04 Fakultät Energie-, Verfahrens- und Biotechnik
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Item Open Access Turbulence flow mechanisms to cause high-cycle thermal fatigue near a horizontal T-junction(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2018) Zhou, Mi; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)Item Open Access Verbrennung von Aktiniden aus Leichtwasserreaktoren in modularen Hochtemperaturreaktoren zur Reduzierung langlebiger Nuklide(2012) Meier, Astrid; Lohnert, Günther (Prof. Ph.D.)In Leichtwasserreaktoren (LWR) entstehen langlebige und radiologisch toxische Nuklide, wie z. B. Plutonium und Minore Aktinide (Neptunium, Americium, Curium, ...), die nach der Brennelemententnahme für lange Zeit sicher verwahrt werden müssen. Zur Reduzierung des hochradioaktiven, langlebigen Materials wird unter anderem an der Umwandlung mittels Transmutation und Kernspaltung in kurzlebige Nuklide geforscht. Als Transmutationssyteme werden Generation-IV-Reaktoren und beschleunigergetriebene Systeme untersucht. Einer der Generation-IV-Reaktoren ist der grafitmoderierte, Helium gekühlte Hochtemperatur-Kugelhaufen-Reaktor (HTR). Die Vorteile des HTR ist zum einen die Brennelementstruktur, durch die hohe Abbrände möglich sind. Außerdem die inhärente Sicherheit, das heißt es ist möglich, den Reaktor ohne aktive Systeme in einen sicheren Zustand zu bringen, ohne dabei die Strukturen zu zerstören oder radioaktive Substanzen freizusetzen. In dieser Arbeit werden die aus den abgebrannten LWR-Brennelementen extrahierten Nuklide Plutonium, Neptunium und Americium zu neuem Brennstoff verarbeitet und in einen HTR eingesetzt. Das Ziel ist es, den Großteil der langlebigen Nuklide umzuwandeln, um damit die Menge langlebiger Nuklide und Toxizitäten im abgebrannten Brennelement zu reduzieren. Dafür wird der höchstmögliche Abbrand bestimmt. Die Grundidee stammt aus dem Projekt „Plutonium and Minor Actinides Waste Management“ (PuMA) der Europäischen Union. Die Definition der Brennelement- und Reaktorgeometrie werden aus diesem Projekt entnommen. Der Referenzreaktor ist nahezu identisch zum südafrikanischen Hochtemperaturreaktor mit 400 MW_th Leistung und fester Grafitinnensäule (Pebble Bed Modular Reactor PBMR-400). Es zeigt sich, dass der maximale mittlere Entladeabbrand unterhalb von 700 MWd/kg SM liegt und nicht wesentlich von der geometrischen Form der Kugelschüttung beeinflusst wird. Untersucht wird außerdem das Verhalten des mit Plutonium- und Minoren Aktiniden-Brennstoff gefüllten stationären HTR im Vergleich zu dem mit Uran-Brennstoff betriebenen. Durch den veränderten Spaltstoff ist das Verhalten des Reaktors unterschiedlich, z. B. bei Temperaturänderung oder im Störfall. Die Temperaturen in den Plutonium- und Minoren Aktiniden-Brennelementen sind weit über den erlaubten Grenztemperaturen. Dies resultiert aus der veränderten Abbrand- und Leistungsverteilung im Vergleich zum Uran beladenen Reaktor. Eine Änderung des Reaktorkonzepts zu dem vorgegebenen Referenzsystem ist daher notwendig. Mittels verschiedener Variationen wird nach Verbesserungen gesucht. Die veränderte Nuklidzusammensetzung, deren Radiotoxizitäten und die Wärmefreisetzung der abgebrannten Brennelemente werden ebenfalls analysiert. Direkt nach Brennelemententnahme sind die Radiotoxizitäten und die Nachzerfallsleistung größer als die des frischen HTR-Brennelements, während das Abklingen dieser Werte schneller erfolgt. Durch die Forderung eines Zwischenlagers wäre es möglich, die Größe des Endlagers zu reduzieren und dadurch die Gesamtkosten zu verringern.Item Open Access 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.Item Open Access 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.Item Open Access 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.Item Open Access Models for transient analyses in advanced test reactors(2011) Gabrielli, Fabrizio; Lohnert, Günter (Ph.D. Prof.)Several strategies are developed worldwide to respond to the world’s increasing demand for electricity. Modern nuclear facilities are under construction or in the planning phase. In parallel, advanced nuclear reactor concepts are being developed to achieve sustainability, minimize waste, and ensure uranium resources. To optimize the performance of components (fuels and structures) of these systems, significant efforts are under way to design new Material Test Reactors facilities in Europe which employ water as a coolant. Safety provisions and the analyses of severe accidents are key points in the determination of sound designs. In this frame, the SIMMER multiphysics code systems is a very attractive tool as it can simulate transients and phenomena within and beyond the design basis in a tightly coupled way. This thesis is primarily focused upon the extension of the SIMMER multigroup cross-sections processing scheme (based on the Bondarenko method) for a proper heterogeneity treatment in the analyses of water-cooled thermal neutron systems. Since the SIMMER code was originally developed for liquid metal-cooled fast reactors analyses, the effect of heterogeneity had been neglected. As a result, the application of the code to water-cooled systems leads to a significant overestimation of the reactivity feedbacks and in turn to non-conservative results. To treat the heterogeneity, the multigroup cross-sections should be computed by properly taking account of the resonance self-shielding effects and the fine intra-cell flux distribution in space group-wise. In this thesis, significant improvements of the SIMMER cross-section processing scheme are described. A new formulation of the background cross-section, based on the Bell and Wigner correlations, is introduced and pre-calculated reduction factors (Effective Mean Chord Lengths) are used to take proper account of the resonance self-shielding effects of non-fuel isotopes. Moreover, pre-calculated parameters are applied to the non-fuel multigroup neutron cross-sections to take account of the different neutron spectra in the fuel and non-fuel regions. These techniques have been validated in the present work for a wide range of water-cooled thermal systems near steady-state conditions by benchmarking the extended SIMMER version against the reference neutronics codes and experimental results, for the criticality, the kinetic parameters, and the main reactivity effects. In this work, it is proven that the deployment of the new approach leads to more accurate SIMMER results for a large variety of situations during a transient. It is also shown that these parameters can be evaluated for few representative reactor states and that they can be interpolated more easily than the microscopic cross-sections as is usually done in the safety codes for LWRs. Thus, the employment of the Bondarenko method and of the pre-calculated parameters provides a very efficient SIMMER cross-section processing scheme during transient simulations.Item Open Access Experimentelle Untersuchungen der Kühlbarkeit prototypischer Schüttungskonfigurationen unter dem Aspekt der Reaktorsicherheit(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2017) Leininger, Simon; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing. habil.)Im Fall eines schweren Störfalls in einem Leichtwasserreaktor kann eine anhaltende Kühlwasserunterversorgung des Reaktorkerns zu einer Überhitzung der Brennelemente und schlussendlich zu einer Zerstörung des Reaktorkerns führen. Unter diesen Bedingungen kann in verschiedenen Stadien des Störfalls eine Schüttung wärmefreisetzender Partikel unterschiedlicher Größe und Form durch Fragmentation des geschmolzenen Reaktorkerns entstehen. Die langfristige Kühlbarkeit solcher Schüttungen ist von entscheidender Bedeutung, um eine Beschädigung des Reaktordruckbehälters oder gar eine Freisetzung von Spaltprodukten an die Umwelt zu vermeiden. Um weitere Kenntnisse des thermohydraulischen Verhaltens solcher Schüttungen zu erlangen, wurden im Rahmen dieser Arbeit spezifische Experimente unter prototypischen Bedingungen an der bestehenden DEBRIS-Versuchsanlage durchgeführt. In stationären Siedeexperimenten wurden die Druckgradienten in Schüttungen sowohl für ein- als auch für mehrdimensionale Kühlwasserströmungsbedingungen gemessen und miteinander verglichen, um das Strömungsverhalten in der Schüttung zu beurteilen. Für diese unterschiedlichen Strömungsbedingungen wie auch für geschichtete Schüttungskonfigurationen wurden die maximal abführbaren Wärmestromdichten in den Dryout-Experimenten bestimmt. Beispielsweise wurde herausgefunden, dass eine axiale Schichtung der Permeabilität die Kühlbarkeit der Schüttung signifikant reduzieren kann. Erstmals wurde das Abkühlungsverhalten trockener, überhitzter Schüttungen bei erhöhtem Systemdruck bis zu 0,5 MPa untersucht. In diesen Experimenten wurde der Einfluss des Systemdrucks auf die Kühlbarkeit anhand der Quenchzeit (Zeitdauer zur Abkühlung der Schüttung auf Sättigungstemperatur) quantifiziert. Die untersuchten Schüttungen bestanden überwiegend aus nicht kugelförmigen Partikeln mit genau definierter Geometrie (Zylinder und Schrauben). Es wurde gezeigt, dass der Einfluss der Partikelgeometrie auf die Strömung in der Schüttung am besten berücksichtigt werden kann, wenn ein äquivalenter Partikeldurchmesser verwendet wird, der für monodisperse Schüttungen aus dem Produkt des Sauter-Durchmessers und eines Formfaktors und im Fall einer polydispersen Schüttung anhand des oberflächengemittelten Durchmessers berechnet wird. Begleitende exemplarische Modellrechnungen konnten die Anwendbarkeit des MEWA-Codes zur Beurteilung der Kühlbarkeit sowohl wassergesättigter als auch trockener Schüttungen bestätigen. Dennoch sollten die implementierten Reibungsmodelle verbessert werden, um die Druckgradienten von Zweiphasenströmungen in Schüttungen besser vorhersagen zu können.Item Open Access Numerische Untersuchung von thermischen Vermischungsvorgängen in verschiedenen Rohrleitungskonfigurationen(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2022) Evrim, Cenk; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing.)In Kraftwerken sind die Rohrleitungssysteme von Kühlkreisläufen z. T. hohen zyklisch-thermischen Beanspruchungen ausgesetzt, die durch transiente Betriebsbedingungen und turbulente Strömungsvermischungsvorgänge verursacht werden. Bei einer unvollständigen Durchmischung können Strömungs- und Turbulenzphänomene vorkommen, welche zu thermischen Wechselbeanspruchungen und Spannungen im Rohrleitungsmaterial führen. Um ein potenzielles Bauteilversagen und somit ein Sicherheitsrisiko zu vermeiden, gewinnt ein genaues Verständnis über die Ursache und Entstehung einer strömungsinduzierten Schädigung zunehmend an Bedeutung. Im Rahmen der vorliegenden Arbeit werden thermische Strömungsvermischungsvorgänge in Rohrleitungs-T-Stücken untersucht. Zunächst wurde die numerische Methodik verifiziert und anschließend mit experimentellen Daten der Fluid-Struktur Interaktionsanlage der Universität Stuttgart validiert. Die Untersuchung von Durchmischungsprozessen in verschiedenen T-Stück-Konfigurationen (eine horizontale Konfiguration und zwei vertikale Konfigurationen) ermöglicht die Erforschung von Strömungs- und Turbulenzphänomenen sowie dichtebedingten Auftriebskräften, welche sich sowohl auf das Strömungs- und das Temperaturfeld als auch auf die Temperaturschwankungen auswirken. Ein weiterer Aspekt in dieser Arbeit ist die Behandlung von Strömungsdurchmischungsvorgängen mit hohen Reynoldszahlen. Zusätzlich werden die resultierenden Strömungsformen hinsichtlich des Transports und der Dämpfung von thermischen Schwankungen an der unmittelbaren Fluid-Struktur-Grenzfläche untersucht. In dieser Arbeit werden wandaufgelöste Large-Eddy-Simulationen (LES) unter Berücksichtigung der thermischen Fluid-Struktur-Interaktion durchgeführt. Durch die Auflösung der großskaligen, energiereichen Strukturen eignet sich die Methodik der LES zur Untersuchung von zyklischen Schwankungen, wodurch zusätzlich die dreidimensionalen Wirbelstrukturen und das Energiespektrum der Turbulenz einschließlich der niederfrequenten Oszillationen vorhergesagt werden können. Die numerischen Ergebnisse demonstrieren, dass Vermischungsvorgänge mit hohen Richardsonzahlen in verschiedenen T-Stück-Konfigurationen zu unterschiedlichen Strömungsformen führen. Eine Verringerung der Richardsonzahl hat zur Folge, dass geringe Gravitationskräfte auf die Strömung wirken. Dadurch bilden sich in verschiedenen T-Stück- Konfigurationen ähnliche Strömungsmuster aus. Die Erhöhung der Reynoldszahl führt zum Transport der Fluktuationen näher zur inneren Rohrwand, wodurch das periodische Strömungsverhalten ein erhöhtes Risiko für eine thermische Ermüdung darstellt. Die zeitliche Auflösung des Strömungsfelds zeigt neben der Wirbelablösung auch die Entwicklung von Hufeisenwirbeln im Vermischungsbereich. Des Weiteren bilden sich im Rezirkulationsgebiet gegenläufige Wirbelpaare aus, deren Form und Größe wesentlich von den Strömungsbedingungen abhängt. Die Charakterisierung der zyklisch wiedergekehrenden Temperaturänderungen und den natürlich auftretenden Frequenzen führt zu einem besseren Verständnis von thermischen Vermischungsvorgängen in komplexen Strömungen und liefert einen Beitrag zur Identifikation einer strömungsinduzierten thermischen Ermüdung des Rohrmaterials.Item Open Access 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.Item Open Access 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.