der sCO2 Strömung. Die Arbeit wurde thematisch in vier Kaptitel unterteilt. In jedem Abschnitt wird eine Messkampagne vorgestellt und die Ergebnisse mit entsprechenden Literaturdaten verglichen. Mit dem 2 mm-Versuchsrohr wurde die turbulente Wärmeübertragung untersucht. Unter weitreichender Variation der Betriebsbedingungen von sCO2 (Druck, Temperatur, Massenfluss) und Kühlmedium (Volumenstrom, Temperatur) wurde der Einfluss auf den Wärmeübertragungskoeffizient untersucht. Die signifikanten Einflüsse aller Parametern wurden aufgezeigt und eine neue Nusselt-Wärmeübertragungs-gleichung wurde entwickelt. Die Wärmeübertragung in vertikaler Strömungsausrichtung wurde mit beiden Versuchsrohren untersucht. Eine deutliche Verschlechterung der Wärmeübertragung in der Abwärtsströmung wurde festgestellt, welche durch Beschleunigungs- und Auftriebseffekte verursacht wird. In den horizontalen Versuchsreihen mit dem 3 mm Rohr wurden Messungen doppelt durchgeführt mit jeweils Temperaturmessungen oben und unten in der Rohrwandung. Bei Variation von CO2-Massenfluss und CO2-Temperatur wurde eine Temperaturschichtung festgestellt. Mit beiden Versuchrohren wurde der Druckverlust untersucht. Mit jeweils einer isothermen Versuchskampagne wurden eine Gleichung für den Reibungs-koeffizienten validiert. Basierend darauf wurde die Vorhersagbarkeit des Druckverlustes beim Kühlen untersucht. Die Berechnung der Druckverluste mit den Stoffeigenschaften bei Kernströmungstemperatur zeigten die beste Übereinstimmung mit den experimentellen Messungen.
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Experimental investigation on the heat transfer between condensing steam and supercritical CO2 in compact heat exchangers
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2020) Strätz, Marcel; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
In the frame of the sCO2-HeRo project, a self-launching, self-propelling and self-sustaining decay heat removal system with supercritical CO2 as working fluid is developed. This system can be attached to existing nuclear power plants and should reliably transfer the decay heat to an ultimate heat sink, in case of a combined station black-out and loss-of-the-ultimate-heat-sink accident scenario. Thereby the nuclear core is sufficiently cooled, which leads to safe conditions. To demonstrate the feasibility of such a system and to gain experimental experience, a small-scale sCO2-HeRo system is designed, built and installed into the pressurized water reactor glass model at GfS, Essen. The obtained experimental results are used to validate correlations and models for pressure drop and heat transfer, which are implemented in the German thermal-hydraulic code ATHLET. In consideration of the validated models and correlations, new ATHLET simulations of the sCO2-HeRo system attached to a NPP are performed and the results are analyzed. After the motivation, the state of the art is summarized, including an outline of the simulation work with the ATHLET code, a summary of sCO2 test facilities and a description of currently performed experimental heat transfer investigations in heat exchangers with sCO2 as working fluid. The main objectives of the work are derived from there. The chapter "sCO2-HeRo" starts with a description of the pressurized water reactor glass model. Afterwards, the basic sCO2-HeRo system is explained before a detailed description of the sCO2-HeRo system for the PWR glass model and for the reactor application is presented. Afterwards, cycle calculations are performed for both systems to determine the design point parameters in consideration of boundary conditions, restrictions and assumptions with respect to maximum generator excess electricity. In the following chapter, the test facility for the investigations on the heat transfer capability between condensing steam and sCO2 is described. It consists of the sCO2 SCARLETT loop, a high-pressure steam cycle and a low-pressure steam cycle.The installed measurement devices, measurement uncertainties and calculated error propagations are explained as well. After a fundamental classification of heat exchangers, the 7 heat exchanger test configurations are summarized before the diffusion bonding technique, the used plate material, the mechanical design, the plate design and the manufacturing steps of the heat exchanger test plates are described. In the chapter "Results", the measurement points are described and an overview of the performed measurement configurations is given before a summary of all measurement results is presented. After that, experimental results of the sCO2 pressure drop for unheated flows as well as for heated flows are depicted and explained, followed by the analysis of the experimental heat transfer results. The chapter "CHX for the PWR glass model" starts with a summary of the boundary conditions and measurement results with regard to the design of the heat exchanger for the sCO2-HeRo system of the glass model. Subsequently, the plate design is presented and manufacturing steps of the heat exchanger are described by means of pictures. The chapter "ATHLET simulations" starts with an introduction before the development of performance maps, models and the validation of correlations based on experimental results as well as CFD simulation results are described. In the following, these models and performance maps are transferred to a sCO2-HeRo system that can be attached to a nuclear power plant. Finally, further cycle simulations are carried out and the simulation results are analyzed.
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Experimentelle Untersuchung der Wärmeübertragung und des Druckverlusts von Kohlenstoffdioxid in beheizten Einzelrohren mit 4 und 8 mm Innendurchmesser bei überkritischen Drücken
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2025) Theologou, Konstantinos; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Anlässlich der Unfälle in den Siedewasserreaktoren in Fukushima Daiichi im Jahr 2011 wurde im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung ein neuartiges Konzept eines Nachwärmeabfuhrsystems, basierend auf einem autarken, selbststartenden Joules-Kreisprozess mit sCO2 als Arbeitsfluid, entwickelt. Die Machbarkeit dieses Konzeptes konnte durch Simulationen mit dem deutschen, thermohydraulischen Systemcode ATHLET für die Interaktion mit einem Siedewasserreaktor generell bestätigt werden, jedoch mit großen Abweichungen in der Nähe des kritischen Punktes zwischen den simulierten und den experimentellen Daten aus der Literatur. Daraus resultiert die Notwendigkeit zusätzlicher Modellerweiterung sowie der Überprüfung und Anpassung empirischer Korrelationen zur Vorhersage der Wärmeübertragung und des Druckverlusts im Systemcode. Zu diesem Zweck wurde im Zusammenhang mit der vorliegenden Arbeit ein hochwertiger experimenteller Datensatz generiert und untersucht. Hierfür wurde ein neuer Versuchsstand mit zwei Teststrecken und jeweils einem direkt elektrisch beheizten Versuchsrohr aufgebaut und an die sCO2-Versuchsanlage SCARLETT angeschlossen. Die gemessenen Parameter sind die Rohraußenwandtemperatur, die Bulktemperatur des Fluids vor und hinter der Teststrecke, der Massenstrom, die Dichte, der Absolutdruck vor der beheizten Länge, der Differenzdruck über die beheizte Länge, sowie der Strom und die Spannung, die an den Versuchsrohren anliegen. Das Versuchsrohr der ersten Teststrecke hat einen Innendurchmesser von 8 mm und eine beheizte Rohrlänge von 1640 mm, während das Versuchsrohr der zweiten Teststrecke einen Innendurchmesser von 4 mm und eine beheizte Rohrlänge von 2040 mm hat. Der Datensatz der vorliegenden Arbeit umfasst etwa 400 Experimente bei turbulenter, beheizter Rohrströmung mit sCO2 bei auf- und abwärtsgerichteter sowie horizontaler Strömung. Die Experimente wurden bei Massenstromdichten zwischen 400 und 2000 kg/(m2s), Wärmestromdichten zwischen 10 und 195 kW/m2, Strömungseintrittstemperaturen zwischen 5 und 40 °C sowie Drücken von 7,75, 8,00 und 9,95 MPa durchgeführt. Daraus resultiert eine thermische Wandbelastung zwischen 6 und 275 J/kg sowie Reynoldszahlen zwischen 16000 und 816000. Die Untersuchung der Wärmeübertragung zeigt, dass im experimentellen Datensatz verbesserte (EHT), normale (NHT) und verschlechterte (DHT) Wärmeübertragung auftritt. Mithilfe von Auftriebs- und Beschleunigungskriterien ist festgestellt worden, dass im untersuchten Parameterbereich DHT ausschließlich auf Auftriebseffekte zurückzuführen ist und dass Beschleunigungseffekte die Wärmeübertragung nicht signifikant beeinflussen. Durch ein neu vorgeschlagenes, dimensionsbehaftetes Kriterium lassen sich 30 % der Experimente bei aufwärtsgerichteter Strömung dem Wärmeübertragungsregime DHT zuordnen, wobei Temperaturspitzen bis zu einer Höhe von 47 K auftreten. Bei der horizontalen Strömungsorientierung verursachen hohe thermische Wandbelastungen thermische Schichtungen mit Temperaturdifferenzen bis zu 90 K zwischen der Rohrober- und der Rohrunterseite. Die thermischen Einlauflängen lassen sich zwischen 0 und 480 Rohrinnendurchmessern quantifizieren, wobei in einigen Experimenten über die gesamte Versuchsrohrlänge keine thermisch vollständig eingelaufene Strömung erkennbar ist. Basierend auf einem Vergleich mit etwa 16840 experimentellen Datenpunkten wird für die vertikale Strömungsorientierung die Verwendung der Nusseltkorrelation nach Gupta et al. für Aufwärtsströmungen mit hoher thermischer Wandbelastung und die Nusseltkorrelation nach Krasnoshchekov und Protopopov für Abwärtsströmungen sowie für Aufwärtsströmungen mit geringer thermischer Wandbelastung empfohlen. Im Gesamtdurchschnitt liegen die mittleren absoluten Abweichungen dieser Korrelationen bei etwa 30 %. Bei der horizontalen Strömungsorientierung kann keine der untersuchten Nusseltkorrelation die experimentellen Ergebnisse mit ausreichender Genauigkeit beschreiben. Der Druckverlust wurde durch Experimente bei NHT und EHT mit dem glatten 4 mm Innendurchmesser Rohr untersucht. Am Gesamtdruckverlust hat der hydrostatische Druckverlust einen Anteil bis zu 24 % und der Druckverlust aufgrund von Strömungsbeschleunigung bis zu 30 %, wodurch der Rohrreibungsdruckverlust den größten Anteil ausmacht. Die Überprüfung von Druckverlustkorrelationen zeigt, dass die Korrelation nach Filonenko für isotherme Strömungen den Rohrreibungsdruckverlust im untersuchten Parameterbereich mit einer ausreichenden Genauigkeit bei einer mittleren absoluten Abweichung von 7 % wiedergeben kann. Die experimentellen Ergebnisse der vorliegenden Arbeit können zur empirischen Anpassung von Korrelationskoeffizienten, der Erstellung von Vorhersagetabellen, der Turbulenz- und Wärmeübertragungsmodellierung oder dem Training von maschinellen Lernalgorithmen verwendet werden.
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Experimentelle Untersuchung von geschlossenen Zwei-Phasen-Thermosiphons zur passiven Kühlung von Nasslagerbecken
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2021) Graß, Claudia Katharina; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
In mehreren Versuchsaufbauten wurde schrittweise die passive Kühlung eines Nasslagerbeckens durch geschlossene Zwei-Phasen-Thermosiphons experimentell untersucht. Durch die Verdampfung und Kondensation von Wasser in einem geschlossenen Rohr wird latente Wärme von einem Wasserbecken an die Umgebungsluft abgegeben. Die Temperatur des Nasslagerbeckens darf im Normalbetrieb 45°C nicht überschreiten. Untersucht wurden verschiedene Aufbau und Rohrkonfigurationen und -modifikationen, sowie mehrere Arbeitsmedien und thermisch variable Randbedingungen.
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Experimentelle Untersuchungen zur Separation von Korngemischen in einem Stabmagnetfilter
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2017) Brandauer, Martin; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Der Rückbau von kerntechnischen Anlagen stellt eine große Herausforderung dar; zum einen wegen ihrer Komplexität, zum anderen wegen des Umfangs der zu planenden Ausführungsschritte. Bei der Vielzahl an Anlagen ist ein Hauptkriterium des sicheren und nachhaltigen Rückbaus der Schutz von Mensch und Umwelt. Dazu gehört auch die Reduzierung von radioaktivem Abfall, um eine sichere und kostengünstige Entsorgung zu gewährleisten. Bei der Zerlegung von hochaktiven Stahlbauteilen mittels Wasser-Abrasiv-Suspension-Schneidtechnik entstehen signifikante Sekundärabfälle. Mit der hier vorgestellten Entwicklung einer Separationsanlage mittels magnetischer Sortierung der entstehenden Korngemische wird ein wesentlicher Beitrag zur Reduzierung des radioaktiven Abfalls geleistet. Die hierzu entwickelte Separationsanlage trennt dabei die Stahlspäne (aktivierter Anteil) aus dem Korngemisch, wobei ein Stabmagnetfilter zur Anwendung kommt. Diese Art von Filter wird konventionell nicht für die Aufgabenstellung der magnetischen Sortierung von Korngemischen verwendet, verfügt jedoch über maßgebliche Vorteile für die Anwendung mit radioaktiven Korngemischen. Versuche mit dem entwickelten Separationsverfahren zeigen, dass je nach Parametereinstellung signifikante Unterschiede bei der Separation der Fraktionen aus dem Korngemisch entstehen. Fehlende Kenntnisse über diese Art von Magnetfilter machen daher eine genauere Untersuchung des Stabmagnetfilters zur Sortierung von Korngemischen unabdingbar, was Thema dieser Arbeit ist. Um eine Bewertung der Separationsmöglichkeiten sowie deren Versuchsergebnisse vorzunehmen, wurde eine detaillierte Charakterisierung des Korngemisches aus der Wasser-Abrasiv-Suspension-Schneidtechnik durchgeführt. Neben der Gewinnung von wertvollen Erkenntnissen über die Zusammensetzung des Korngemisches werden auch Partikelabrasion, Partikelformen und Eigenschaften der beinhalteten Elemente im Abrasiv betrachtet. Mithilfe eines Extinktionszählers konnte eine Messeinrichtung zur Partikelgrößenanalyse realisiert werden. Diese erlaubt eine schnelle und unkomplizierte qualitative Aussage über die Zusammensetzung des magnetisch abgeschiedenen Materials, womit eine Bewertung der Separation ermöglicht wird. Ergänzt werden die experimentellen Untersuchungen durch eine numerische Mehrphasenströmungssimulation des Stabmagnetfilters, um Rückschlüsse auf die Strömungsverhältnisse und ihre Auswirkung auf die Separation im Filter zu ermöglichen. Das hierbei entwickelte Separationsverfahren ermöglicht eine Separation des überwiegenden Stahlanteils im Korngemisch, wobei eine Effizienzrate von ca. 90 Massen-% erreicht wird. Bezogen auf die Problematik der radioaktiven Abfallreduzierung wird somit eine maßgebliche Reduktion des radiologischen Inventars im Korngemisch erreicht. Dies erleichtert signifikant die nachfolgende Handhabung, Konditionierung und Entsorgung. Gleichzeitig liefert die Arbeit die Grundlagen zu einer vertiefenden Verbesserung des Separationsverfahrens zur Fest/Fest-Sortierung von Korngemischen durch einen Stabmagnetfilter.
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Improvement of quench front modelling for thermohydraulic system codes
(Stuttgart : Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2020) D'Alessandro, Christophe; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
The accident of Fukushima in Japan in March 2011 highlighted the need of further research on severe accidents and on the prediction capabilities of current integral system codes. The present work deals with simulation of quenching of hot particles bed, which may form in the core from the melting and fragmentation of core components during a severe accident. The coolability of hot debris bed, still generating decay heat and threatening to re-melt, is a key-issue in terms of severe accident management. Codes that are supposed to be used as decision-making tools have to be able to calculate accident sequences quickly and accurately enough. For this reason, the computation domain is typically coarsely discretized, yielding large mesh cells (mesh size > 20 cm). The capabilities of COCOMO-3D regarding simulations of quenching of hot debris bed is first assessed against experiments such as DEBRIS and PEARL, or by simulating the quenching of a reactor-scale debris bed, on which larger mesh cells can be generated like for integral codes. The latter simulation with large cells yields strong computation instabilities, due to the fact that two-phase cells, represented as a homogeneous water-steam mixture, are no longer representative of the real topology. Therefore, a new method is developed in order to track and reconstruct the quench front in an unstructured meshing evolving with time. Additionally, the mass, momentum and energy conservation equations for water and steam have to be locally adapted in order to take into account the moving quench front. Moreover, the present work proposes a method to reproduce the geometry of the debris bed domain, since a coarse meshing cannot reproduce pre-defined bed geometries properly, i.e. without smearing of the boundaries. The new modelling is verified against base cases that are analytically solvable. Finally, the capability of simulating with coarse meshing (and large cells), quickly and without any instabilities, was assessed by repeating the reactor-scale simulations.
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Investigations on the flooding behaviour of a partially degraded reactor core
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2016) Trometer, Ailine; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
This work investigates a mid-sized break loss of coolant accident (MBLOCA) with a 200 cm2 leak in the hot leg next to the pressurizer surge line in the most common reactor type which is the 1; 300MWel KONVOI class pressurized water reactor (PWR). The scope was to analyze different reflooding scenarios, where the reactor core has already started melting when the reflooding is initiated. For this scenario a basic simulation called „BaseCase“ is conducted to get an overview of the accident progression and all the phenomena that occur. It also serves as a basis for all the following studies. In the MBLOCA scenario all active emergency core cooling systems are supposed to work correctly until the flooding pool is empty. Regularly, a switch to sump circulation would take place at that time, but in the simulation it is assumed to fail. So from then on no more water injection into the primary system takes place, which will eventually lead to complete core destruction. In order to investigate whether stable and coolable core conditions can be reached by feeding water into the primary loops during core melting, a diverse set of reflooding scenarios were selected to be simulated based the findings of the BaseCase simulation The feeding can be realized by turning on the high or low pressure injection pumps (HPI / LPI) in sump circulation mode for example, and it can take place at different locations. This leads to different reflooding scenarios, which are analyzed for differences and cooling potential. From study A „Variation of the beginning of reflooding“, it could be conducted that at least up to 40 t of melt can be cooled in the core, if the reflooding system has a sufficient injection rate. The results of study B „Variation of the reflooding system“ show that the reflooding via the LPI creates a self-blocking effect, which compromises the injection, thus preventing the core quenching for a time. This effect does not occur while using the HPI, leading to the question whether a middle pressure injection (MPI) system might be the optimum for the reflooding of a partially degraded PWR core, since it combines a higher mass flow rate than the HPI with a higher pressure head than the LPI. The injection location varied in study C „Variation of the reflooding location“ does affect the simulations, but to a much lower extend than the used reflooding system. Nevertheless, a combined reflooding using both the hot and the cold legs seems to be the optimum. Study D „Variation of the number of available pumps“ revealed that at least two LPI pumps are necessary to performa successful quenching of the core area. The simulation with only one pump did end with a core status that seems to be stable as well, but even after a simulation time twice as high as usual, the core could not be flooded with water and has to be cooled by steam.
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Modelling, simulation and analysis of a supercritical carbon dioxide decay heat removal system
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2024) Hofer, Markus; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
In case of a station blackout and loss of the ultimate heat sink, as occurred in the Fukushima accident, the supercritical carbon dioxide (sCO2) decay heat removal system can be used to transfer the decay heat to the ambient air. This innovative, compact and self-propelling system consists of a compact heat exchanger, a gas cooler and the turbomachine, a compressor and a turbine mounted on a single shaft. The discussion of the state of the art revealed that further research is required on all topics related to this system, e.g. modelling, validation, design, control and simulation. In this thesis, the models of the thermal-hydraulic system code ATHLET were improved, extended and validated for the simulation of this system. This includes the fast and accurate calculation of the sCO2 properties, heat transfer and pressure drop correlations for sCO2, water and air and heat exchanger and real-gas turbomachinery models. Subsequently, a cycle design strategy was proposed which maximizes the excess power at the highest ambient temperature to ensure a self-propelling operation at any boundary condition. These conditions include conservatively high as well as conservatively low decay heat curves and an ambient temperature range from -45 °C to +45°C. Furthermore, the modular design, with several sCO2 cycles with a design heat removal capacity of 10 MW per cycle, is applicable to different nuclear power plant types and sizes. Several operation and control strategies, which were developed in this thesis, facilitate reliable operation, even far from the design point. Operation at any ambient temperature is enabled by keeping the compressor inlet temperature constant at its design point. The turbine inlet temperature control combined with the successive shutdown of single cycles allows smooth operation along the decay heat curve. Further strategies reduce the thermal stresses, enable a relatively fast start-up or increase the heat removal capacity of the system further. For detailed analysis, the system was coupled to a generic Konvoi pressurized water reactor with a thermal power of 3840 MW, considering a combined station blackout and loss of the ultimate heat sink scenario. The results demonstrate that a system with four CO2 cycles provides sufficient heat removal for more than 72 h. Several failure analyses, e.g. failure of single cycles, control or fans, indicated that the system can even tolerate most of these unlikely events. Beyond nuclear safety, the code development, modelling, validation and simulation efforts contribute to research on sCO2 cycles in general, e.g. with regard to future power generation.
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Numerical evaluation of criticality in debris beds formed during severe accidents in light water reactors
(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2021) Freiría López, María; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
After the Fukushima accident, the interest of the scientific community in severe accident (SA) research has been renewed. Great efforts are being made internationally to reassess and strengthen the safety of nuclear power plants. The recriticality potential in debris beds formed after the core meltdown is one of the SA research issues that needs further attention, and it is also the focus of this work. An inadvertent criticality event may cause the release of nuclear radiation and have severe consequences. Thus, the criticality in debris beds must be evaluated to predict possible risks and establish the appropriate control measures if necessary. The available criticality data for debris beds are still very scarce. Thus, the Japan Atomic Energy Agency has begun the ambitious task of building a criticality map for debris beds. That is an arduous enterprise, which requires the investigation of appropriate debris bed models and numerous computations under a broad range of possible conditions. A global effort and international cooperation are essential. The present work aims to contribute to this common endeavor by improving debris bed models, extending the criticality database, and facilitating future analyses. Alternatives for modeling the debris bed characteristics with a potential influence on the criticality are discussed in this thesis, from the most conservative assumptions to more realistic approaches. Among other things, it was found that debris beds can be modeled with high accuracy as spheres regularly arranged in a water matrix if an adequate equivalent diameter is chosen. Besides, coupled neutronic-thermohydraulic calculations were proven to be not necessary for assessing the criticality of Fukushima debris beds. This work also investigates the criticality characteristics of UO2-concrete systems. The calculation results prove the good moderation capacities of concrete, which has a significant positive reactivity effect at very low porosities. Not only the bound water is capable of thermalizing neutrons but also the SiO2, a major component of concrete. Consequently, MCCI products should be treated carefully in the criticality analyses. A preliminary conservative criticality assessment of Fukushima debris beds has revealed safety parameter ranges, i.e., conditions for which recriticality can be excluded. On the one hand, dry debris beds cannot become critical under any conditions due to the lack of sufficient moderator. On the other hand, debris beds submerged in water will remain subcritical if the porosity is sufficiently low (< 0.24 for debris beds without concrete, < 0.1 if concrete is mixed with fuel), the mass is sufficiently small (< 124 kg), or the cooling water is sufficiently borated (> 2600 ppm B). Finally, a statistical method is proposed as an alternative and more realistic way to evaluate the criticality in debris beds. A first exploratory analysis of the debris bed at Fukushima Unit 1 reveals that the probability of recriticality is extremely low. Additionally, the sensitivity analysis has concluded that the amount of control rod material (B4C) mixed with fuel is by far the most relevant parameter. Other parameters with a strong correlation with keff are the percentage of fuel in the corium, the amount of debris in particulate form, and the debris bed spreading. Based on them, future areas of research and improvement are proposed.
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Thermohydraulische Untersuchung eines diffusionsgeschweißten Kompaktwärmeübertragers zur Ertüchtigung eines Wärmeabfuhrsystems mit Kohlenstoffdioxid als Arbeitsmittel
(Stuttgart : Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2019) Flaig, Wolfgang; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Die vorliegende Arbeit befasst sich zum einen mit der Entwicklung und dem Aufbau einer Mehrzweck-Versuchsanlage für überkritisches CO2 und zum anderen, mit einer daran anknüpfenden theoretischen und experimentellen Untersuchung von diffusionsgeschweißten Kompaktwärmeübertragern. Zu diesem Zweck wird nach einer anfänglichen Beschreibung des Hintergrunds und des Ziels der Arbeiten im Rahmen dieser Dissertation eine Übersicht über weltweit bestehende Versuchsanlagen und Anlagenkonzepte gegeben, sowie die Grundlagen und der Stand des Wissens zum Thema Handhabung und Wärmeübertragung mittels überkritischem CO2 vermittelt. Im Weiteren werden Konzeption, Auslegung, Design und Aufbau der Versuchsanlage, sowie verwendete Mess-, Steuer- und Regelungstechnik erläutert. Der weitere Teil der Arbeit legt die Auslegung und den Aufbau des Versuchsaufbaus dar. Der abschließende Teil der Arbeit widmet sich den Ergebnissen aus den Experimenten und zieht einen Vergleich mit numerischen Analysen anhand eines vereinfachten Modells für die Wärmeübertragung in einem Kompaktwärmeübertrager. Es wird gezeigt, dass diffusionsgeschweißte Kompaktwärmeübertrager in Verbindung mit überkritischem CO2 großes Potential hinsichtlich Wärmeübertragung und Druckverlust zeigen, was wiederum eine Steigerung der Effizienz und eine Verringerung der Investitionskosten von CO2-Kreisläufen bedingt. Das höchste Potential weisen speziell Einströmbedingungen nahe dem kritischen Punkt von CO2 auf, welches aber durch eine Metastabilität in diesem Betriebszustand erkauft wird. Des Weiteren wird die Strömungsführung in den Verteilräumen des Kompaktwärmeübertragers als ausschlaggebender Faktor bezüglich der maximal erreichbaren Strömungsgleichverteilung und in der Konsequenz als beschränkende Größe der erzielbaren Wärmeübertragung und des geringstmöglichen Druckverlusts identifiziert.
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Untersuchung der Kühlbarkeitsgrenzen von Schüttungen im Post-Dryout Siedebereich sowie beim Fluten in Anwesenheit nicht-kondensierbarer Gase zur Validierung von COCOMO-3D
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2024) Petroff, Markus; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)
Im Fall eines auslegungsüberschreitenden Reaktorstörfalls mit Auftreten von Kernschmelze kann sich durch die Interaktion mit vorhandenem Kühlwasser ein Wärme freisetzendes Partikelschüttbett im Reaktordruckbehälter ausbilden. Bei anhaltender unzureichender Wärmeabfuhr kann es zum Austrocknen und durch Wiederaufschmelzen des Schüttbetts und Versagen des Reaktordruckbehälters zu einer Schmelzeverlagerung in das Containment kommen. Bei zuvor gefluteter Reaktorgrube kann es aufgrund der Temperaturbelastung zu einem Abtrag des Betons und somit zur Freisetzung von nicht-kondensierbaren Gasen kommen, welche zudem die Kühlung des Schüttbetts erschweren. Für diese Störfallszenarien stellt sich die zentrale sicherheitstechnische Frage der Schüttbettkühlbarkeit, d. h. kann die Nachzerfallswärme aus der Schüttung abgeführt werden, um eine weitere Störfallexkursion zu verhindern oder zumindest abzuschwächen. Um die experimentelle Datengrundlage für die Validierung des Simulationscodes COCOMO-3D für den Post-Dryout-Bereich sowie für das Fluten unter Anwesenheit nicht-kondensierbarer Gase zu erweitern, wurden im Rahmen dieser Arbeit spezifische Experimente an prototypischen Partikelschüttbetten mit einer neu aufgebauten Versuchsanlage FLOAT sowie an der modifizierten DEBRIS-Versuchsanlage durchgeführt. Abschließend erfolgen Validierungsrechnungen mit dem Simulationscode COCOMO-3D unter Anwendung der erweiterten experimentellen Datengrundlage. In Post-Dryout-Experimenten wurden lokale Temperaturexkursionen an einem Schüttbett aus 1 mm Stahlkugeln mit nicht-perforiertem ringförmigen PTFE-Zylinder mit Nachspeisung von Kühlwasser am Schüttbettboden und im Wasserpool bei Systemdrücken bis zu 0.3 MPa untersucht und die Dryoutwärmestromdichte bestimmt. Im Post-Dryout Siedebereich konnten im Rahmen dieser Arbeit lokale Temperaturexkursionen beobachtet werden, die bei konstanter Wärmestromdichte zum Erliegen kamen und sich über lange Zeit in einem quasi-stationären plateauartigen Zustand befanden. Dieses Verhalten konnte für alle untersuchten Systemdrücke bis zu 0.3 MPa mit Kühlwassernachspeisung am Schüttbettboden beobachtet werden. In Top-Flooding Flutversuchen an der FLOAT-Versuchsanlage wurde der Einfluss nicht-kondensierbarer Gase auf die Kühlbarkeit eines Schüttbetts, bestehend aus 6 mm Edelstahlkugeln, durch eine zusätzliche Lufteinspeisung am Schüttbettboden untersucht. Zudem wurde der Einfluss einer kontinuierlichen Beheizung während des Flutens experimentell untersucht. Für alle untersuchten initialen Schüttbetttemperaturen bis zu 700 °C führte eine zusätzliche Lufteinspeisung mit bis zu 0.18 kg/min zu einer deutlichen Verlängerung der Gesamtquenchzeit. Die Verlängerung der Quenchzeit nimmt bei höherem initialen Schüttbetttemperaturniveau sowie durch zusätzliche Gaseinspeisung zu. Für eine zusätzliche spezifische Heizleistung während des Flutvorgangs von bis zu 107 W/kg des Schüttbetts kann kein nennenswerter Einfluss auf die Gesamtquenchzeit des Schüttbetts festgestellt werden. Die COCOMO Simulationen wurden mit einem zweidimensionalen und rotationssymmetrischen Integrationsbereich durchgeführt und mittels einer Gittersensitivitätsanalyse eine Netzabhängigkeit ausgeschlossen. Die simulativ berechneten Dryoutwärmestromdichten sind generell kleiner als die experimentell gemessenen Werte. Die Simulationen des Post-Dryout Verhaltens konnten das plateauartige Verhalten lokaler Temperaturexkursionen bei konstant gehaltener Wärmestromdichte mit qualitativ sowie quantitativ guter Übereinstimmung (Position und maximaler Temperatur des Dryoutgebiets) zu den experimentellen Daten modellieren. Die Ausbildung eines Vorzugspfads im wandnahen Bereich, welcher häufig in den Flutexperimenten vorlag, konnte mit den COCOMO Simulationen abgebildet werden. Generell liefern die Simulationen für die Flutversuche ohne Gaseinspeisung eine akzeptable bis sehr gute Übereinstimmung der Gesamtquenchzeit der experimentellen Daten. Für die Flutversuche mit nicht-kondensierbarer Gaseinspeisung liefern die Simulationen generell zu kurze Quenchzeiten im Vergleich zu den experimentellen Daten. Um die experimentell auftretenden dreidimensionalen Strömungseffekte der Flutversuche hinreichend in Simulationen zu berücksichtigen, müssen dreidimensionale Simulationen durchgeführt werden.