04 Fakultät Energie-, Verfahrens- und Biotechnik
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Item Open Access Experimental investigation of flow boiling of water in narrow rectangular vertical channels(2009) Sobierska, Ewelina; Groll, Manfred (Prof. Dr.-Ing. habil.)In the last century electric and electronic devices have become an integral part of our life. Simultaneously, in pursuance of people's nature, needs and demands are incessantly increasing. Consequently, the devices are becoming more convenient (by means of being smaller and lighter) and the number of their functions is rising. One of the restrictions which stop this development is the Joule effect which creates a thermal management problem. Many options to achieve successful cooling are available, ranging from very simple passive cooling to active cryogenics methods. Among those, flow boiling offers very good heat transfer performance taking advantage of the latent heat of vaporisation. During flow boiling in microchannels a liquid coolant is pumped through an array of channels which can be attached to heated surfaces. A closed loop containing an evaporator with microchannels, a micropump and a condenser can be very compact and relatively inexpensive. There are three aspects of flow boiling: flow pattern, pressure drop and heat transfer. All three and their relationship are experimentally investigated in this work with the aim to find the best heat transfer performance conditions. The experiments were carried out in three rectangular channels with hydraulic diameters below 0.5 mm. Deionised water was used as working fluid. The heat transfer and pressure drop were investigated. Additionally a visualisation of two-phase flow was done in order to obtain a better understanding of the heat transfer mechanism. The results of this work can be briefly summarized as follows: The best heat transfer performance was found at thermodynamic vapour qualities close to zero, where slug flow was usually observed. The two-phase pressure drop can be predicted by a separate flow model which is based on governing equations (mass, energy and momentum conservation laws), the Lockhart-Martinelli method and the empirical void fraction equation with constants proposed by Lockhart and Martinelli.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 Auslegung eines Brennelements für einen Leichtwasserreaktor mit überkritischen Dampfzuständen(2006) Hofmeister, Jan Friedrich; Laurien, Eckart (Prof. Dr.-Ing.)Das Konzept des europäischen Leichtwasserreaktors mit überkritischem Wasser (HPLWR – High Performance Light Water Reactor) zeigt gegenüber einem aktuellen Leichtwasserreaktor grundsätzliche Unterschiede. So herrscht im Reaktor ein Systemdruck von ca. 25 MPa und das Kühlmedium wird von 280 °C um mehr als 220 °C aufgeheizt. Auf diese Weise erreicht es eine Austrittstemperatur von mehr als 500 °C und das Kraftwerk damit einen thermischen Wirkungsgrad von etwa 44 %. Das Kühlmedium verlässt den Kern aufgrund seines überkritischen Zustandes einphasig. Wasserabscheider, Dampftrockner oder Systeme für die Rezirkulation des Kühlmediums, wie bei laufenden Siedewasserreaktoranlagen üblich, sind somit nicht mehr notwendig. Des Weiteren wird der HPLWR wie ein Siedewasserreaktor nur mit einem Kühlkreislauf und einem Flusswasser- oder Kühlturmkreislauf betrieben, so dass auch auf Dampferzeuger, Druckhalter und Primärkreispumpen, wie sie in Druckwasserreaktoren gängig sind, verzichtet werden kann. Die Motivation, ein neuartiges Brennelement für den Leichtwasserreaktor mit überkritischen Dampfzuständen zu entwickeln, liegt in den außergewöhnlichen Betriebszuständen des Reaktors. Beispielsweise variiert die Dichte im Kern bis zu einem Faktor sieben. Aufgrund der sehr niedrigen Dichte des Kühlmediums im oberen Bereich der Brennelemente wäre beispielsweise die Moderation der Neutronen mit einem konventionellen Brennelement nicht mehr ausreichend. Die Auslegung eines Brennelements mit Kopfstück, Fußstück und Abstandshalter für einen Leichtwasserreaktor mit überkritischen Dampfzuständen wurde durchgeführt. Dabei wurde aufbauend auf den Vorüberlegungen in den Bereichen Neutronik und Thermohydraulik erstmals ein konkreter Entwurf für ein Brennelement und die dazugehörige Strömungsführung im Kern des HPLWR konzipiert. Zunächst wurde anhand einer Festigkeitsanalyse eine Durchbiegung von maximal 0,2 mm der Wände des Kastens eines Referenzbrennelements berechnet. Mit Hilfe dieser Durchbiegung und den geometrischen Abmessungen des Referenzbrennelements wurden anschließend die Wandstärken verschiedener Konzepte von quadratischen und hexagonalen Brennelementtypen mit jeweils einer oder zwei Brennstoffreihen bestimmt. Eine systematische Analyse hat gezeigt, dass ein quadratisches, zweireihiges Brennelement mit einem zentralen Wasserkasten den anderen untersuchten Konzepten überlegen ist. Um auf bewährte Technologien bestehender Anlagen zurückgreifen zu können, wurden neun dieser Brennelemente in einem 3x3-Brennelementbündel quadratisch angeordnet, so dass die Außenlänge des quadratischen Bündels den typischen Brennelementabmessungen von Druck- und Siedewasserreaktoren ähnelt. Für dieses Brennelementbündel wurden ein geeignetes Steuerstabkonzept, ein Kopfstück, ein Fußstück, ein Dampfplenum und das untere Plenum mit Kerntrageplatte und Lochplatte entwickelt. Des Weiteren wurde mittels einer Strömungsanalyse des unteren Plenums und des Fußstücks gezeigt, dass die annähernd homogene Kühlmitteltemperatur am Brennelementeintritt die Anforderungen erfüllt.Item Open Access Temporary melt retention in the reactor pit of the European pressurized water reactor (EPR)(2005) Nie, Markus; Lohnert, Günter (Ph.D., Prof.)The EPR is provided with a core catcher to preserve the integrity of the containment also in case of a postulated severe accident with core melting. The principal conceptual idea behind the core catcher is to spread the melt on a large area located lateral to the reactor pit and to cool it at both, the melt upper and lower surface. A key element with respect to achieving a coolable melt configuration in the spreading area is the temporary melt retention in the reactor pit. This measure aims to decouple the long-term stabilisation from in-vessel processes, RPV failure mode and corresponding melt discharge as well as associated uncertainties. Its specific objectives are (i) to accumulate the melt in cases of sequential melt releases and (ii) to unify and to condition the spectrum of in-vessel melt characteristics at the time of and for spreading. The temporary melt retention is achieved by layers of sacrificial concrete attached to the sidewalls of the pit and placed on top of the melt gate, through which the melt must erode. Temporary melt retention terminates after the melt contacts and opens the melt gate, which blocks the access to the spreading area. The principal objective of this work is to provide evidence that the goals of the temporary melt retention can be adequately fulfilled. Given this focus, the MCCI programme COSACO is developed to analyse the interactions between the core melt and sacrificial concrete. The innovative phenomenological approach underlying to COSACO constitutes a coherent description of the mutual dependency between thermal hydraulics and thermochemical phenomena. Modelling of these phenomena employs real solution thermochemistry. The validation of the program against representative experiments proofs the suitability of the new approach on the basis of adequately reproducing the principal experimental data. Notably, the agreement was obtained without employing additional parameters adjustable to experiments. The analysis of the temporary melt retention exploits the inherent characteristic of the MCCI pool to establish a coupled system with the bottom structures of the RPV due to exchange of radiant heat. In parallel, the effect of different initial amounts of melt involved in the initial melt pour as well as of the decay heat level is parametrically investigated. The analyses has identified that the ablation front progression is inherently self-regulating, as it adapts to the amount of released melt and to the actual decay heat level. Given these characteristics, it is demonstrated that an effective accumulation of the melting core in the pit is achieved independent of the scenario. The refractory layer backing the walls of sacrificial concrete and the fixed position of the melt gate constitute a geometrical constraint for melt front progression in sideward and downward direction. This constraint restricts the ablatable amount of concrete as well as the surface/volume ratio of the melt. Thanks to this characteristic, the terminal spectrum of melt compositions and melt states is predicted to be highly unified. At the same time, these states exhibit properties which are well-suited for melt spreading.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.