04 Fakultät Energie-, Verfahrens- und Biotechnik
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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 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.Item Open Access Untersuchung der Kühlbarkeitsgrenzen von Schüttungen im Post-Dryout Siedebereich sowie beim Fluten in Anwesenheit nicht-kondensierbarer Gase zur Validierung von COCOMO-3D(Stuttgart : Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2024) Petroff, Markus; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)Im Fall eines auslegungsüberschreitenden Reaktorstörfalls mit Auftreten von Kernschmelze kann sich durch die Interaktion mit vorhandenem Kühlwasser ein Wärme freisetzendes Partikelschüttbett im Reaktordruckbehälter ausbilden. Bei anhaltender unzureichender Wärmeabfuhr kann es zum Austrocknen und durch Wiederaufschmelzen des Schüttbetts und Versagen des Reaktordruckbehälters zu einer Schmelzeverlagerung in das Containment kommen. Bei zuvor gefluteter Reaktorgrube kann es aufgrund der Temperaturbelastung zu einem Abtrag des Betons und somit zur Freisetzung von nicht-kondensierbaren Gasen kommen, welche zudem die Kühlung des Schüttbetts erschweren. Für diese Störfallszenarien stellt sich die zentrale sicherheitstechnische Frage der Schüttbettkühlbarkeit, d. h. kann die Nachzerfallswärme aus der Schüttung abgeführt werden, um eine weitere Störfallexkursion zu verhindern oder zumindest abzuschwächen. Um die experimentelle Datengrundlage für die Validierung des Simulationscodes COCOMO-3D für den Post-Dryout-Bereich sowie für das Fluten unter Anwesenheit nicht-kondensierbarer Gase zu erweitern, wurden im Rahmen dieser Arbeit spezifische Experimente an prototypischen Partikelschüttbetten mit einer neu aufgebauten Versuchsanlage FLOAT sowie an der modifizierten DEBRIS-Versuchsanlage durchgeführt. Abschließend erfolgen Validierungsrechnungen mit dem Simulationscode COCOMO-3D unter Anwendung der erweiterten experimentellen Datengrundlage. In Post-Dryout-Experimenten wurden lokale Temperaturexkursionen an einem Schüttbett aus 1 mm Stahlkugeln mit nicht-perforiertem ringförmigen PTFE-Zylinder mit Nachspeisung von Kühlwasser am Schüttbettboden und im Wasserpool bei Systemdrücken bis zu 0.3 MPa untersucht und die Dryoutwärmestromdichte bestimmt. Im Post-Dryout Siedebereich konnten im Rahmen dieser Arbeit lokale Temperaturexkursionen beobachtet werden, die bei konstanter Wärmestromdichte zum Erliegen kamen und sich über lange Zeit in einem quasi-stationären plateauartigen Zustand befanden. Dieses Verhalten konnte für alle untersuchten Systemdrücke bis zu 0.3 MPa mit Kühlwassernachspeisung am Schüttbettboden beobachtet werden. In Top-Flooding Flutversuchen an der FLOAT-Versuchsanlage wurde der Einfluss nicht-kondensierbarer Gase auf die Kühlbarkeit eines Schüttbetts, bestehend aus 6 mm Edelstahlkugeln, durch eine zusätzliche Lufteinspeisung am Schüttbettboden untersucht. Zudem wurde der Einfluss einer kontinuierlichen Beheizung während des Flutens experimentell untersucht. Für alle untersuchten initialen Schüttbetttemperaturen bis zu 700 °C führte eine zusätzliche Lufteinspeisung mit bis zu 0.18 kg/min zu einer deutlichen Verlängerung der Gesamtquenchzeit. Die Verlängerung der Quenchzeit nimmt bei höherem initialen Schüttbetttemperaturniveau sowie durch zusätzliche Gaseinspeisung zu. Für eine zusätzliche spezifische Heizleistung während des Flutvorgangs von bis zu 107 W/kg des Schüttbetts kann kein nennenswerter Einfluss auf die Gesamtquenchzeit des Schüttbetts festgestellt werden. Die COCOMO Simulationen wurden mit einem zweidimensionalen und rotationssymmetrischen Integrationsbereich durchgeführt und mittels einer Gittersensitivitätsanalyse eine Netzabhängigkeit ausgeschlossen. Die simulativ berechneten Dryoutwärmestromdichten sind generell kleiner als die experimentell gemessenen Werte. Die Simulationen des Post-Dryout Verhaltens konnten das plateauartige Verhalten lokaler Temperaturexkursionen bei konstant gehaltener Wärmestromdichte mit qualitativ sowie quantitativ guter Übereinstimmung (Position und maximaler Temperatur des Dryoutgebiets) zu den experimentellen Daten modellieren. Die Ausbildung eines Vorzugspfads im wandnahen Bereich, welcher häufig in den Flutexperimenten vorlag, konnte mit den COCOMO Simulationen abgebildet werden. Generell liefern die Simulationen für die Flutversuche ohne Gaseinspeisung eine akzeptable bis sehr gute Übereinstimmung der Gesamtquenchzeit der experimentellen Daten. Für die Flutversuche mit nicht-kondensierbarer Gaseinspeisung liefern die Simulationen generell zu kurze Quenchzeiten im Vergleich zu den experimentellen Daten. Um die experimentell auftretenden dreidimensionalen Strömungseffekte der Flutversuche hinreichend in Simulationen zu berücksichtigen, müssen dreidimensionale Simulationen durchgeführt werden.Item Open Access 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.Item Open Access Improvement of quench front modelling for thermohydraulic system codes(Stuttgart : Universität Stuttgart, Institut für Kernenergetik und Energiesysteme, 2020) D'Alessandro, Christophe; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)The accident of Fukushima in Japan in March 2011 highlighted the need of further research on severe accidents and on the prediction capabilities of current integral system codes. The present work deals with simulation of quenching of hot particles bed, which may form in the core from the melting and fragmentation of core components during a severe accident. The coolability of hot debris bed, still generating decay heat and threatening to re-melt, is a key-issue in terms of severe accident management. Codes that are supposed to be used as decision-making tools have to be able to calculate accident sequences quickly and accurately enough. For this reason, the computation domain is typically coarsely discretized, yielding large mesh cells (mesh size > 20 cm). The capabilities of COCOMO-3D regarding simulations of quenching of hot debris bed is first assessed against experiments such as DEBRIS and PEARL, or by simulating the quenching of a reactor-scale debris bed, on which larger mesh cells can be generated like for integral codes. The latter simulation with large cells yields strong computation instabilities, due to the fact that two-phase cells, represented as a homogeneous water-steam mixture, are no longer representative of the real topology. Therefore, a new method is developed in order to track and reconstruct the quench front in an unstructured meshing evolving with time. Additionally, the mass, momentum and energy conservation equations for water and steam have to be locally adapted in order to take into account the moving quench front. Moreover, the present work proposes a method to reproduce the geometry of the debris bed domain, since a coarse meshing cannot reproduce pre-defined bed geometries properly, i.e. without smearing of the boundaries. The new modelling is verified against base cases that are analytically solvable. Finally, the capability of simulating with coarse meshing (and large cells), quickly and without any instabilities, was assessed by repeating the reactor-scale simulations.Item Open Access Modelling, simulation and analysis of a supercritical carbon dioxide decay heat removal system(Stuttgart : Institute of Nuclear Technology and Energy Systems, 2024) Hofer, Markus; Starflinger, Jörg (Prof. Dr.-Ing.)In case of a station blackout and loss of the ultimate heat sink, as occurred in the Fukushima accident, the supercritical carbon dioxide (sCO2) decay heat removal system can be used to transfer the decay heat to the ambient air. This innovative, compact and self-propelling system consists of a compact heat exchanger, a gas cooler and the turbomachine, a compressor and a turbine mounted on a single shaft. The discussion of the state of the art revealed that further research is required on all topics related to this system, e.g. modelling, validation, design, control and simulation. In this thesis, the models of the thermal-hydraulic system code ATHLET were improved, extended and validated for the simulation of this system. This includes the fast and accurate calculation of the sCO2 properties, heat transfer and pressure drop correlations for sCO2, water and air and heat exchanger and real-gas turbomachinery models. Subsequently, a cycle design strategy was proposed which maximizes the excess power at the highest ambient temperature to ensure a self-propelling operation at any boundary condition. These conditions include conservatively high as well as conservatively low decay heat curves and an ambient temperature range from -45 °C to +45°C. Furthermore, the modular design, with several sCO2 cycles with a design heat removal capacity of 10 MW per cycle, is applicable to different nuclear power plant types and sizes. Several operation and control strategies, which were developed in this thesis, facilitate reliable operation, even far from the design point. Operation at any ambient temperature is enabled by keeping the compressor inlet temperature constant at its design point. The turbine inlet temperature control combined with the successive shutdown of single cycles allows smooth operation along the decay heat curve. Further strategies reduce the thermal stresses, enable a relatively fast start-up or increase the heat removal capacity of the system further. For detailed analysis, the system was coupled to a generic Konvoi pressurized water reactor with a thermal power of 3840 MW, considering a combined station blackout and loss of the ultimate heat sink scenario. The results demonstrate that a system with four CO2 cycles provides sufficient heat removal for more than 72 h. Several failure analyses, e.g. failure of single cycles, control or fans, indicated that the system can even tolerate most of these unlikely events. Beyond nuclear safety, the code development, modelling, validation and simulation efforts contribute to research on sCO2 cycles in general, e.g. with regard to future power generation.Item Open Access Heat pipe-based DEMO divertor target concept : high heat flux performance evaluation(2023) Wen, Wen; Ghidersa, Bradut-Eugen; Hering, Wolfgang; Starflinger, Jörg; Stieglitz, RobertThe use of heat pipes (HP) for the DEMO in-vessel plasma-facing components (PFCs) has been considered because of their high capacity to transport the heat from a heat source to a heat sink by means of the vaporization and condensation of the working fluid inside and their ability to enlarge the heat transfer area of the cooling circuit substantially. Recent engineering studies conducted in the framework of the EUROfusion work package Divertor (Wen et al, 2021) indicate that it is possible to design a heat pipe with a capillary limit above 6 kW using a composite capillary structure (wherein axial grooves cover the adiabatic zone and the condenser, and sintered porous material covers the evaporator). This power level would correspond to an applied heat flux of 20 MW/m2, rendering such a design interesting with respect to a divertor target concept. To validate the results of the initial engineering analysis, several experiments have been conducted to evaluate the actual performance of the proposed heat pipe concept. The present contribution presents the experiment’s results regarding the examination of the operating limits of two different designs for an evaporator: one featuring a plain porous structure, and one featuring ribs and channels.Item Open Access 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.Item Open Access 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.Item Open Access 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.