04 Fakultät Energie-, Verfahrens- und Biotechnik

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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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Analyse des Energieprogramms der Grünen für Bayern vom Mai 1982
(1983) Wartmann, Rudi; Thöne, Eberhard; Voß, Alfred; Friedrich, Rainer
Die wichtigsten Ergebnisse der vorliegenden Arbeit sind: eine Bewertung des Energieprogramms der Grünen im Hinblick auf die vorgestellten Szenarien für die Entwicklung der Energienachfrage und -bedarfsdeckung, die vorgeschlagenen Energieversorgungssysteme, volkswirtschaftliche Auswirkungen und den Maßnahmenkatalog zur Energiepolitik.
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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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Application of a new resonance formalism to pressurized water reactors
(2010) Oberle, Philipp; Lohnert, Günther (Prof., Ph.D.)
Application of a new resonance formalism to Pressurized Water Reactors In the presented study a new neutron scattering formalism is integrated into an established deterministic simulation system. With this energy- and temperature dependent scattering approach a more accurate form of the energy dependent neutron flux form can be determined. The neutron flux form is needed as weighting function for the calculation of effective multi group cross sections. The new scattering approach leads to an improved energy discretization in multi group calculations and therefore to more accurate results of nuclear reactor simulations. The impact of the improved description of the scattering process is demonstrated in the results. The new model takes account for neutron up scattering. The up scattering and the energy dependent scattering kernels are causing changes in the neutron flux form in the energy region of resonances. The validation of the implementation of the energy- and temperature dependent scattering approach into the KAPROS fine flux module ULFISP has been applied by pressurized water reactor pin cell comparison calculations with the existing solution of the Monte Carlo code MCNPX. The used scattering model in MCNPX is based on an analog method. For both solutions absorption- and reactivity changes as well as changes of the safety relevant fuel Doppler coefficient are compared. Good agreement between both methods was observed. An additional new method which combines the standard and the new scattering model has been developed to analyze which specific isotopes lead to significant changes in the neutron flux form when the new approach is applied. For the most relevant isotopes an analysis of the reasons for their importance is included. A special significance was determined for the isotopes uranium-238 and oxygen-16. The long term impact of the new scattering approach to the fuel inventory and for this reason to burnup dependent reactivity changes are shown by fuel pin cell and fuel assembly burnup calculations. The vectors of some important isotopes changed significantly during burnup. The application of the new scattering approach leads to a 1% higher fission material fuel inventory in a UO2 pin cell burnup simulation at 80 MWd/kg HM burnup. The relevance of the new scattering approach for complete reactor core simulations is investigated for a UO2/MOX reactor core benchmark of the OECD/NEA. For this purpose a new interface module has been developed between KAPROS and the core simulator PARCS . For the reactivity results compensating effects were observed while the absolute value of the safety relevant negative Doppler coefficient raises for 9 %.
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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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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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Determination of kinetic parameters for monitoring source driven subcritical transmutation devices
(2014) Becker, Maarten; Lohnert, Günter (Prof., Ph.D.)
ADS are considered as an option for the irradiation facility in partitioning and transmutation concepts for highly radioactive waste from spent nuclear fuel. Due to the hard neutron energy spectrum and the subcriticality of the reactor ADS provide a good compromise between transmutation performance and safety aspects. For the safe operation, but also for the overall optimization of the facility, the determination of the subcriticality level is essential. To investigate experimental methods in Pulsed Neutron Source (PNS) experiments for the determination of the subcriticality level the ADS experiment YALINA-Thermal is thoroughly analyzed in this work. The experiment has been performed from 2005-2010 in Minsk, Belarus. Most of the related experimental methods rely on point kinetic equations. This approach introduces two main approximations. Firstly, the point kinetic equation cannot describe the transition of the neutron distribution from the source operation to the source shutdown. After shutdown, the neutron population would redistribute to establish the fundamental decay mode. This violates the point kinetic assumption of neutron flux spectra constant in time. Secondly, to calculate kinetic parameters like the neutron mean generation time and the effective delayed neutron fraction the neutron flux distribution of the effective multiplication factor equation is typically used, which is equivalent to an artificial critical steady-state reactor. However, it is the time-dependence of the decay of the neutron populations including their redistribution in space and energy, which affects the analyzed kinetic parameters. Consequently, this work aims for the accurate simulation of these phenomena with particular emphasis on the quality of the effective neutron cross sections. In this work new microscopic master libraries based on the JEFF 3.1, JEFF 3.1.1 and ENDF/B VII.0 evaluations are developed with a general purpose 350 energy groups structure for the deterministic reactor physics code system KANEXT. The time-dependent transport code TORT-TD developed by Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) is extended in this work for a time-dependent external neutron source. This new option and the fully implicit time integration scheme provides a very accurate simulation of PNS experiments considering non-asymptotic neutron distributions and delayed neutrons. After neutron source shutdown the code allows for the decay of the neutron populations based on the physical principles. These time-dependent neutron fluxes are used for the calculation of time-dependent kinetic parameters. The simulation of the YALINA-Thermal experiment with the extended TORT-TD code and the new cross section data shows, that the impact of delayed neutrons manifests before the fundamental decay mode is established and thus needs to be considered in the experimental evaluation. Comparing the neutron mean generation time calculated with the neutron flux of the effective multiplication factor solution and with the time-dependent flux yields a 16 % difference. The effective delayed neutron fraction - as expected - is indifferent to the above method, as the delayed neutron yield of the main fissionable isotope U-235 is constant below 0.01 MeV.
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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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Development of a fast running multidimensional thermal-hydraulic code to be readily coupled with multidimensional neutronic tools, applicable to modular High Temperature Reactors
(2011) Hossain, Abu Sayed Md. Kamal; Lohnert, Günter (Prof. Ph. D.)
Modular High Temperature Reactors (HTRs) are considered as one of the most promising next generation reactors which will fulfill the future energy demand. The inherent safety is the most attractive feature of this type of reactor along with simplicity in design, operation and maintenance. Since the reactor is safe during any accident conditions without the actuation of any external safety systems, it is considered to be a inherently safe reactor. With its offered inherent safety features, the reactor responses solely from the reactor’s physical properties, hence any dangerous situation will be avoided. The inherent safety feature of this reactor depends entirely on the correct design of this reactor. The power density in the core, radius and height of the core, properties of the materials used and its configuration must be chosen in such a way that the decay heat produced in the core during any accident can be released to the surrounding by natural heat transfer phenomena without any help of external safety features. In addition, possible reactivity insertions into the core are limited such that the corresponding temperature increases of the fuels stay always below the fuel’s temperature design limit. Along with its inherent safety feature, the reactor must be designed such a way that it offers a competitive economics. The objective of this endeavor is to develop a fast running/multidimensional code which can be used to analyze, design and safety related issues in modular high temperature reactors. The program shall be generally applicable for modular HTRs (e.g pebble fuel, block fuel elements). Operational conditions with forced cooling as well as accident situations with heat removal by conduction and natural circulation shall be covered. Coupling to a reactor physics code shall be provided to account for the feedback of neutronics and thermal-hydraulics. Emphasis is on capturing essential effects resulting from three-dimensional features (e.g. single control rod withdrawal, power distribution with block-type fuel elements) rather than on a high level of detail, in order to keep computation times reasonably low. In general, we strive for a quick-turn analysis that provides enough insight to make informed decisions that can not wait for the extensive time it takes to conduct in-depth, detailed analyses, e.g. with large CFD models. The porous media approach is applied. The time dependent mass and energy conservation equations and simplified steady-state momentum conservation equations (dominance of friction) are solved for the cooling gas along with the time dependent energy conservation equation for the solid. An appropriate set of constitutive equations (e.g. effective heat conductivity of solid, pressure drop, heat transfer coefficient, etc.) is applied. A finite-volume method is used for the spatial discretisation. A fully implicit method with adaptive time step selection is applied for the temporal integration in transient problems. The capability of the program for simulating both pebble bed and block fuel reactors are demonstrated by calculating two benchmark problems. The capability of the program to couple with a neutronics system is shown by coupling the program with a point kinetics model. Finally, the tool is verified by calculating an experimental benchmark problem.
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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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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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Entwicklung eines komponentenbasierten Frameworks zur Bewertung heiz- und raumlufttechnischer Anlagen
(2002) Sucic, Darko; Schmidt, Fritz (Prof. Dr.-Ing. habil.)
In der vorliegenden Arbeit wird ein komponentenbasiertes Framework zur energetischen Bewertung heiz- und raumlufttechnischer Anlagen entwickelt. Heiz- und raumlufttechnische Anlagen können mit der Hilfe der Methode der Bedarfsentwicklung anhand ihres Energieaufwandes während der Planung und des Betriebes bewertet werden. Die Bewertung erfolgt durch: - die Feststellung des Energiebedarfs und der ihn zu beeinflussenden Größen mit Hilfe einer Gebäudesimulation - die Feststellung des Aufwands, der eine Anlage zur Befriedigung des Bedarfs benötigt, mit Hilfe einer Anlagesimulation - den kontinuierlichen Vergleich der durch die Messung gewonnenen Raum- und Anlagezustände mit simulierten Werten mit Hilfe einer gekoppelten Gebäude- und Anlagesimulation. Dem komponentenbasierten Framework liegt eine Architektur zugrunde, welche sich durch eine klare Trennung der Komponente Gebäude- und Anlagedatenmodell von den Berechnungskomponenten auszeichnet. Das Kernstück der Arbeit ist die Entwicklung und die Implementierung der Komponente Gebäude- und Anlagedatenmodell aus Sicht der Technischen Gebäudeausrüstung. Dabei liegen die Schwerpunkte auf der Behandlung von Fragen der Gebäudetechnik und hier insbesondere auf der Einbindung von Gebäude- und Anlagesimulationen während der Planung und des Betriebs. Der Rahmen für die Entwicklung des Datenmodells ist durch das aktuelle Austauschmodell der Industrieallianz für Interoperabilität (IAI) vorgegeben. Das Datenmodell erweitert dieses Austauschmodell um die Beschreibung heiz- und raumlufttechnischer Anlagen. Nach der Vorgaben der IAI ist es die Aufgabe des Datenmodells, den Datenaustausch zwischen Komponenten zu ermöglichen. Die Aufgaben des hier entwickelten Datenmodells gehen allerdings über den Datenaustausch hinaus, da es zur einheitlichen Beschreibung von Gebäuden und deren Anlagen während des gesamten Lebenszyklus dient. Dazu muss es dynamisch erweiterbar sein und eine so große Informationsdichte besitzen, dass die Daten in verschiedenen Phasen des Gebäudelebenszyklus ohne Informationsverluste verwendet werden können. Das Komponentenframework ermöglicht das Zusammenfügen verschiedener Berechnungskomponenten zu Anwendungen. Die Voraussetzung dafür ist, dass sie das OLE DB Interface unterstützen und für den Austausch der Gebäude- und Anlagedaten das in dieser Arbeit entwickelte Datenmodell verwenden. Die Berechnungskomponenten liefern ihre Ergebnisse in Form von Zeitreihen. Die Abstraktion dieser Zeitreihen vereinfacht die Verwaltung der Berechnungsergebnisse und ermöglicht deren direkten Vergleich mit Messwerten. Das Datenmodell und die Berechnungskomponenten werden durch die Verwendung einer Skriptsprache zu Anwendungen integriert.
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Entwicklung eines Rollenmodells zur nachhaltigen Unterstützung der Forschung und Lehre im Bereich Kerntechnik
(2008) Piater, Andreas; Schmidt, Fritz (Prof. Dr.-Ing.)
Das Wissen im Bereich Kerntechnik ist auf viele Forschungsorganisationen, Herstellerbetriebe, Energieversorgungsbetriebe, Abfallentsorgungsunternehmen, Genehmigungsbehörden und Hochschulen verteilt. Dort existiert eine Vielzahl an Systemen (Datenbanken, Informationssysteme, Simulationsprogramme, Lehr-/Lernsysteme), die als Teilsysteme in eine gemeinsame Wissensbasis integriert werden könnten. Eine solche Integration ist in der Praxis schwierig, da das Teilwissen über viele Systeme und Köpfe verteilt ist. Sie ist nur dann möglich, wenn Schnittstellen geschaffen werden, die als gemeinsamer Nenner von allen Systemen genutzt und angewandt werden, über welche das Wissen ausgetauscht werden kann. Dadurch könnten alle beteiligten Interessengruppen einen Mehrwert schöpfen. Eine Integration der verteilten Wissensquellen in eine gemeinsame Wissensbasis ist aber nur dann möglich, wenn gleichzeitig die Sicherheit der Infrastruktur und die Eigentumsrechte an Programmen und Daten beteiligter Interessengruppen gewahrt werden. Um dies sicherzustellen, müssen entsprechende Modelle und Methoden der Zugriffssteuerung entwickelt werden. Im Rahmen der vorliegenden Arbeit wird dazu ein Benutzermodell mit Rollen und Rechten in Form eines speziellen Role-Based View Control (RBVC)-Rollenmodells für die Kerntechnik entwickelt. Es erweitert das ANSI-genormte Role-Based Access Control (RBAC)-Referenzmodell um verbesserte Integrationsfähigkeiten unterschiedlicher Quellobjekte, erweiterte Rollenhierarchien, verteilte Administration und um die direkte Kopplung der reinen Zugriffssteuerung mit der Steuerung rollenbasierter Sichten. Eine Sicht repräsentiert eine Funktion eines Systems in einer bestimmten Ausprägung. Diese wird unter besonderer Berücksichtigung der Erfordernisse der Kerntechnik an die Aufgabe und den Kenntnisstand eines typischen Benutzers und somit an dessen Rolle angepasst und optimiert. Die Ergebnisse können leicht auf andere Ingenieurdisziplinen übertragen werden. Im zweiten Teil der Arbeit wird eine Basisarchitektur für web-basierte Systeme auf Grundlage des RBVC-Modells vorgestellt. Es handelt sich um eine Dreischichtarchitektur, deren zentrale Logikschicht durch austauschbare Komponenten erweitert werden kann. Die Architektur erlaubt die Umsetzung kerntechnischer Integrations- und Informationssysteme, in welche unterschiedliche Quellen eingebunden werden können. Dabei ist kein räumlicher Bezug notwendig, eine Integration kann auch als Web-Service über das Internet erfolgen. Das RBVC-Rollenmodell und die Basisarchitektur werden in verschiedenen kerntechnischen Systemen angewandt und umgesetzt, um deren Tragfähigkeit zu überprüfen. Dabei zeigt sich, dass durch die Kopplung der Zugriffssteuerung mit rollen-basierten und optimierten Sichten viele neue Kombinationsmöglichkeiten geschaffen werden. Simulationsprogramme, deren Integration für die Forschung vorgenommen wurde, können in vereinfachenden Sichten auch für die Lehre verwendet werden. Diese Mehrfachverwendung eröffnet eine neue Dimension, indem der Memorisierungsgrad einer Lehrveranstaltung verbessert und somit deren Nachhaltigkeit erreicht werden kann.
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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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Entwicklung und Erprobung eines Dienstleistungskonzepts zur Integration von Simulationen in die Kernreaktor-Fernüberwachung
(2002) Grohmann, Axel; Schmidt, Fritz (Prof. Dr.-Ing. habil.)
Das in dieser Arbeit vorgestellte Dienstleistungskonzept ermöglicht eine einfache und neuartige Integration von Software-Komponenten in komplexen Software-Systemen. Funktionalitäten der einzelnen Komponenten werden als Dienstleistungen angeboten und können von anderen Komponenten nachgefragt werden. Dienstleistungen werden syntaktisch und protokollar einheitlich aufgerufen, was eine große Flexibilität und den Einsatz in Systemen ermöglicht, die situationsbedingt agieren, reagieren und kommunizieren können müssen. Laufende Dienstleistungen können angehalten, wieder aufgenommen und abgebrochen werden. Die Umsetzung erfolgte in C++, stützt sich auf CORBA als Verteilungsmechanismus, ist voll multi-threading-fähig und verfügt über die Fähigkeit, nach einem Ausfall verlorengegangene Dienstleistungen wiederherzustellen und in das laufende System einzugliedern. Das Dienst-leistungsframework wurde unter den Gesichtspunkten Flexibilität, Erweiterbarkeit, Klarheit und unter Ausnutzung moderner, objektorientierter Software-Technologien entwickelt. Es ist vom jeweiligen Anwendungsgebiet und den übertragenen Informationsobjekten unabhängig. Das Dienstleistungsframework wird im komplexen System der Kernreaktor-Fernüberwachung eingesetzt. In diesem sicherheitskritischen Überwachungssystem mussten die Einzelschritte zur Simulation der Ausbreitung, Deposition und Wirkung von luftgetragenen, radioaktiven Nukliden bisher von Menschen koordiniert werden. Diese Einzelschritte werden nun als rechnergestützte Informationsdienstleistungen in das System integriert und sind ohne weiteres menschliches Zutun ständig nutzbar. Als Makroarchitektur wurde für das System ein am Institut konzipiertes und entwickeltes Multi-Agenten-System gewählt. Dabei ist das Dienstleistungsframework das verbindende Rückgrat des Multi-Agenten-Systems. Erfahrungen auf Systemebene werden diskutiert. Dabei geht es vor allem um die Verteilung von Systemwissen und den damit verbundenen Wartungsaufwand und die Gegenüberstellung von eher prozeduralen und eher regelbasierten Vorgängen.
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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 und numerische Untersuchung von Strömungsvermischungsvorgängen in einem Rohrleitungs-T-Stück
(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2021) Isaev, Alexander; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing.)
Die vorliegende Forschungsarbeit befasst sich im Rahmen der Reaktorsicherheitsforschung mit grundlegenden experimentellen und numerischen Untersuchungen zur Ausbildung von Strömungsformen im Vermischungsbereich eines Rohrleitungs-T-Stücks. Der Hintergrund der Arbeit ist die reaktorsicherheitstechnische Fragestellung nach den Ursachen für das Auftreten von Ermüdungsphänomenen in Rohrleitungssystemen von Kernkraftwerken, die zu Fehlfunktionen oder Schädigungen in den Komponenten von Kühlkreisläufen führen können. Strömungsformen, die sich unter dem Einfluss von Turbulenz und Schwerkraft aufgrund hoher Temperaturdifferenzen ausbilden, können für die strömungsinduzierte Schädigung des Rohrleitungsmaterials verantwortlich sein. Stellvertretend für eine Strömung mit thermischer Vermischung wird die Strömung mit und ohne Dichteschichtung nahe einer generischen Einspeisestelle (horizontales T-Stück) in dem isotherm betriebenen MFI (engl. Mixed-Fluid-Interaction)-Teststand experimentell untersucht. Im MFI-Teststand können entsprechende Dichteunterschiede in den beiden Zuflüssen des T-Stücks mithilfe einer aufbereiteten wässrigen Salz- oder Zuckerlösung höherer Dichte eingestellt werden. Hierzu wird im Rahmen dieser Arbeit eine Möglichkeit zur Umrechnung der relevanten physikalischen Strömungsgrößen demonstriert, die auf der Verwendung von drei bzw. zwei dimensionslosen Kennzahlen basiert. Damit lassen sich Beobachtungen und Erkenntnisse der Strömungsvermischungscharakteristiken aus einer isothermen Vermischung auf einen thermischen Strömungsvermischungsvorgang übertragen. Dieser Sachverhalt ermöglicht es mithilfe von isothermen Experimenten die hydraulischen Randbedingungen für die thermischen experimentellen Untersuchungen zu identifizieren, bei denen das Risiko für eine lokale thermische Materialermüdung erhöht ist. Damit lassen sich Zeit und Kosten für die Versuchsplanung und Versuchsdurchführung für thermischer Experimente senken. Des Weiteren kompensiert die Visualisierung der thermischen Vermischungsvorgänge mithilfe der isothermen Experimente das Defizit der optischen Zugänglichkeit in der Nutzung von thermisch betriebenen Testständen. Umfangreiche qualitative experimentelle Untersuchungen zeigen auf, unter welchen Bedingungen sich eine Strömungsform mit stromauf- und abwärts gerichteter Dichteschichtung ausbildet und welche Stabilitätseigenschaften diese gegenüber der Veränderung der Randbedingungen hat. Des Weiteren erfolgen quantitative und qualitative Untersuchungen der Strahlausbildung sowie deren Einfluss auf das stromab- und stromaufgerichtet Strömungsschichtungsverhalten mittels optischer Mess- und Visualisierungstechnik. Der zusätzliche Einsatz der Gittersensormesstechnik liefert zudem zeitlich hochaufgelöste Strömungsquerschnittsstatistiken. Diese Daten ermöglichen es Strömungscharakteristiken im Hinblick auf das Risiko einer strömungsinduzierten thermischen Ermüdung des Rohrleitungsmaterials in einer ähnlichen thermischen Vermischung zu analysieren. Die beobachteten Strömungsformen werden in dimensionslosen Strömungsformkarten zusammengefasst. Mit den durchgeführten experimentellen Untersuchungen wird auf der einen Seite ein Beitrag zur Vorhersage von Strömungsformen geleistet, auf der anderen Seite fließen die experimentellen Daten in die Validierung, der im Rahmen der Arbeit durchgeführten Strömungssimulationen ein. Parallel zur experimentellen Untersuchung wird die Strömung und ihre Stabilität mit dem CFD-Simulationsprogramm OpenFOAM unter Anwendung der Grobstruktursimulation (engl. Large-Eddy Simulations-methode (LES)) berechnet. Mittels LES-Simulationen lässt sich die Analogie zwischen isothermen und thermischen Vermischungsvorgängen überprüfen und damit die Übertragbarkeit der isothermen experimentellen Ergebnisse auf thermische Versuche belegen. Die zusätzliche Identifizierung der Ursache für das Auftreten dominanter Mischungsskalarschwankungen leistet einen Beitrag zum Verständnis von turbulenten Strömungsvorgängen mit dem Risikopotential für eine thermische Ermüdung des Rohrleitungsmaterials in der Nähe einer Einspeisestelle. Die numerische Methode zur Nachbildung von thermischen Vermischungsvorgängen wird zudem mit Versuchsergebnissen, die mit der FSI (Fluid-Structure-Interaction)- Versuchsanlage der/des MPA/IKE für kraftwerksnahe Druck- und Temperaturbedingungen erhalten wurden, abgesichert.