Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten

1992 Institut für Reaktorsicherheit

Kernforschungszentrum Karlsruhe

L

KfK 5137

Ergebnisbericht über Forschungs-und En icklungsar iten

1992 Institut für Reaktorsicherheit

Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

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Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 7500 Karlsruhe 1

ISSN 0303-4003 ISSN 0943-8955

Institut für Reaktorsicherheit (IRS) Leitung: Prof. Dr. D. G. Cacuci

Das Institut für Reaktorsicherheit entstand im Jahre 1992 aus dem früheren Institut für Reaktorentwicklung (IRE, Leitung bis 31. 3. 1992 Prof. Dr. D. Smidt). Ebenfalls im Laufe des Jahres 1992 wurden die früher im IRE bearbeiteten Aufgaben aus dem Bereich der Datenverarbeitung und Handhabungstechnik auf das Institut' für angewandte Informatik (lAI) übertragen. Die Abteilungen Datenverarbeitung und Handhabungstechnik wurden organisatorisch dem lAI angegliedert.

Die Forschungs- und Entwicklungsarbeiten des Instituts für Reaktorsicherheit konzentrieren sich auf den Bereich der Energietechnik mit den Schwerpunkten .. Projekt Kernfusion" und .. Projekt Nukleare Sicherheitsforschung". Der überwiegen­de Teil der theoretischen und experimentellen Vorhaben wird in Zusammenarbeit mit anderen KfK-Instituten und externen Partnern durchgeführt. Mit der Universität Karlsruhe besteht eine fruchtbare wissenschaftliche Zusammenarbeit.

Die Beiträge zum Projekt Kernfusion beziehen sich auf spezi­fische Anforderungen für hochbelastete Komponenten, auf Untersuchungen zur Vakuumtechnik und zu Sicherheitsfragen. Einige wichtige Ergebnisse sind: Versuche zum thermomecha­nischen Verhalten von Divertor-Werkstoffen ergaben eine überwiegend gute Beständigkeit der Lötverbindungen. Analy­sen zur thermischen Versagenspropagation in supraleitenden Magneten zeigten den Einfluß des lokalen Magnetfeldes auf die Quenchausbreitung. Für die mechanische Beanspruchung der NET-Magnete infolge elektrischer Störungen wurden ver­schiedene kritische Bereiche identifiziert. Desweiteren wurde nachgewiesen, daß die Beanspruchungen eines Flüssigme­taii-Biankets bei einem Plasmazusammenbruch konstruktiv beherrscht werden können.

Für das Projekt Nukleare Sicherheitsforschung laufen Unter­suchungen zum dynamischen Verhalten schneller Reaktoren unter Störfallbedingungen, zur Ausbreitung lokaler Kühlungs­störungen im Reaktorkern sowie zur Kernüberwachung. Zur Sicherheit von Leichtwasserreaktoren werden Untersuchun­gen zur Dampfexplosion, zu den mechanischen Auswirkungen einer postulierten Dampfexplosion sowie zur Tragfähigkeit von Containmentstrukturendurchgeführt Wichtige Ergebnisse aus den Untersuchungen für schnelle Reaktoren sind: Fortschritte in der Modeliierung des Brennstabverhaltens bei Leistungs­transienten; Harmonisierung der Codeentwicklung zur Be­schreibung kernzerstörender Ereignisse mit europäischen und japanischen Partnern; Quantifi~ierung des Einflusses von Wendeldrahtabstandshaltern auf die Materialumverteilung im Brennelement als Folge schwerer Störfälle; der in den CABRI­Experimenten beobachtete Einfluß des Abblasens von Spalt­gas auf die Vorgänge nach dem Brennstabversagen; der Nachweis der Kühlbarkeil der EFR-Brennelemente durch Na­turkonvektion beim totalen Ausfall der Stromversorgung der Anlage sowie Energiekonversionsraten unterhalb von 1 %bei Simulationsexperimenten zum Verhalten geschmolzener Ma­terialien bei der Injektion in Natrium. Aus den Untersuchungen zur Sicherheit von Leichtwasserreaktoren seien Nachrechnun­gen eines CORA-Experiments zur Verifikation des SCDAP/ RELAP-Codes, die Vorbereitung von Modellexperimenten zur

Untersuchung der mechanischen Auswirkungen einer Dampf­explosion auf den oberen Bereich des Reaktordruckbehälters, die Optimierung und Auslegungsrechnungen für ein Verbund­Containment, sowie Analysen zur Energiedissipation beim Versagen des Druckbehälter-Bodens erwähnt.

Die Beiträge zum Arbeitsschwerpunkt Sonstige Forschungs­vorhaben sind teils grundlagen-, teils anwendungsorientiert Sie umfassen experimentelle Arbeiten zur Entwicklung eines thermoelektrischen Konverters, die Entwicklung eines Re­chenprogramms zur Analyse gekoppelter fluid-strukturdyna­mischer Probleme sowie die Weiterentwicklung der instituts­internen Datenverarbeitung.

Darüber hinaus wurden zwei Einzelvorhaben aus anderen Arbeitsschwerpunkten im Jahre 1992 abgeschlossen. Es han­delt sich dabei um eine Meßapparatur für berührungslose Fernvermessung zum Arbeitsschwerpunkt Handhabungstech­nik sowie um Untersuchungen für viskoplastische Materialmo­delle im Rahmen des Arbeitsschwerpunktes Werkstoffe und Grenzflächen.

Nach dem Stand vom 31. 12. 1992 sind im Institut 68,5 Mitar­beiter beschäftigt, darunter 32 Akademiker, 11 ,5 Ingenieure und 25 sonstige Mitarbeiter. Hinzu kommen zwei Doktoranden, ein Delegierter sowie vier Angehörige des Instituts für Kern­technik und Reaktorsicherheit der Universität Karlsruhe.

31 31.01

31.01.01 IRS

Projekt Kernfusion (PKF) Entwurfsstudien zu Fusionsanlagen Studien für NET/ITER

Zu diesem Vorhaben wurde im Berichtszeitraum vom IRS kein Beltrag geleistet.

31.02 Strukturwerkstoffe für Fusionsanlagen

31.02.03 IRS Hochbelastbare Komponenten

Im Rahmen der Auslegungsarbeiten und grundlegenden Un­tersuchungen zur Werkstoffauswahl für den NET/ITER-Diver­tor werden Versuche zum thermomechanischen Verhalten von unterschiedlichen Werkstoffen und Werkstoffkombinationen durchgeführt. Dabei werden Proben von 5 cm Durchmesser und 0.8 cm Dicke in einer umgerüsteten Plasmaspritzanlage, deren Gasflamme als Wärmequelle dient, thermisch zykliert. Das Programm umfaßt die Untersuchung von Werkstoffen auf Kohlenstoffbasis (die in einem Fusionsreaktor dem Plasma zugewandt sind), metallische Strukturwerkstoffe auf Molyb­dän-, Wolfram- und Kupferbasis, sowie gelötete Verbindungen aus diesen Gruppen. Im Berichtszeitraum konzentrierten sich die Arbeiten auf gelötete Proben, die jeweils etwa 10 000 thermischen Zyklen unterschiedlicher Intensität ausgesetzt wurden.

16 der insgesamt 18 untersuchten Proben aus sieben verschie· denen Werkstoffkombinationen überstanden die Zykliertests ohne äußeres mechanisches Versagen und ohne meßbare Änderung ihres thermischen Verhaltens. Dies spricht für die allgemein gute Beständigkeit der Lötverbindungen, die in die­ser Form nicht erwartet worden war. Der Hersteller der Proben hatte ein spezielles Lötverfahren angewandt, bei dem die Oberfläche auf der zu lötenden Schutzschicht künstlich ver­größert wurde. Dies geschah durch Einbrennen kraterförmiger Vertiefungen (von typischerweise 0.2 mm Durchmesser, 0.7 mm Tiefe im Abstand von 0.5 mm) mittels Laser, wie in der Abbildung zu erkennen ist.

Die beiden verwendeten Kohlenstoffaser-Verbundwerkstoffe (CFC), nämlich Aerolor A05 und Sepcarb N112, zeigten kei­nerlei Schädigung als Folge der thermischen Zyklen bei den hier erreichten Spitzentemperaturen bis ca. 1200-1500 oc. Dies entspricht auch den Ergebnissen aus den früheren Ver­suchen mit einschichtigen Proben. Beide Werkstoffe sind na­hezu gleichwertig in Bezug auf den Wärmewiderstand. Der thermische Kontakt zwischen der plasmaseiligen Schutz­schicht und der metallischen Struktur blieb in fast allen Fällen gewahrt, obwohl die nominelle Schmelztemperatur des Lotes bei etwa der Hälfte der Proben l~okal erreicht oder gar deutlich überschritten worden war.

Die bisherdurchgeführten zerstörenden Nachuntersuchungen haben einige Veränderungen in der Lötschicht aufgezeigt. So wurden beispielsweise häufig Hohlräume in den ursprünglich mit Lot gefüllten Kratern an jenen Stellen gefunden, wo die Schmelztemperatur des Lotes beim Zyklieren zeitweise über­schritten worden war. An anderen Stellen wurden Risse und Gefügeänderungen im Lot festgestellt, die aber die Verbindung als Ganzes zwischen der CFC-Schutzschicht und dem metal­lischen Substrat aus der Molybdänlegierung TZM nicht zerstört hatten. Bei zwei der 18 Proben waren jedoch die zulässigen

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Beanspruchungen überschritten worden. Die Abbildung zeigt ein Schliffbild einer der beiden Proben nach dem thermischen Zyklieren. Es handelt sich um die Verbindung Aerolor A05 mit Glidcop Al25 (einer dispersionsgehärteten Kupferlegierung) als Substrat mit einer 1 mm dicken Zwischenschicht aus TZM. Die Lötschicht zwischen Al25 und TZM ist zerrüttet, während die andere, sogar im heißeren Bereich liegende Lötung zwi· sehen Aerolor A05 und TZM intakt geblieben ist.

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Schliffbild einer gelöteten Drei-Schicht-Probe nach thermischem Zyklieren. Die Schichtenfolge von oben nach unten ist Aerolor A05, TZM·Zwischen­schicht, Glidcop Al25. Die untere Lötung ist durch die thermischen Zyklen zerstört.

Die begleitenden Spannungsanalysen mit Methoden derfiniten Elemente geben qualitativ eine Erklärung für das unterschied· liehe Verhalten der Lötverbindungen, auch wenn eine Bere­chenbarkeil von Versagensgrenzen nach bruchmechanischen Modellen für solche Strukturen noch nicht möglich ist.

Insgesamt werden von den sieben untersuchten Werkstoff­kombinationen die Varianten Sepcarb-N112/TZM und Aerolor­A05/TZM mit 1 O%Cu-90% Ti-Lot als die günstigsten bewertet. Bei der Verbindung Aerolor A05 mit Glidcop Al25 hat sich die Zwischenschicht aus TZM als problematisch erwiesen. Das Vorhaben wird in kürze abgeschlossen.

Veröffent· Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

V32759 03.02.03P01 A G. Class

31.07 31.07.01 IRS

K. Kleefeldt K. Schramm C. Strobl

Tritiumtechnologie Vakuumtechnik für Fusionsanlagen

Das bereits seit 1987 im IRE entwickelte und bewährte Re­chenprogramm MOVAK3D, das die Molekularströmung durch beliebige Vakuumkanäle zur Ermittlung der Durchtrittswahr· scheinlichkeit mittels Monte-Cario-Simulation behandelt, wird überarbeitet. Ziele sind hierbei u.a. die Verbesserung der Benutzeroberfläche, um eine leichtere Bedienbarkeil zu errei­chen, die Erweiterung der Geometriedarstellung der Vakuum­kanäle und insbesondere die Erweiterung der physikalischen Modellierung. Von großem Interesse ist es, auch den Bereich

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der Knudsen-Strömung zu erfassen. Hier besteht generell Bedarf aus der Sicht vielfältiger Vakuum-Anwendungen.

Zur Unterstützung der Vakuum-Pumpen-Versuche des HIT werden theoretische Analysen durchgeführt, wobei wiederum das Rechenprogramm MOVAK3D als Analysewerkzeug benö­tigt wird. Ziel ist es, die Übertragung der aus den Tests in den Versuchsanlagen HELENE und TITAN gewonnenen Daten auf prototypische Großkomponenten abzusichern. Hierbei stehen Ergebnisse zu Einzeleffekten, wie z. B. das Verhalten von Absorber-Panels, Kryotrapping, Co-Pumping, im Mittelpunkt des Interesses.

Veröffent- Primärberichte lichungen

Beteiligte Mitarbeiter

V32010

31.08 31.08.01 IRS

G. Class K. Brockmüller K. Schramm

Sicherheit und Umwelteinfluß Komponentenbezogene Sicherheitsuntersuchungen

Thermische Versagenspropagation in Magneten

Mit Untersuchungen zur thermischen Versagenspropagation in supraleitenden Magneten insbesondere an den Toroidalfeld­Spulen (TF) von NET soll gezeigt werden, daß eine in einer Spule wachsende normalleitende Zone keine anderen Syste­me der Anlage beeinträchtigt. Zur Bearbeitung dieser Frage wurde das Programmsystem MAGS entwickelt.

Im Berichtszeitraum wurde eine Eingabebeschreibung für MAGS erstellt sowie die 1991 begonnene Analyse der Quench­ausbreitung in einer kurzgeschlossenen TF-Spule während einer TF-Systemabschaltung fortgeführt.

Die Analyse ergab, daß etwa 1 0 s nach Quenchbeginn die gesamte Spule gequencht ist. Zu diesem Zeitpunkt wird die maximale Temperatur in der Spule mit etwa 600 K erreicht. Der Ohm'sche Widerstand beträgt dann etwa 0.3 n. Die Spannung über die Spule erreicht einen maximalen Wert von 10 kV und die größte Spannungsdifferenz zwischen benach­barten Leitern beträgt ca. 870 V. Als maximale Isolatortempe­ratur wurden 113 K berechnet. Der Heliumdruck in den Leitun­gen ist hoch, er beträgt im Maximum etwa 57 MPa.

Nachdem diese Analyse die Bedeutung des Magnetfeldes für die Quenchausbreitung aufzeigte, wurde der Modul EFFI ge­ändert, der dieses Feld berechriet. Bisher wurde das Feld nur in den Eckpunkten der Querschnitte des Windungspaketes berechnet, die neue Version berechnet das Feld jedoch für jede einzelne Windung. Die Abbildung läßt erkennen, daß eine Interpolation nur ausden Eckwerten eine recht grobe Näherung ist.

Zur Qualifizierung des MAGS-Rechenprogramms wurden Ver­gleichsrechnungen zu SARUMAN-Analysen durchgeführt. Er­ste Vergleiche zeigen gewisse Unterschiede, die durch die Zielsetzung der Programme, nämlich Auslegungsanalyse bei SARUMAN und Unfallanalyse bei MAGS, bedingt sind. Eine Bewertung ist ohne einen Vergleich mit experimentellen Daten

nicht möglich. Dazu wurde mit der Nachrechnung eines Quench-Experimentes mit der EURATOM-Spule des LARGE COIL TASK begonnen.

PANGAKE WINDUNG

Magnetfeld über einem Spulenquerschnitt Für die Quenchausbreitung ist das lokale Magnetfeld ein entscheidender Parameter. Durch die Bestim­mung dieses Feldes für jede Windung sind genauere Analysen möglich.

Mechanische Beanspruchung der Magnete

Die Untersuchungen zur Strukturmechanik konzentrierten sich auf die wechselseitigen Auswirkungen von elektrischen Stö­rungen in den Toroidalfeldspulen und Poloidalfeldspulen auf die Spulen und Strukturen von NET/ITER. Damit sind die Untersuchungen für den derzeitigen Entwurf in einem ersten Durchgang abgeschlossen.

Zusammenfassend wurden folgende kritische Bereiche der Spulen und ihrer Strukturen identifiziert:

a) Gewölbe, gebildet aus den inneren Schenkeln der Toroi­dalfeldspulen: Kurzschlüsse in diesen Spulen führen zu asymmetrischen Gewölbebelastungen. Bei der gegenwär­tigen Konstruktion ohne formschlüssige Verbindungen entlang der Spulenschenkel kann ein Kollaps mit unkon­trollierbaren Verschiebungen nicht zuverlässig ausge­schlossen werden. Fehler in den Poloidalfeldspulen führen zu erhöhten Torsionsbeanspruchungen des Gewölbes und deshalb zu Gleitbewegungen benachbarter Spulen­schenkel und daraus resultierenden großen Verformun­gen und hohen Beanspruchungen der Verschraubungen der Spulen am oberen und unteren Ende des Gewölbes.

b) Oberer Bogen der Toroidalfeldspulen: Bei Fehlern in den Poloidalfeldspulen kann es zu verstärkten Laterallasten in den Spulenbögen kommen. ln der Teilfuge der Spulenge­häuse werden dabei infolge der Biege-Schubspannungen die Schrauben und Schweißnähte zwischen den Gehäu­sehälften stark beansprucht. Bei der derzeitigen Ausle­gung sind Brüche nicht auszuschließen. Die Folge davon wären große seitliche Verschiebungen mit instabilem Ver­halten infolge positiver magnetischer Rückkoppelung der Spulenkräfte.

c) Stapel der inneren Poloidalleldspulen (Solenoide): Fehler in den Solenoidspulen können zu starken abstoßenden

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Kräften benachbarter Solenoide führen. Bei den vorliegen­den Abmessungen der tragenden Querschnitte kann ein Bruch der Spulenhalterung und damit ein Ausschleudern der Spulen aus dem Verband nicht ausgeschlossen wer-den. '

d) Äußere Poloidalfeldspulen: Fehler in den Poloidalfeldspu­len können zu kritischen Umfangsspannungen in der Spu­lenstruktur führen.

e) Lagerung der äußeren Poloidalfeldspulen: Fehler in den Toridalfeldspulen können infolge asymmetrischer Lateral­belastung zu Überlasten einzelner Lagerpunkte führen.

Die unter b) bis e) genannten Probleme sind voraussichtlich durch geeignete Strukturverstärkungen lösbar. Größte Auf­merksamkeit erfordert die Lösung des unter a) genannten Gewölbeproblems. Es handelt sich dabei um ein stark nichtli­neares, schwer berechenbares lnstabilitätsproblem. Eine kon­struktive Verbesserung ist aus Gründen der geforderten leich­ten Austauschbarkeit einzelner Spulen durch Fernhantierung schwierig. Eine zuverlässige Behebung des Problems erfordert deswegen tiefergehende Untersuchungen und ggf. auch Ex­perimente.

Zuverlässigkeitsuntersuchungen

Bei Untersuchungen der Stromabschaltung supraleitender Magnete zeigte sich, daß die Zuverlässigkeit bei einer Demon­strations-Fusionsanlage gegenüber den bereits analysierten Experimentieranlagen, wie z. B. TESPE, LCT oder POLO, um Größenordnungen gesteigert werden muß. Diese Notwendig­keit ergibt sich aus dem höheren Gefährdungspotential auf­grundder gespeicherten Energie. Auf der Basis der Techno­logie von Spaltungsreaktoren wird ein Schutzsystem vorge­schlagen, das gegenüber dem vorhandenen System über eine wesentlich gesteigerte Fehlererkennungs-Fähigkeit verfügt. Anhand einer Sicherheitsanalyse wurde nachgewiesen, daß die Anforderungen prinzipiell durch das konzipierte System erfüllt werden könnten. Für die Auslösung einer Stromabschal­tung im Falle eines Quenchsergibt sich fürden konventionellen festverdrahteten Systemteil eine Unverfügbarkeit in der Grö­ßenordnung von 1 o-7 pro Anforderung. Für den neu konzipier­ten Systemteil zur Fehlerdetaktion in den redundanten Maß­kanälen liegen die Unverfügbarkeitswerte noch um zwei Grö­ßenordnungen niedriger.

Beanspruchung eines Flüssigmetaii-Biankets

ln Untersuchungen zur dynamischen Belastung des selbstge­kühlten Flüssigmetaii-Biankets während eines Plasmazusam­menbruchs wurde gezeigt, daß die gekoppelten elektromagne­tischen und struktur-/fluiddynamischen Probleme durch Erwei­terung vorhandener Finite-Element-Programme behandelt werden können. Ein entsprechendes Programmsystem, be­stehend aus dem modifizierten 3D-Wirbelstromprogramm CA­RIDDI, dem am IRSentwickelterl Kopplungsprogramm CARA­DI sowie dem Struktur-/fluiddynamisehen Programm ADINA, wurde inzwischen erstellt und anhand einfacher Beispiele und analytischer Lösungen getestet. Es liefert über einen großen, für die Blankets relevanten Parameterbereich ausreichend genaue Ergebnisse.

Es zeigte sich, daß bei einem Zusammenbruch des Plasma­stroms von 20 MA innerhalb von 20 ms und bei den gewählten Einspannungsvarianten die Wirbelstromdämpfung vernach­lässigbar ist. Ebenso tragen die Dämpfungseffekte, die durch das leicht bewegliche, elektrisch leitende Fluid bewirkt werden, nur bedingt zu einem Spannungsabbau in der Struktur bei.

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Kraftdichte im selbstgekühlten Flüssigmetaii-Bianket am Ende des Plasma­zusammenbruchs. Die maximale Kraftdichte tritt in den Seitenwänden auf und beträgt ca. 3,3. 107N/m3

•

Bei fester Einspannung der Rückwand treten die maximalen von-Mises-Vergleichsspannungen in den Seitenwänden auf. Sie betragen ca. 34 MPa und liegen deutlich unterhalb zuläs­siger Grenzwerte. Für weniger feste Einspannungen nimmt dieser Wert zu, bleibt aber z. B. für eine feste Einspannung der beiden Stirnflächen des Blankets mit 140 MPa in einem akzeptablen Bereich. Damit wurde gezeigt, daß ein geeignet ausgelegtes Flüssigmetaii-Bianket den Beanspruchungen bei einem Plasmazusammenbruch gewachsen ist.

Veröffent­lichungen

V32577 V32760

32789

Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter

31.08.01 P04A G. Bönisch 31.08.01 P04B B. Dolensky 31.08.01 P02A Y. Hoang 31.08.01 P02B T. Jordan

R. Krieg R. Meyder S.Raff H. Schnauder

31.08.02 IRS Anlagenbezogene Sicherheitsuntersuchungen

Die Untersuchungen zur Sicherheit der NET/ITER-Magnetsy­steme, die eng mit 31.08.01 verknüpft sind, wurden in Zusam­menarbeit mit dem Institut für Technische Physik fortgeführt. Der Stand der verschiedenen Analysen bei KfK wurde unter Einbeziehung externer Forschungsergebnisse dokumentiert. Da das Inventar an Radioaktivität in einem Magnetsystem gering ist, konzentrieren sich die Untersuchungen auf die Frage, ob die in den supraleitenden Magneten gespeicherte Energie Störfälle auslösen kann, die benachbarte Komponen­ten beeinträchtigen. Die bisherigen Untersuchungen zeigten die Notwendigkeit, Quenchereignisse, Kurzschlüsse und Licht­bögen sowie mechanische Reaktionen der Magnetstruktur in den weiteren Analysen zu berücksichtigen.

Zu einem anlagentechnisch sehr wichtigen Aspekt, der Frei­setzung von Tritium, wurde eine Übersicht erstellt. Sie enthält Angaben über die Tritium-Freisetzung aus bestehenden kern­technischen Anlagen und die zu erwartende Freisetzung aus einer Fusionsanlage.

Für die Bewertung unterschiedlicher Blanketkonzepte wurden eine Liste von Kriterien ausgearbeitet und eine Vorgehenswei­se vorgeschlagen, die es erlaubt, die Sicherheit sowie die Zuverlässigkeit und Verfügbarkeil eines Blanketsystems ab­zuschätzen. Die vorgeschlagenen Kriterien sind: die toxischen Inventare und Quelltherme, die für eine Mobilisierung von toxischen Stoffen verfügbaren Energien, die Reaktion eines Systems auf Fehler und Störfälle, die Freisetzung von Radio­aktivität im Normalbetrieb und bei Störfällen, die Abfallbehand­lung, sowie die Zuverlässigkeit und Verfügbarkelt

Veröffent- Primärberichte lichungen

32504 31.08.02P01 A 32550

Beteiligte Mitarbeiter

W. Kramer R. Meyder S. Raff H. Schnauder

32 Projekt Nukleare Sicherheitsforschung (PSF)

32.01 Physik und Kernüberwachung für Schnelle Brüter

32.01.05 IRS Störfalldiagnose, Signalvetarbeitung

Zur Erhöhung der Zuverlässigkeit und Empfindlichkeit der Methoden zur Störfallerkennung in Schnellen Brütern ist der Einsatz von Diagnosesystemen vorgesehen. Grundprinzipsol­cher Systeme ist die Bewertung aller zur Verfügung stehenden Informationen über den Anlagenzustand unter Verwendung fortschrittlicher Verfahren der lnformationsverarbeitung, wie z. B. wissensbasierte Entscheidungssysteme. Von 1987 bis 1991 wurde in Zusammenarbeit mit dem lAI und der Firma Siemens/KWU das Prototyp-Expertensystem DESYRE für die KNKII entwickelt. Seine Aufgabe ist die zuverlässige Früher­kennung von Störungen im Kern und im Primärsystem.

Die Erprobung dieses Systems wurde im Jahr 1992 abge­schlossen. Dabei wurden reale Meßdaten verwendet, die vor der Abschaltung der KNKII über einen längeren Zeitraum aufgezeichnet worden waren. Während der Datenaufzeich­nung traten an der KNKII keine Störungen auf. Es wurden jedoch zahlreiche betriebliche Zustandsänderungen vorge­nommen, die eine partielle Validierung von DESYRE erlaubten. Diese Tests haben gezeigt, daß das System prinzipiell fähig ist, betriebliche Zustandsänderungen schnell und zuverlässig zu erkennen und von echten Störungen zu diskriminieren. Probleme ergaben sich bisweilen durch zufällige oder syste­matische Abweichungen des Normalzustandes der Anlage vom Sollzustand und bei der dynamischen Generierung der für die Bewertung der aktuellen Anlagedaten erforderlichen Referenzwerte.lnsgesamt gesehen hat die DESYRE-Entwick­lung die Eignung wissensbasierter Diagnosesysteme für die Früherkennung von Störungen in Kernreaktoren bestätigt.

Veröffent­lichungen

Primärberichte

32.01.05P01 A 32.01.05P03A 32.01.05P03B

Beteiligte Mitarbeiter

G. Hoffmann K. Schleisiek G. Politzky

32.01.06 IRS Meßverfahren zum Nachweis von Brennelement­Hüllschäden, Primärkreislauf­kontamination

Zur Gewährleistung von Sicherheit und Verfügbarkeil natrium­gekühlter Reaktoren ist es notwendig, Brennstabdefekte mög­lichst schnell zu erkennen und ihre Art, Größe und Position im Reaktorkern zu bestimmen. Dies geschieht durch Messung der freigesetzten Spaltprodukte im Primärnatrium und im Schutzgas.

Schwerpunkt der Arbeiten war die Auswertung der in der KNKII bis zu ihrer Abschaltung Im August 1991 durchgeführten Ex­perimente, insbesondere der Absoluteichung des Detektions­systems für verzögerte Neutronen (Delayed Neutron Detec­tion, DND) mittels einer Uran-Nickei(UNi)-Quelle. Bei diesem Experiment wurde erstmals dmch Korrelation der ON-Signale mit dem Neutronenfluß bei periodischen Leistungsoszillatio­nen eine direkte Messung der Kühlmittellaufzeit vom Kern bis zu den ON-Monitoren durchgeführt. Die für den östlichen Primärkreislauf bei 60 % der nominellen Reaktorleistung er­mittelte Laufzeit von 37 s stimmt recht gut mit dem bisher für beide Kreisläufe angenommenen Wert von 36 s überein. Die für den Westkreislauf ermittelte Laufzeit beträgt dagegen 46 s. Ursache dieser Asymmetrie ist vermutlich die exzentrische Anordnung der Einbauten im oberen Kühlmittelplenum.

Die Auswertung der mit der UNi-Quelle gemessenen ON-Si­gnale ergab, daß die integrale Monitorempfindlichkeit um etwa einen Faktor 4 niedriger ist als bisher angenommen wurde. Dies ist in erster Linie auf eine Überschätzung des von den Detektoren "eingesehenen" Natriumvolumens zurückzufüh­ren.

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Detektion defekter Brennstäbe in der KNK II im Vergleich zu europäischen Betriebserfahrungen

Die bei den in der KNKII aufgetretenen Brennelementschäden gemessenen ON-Signale wurden unter Verwendung der ex­perimentell ermittelten Monitorempfindlichkeit und unter An­nahmeder Spaltprodukttreisetzungdurch Recoil in äquivalente Schadensflächen umgerechnet. Die Ergebnisse sind in der Abbildung über den bei der Nachbestrahlungsuntersuchungen gemessenen geometrischen Schadensflächen aufgetragen. Sie liegen in der Bandbreite der von anderen Reaktoren bekannten Ergebnisse und zeigen, daß die mit Brennstabde­fekten verbundenen ON-Signale immer um wenigstens einen Faktor 10 größer sind als mit dem Recoii-Modell für die geo­metrischen Schadensfläche berechnet.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

32.01.05P01 A G. Hoffmann S. Jacobi 0. Jonatzke G. Schmitz I. Schmuck

32.02 Sicherheit und Stofffragen von Schnellen Brütern

32.02.01 IRS Theoretische Arbeiten zur Reaktordynamik- und -sicherheit

Bei der Methodenentwicklung zur Analyse kernzerstörender Unfälle standen die Verbesserungen am SAS4A-System im Mittelpunkt. Entsprechend einer Vereinbarung mit PNC, ANL und den europäischen Partne(n AEA-T und CEA wurden die Einzelmodelle, insbesondere das Brennstab-Deformations­modell, überarbeitet. Nach Erreichen einerzufriedensteilenden Übereinstimmung der Nachrechnungen mit den GABAl-Ergeb­nissen wurden die Codemodifikationen für die KfK- Version von SAS4A mit denen des ANL und denen von PNC kombiniert. Dabei waren insgesamt 190 verschiedene Unterprogramme zu überarbeiten. Mit der Implementierung der Codemodifika­tionen wurde auch die Common-Strukturvon SAS4Aerweitert, um separate Eingabe- und Arbeitsfelder für eine kompatible Weiterentwickung des Codes an verschiedenen Labors ver­fügbar zu machen. Als Ergebnis entstand die neue Referenz­version mit dem Namen SAS4A REF92.

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Nach der Einstellung der Entwicklungsarbeiten am Europä­ischen Accident Code EAC-2 Ende 1991 im JRC lspra wurden die bis dahin verfügbaren Programmteile an KfK übergeben. Der EAC-2 Code mit verbesserten Modellen zur Brennstab­mechanik (TRANSURANUS), zur stabinternen Brennstoffbe­wegung vor dem Versagen (CAMDYN) und zur Simulation der Brennstoffbewegung nach dem Versagen wurde auf der IBM 3090 des KfK implementiert; die Testbeispiele wurden nach Programmkorrekturen erfolgreich nachgerechnet. Darüber­hinaus wurde ein Programm zur 3D Neutronenkinetik in hexa­gonal aufgebauten Schnellbrüterkernen auf der Basis des HEXNOD Programms von lspra an KfK übergeben.

Die Sicherheitsanalysen von Reaktorentwürfen konzentrierten sich auf Analysen des hypothetischen unkontrollierten Kühl­mitteldurchsatzstörfalls (UKDS) im European Fast Reactor (EFR) mit SAS4A REF92.

Die Rechnungen wurden für den LVC Kern (LVC = lower void core) mitvorgegebenen Daten von AEA-T, Risleydurchgeführt. Sie sind Teil einer gemeinsamen Vergleichsstudie von KfK, AEA-T und CEA Cadarache mit unterschiedlichen Analysemo­dellen. Der Basisfall verwendet die Parameter, die aus der Analyse von GABAl-Experimenten übernommen wurden. Sein Verlauf ist unenergetisch mit einer maximal 100fachen Lei­stungsüberhöhung, die vor allem durch Valdrückwirkungen beim Sieden bestimmt wird. Die Abschaltung erfolgt überwie­gend durch die Ausschwemmung von Brennstoffpartikeln. Es zeigt sich, daß die Wandreibung bei dieser Partikelströmung sehr gering wird und die Beschreibung der Partikelreibung untereinander noch genauer erlaßt werden muß .•

Parameteruntersuchungen zum UKDS zeigen einen starken Einfluß der hydraulischen Kopplung zwischen den verschie­denen Brennelementen beim Sieden. Durch die Trägheitswi­derstände im Primärkreis wird die Na-Expulsion nach unten verzögert, gleichzeitig wird die Durchströmung der noch nicht siedenden Elemente verstärkt, was insgesamt die Reaktivi­tätsrampen durch Sieden bei Beginn der Brennstoffbewegung mehr als halbiert. Der entstehende mildere Leistungsverlauf verzögert das Brennstabversagen mit Brennstoffbewegung und vergrößert den Zeitraum für vorausgehende separate Hüllrohrbewegungen. Verzögertwerden auch der Siedebeginn und das Aufsieden in den stärker gekühlten Elementen mittlerer und niedriger Leistung.

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Einfluß der hydraulischen Kopplung zwischen den Brennelementen auf die Leistungsexkursion beim UKDS-Unfalllm EFR-LVC-Kern

Negative Strukturrückwirkungen, die zu schwach sind, Sieden beim UKDS zu verhindern, können die Energetik des Ablaufs insgesamt verstärken, wenn sie kompaklive Brennstoffbewe­gung zur Kernmitte aufrund niedriger Versagenspositionen

hervorrufen, die sich autokatalytisch verstärken. Für das Ent­stehen von Brennstoffkompaktionen durch stab'interne Bewe­gung sind neben Versagensposition und Stabinnendrücken auch der Aufbau von Gegendruck, z. B. durch BNR,,und die auswärts gerichtete Brennstoffbewegung im Kühlkanal mit ihren stark negativen Rückwirkungen von großer Bedeutung. Änderungen in den mikrophysikalischen Modellen für den Energie- und Impulsaustausch des Brennstoffs im Kühlkanal, insbesondere für die Strömung noch fester Partikel, beeinflus­sen das Ergebnis wesentlich. Energetische Abläufe traten aber nur in solchen Fällen auf, in denen die Abschwächungseffekte durch die hydraulische Kopplung zwischen den Kanälen ver­nachlässigt wurden. Die maximale berechnete isentrope Ex­pansionsarbeit des Brennstoffs bei Expansion auf ein Schutz­gasvolumen von 625 m3 beträgt 313 MJ. Andere Medien wie Stahl und Natrium erreichen je nach den angenommenen Austauschprozessen vergleichbar hohe isentrope Arbeitsfä­higkeiten.

Die UKDS Analysen für den EFR mit dem SAS4A REF92-Code zeigen i.a. mildere Verläufe als vergleichbare Untersuchungen mit dem Physurac Code der CEA und dem FRAX5B und FRAX5C Code von AEA-T. Diese Codes berechnen alle ener­getischere Transienten, da sie die hydraulische Kopplung der Brennelemente nicht berücksichtigen können. Die simulierten Phänomene nach dem Stabsversagen sind bei Physurac und FRAX5B weniger detailliert als in SAS4A. Insbesondere wird die separate Hüllrohrbewegung vernachlässigt und der Auf­brechvorgang mit dem segmentweisen Übergang von statio­närem zu bewegtem Brennstoff, der die anfängliche Brenn­stoffbewegung bestimmt, wird in FRAX5B nicht erlaßt. FRAX5C hat dagegen eine vergleichbar detaillierte Modeliie­rung wie SAS4A, geht sogardurch die integrierte Beschreibung der stabinternen Brennstoffbewegung in Wechselwirkung mit einem dem Aufbrechen des Brennstoffs vorausgehenden Schwellvorgang über die Detaillierung von SAS4A REF92 hinaus. Die Analysen bestätigen insgesamt die Tendenz zu geringen Energiefreisetzungen bei den UKDS-Störfällen. Energetischere Sequenzen ergeben sich bei pessimistischen Kombinationen von Parametern, z. B. Annahmen zur Blocka­debildung; sie bleiben aber alle innerhalb eines Energiespek­trums, das sich durch Designmaßnahmen beherrschen läßt.

Eine Vergleichstudie zum UKbS-Störfall im russischen BN 800-Reaktor soll mit Unterstützung durch EG-Studienkontrakte zusammen mit dem Institute for Physics and Power Eneginee­ring, Obninsk durchgeführt werden, wobei die Ergebnisse der russischen Analysen mit Rechnungen von KfK (SAS4A), AEA-T (FRAC5C) und CEA (Physurac) verglichen werden sollen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

32013 32398 32951 32972

M. Cramer A. Forge (CEA)

l U.lmke W. Pfrang P. Royl D. Struwe W. Zimmerer

32.02.02 IRS Out-cf-pile-Experimente zur Materialbewegung

Mit dem Vorhaben SIMBATH (Simulationsexperimente in Brennelementattrappen mit Thermit) werden Materialbewe-

gungenund Blockadebildungen im Einzelkanal und in Brennst­abbündeln unter Bedingungen untersucht, die denen bei Lei­stungsexkursions- und Kühlmitteldurchsatzverlust-Störfällen entsprechen. Zur Simulation des Brennstoffs wird ein Alumini­um/Eisenoxid-Thermit eingesetzt.

ln allen bisherigen Bündel-Versuchen wurden wabenförmige Abstandshalter vom SNR-Typ eingesetzt. Es zeigte sich, daß derartige Abstandshalter Materialablagerungen aus der be­wegten Schmelze begünstigen, da sie den Strömungsquer­schnitt verkleinern und damit den Ausgangsort für Blockaden durch Krustenbildung und/oder Aussieben von bereits erstarr­tem Material bilden. Eine Blockadebildung, z. B. in der Brut­zone, erfolgt nicht notwendigerweise am ersten Abstandshal­ter, den das Schmelzgut bei seinem axialen Transport trifft. Nach einer anfänglichen Behinderung der Bewegung kann durch Aufschmelzen ein weiteres Vordringen bis zum nächsten Abstandshalter erfolgen. Ein ähnliches Verhalten zeigen auch die Abstandshalter in der simulierten Brennstoffzone. Die Nachuntersuchungen bestätigten, daß die maximale Eindring­tiefe in die simulierten Brutzonen mit der axialen Position eines Abstandshalters übereinstimmt.

Um den Einfluß von Wendeldrahtabstandshaltern auf die Ma­terialumverteilung zu untersuchen, wurden zwei Siebenstab­experimente durchgeführt. Es wurde eine cosinusförmige axia­le Energiefreisetzung verwirklicht. Die beiden Experimente unterscheiden sich in der Ausbildung der radialen Begrenzung des Stabbündels. Im ersten Versuch wurde ein Sechskantrohr aus Stahl mit einem außenliegenden Natriumspalt zur Simu­lation des Zwischenelementspaltes verwendet. Im zweiten Versuch wurde ein Sechskantrohr aus Keramik benutzt, um radiales Durchschmelzen und damit radialen Materialtransport auszuschließen. Dieses Vorgehen wurde gewählt, um die Ergebnisse mit denjenigen von Experimenten mit Gitterab­standshaltern vergleichen zu können.

Die Auswertung der beiden Versuche und die Vergleiche sind noch nicht abgeschlossen. Gesichert ist, daß die Eindringtiefe von Schmelzgut in die beiderseitigen Brutzonen größer ist als bei den Versuchen mit Gitterabstandshaltern. Ob dies auf die unterschiedliche Geometrie (Abstandshalter, p/d-Verhältnis) oder auf die cosinusförmige Leistungsverteilung und den damit verbundenen, zeitlich gedehnten Aufschmelzprozeß der Stäbe zurückzuführen ist, ist in weiteren Untersuchungen, ggf. aber auch durch Nachrechnungen mit SIMMER II zu klären. Diese Nachrechnungen sind im Rahmen eines KooperationSvertra­ges mit dem Tokyo Institute of Technology vorgesehen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

32.02.02P01A A. Kaiser G. Ochs W. Peppier D. Raupp H.Will M.Will

32.02.03 IRS ln-pile-Versuche zum Transientenverhalten

Die Arbeiten des IRS zum CABRI-Projekt, das gemeinsam mit dem CEA, der UKAEAund der PNC, Japan im CEN Cadarache durchgeführt wird, konzentrieren sich auf die Interpretation von Experimenten des CABRI-2 Programms und die Mitarbeit bei

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der Definition von Experimenten des CABRI-FAST-Pro­gramms. Die Ergebnisse aller GABAl-Experimente bilden die Datenbasis, um neuentwickelte theoretische Modelle des Un­fallanalyseprogramms SAS4A REF92 (siehe auch 32.04.01) zu validieren. '

Ausgehend von den Ergebnissen der Validierung der Rechen­modelle an Experimenten des CABRI-1 Programms wurde begonnen, Experimente des CABRI-2 Programms mit den VIGGEN-4 und den OPHELIE-6 Brennstäben nachzurechnen. VIGGEN-4-Brennstäbe sind Brennstäbe mit Volltabletten, die bis zu einem maximalen Abbrand von etwa 12 at% im PHE­NIX-Reaktor vorbestrahlt wurden. OPHELIE-6 Brennstäbe enthalten Hohltabletten und wurden bis zu einem maximalen Abbrand von etwa 5,8 at% im PHENIX-Reaktor vorbestrahlt in beiden Fällen war es schwierig, den Brennstabzustand am Ende der Vorbestrahlung mit dem Programm SAS4A.REF92 zuverlässig zu ermitteln. Nach Einführung eines neuen Modells zum spaltgasinduzierten Brennstoffschwellen konnte im be­sonderen für die OPHELIE-6 Brennstäbe eine wesentlich bessere Simulation des Brennstabzustands nach der Vorbe­strahlung erreicht werden.

Die Ergebnisse des CABRI-2 Programms werden zur Zeit abschließend dokumentiert. Die Nachrechnungen zu den Ex­perimenten mit VIGGEN-4 Brennstäben haben gezeigt, daß das Abblasen von Spaltgas aus dem oberen und unteren Spaltgassammelraum einen nicht zu vernachlässigenden Ein­fluß auf die Vorgänge nach dem Brennstabversagen hat. Die heute verfügbaren theoretischen Modelle können diese Zu­sammenhänge noch nicht erfassen.

o Schweltdeformation 60 6 Gesamte Deformation

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0.80 Relative Spaltzonenhöhe

1.0

Die Schwelldeformation und plastische Hüllrohrdeformation im Experiment E4. Vergleich zwischen Rechnung und Experiment

Die Überprüfung der Rechenmodelle an den thermischen Kalibrierungsexperimenten E5 für die OPHELIE-6-Brennstäbe und E4 für die VIGGEN-4-Brennstäbe umfaßte den Vergleich der axialen und radialen Ausdehnung der Brennstoffschmelz­zonen und die axiale Verteilung1der Hüllrohrdeformation. Die Ergebnisse der Nachrechnung des Experimentes E4 sind in der Abbildung mit den Ergebnissen der Profilametrie vor und nach dem Experiment dargestellt. Die Schwelldeformation des Hüllrohrs als Folge der Vorbestrahlung wird gut wiedergege­ben, die plastische Hüllrohrdeformation als Folge des im Ex­periment E4 aufgeprägten Leistungspulses unterschätzt. Dies weist auf Schwächen der Modeliierung des transienten spalt­gasinduzierten Brennstoffschwellens im Programm SAS4A. REF92 hin.

Im Experiment E5wird die plastische Hüllrohrdeformation nach dem Experiment lokal dagegen signifikant überschätzt, da die

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axiale Verteilung der Spaltgasrückhaltung nach der Vorbe­strahlung nicht ausreichend genau berechnet wird. Die axiale und radiale Ausdehnung der Brennstoffschmelzzone wird da­gegen in der Rechnung mit ausreichender Genauigkeit ermit­telt.

Die ersten drei Experimente des CABRI-FAST-Programms wurden definiert. Dies waren das Experiment JOG-2 (ein thermisches Kalibrierungsexperiment mit einem Brennstab mit Hohltabletten, einem 316 CW Hüllrohrmaterial und hohem Abbrand von etwa 13 at%), das Experiment BCF1 mit einem VIGGEN-4-Brennstab, in dem eine langsame Leistungstran­siente 3 s über das Brennstabversagen hinaus aufrechterhal­ten wird, und das Experiment PF2, ein thermisches Kalibrie­rungsexperiment für den QUASAR-Brennstab mit Hohltablet­ten, einem 15/15 Ti-stabilisierten Hüllrohrmaterial und hohem Abbrand von etwa 12 at %. Die Ergebnisse der Untersuchung der QUASAR-Brennstäbe nach der Vorbestrahlung zeigten, daß sich aufgrund von Schwierigkeiten bei der Brennstabfer­tigung ein lokal exzentrisch sitzender Zentralkanal während der Vorbestrahlung ausgebildet hat. Die Ergebnisse des Ex­perimentes PF2 werden daher die Grundlage für die Entschei­dung bilden, ob diese Brennstäbe für das CABRI-FAST-Pro­gramm weiterhin verwendbar sind.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

A. Forge (CEA) U.lmke W. Pfrang D. Struwe W. Zimmerer

32.02.04 IRS ln-pile-Versuche über Kühlungsstörungen

Die ln-pile-Biockadeexperimente Mol 7C wurden als gemein­sames Programm vom KfK und SCK/CEN mit Unterstützung des JRC lspra im Reaktor BR2 in Mol/Belgien durchgeführt. Sie dienen der Untersuchung des Verhaltens von natriumge­kühlten Brennstabbündeln bei schweren lokalen Kühlungsstö­rungen. Im Mittelpunkt der Arbeiten standen die Nachuntersu­chung des Experiments Mol ?C/6 und die Anwendung der RechenprogrammeSIMMER II und FICTION.

Die Nachbestrahlungsuntersuchung (NBU) des im Jahr 1988 durchgeführten Experiments Mol ?C/6 (Mark la-Brennstäbe mit ca. 10 at% Abbrand, Zentralblockade) in denHeißen Zellen des KfK wurde fortgesetzt. Inzwischen liegen alle Querschnitte durch das Testbündel vor, so daß sich ein nahezu vollständiges Bild des aufgetretenen Schadensumfangs ergibt. Die Ergeb­nisse unterscheiden sich von dem früheren Experiment Mol ?C/4 (5 at% Abbrand) insbesondere durch eine exzentrische Propagation der Schmelzkaverne in Richtung der Natriums­trömung bis etwa zum nächsten Gitterabstandshalter. Der Querschnitt der Kaverne nimmt mit zunehmendem Abstand von der Blockade ab. Die gesamte Brennstoffmasse der von den Schäden betroffenen Brennstababschnitte wurde auf der Basis der NBU-Ergebnisse mit etwa 460 g ermittelt. Dies ist in guter Übereinstimmung mit dem Wert, der aus den gemesse­nen ON-Signalen abgeleitet wurde (ON= Delayed Neutrons). Die abschließende Bewertung von Mol ?C/6 kann erst durch­geführt werden, wenn auch die Ergebnisse der Längsschnitte vorliegen.

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Die Nachrechnung von Experimenten mit dem SIMMER II-Pro­gramm wurde in Zusammenarbeit mitdem INR abg'eschlossen. Voraussetzung fürdie Anwendung von SIMMER II waren einige Modellerweiterungen, insbesondere die BerücksichtiguQg des axialen Wärmetransports über Maschengrenzen hinweg. Die langsame Einleitung der Transienie von Mol 7C/5 ließ sich wegen des hohen Rechenzeitbedarfs mit SIMMER II nicht nachvollziehen. Vergleichsrechnungen haben aber gezeigt, daß die Schadensentwicklung weitgehend unabhängig von der Art der Einleitung der Transienie ist. Der komplette Versuchs­ablauf von Mol 7C/5 wurde deshalb mit einer schnellen Einlei­tung der Transienie nachgerechnet. Der Endzustand ohne Leistungserzeugung deckt sich hierbei gut mit den Nachunter­suchungsergebnissen bei vergleichbaren Materialverteilun­gen, z. B. hinsichtlich der Krustendicken der entstandenen Kaverne (s. Abb.). Daraus kann geschlossen werden, daß der Versuchsablauf insgesamt von der Rechnung gut wiederge­geben wird. ln der Rechnung wurde im lnnern der Kaverne ein thermisches Gleichgewicht erreicht (Druck 2,4 bar, Temperatur 3600 K). Damit bestätigen die Analysen, daß die in den Nachuntersuchungen von Moi7C/5 entstandene Konfiguration bei voller Leistung über längere Zeit stabil war, sodaß eine weitere Propagation des Schadens nicht auftrat.

Vergleich des von SIMMER II berechneten Endzustandes ohne Leistungs­erzeugung (oben) mit dem Längsschnitt des Experiments Moi?C/5

Für die transienie Analyse der bei den Experimenten gemes­senen ON-Signale wurde auf der Basis des Programmsystems FICTION 111 eine transienie Version FICTION IV erstellt, die

sich zur Zeit im Teststadium befindet. Es werden transienie Durchsätze (und damit transienie Laufzeiten) und auch Ver­mischungsvorgänge im Oberplenum und Expansionstank be­rücksichtigt. Um die Blockadeexperimente nachrechnen zu können, enthält FICTION IV nur einen Natrium-Kreislauf im Gegensatz zu FICTION 111, das auf die KNK-11-Experimente zugeschnitten ist und zwei Natrium-Kreisläufe vorsieht. Eben­falls zur besseren Anpassung an die Experimente dient die zusätzliche Berücksichtigung der Freisetzung von DN-Emittern aus flüssigem Brennstoff, während in FICTION 111 nur Freisat­zung durch Recoil und Diffusion modelliert ist.

Nach Beendigung des Versuchsprogramms im BR2-Reaktor in Mol/Belgien sollen die experimentellen Untersuchungen zu lokalen Kühlungsstörungen im SCARABEE-Reaktor in Cada­rache/Frankreich weitergeführt werden. Mit der Planung des ersten Experiments SIB1 (SIB = Severe Interna! Blockage) wurde begonnen. Es entspricht hinsichtlich des generellen Aufbaus weitgehend dem letzten im BR2 durchgeführten Ex­periment Mol 7C/7, jedoch sollen vorbestrahlte Stäbe mit Wendeldraht-Abstandshaltern aus der KNK II eingesetzt wer­den. Mit den planungsbegleitenden Vorausrechnungen zur Thermohydraulik, zum Brennstabverhalten und zur Spaltgas­freisatzung wurde begonnen. Sie dienen der Festlegung von wichtigen Versuchsparametern, z. B. der Blockadegröße und -Porosität, sowie zur Optimierung der Fahrweise des Experi­ments.

Veröffent- Primärberichte lichungen

32757 32.02.04P02A 32824 32828

V32924 32990

Beteiligte Mitarbeiter

J. Aberle U. Bungeroth (INR) C. Homann S. Jacobi T.Kuhn G. Politzky K. Schleisiek I. Schmuck

32.02.08 IRS Anlagendynamik

Anlagendynamik

Für Rechnungen zum thermohydraulischen Verhalten von Poolreaktoren steht das gekoppelte Programmsystem COM­MIX-2(v)/DYANA2 (Version 1.008) zur Verfügung. Dadurch wird es möglich, detaillierte dreidimensionale Berechnungen im heißen Plenum des Kerns mit COMMIX durchzuführen; über die erstellten Schnittstellenprogramme werden alle übri­gen Komponenten und Bereiche des Primärkreises und des Tauchkühlsystems durch eindimensionale DYANA-Rechnun­gen in die Simulation einbezogen.

Erste Rechnungen ergaben, daß die aufgrund von Tempera­turänderungen auftretende Änderung der Kühlmittelmasse im dreidimensionalen Kontrollvolumen zu unterschiedlichen Ein­und Austrittsmassenströmen führt. Dies kann jedoch von einem eindimensionalen Code nicht berücksichtigt werden. Dagegen ist die bei einer eindimensionalen Anlagensimulation vorhan­dene dynamische Entkopplung der Zwischenwärmelauscher in einem starren dreidimensionalen Kontrollvolumen nicht möglich.

Die Anpassung der Daten erfolgtedurch Einführung einer freien Ausgleichsfläche im Oberplenum, wodurch die sich ändernde

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Höhe des Kühlmittelspiegels simuliert werden kann. Die Funk­tionsfähigkeit beider Codes und der Schnittstellenprogramme wurde anhand von Rechnungen mit SPX1-Anlagedaten für einen Störfall mit Pumpenabschaltung und anschließender Nachwärmeabfuhr über das Tauchkühlsystem demonstriert.

Diese Arbeiten wurden beende!.

Thermohydraulik in Brennelementen

Das Rechenprogramm BACCHUS zur dreidimensionalen Be­schreibung der Thermohydraulik in Brennelementen schneller Reaktoren wurde durch ein Modell für Wendeldrahtabstands­halter erweitert. Darin werden lokale Änderungen der Geome­trie und Stoßverluste berücksichtigt.

Zur Unterstützung von Systemrechnungen der Firma Siemens­KWU wurde für ein Brennelement des First Consistent Designs des EFR einetransiente Rechnung mitverfeinerter Darstellung durchgeführt, in der der totale Ausfall der Eigenbedarfs-Strom­versorgung der Anlage simuliert wird. Dabei wird als Erweite­rung des bestehenden Programms das vollständige Brennele­ment mit 271 Brennstäben und 19 darüber liegenden Stäben zur axialen Neutronenabschirmung modelliert (siehe Abbil­dung).

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Strömung in einem Brennelement des EFR bei Naturkonvektion 1500 s nach dem totalen Ausfall der Eigenbedarfs-Stromversorgung

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Die Rechnung beginnt mit dem normalen Betriebszustand und endet mit der Ausbildung einer stabilen Naturkonvektion 1520 s nach Beginn der Transiente. Die Abbildung zeigt das Strö­mungsbild im Längsschnitt des Brennelements und das axiale Profil des radialen Wärmestroms aus dem Brennelementka­sten gegen Ende der Rechnung. Die Strömung wird zu dieser Zeit wesentlich durch radiale Verluste bestimmt. Sie führen zu einer Rückströmung an den Kastenwänden im 271-Stabbündel und einer weiteren an der linken Kastenwand oberhalb des 19-Stabbündels. Asymmetrien in der Strömung werden von den Wendeldrähten verursacht. Die Kühlbarkeil des Brennele­mentes ist unter den gegebenen Bedingungen gesichert.

Veröffent- Primärberichte lichungen

32221 32.02.08P01 A 32918 32.02.08P02A

Beteiligte Mitarbeiter

G. Bönisch Ch. Homann B. Dorr D. Struwe

32.02.1 0 IRS Experimente zum Verhalten geschmolzener Materialien beim Eintritt in Natrium-Piena

Das Verhalten von geschmolzenem Brennstoff und Struktur­material bei der Injektion in das Natrium des oberen Plenums wird out-of-pile untersucht. Die schmelzflüssigen Simulations­materialien Aluminiumoxid und Eisen werden durch eine Ther­mit-Reaktion erzeugt und von unten in den mit Natrium gefüllten Versuchsbehälter injiziert. Es kann wahlweise Schmelze mit überwiegendem Aluminiumoxid- oder Eisenanteil injiziert wer­den.

Bisher wurden insgesamt vier Injektionsversuche mit dem Kompaktinjektor mit je ca. 5 kg Schmelze durchgeführt, davon zwei Versuche mit Aluminiumoxid und zwei mit Eisen.

Einen Schwerpunkt der Arbeiten bildete die Analyse der Ver­suche, insbesondere im Hinblick auf den Einfluß der Zusam­mensetzung der Schmelze auf den allgemeinen Ablauf und die Intensität der thermischen Wechselwirkung zwischen Schmelze und Natrium. Charakteristische Daten zur Beschrei­bung des Versuchsablaufs sind der im Natrium gemessene Druckverlauf sowie die zeitliche und räumliche Entwicklung der Zweiphasenzone (s. Abb.) als Folge der thermischen Wechselwirkung. Die aus ca. 50 lokalen Meßpunkten gewon­nene Darstellung zeigt die Entwicklung der Zweiphasengrenze bis kurz nach dem Ende der Injektionsperiode füreinen Versuch mit überwiegendem AluminiumoxidanteiL

Bedingt durch die Richtung des injizierten Schmelzestrahls, dringt die Zweiphasengrenze in den ersten 60-80 ms nach dem Beginn der Injektion sehr schnell in axialer Richtung vor. Die radiale Ausbreitung der Dampfzone, die wesentlich durch das Aufbrechen des Schmelzestrahls bestimmt wird, ist demge­genüber wesentlich kleiner. Nachdem der Dampf die Behäl­terwand erreicht hat, wächst die Dampfzone axial weiter, jedoch mit verminderter Geschwindigkeit. Ursache hierfür ist, daß kurz nach dem Ende der Injektion die Kondensation gegenüber der Verdampfung überwiegt. Die Versuche mit überwiegendem Eisenanteil zeichnen ein ähnliches Bild.

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Axiales und radiales Wachstum der Zweiphasenzone im THINA-Versuchs­behälter bei der Injektion von etwa 4 kg Aluminiumoxidschmelze (Skalen-verhältnis 5 : 1) •

Die Analyse der Drucksignale läßt erkennen, daß die thermi­sche Wechselwirkung aus einer Folge von kleineren lokalen Ereignissen mit kurzzeitigen Druckspitzen von bis zu 60 bar besteht. Die Bedingungen für eine stark energetische Wech­selwirkung waren, insbesondere wegen des großen Abstands zur Siedetemperatur, in keinem der Fälle gegeben. Dies drückt sich auch in den niedrigen Energiekonversionsraten von 0,16 bis 0,26% für Aluminiumoxid bzw. Eisen aus. Die Berechnun­gen mit dem AFDM-Code bestätigen sowohl das Verhalten bei der Dampfentwicklung als auch das zeitliche D~uckprofil.

Ein Versuch mit dem sogenanr'\ten Modulinjektor befindet sich z.Z. in der Vorbereitung. Mit diesem Injektor werden ca. 1 ,5 kg Schmelze mit hohem Gasanteil in das Natrium injiziert.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

30528 32624

H. Brüggemann F. Huber E.Jenes A. Kaiser W. Peppier

32.03 Thermohydraulik und Nachwärmeabfuhr von Schnellen Brütern

32.03.02 IRS Grundlagenuntersuchungen :zur Thermo- und Fluiddynamik

Die Arbeiten am Rechenprogramm TURBIT zur numerischen Simulation von Turbulenz in Kanalströmungen dienen dazu, die im Rechenprogramm FLUT AN verwendeten Turbulenzmo­delle auf eine breitere Basis zu stellen. Insbesondere soll mit Hilfe der Ergebnisse aus numerischen Simulationen der All­wendungsbereich von Turbulenzmodellen auf Naturkonvek­tion in Flüssigmetallen überprüft und methodisch erweitert werden, und es soll eine Detailabstimmung der Koeffizienten vorgenommen werden.

Für die Anwendung von TURBIT auf diese Konvektionsari bei geringen Turbulenzgraden wurde ein halbimplizites Zeitinte­grationsverfahren entwickelt. Mit der Nachrechnung und An­alyse eines Experimentes für die turbulente Naturkonvektion in Luft, für das umfangreiche Daten verfügbar sind, konnte das neue Zeitintegrationsverfahren erfolgreich überprüft werden.

Für die Anwendung von TURBIT auf mittlere Turbulenzgrade wurde mit der Erstellung eines detaillierten Konzeptes für Modellerweiterungen begonnen. Die Besonderheit der mittle­ren Turbulenzgrade in Flüssigmetallkonvektion ist zum einen die Existenz sehr kleiner Turbulenzskalen im Geschwindig­keitsfeld, die mit heutigen Höchstleistungsrechnern räumlich nicht vollständig aufgelöst und damit auch nicht direkt simuliert werden können. Zum anderen treten im Temperaturfeld bedingt durch die hohe molekulare Wärmeleitfähigkeit nur relativ lang­wellige Temperaturfluktuationen auf, die auf heutigen Rech­nern voll auflösbar sind. Für solch eine gemischte Konvektion wurde ein modifiziertes Feinstrukturmodell zur Abbildung der nicht auflösbaren Turbulenzstrukturen im Geschwindigkeits­feld erstellt und Ansätze für die Wandbedingungen bei Natur­konvektion erarbeitet, für die bisher kaum universelle Wand­gesetze verfügbar sind.

Mit ersten umfangreichen direkten Simulationen für niedrige Turbulenzgrade wurden die physikalischen Mechanismen der Naturkonvektion in einer von unten beheizten, ebenen unend­lich ausgedehnten Flüssigmetallschicht untersucht. Dabei hat sich das halbimplizite Zeitintegrationsverfahren bewährt. Bei kleinen Heizraten dominieren dreidimensional verzerrte Rollen das Strömungfeld. Die Geschwindigkeitsverteilung in den Rol­len und die Existenz kleiner Sekundärrollen bestätigen die Aussage theoretischer Betrachtungen, daß es hier eine Art Festkörperrotation gibt. Mit zunehmender Heizrate wird die Rollenstruktur zerstört, und es stellen sich Strömungsmuster ein, wie sie aus den Simulationen für Luft bereits bekannt sind. Bei Luft gibt es nur engräumige, knotenartige, Fluid aus der Umgebung anziehende Auf- und Abströmgebiete. Dazwischen ist ein sich ständig veränderndes Netz von Speichen, in denen in einer dünnen wandnahen Schicht sich neue Ablösungen zu bilden beginnen. Um die Dynamik der Strömung auf Bildschir­men und in Filmen darstellen und analysieren zu können, wurde TURBIT entsprechend erweitert. Die hier gewonnenen Ergeb­nisse erlauben detaillierte Aussagen über die großräumigen Strukturen einer turbulenten Flüssigmetallschicht unter reali­stischen Strömungsbedingungen.

Für die Auswahl von Erweiterungen der Turbulenzmodelle in FLUTAN wurden in TURBIT entsprechende Auswertemodule für Transportgleichungen von Turbulenzgrößen entwickelt. Er­ste Analysen der vorliegenden Simulationen zeigen die große Bedeutung der molekularen thermischen Transportmechanis-

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men in den Turbulenzgleichungen; diese werden in gängigen Turbulenzmodellen meist vernachlässigt. WeiteFhin kann man jetzt eindeutig belegen, daß ohne Berücksichtigung der Diffu­sionsterme in den Transportgleichungen für Turbulenzgrpßen eine sinnvolle Beschreibung von Naturkonvektion nicht mög­lich ist. Schließlich erweist sich im Gegensatz zu gängigen Modellannahmen die mitden turbulenten Druckschwankungen verbundene turbulente Diffusion nicht als untergeordneter, sondern als dominanter Transportprozeß. Mit der Analyse existierender Modellansätze, besonders für die Gleichung der Temperaturschwankungsquadrate und des turbulenten Wär­mestroms, wird derzeit untersucht, welche Ansätze für die Realisierung in FLUTAN erfolgversprechend sind.

Aus früheren Weitergaben von TURBIT an externe Forschungs­gruppen wurden für KfK nützliche Weiterentwicklungen verfüg­bar. Das von der Universität Kaiserslautern vektorisierte Fein­strukturmodell ist Ausgangspunkt unserer Weiterentwicklung für mittlere Turbulenzgrade. Gegenüber der ursprünglichen Version des Modells ergibt es etwa eine Halbierung der Ge­samtrechenzeit bei Grobstruktursimulationen. Die in der Uni­versität Karlsruhe entwickelte Programmversion zur Simulation von Gebäudeumströmung wird jetzt im INR für die Untersu­chung der Strömungspulsationen in engen Spalten zwischen parallelen Kanälen weiterentwickelt (siehe 45.01.02).

Veröffent­lichungen

31758 32917

Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter

32.03.02P01A G. Grötzbach 32.03.02P01B E. Hesselschwerdt 32.03.02P01 C I. Hiltner (HDI) 32.03.02P01 D F. Leopold (HDI)

C. Seiler M. Wörner

32.05 LWR-orientierte Sicherheitsforschung

32.05.01 IRS Untersuchung schwerer Kernschäden

Die lAS-Arbeiten zum Ablauf s~hwerer kernzerstörender Un­fälle in Leichtwasserreaktoren beziehen sich auf die Vorgänge innerhalb des Reaktordruckbehälters (RDB) und zielen auf die Untersuchung der zeitlichen Abfolge der Kernzerlegung und die Umverteilung der geschmolzenen Kernmaterialien bis zur Bildung eines Schmelzepools im unteren RDB-Bereich.

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Zeitlicher Verlauf der Hüllrohrtemperaturen während des CORA-7-Experi­mentes in der oberen Hälfte des Bündels: Vergleich berechneter Tempera­turen (axiale Knoten 6 bis 10 entsprechend 0.55 m bis 0.95 m) mit gemes­senen an axialer Position 0.75 m

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Dazu wurde das Rechenprogramm SCDAP/RELAP5/MOD3 implementiert und getestet. Im Berichtszeitram standen Nach­rechnungen ausgewählter CORA-Experimente im Vorder­grund der Arbeiten. Die Nachrechnungen dienen der Verifika­tion von SCDAP/RELAP5 und ergeben damit Hinweise auf notwendige Modell-Verbesserungen. Dies geschieht in Zu­sammenarbeit mit externen Partnern. Die Nachrechnungen des Versuches CORA-7 brachten erste Ergebnisse, die eine gute qualitative Übereinstimmung mit dem Experiment bezüg­lich Temperaturverlauf und Blockadebildung im Bündel aufwei­sen; die Abbildung zeigt einen Vergleich zwischen gerechneten und gemessenen Hüllrohrtemperaturen. Deutlich ist zu erken­nen, daß der Zeitpunkt des schnellen Temperaturanstiegs infolge Hüllrohroxydation und das Ausmaß des Temperaturan­stieges durch die Rechnung gut wiedergegeben werden. Der Vergleich experimenteller und theoretischer Ergebnisse zu CORA-7 und CORA-13 (einem Versuch mit Abkühlung des Bündels durch Fluten) ist noch nicht abgeschlossen. Es zeigt sich aber, daß die berechneten und experimentell ermittelten Wasserstoffproduktionsraten als Folge der Hüllrohroxydation sowohl integral als auch in ihrem zeitlichen Verlauf erhebliche Abweichungen voneinander aufweisen. Generell unterschätzt SCDAP/RELAP5 die insgesamt produzierte Wasserstoffmen­ge. Dies ist u.a. auf das Fehlen eines Oxydationsmodells für umverteiltes Zirkaloy zurückzuführen.

Veröffent­lichungen

Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter

Ch. Homann W. Sengpiel D. Struwe

32.05.05 IRS Spezielle thermo- und fluiddynamische LWR-Untersuchungen

Gas-Flüssigkeits-Zweiphasenströmungen treten in Leichtwas­serreaktoren sowohl im Betriebszustand als auch bei Stör- und Unfällen auf. Die zuverlässige Analyse des Komponenten- und Kreislaufverhaltens in Reaktoranlagen setzt deshalb die Be­rechenbarkeit der räumlichen Phasenverteilungen in Zweipha­senströmungen voraus. Dazu sind noch umfangreiche expe­rimentelle Untersuchungen und theoretische Entwicklungen nötig. Das NOVA-Vorhaben liefert hier zum Verständnis der Strömungsmechanik von Blasenströmungen einen wichtigen Beitrag.

Zur Messung der lokalen Eigenschaften der Gasphase in Luft-Wasser-Blasenströmungen in der NOVA-Teststrecke wer­den Widerstandssonden eingesetzt. Die Signalanalyse zur Bestimmung von Blasengrößen und Blasengeschwindigkeiten beruht auf einer Reihe vereinfachender Modellvorstellungen, die kritisch überprüft wurden. Untersuchungen mit Hochge-

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schwindigkeitskinematographie haben ergeben, daß- wie bei der Datenanalyse vorausgesetzt- die mechanische Rückwir­kung der Sensoren auf die Deformation der Blasenoberfläche und damit auch auf die Genauigkeit der Meßgrößen vernach­lässigbar gering ist. Das Foto zeigt die Erfassung einer Blase durch den Sensor am äußeren Blasenrand und macht deutlich, daß die Berührung bzw. das Anstechen der Blase keine Ab­lenkung bzw. Blasendeformation bewirkt. Bezüglich der Bla­sengeschwindigkeit, die in die Analyse der Maßsignale zur Ableitung der Blasengrößen eingeht, ergaben die Filmauswer­tungen, daß die Fehler bei der Blasengeschwindigkeitsmes­sung nicht größer als 5 % sind. Bei der Analyse des Blasen­volumens wurde bisher vom Modell kugelförmiger Blasen ausgegangen. Dieses Modell wurde ersetzt durch ein Modell schrägaufsteigender rotationssymmetrischer Ellipsoide. Damit und mit anderen Verbesserungen in der Signalanalyse werden (ensemble-gemittelte) Blasenvolumina mit weniger als 20% Fehler bestimmt. Die Genauigkeit von Heißfilmsonden für Turbulenzmessungen in der flüssigen Phase wurde in Lang­zeitversuchen überprüft. Dabei konnte gezeigt werden, daß Verschmutzungseffekte - die Hauptfehlerquelle dieser Maß­methode beim Einsatz in Flüssigkeiten - sehr gering sind. Andererseits haben umfangreiche Reproduktionsmessungen ergeben, daß Schwankungen der Umgebungstemperaturen am Versuchsstand die Messungen erheblich beeinflussen können. Der Grund dafür ist, daß bei der für Messungen in Wasser notwendigerweise kleinen Sensorüberhitzung (Sens­ortemperatur ~ 40 o C) kleine Temperaturänderungen entlang der Meßkette relativgroße Widerstandsänderungen bewirken. Deshalb wurden Maßnahmen getroffen, um den Temperatur­einfluß elektronisch zu kompensieren.

Der Sensor der Widerstandssonde bewirkt bei der Berührung bzw. dem Durchstechen der Phasengrenzfläche eine vernachlässigbar kleine Ablen­kung oder Deformation der Blase

Das Maßprogramm zur Messung mehrdimensionaler Turbu­lenzstrukturen mit Splitfilmsonden ist weiterentwickelt und in ersten Testmessungen erfolgreich eingesetzt worden.

Veröffent- Primärberichte lichungen

32634 32.05.05P01 A 33142

Beteiligte Mitarbeiter

G. Class G. Gering R. Meyder P. Philipp M. Samstag W. Sengpiel

32.06 Containmentkonzeptionen für DWR-Anlagen der nächsten Generation

32.06.01 IRS Hochenergetische Lastverläufe

Dampfexplosion

Die experimentellen Untersuchungen zur thermischen Wech­selwirkung zwischen Kernschmelze und Wasser gliedern sich hier in die Teilbereiche Explorationsphase und Grenzen der Vorvermischung.

in der Explorationsphase werden die technische Realisierbar­keil, der generelle Ablauf der Vorvermischung von Schmelze und Wasser und die getriggerte Dampfexplosion untersucht. Dazu wird stark überhitztes Aluminiumoxid in einen offenen, wassergefüllten Behälter abgelassen. Dabei kommt der im Rahmen des THINA-Programms entwickelte Schmelzengene­rator für ca. 5 kg Schmelze zum Einsatz. Neben der Erfassung der gemessenen transienten Drucke im Versuchsgefäß dienen Filmaufzeichnungen der Bewegungsvorgänge zur Interpreta­tion der Versuchsabläufe. Die Auswahl und Erprobung geeig­neter Filter und Filme zur Verminderung unerwünschter Be­lichtungen bzw. zur Hervorhebung relevanter Effekte waren ein wesentliches Ziel der bislang durchgeführten Explorations­versuche.

in der 2. Phase des Vorhabens soll untersucht werden, ob die an einer Vorvermischung beteiligten Massen an Schmelze und Kühlmittel durch physikalische Vorgänge nach oben begrenzt werden. Dies erfordert die Entwicklung eines größeren Schmelzengenerators (ca. 50 kg).

Mechanische Auswirkungen einer Dampfexplosion

Es wird unterstellt, daß eine Dampfexplosion einen erheblichen Teil der Kernschmelze (bis 85 t) mit einer hohen Geschwindig­keit (bis 130 m/s) in den oberen Bereich des Reaktordruckbe­hälters schleudert. Es ist nachzuweisen, daß der resultierende Lastpuls den Behälterdeckel nicht abreißen und somit die Integrität des Reaktor-Sicherheitsbehälters nicht gefährden kann. Die Übertragung des Impulses von der sich schnell bewegenden Kernschmelze auf den Reaktordruckbehälter wird in hohem Maße von der Wechselwirkung mit den kolla­bierenden Behältereinbauten beeinflußt.

Eine zuverlässige rechnerische Beschreibung dieser Vorgän­ge ist sehr problematisch. Die Impuls-Aufnahmefähigkeit des oberen Reaktordruckbehälter-Bereiches beim Aufprall oder Eindringen einer Flüssigkeit wird deswegen mit Hilfe des Modell-Experimentes BERDA untersucht. Die Geometrie wird im Längenmaßstab 1:10 abgebildet. Auch andere physikali­sche Eigenschaften werden nach Möglichkeit maßstäblich abgebildet, so daß die Versuchsergebnisse in einfacher Weise auf die reale Anlage übertragen werden können.

13

Die Versuchseinrichtung BERDA wurde konstruiert, mit der Fertigung wurde begonnen. Um ähnliche Dichten wie in der Realität zu erreichen, wird die Kernschmelze durch eine flüssige Blei-Wismut-Legierung simuliert. Ihre Beschleunigung. in den oberen Druckbehälterbereich erfolgt mit Hilfe eines Druckgas­Antriebes. Die lnstrumierung, bestehend aus Laser-Dioden zur Geschwindigkeitsmessung des beschleunigten Flüssigmetalls, Druckaufnehmern, Beschleunigungsaufnahmern und Deh­nungsmaßstreifen an den zu untersuchenden Strukturen, und die erforderliche schnelle Meßwerterfassung wurden konzipiert.

~ 0 '--

100 t7l c: ~200 .~

'8 ~300 ~ 0

'-::

~' gemessen 1 I

--- berechnet I I • Versage.nspunkt I

I I I I .. 200 400 600

Druck ( bar ) Innendruckbeanspruchung des Reaktordruckbehälter-Bodens bis zum Ver­sagen. Die Versuchsergebnisse wurden in einem 1 :50-Modell gewonnen; die ge­messenen Verschiebungen wurden deswegen in der Abbildung vertünfzig­facht

Außerdem wurden Berechnungen zur dynamischen Bean­spruchung des Reaktordruckbehälter-Bodens bei einer Dampfexplosion durchgeführt. Die Ergebnisse zeigen, daß bis zum Erreichen des Versagenspunktes eine erhebliche Energie dissipiert werden kann. Da andererseits die Energieübertra­gung aus der Dampfexplosion beschränkt ist, läßt sich ein Versagen des Bodens nicht mit Bestimmtheit vorhersagen. Die durch ein solches Versager! bewirkten Reduktionen des Im­pulses im oberen Bereich des Reaktordruckbehälters können daher nicht in Rechnung gestellt werden.

Zur Bestätigung der hohen Energiedissipation beim Boden­Versagen wurden Versuche an maßstäblich verkleinerten Druckbehältermodellen unter statischer Innendruckbelastung durchgeführt. Die Ergebnisse zeigen, daß bis zum Versagen tatsächlich erhebliche Verformungen auftreten (Dehnungen bis 30 %) und daß die Verformungen als Funktion des Druckes recht gut vorausberechnet werden können. Der Versagens­punkt selbst kann dagegen nicht zuverlässig vorausbestimmt werden.

14

Veröffent- Primärberichte lichungen

32222 32.06.01 P01 A 32779 32.06.01 P01 B

Beteiligte Mitarbeiter

I. Aberle H. Brüggemann B. Dolensky G. Hailfinger Y. Hoang G. Hoffmann F. Huber 0. Jonatzke R. Krieg I. Kornelson K.-H. Lang T. Malmberg G. Messemer W. Peppier D. Raupp K. Schleisiek E. Stratmanns H.Will E. Wolf

32.06.04 IRS Lastabtragverhalten und Containmententwürfe

Aus den Analysen zum mechanischen Verhalten des vorge­schlagenen Verbund-Containments ergaben sich die nachste­henden Schlußfolgerungen: a) Der Innendruck infolge eines Kühlmittelverluststörfalls

(bisheriger Auslegungsstörfall) sollte von der Stahlschale alleine ohne Abstützung an der umgebenden Rippenstruk­tur abgetragen werden. Bei diesem Störfall dürfen nämlich nach den geltenden Genehmigungsregeln nur elastische Verformungen, d. h. Aufweitungen bis etwa 40 mm, auftre­ten. Mittragende Rippen müßten deswegen einen Abstand von weniger als 40 mm mit einer Positionsgenauigkeit von wenigen Millimetern haben. Ein derart geringer Abstand würde aber bei einem Kühlmittelverluststörfall und den daraus resultierenden Temperaturerhöhungen zu erhebli­chen Wärmespannungen führen und bei der Stahlschale Beui-Effekte auslösen. Eine Inspektion der Stahlschale wäre auch beim Einsatz ferngesteuerter Geräte sehr er­schwert.

b) Die Stahlschale sollte wie bisher eine Kugelform haben. Für sie ergibt sich eine erforderliche Wandstärke von etwa 40 mm. Der Herstellungsaufwand, insbesondere die Wär­menachbehandlung, hält sich hierbei noch in akzeptablen Grenzen. Bei einer Zylinderform wäre dagegen die Wand­stärke etwa doppelt so groß, der Schweißaufwand wäre folgedessen mehr als doppelt so groß und die Wärmebe­handlung wäre viel aufwendiger

c) Containment-Durchführungen sollten im unteren Bereich des Ringraumes konzentriert werden und gegenüber der Umgebungsluft abgedichtet werden. Die bei Durchführun­gen kaum vermeidbaren Leckagen gelangen somit nicht in die Umgebung.

d) Bei dünnen eng beieinander stehenden Rippen sind unter den pulsartigen Belastungen einer Wasserstoff-Detona­tion nur plastische Dehnungen bis etwa 2 %zu erwarten. Derartige Rippenstrukturen sollten zweckmäßigerweise als vorgefertigte Crash-Material-Pakete hergestellt wer­den. Ein vorzeitiges Ausknicken der Rippen kann durch wellige Formgebung verhindert werden.

i i bl......._

mm ' -2000mm

a)

Vorgeschlagenes kernschmelzenfestes Verbund-Containment für zukünfti­ge Druckwasserreaktoren. Im Notfall wird die Nachwärme durch die innere Stahlschale an die durch den Ringraum strömende Umgebungsluft abge­geben. Bei exzessiven Belastungen stützt sich der Sicherheitsbehälter über die Rippen an der äußeren Betonstruktur ab.

a) Die leckageträchtigen Durchführungen befinden sich im unteren, abge­dichteten Teil des Ringraumes.

b) Durch wellige Formgebung wird ein Ausknicken der Rippen verhindert

Zur Bestätigung der Dichtigkeit einer plastisch verformten Containmentschale und zur QJenaueren Untersuchung der Lastabtragung durch relativ weiche Rippenstrukturen sind ex­perimentelle Untersuchungen erforderlich.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

22317 32222

V32437 32438 32787 33231

32.06.04/P01 A B. Dolensky B. Göller R. Krieg

42 42.03

42.03.07 IRS

Handhabungstechnik (HT) Technologische Entwicklungsaufgaben der Handhabungstechnik Fernmaßsysteme

Zielsetzung des Vorhabens war die Erstellung eines Labormu­sters einer Me ßapparaturfürdie berührungslose Fernmessung mit moderaten Genauigkeitsanforderungen, z. B. für die Kolli­sionsvermeidung bei flexiblen Handhabungssystemen. Mit Hil­fe von zwei Kameras auf einem rechnergesteuerten Trägersy­stem wird mittels eines Stereo-video-Sichtgerätesein Life-Ab­bild der Umgebung zusammen mit einem überlagerten grafi­schen Cursor so zur Verfügung gestellt, daß reale Objekte anhand des Abbildes direkt drei-dimensional durch automat­isierte Triangulation vermessen werden können. Ein Vorteil dabei ist, daß keine Markierungen an den Objekten benötigt werden, und daß auch virtuelle Objekte, z. B. ein Verkehrs­raum, erlaßbar sind.

Eine derartige Maßeinrichtung wurde erstellt und ihre Funk­tionsfähigkeit demonstiert. Dabei kann die Steuerung des Ka­meraträgersystems und die Vermessung mit Hilfe einer "Maus" durchgeführt werden. Das erstellte Labormusterweist allerdings einige Schwächen auf, die nur durch Verwendung wesentlich teurerer Komponenten zu beheben wären, um einen zügigen Maßbetrieb und ein besser definiertes Stereobild zu ermögli­chen. Es liegen keine Erkenntnisse vor, wonach die theoretisch erreichbare Maßgenauigkeit nicht realisierbar wäre.

Das Vorhaben wurde abgeschlossen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

42.03.07P12A G. Class K. Schramm

43 Werkstoffe und Grenzflächen (WG)

43.03 Werkstoffe spezieller Beanspruchung

43.03.01 IRS Versagensverhalten von Werkstoffen und Bauteilen unter komplexer Beanspruchung

Die Untersuchungen befaßten sich mit der Ableitung thermo­dynamischer Restriktionen für viskoplastische Materialmodel­le, deren Entwicklungsgleichungen für die internen Variablen sich aus einem irreversiblen und einem reversiblen, aber wegabhängigen Teil (linear in den Raten der externen Variab­len) zusammensetzen. Für die Analyse wurde zunächst die klassische Clausius-Duhemsche Entropieungleichung und die Coleman-Nollsche Schlußweise zugrunde gelegt. Die Ergeb­nisse wurden auf mehrere spezielle viskoplastische Material­modelle (Robinson et al., Krempl et al., Freed et al.) angewandt, und es wurde gezeigt, daß einige dieser Modelle thermodyna­misch inkonsistent sind.

Die Analyse wurde ergänzt durch die Auswertung einer allge­meineren Entropieungleichung (Konzept von Müller), wobei die Bilanzgleichungen explizit als prozeßeinschränkende Ne-

15

benbedingungen mit Hilfe der Methode der Lagrangeschen Multiplikatoren berücksichtigt wurden (Liu's Methode). Die mit dem klassischen Vorgehen erzielten Ergebnisse wurden be­stätigt. Damit wurde das Vorhaben abgeschlossen.

Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen

V33143 T. Malmberg

45

45.01 45.01.02 IRS

Sonstige Forschungsvorhaben (SF) Institutseigene Forschung lnstitutseigene, grund· legende und anwendungs­orientierte Arbeiten

Entwicklungsarbeiten an AMTEC-Zellen

Mit einem AMTEC-System {Alkali Metal Thermo-Eiectric Con­verter) kann Wärme direkt in elektrische Energie umgewandelt werden, ohne daß dafür bewegliche Teile benötigt werden. Die Funktion des Konverters beruht auf der isothermen Expansion von Natrium durch einen Beta-Aluminiumoxid-Festelektrolyten bei Temperaturen von 800 bis 1000 oc.

Neben dem Betriebverschiedener Testzellen wurde derEinfluß von AMTEC-Betriebsbedingungen auf Festelektrolyte ver­schiedener Hersteller untersucht. Mit einer miniaturisierten 4-Punkt-Biegevorrichtung wurde die Biegebruchfestigkeit des keramischen Materials untersucht. Natriumexpositionen bei 1 000 oc führten zu einem Festigkeitsabfall bis zu 35 %, der allerdings durch Ausheizen im Vakuum wieder rückgängig gemacht werden konnte. Dagegen wurde bei Proben aus Festelektrolytrohren, die bei 800 oc unter AMTEC-Betriebsbe­dingungen eingesetzt waren, kein Festigkeitsabfall beobach­tet. Erstmals wurde die partielle Elektronenleitfähigkeil des Beta-Aluminiumoxids unter AMTEC-Betriebsbedingungen mit der Permeationsmethode bestimmt. Li20-stabilisierte Fest­elektrolyte weisen im Vergleich zu MgO-stabilisierten signifi­kant höhere d. h. günstigere Widerstandswerte auf (s. Abb.)

HKJ

5.8 1100 1050 1000 950 900

5.7 ~

5.6

5.5

5.4

5.3

g 5.2

Q 5.1 Q>

::§ 5.0 0 Al

4.9 " A2 II A3

4.8 6 81

4.7 .. 82 .. 83 4.6 • Cl 4.5 0 C2

0.90 0.95 1.00 1.05 1.10 1000fT tK""J

Temperaturabhängigkeit des elektronischen Widerstandes von kommerziel-len Beta-Aluminiumoxid-Festelektrolyten Hersteller A und B: MgO-stabilisiert Hersteilere : Li20-stabilisiert

16

Mit pe = 4 · 1 04 ... 1 . 1 05 ncm liegen die spezifischen Widerstände

bei 800 oc in einer Größenordnung, in der sie für Wirkungs­gradberechnungen vernachlässigt werden können, aber bei der Diskussion von Degradationsmechanismen für den Fest­elektrolyten durchaus beachtet werden müssen.

Nach der Ausrüstung des Natriumkreislaufs mit einer elektro­magnetischen Pumpe und verschiedenen Reinigungseinhei­ten wurde eine zweite AMTEC-Einphasenzelle bei 800 oc über 300 h betrieben. Während dieser Zeit wurden der Zelle 9000 Ah entnommen. Darüberhinaus wurden verschiedene Versu­che in der sog. Schnelltestzelle durchgeführt, die vor allem die Untersuchung des Widerstandsverhaltens von Zellen im Be­reich Elektrode/Stromabgriff zum Ziel hatten.

Code zur Fluid-Struktur-Kopplung

Die Arbeiten an dem Code SING zur Behandlung gekoppelter fluid-strukturdynamischer Probleme unter Verwendung von Dreieck-Panels wurden wieder aufgenommen. Dabei lag das Schwergewicht auf Untersuchungen zur Art der Ankoppelung der Fluid-Matrizen an FEM-Strukturprogramme sowie auf Untersuchungen zur Genauigkeit bei der numerischen Inte­gration. Außerdem wurde eine Vorgehensweise entwickelt, die es ermöglicht, das vorhandene Programm SING zur Abschät­zung von Strukturbelastungen durch auftreffende Flüssigkeits­pfropfen einzusetzen. Probleme dieser Art treten bei der me­chanischen Beanspruchung des Reaktordruckbehälters durch eine Dampfexplosion auf.

Rechner und Rechnernetze

Die Weiterentwicklung der institutsinternen Datenverarbeitung konzentrierte sich auf die Standardisierung und Neuordnung der Bereiche Personal Computer (PC) und Workstations sowie auf die Ertüchtigung der institutseigenen Meßdatenerfas­sungsanlage M EA. Als Grundlage für die Neuanschaffung von PC wurde eine Spezifikationsplattform erarbeitet und als Dis­kussionspapier in die DV-Kommission des WTR eingebracht. Zur Dokumentation des Ist-Zustandes und als Basis für den weiteren Ausbau wurde ein Plan der institutsinternen Netzwer­ke, der Anschlüsse und der installierten Anlagen erstellt.

Veröffent- Primärberichte lichungen

26855 30711

V32635 V32921 V32922 V33031

Beteiligte Mitarbeiter

G. Hailfinger V. Heinzel A. Hopf F. Huber E.Jenes D. Klein R. Krieg G. Ochs W. Peppier D. Raupp G. Rittirsch M. Steinbrück H.Will M.Will

Veröffentlichungen des IRS im Jahre 1992

22317 KRIEG, R. 320604 Entlastungsvorrichtung fuer Druckbehaelter.

DE-OS 34 21 654 (12.12.1985) DE-PS 34 21 654 (26.2.1992)

26855 PEPPLER, W. 450102 Vorrichtung zum Auskoppeln von Waerme.

DE-OS 36 37 872 (19.5.1988) DE-PS 36 37 872 (9.12.1992)

28621 HEINZEL, V.; HOLZINGER, J.; ABRECHT, S. 450102 Vorrichtung zur Destillation von

Fluessigkeiten. DE-OS 3819 124 (14.12.1989) DE-PS 3819124 (17.11.1992)

30528 HUBER, F.; KAISER, A.; WILHELM, D. 320201 Results on the behaviour of thermite melt

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30711 HEINZEL, V.; HUBER, F.; PEPPLER, W.; 450102 WILL, H.

Technological tests with respect to the use of beta alumina in alkali-metal-thermo­electric converters (AMTEC). Staikov, G. [Hrsg.) Beta-Aiuminas and Beta Balteries : Proc.of the Internat. Workshop, Druzhba, Varna, BG, May 14-18, 1991 Zuerich [u.a.) : Trans Tech Publ., 1991 S.381-94 (Key Engineering Materials ; 59/60)

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maintenance: the EDITH remote workstation. Proc.of the 2nd lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology, Karlsruhe, June 2-7, 1991 Part C Fusion Engineering and Design, 18(1991) S.517-23

30747 REIM, J. 420101 Dynamic simulation of the NET in-vessel

handling unit. Proc.of the 2nd lnternat.Symp.on Fusion Nuclear Technology, Karlsruhe, June 2-7, 1991 Part C Fusion Engineering and Design, 18(1991) S.471-76

31573 HEINZEL, V.; HOLZINGER, J.; PETERSEN, S. 450102 Boiling water collectors. Low cost tubular

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' '

31758 WOERNER, M.; GROETZBACH, G. 320302 Analysis of semi-implicit time integration

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32013 ROYL, P.H.; CAHALAN, J.E.; FRIEDEL, G.; 320208 KUSSMAUL, G.; MOREAU, J.; PEAKS, M.;

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32022 HEINZEL, V.; HEHLER, A.; HOLZINGER, J. 4501 02 Siedewasserkollektoren - Flachkollektoren

erzeugen Dampf. Sonnenenergie, (1992) Nr.1, S.10-12

32140 KRIEG, R.; DOLENSKY, B.; RAFF, S.; 420101 WEHNER, E.

Festigkeitsauslegung eines Vielgelenkarmes fuer fernbediente Hantierungsarbeiten in der Plasmakammer eines Fusionsreaktors. KfK-Nachrichten, 24(1992) S.29-40

32221 BOTTONI, M.; DORR, B.; HOMANN, CH. 320208 The tree-dimensional transient two-phase flow

computer programme BACCHUS-3D/TP. KfK-4760 (April 92)

32222 KRIEG, R.; ALSMEYER, H.; JACOBS, G.; 320604 JACOBS, H.; EIBL, J.; SCHWETER, F.H.~

KLATTE, T. Extreme loadings of inner structures ofl next generation PWR-containments. Proc.of the 5th Workshop on Containment lntegrity, Washington, D.C., May 12-14, 1992 NUREG/CP-0120 S.323-35 SAND92-0173

32240 KOEHLER, B.; KORNELSON, J. 420304 ALF - eine automatische

Horizontierungsplattform fuer Theodolite. Allgemeine Vermessungsnachrichten, (1992) Nr. 2, S.67-72

32308 KOEHLER, B. 420304 Datenaustausch eines Theodolitmesssystems mit

CAD-Systemen. Allgemeine Vermessungsnachrichten, (1992) Nr.5, S.216-223

32375 HEINZEL, V.; HEHLER, A.; HOLZINGER, J. 450102 Boiling water flat plate collectors.

Solar Energy Conf., Windhoek, Namibia, June 2-4, 1992 Proc. Windhoek : The Engineering Professions Association of Namibia, 1992 paper No. 13

17

32376 HEINZEL, V.; HOLZINGER, J.; LEIBFRif=D, G.; 32624 WILHELM, D.; HUBER, F.; KAISER, A. 450102 OHNESORG,R. 320210 Numerical simulation of the THINA thermite

Vacuum tube collectors for process steam injeclion into sodium with the AFDM-code. generation.

\ lnternat.Conf.on Design and Safety of

Solar Energy Conf., Windhoek, Namibia, June Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, J, 2-4, 1992 Proc. October 25-29, 1992 Proc. Voi.IV S.40.4/1-4/7 Windhoek : The Engineering Professions Tokyo : Atomic Energy Society of Japan, 1992 Assodalion of Namibia, 1992 paper No. 9

32634 BOTTONI, M.; SENGPIEL, W. 32398 NISSEN, K.L. 320505 Review of mathematical and physical basis of 320201 Theory and verification of a fuel rod two-phase flow modelling.

mechanics model based on a !wo-dimensional KfK-4759 (August92) finite element method with consideration of fuel/cladding contact and friction. 32757 BAUER, T.H.; BRAID, T.H.; SCHLEISIEK, K. Nuclear Technology, 95(1991) S.175-91 320204 Quantitative studies of severe fuel darnage

using delayed neutron data. 32399 HEINZEL, V.; HOLZINGER, J.; MARZINKA, TH. Nuclear Technology, 99(1992) S.343-50 450102 Bauhoehenoptimierung eines solarbetriebenen

Mehrstufendestillators. 32776 CLASS, G.; EBERLE, F.; GERING, G.; KRUSE, H.; Energie und unsere Umwelt : Internationales 320505 MEYDER, R.; PHILIPP, P.; LANG, G.; Sonnenforum, Berlin, 30.Juni - 3.Juli 1992 SENGPIEL, W. Tagungsbericht Bd. 1 S.438-44 Untersuchungen der Phasentransport- und Berlin : Deutsche Gesellschaft fuer -verteilungsmechanismen an Solarforschung Luft-Wasser-Biasenstroemungen in senkrechten

Kanaelen. 32438 EIBL, J.; SCHLUETER, F.H.; KLATTE, T.; Sicherheitsorientierte LWR-Forschu ng. 320604 BREITUNG, W.; ERBACHER, F.; GOELLER, B.; Jahresbericht1991.

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Dampfexplosion. Modellexperimente BERDA. 32486 KUEHNAPFEL, U. Sicherheitsorientierte LWR-Forschung. 420304 Grafische Realzeitunterstuetzung fuer Jahresbericht 1991.

Fernhandhabungsvorgaenge in komplexen KfK-5050 (August 92) S.172-83 Arbeitsumgebungen im Rahmen eines Systems zur Steuerung, Simulation und 32787 DOLENSKY, B.; GOELLER, B.; KRIEG, R. Off-Line-Programmierung. 320604 Containmententwuerfe und Lastabtragverhalten. KfK-5052 (Mai 92) Sicherheitsorientierte LWR-Forschung. Dissertation, Universitaet Karlsruhe 1992 Jahresbericht 1991.

KfK-5050 (August 92) S.269-74 32504 KRAMER, W. 310803 Tritiumfreisetzungen. 32789 PAMFILIE, E.; SCHNAUDER, H.

Fiege, A. [Hrsg.] 310801 Assurance of the reliability of measuring Tritium. algorithms by digital simulation. KfK-5055 (Juli 92) S.102-15 Petersen, K.E. [Hrsg.]

Safety and Reliability '92 : Proc.of the 32550 KRAMER, W.; MEYDER, R.; RAFF, S.; Conf., Kopenhagen, DK, June 10-13, 1992 310802 JUENGST, K.P.; KRONHARDT, H. London [u.a.]: Elsevier, 1992 S.731-38

Preliminary safety assessment of the NET (ESRA Conference Series) magnet system. KfK-5059 (August 92) 32824 SCHLEISIEK, K.; ABERLE, J.; JACOBI, S.;

320204 RAHN, A.; SCHMIDT, L.; VANMASSENHOVE, G.; 32592 HEINZEL, V. VERWIMP,A. 450102 Solar cooking with line focussing collectors. The in-pile local blockage experiments

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Society, 1992

18

fi

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halbstrukturierter Umgebung. Goerke, W. [Hrsg.) Information als Produktionsfaktor : 22. GI-Jahrestagung, Karlsruhe, 28.September-2.0ktober 1992 Berlin [u.a.) :Springer, 1992 S.337-43

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Kasteninnendruck als bestimmende Groesse. Sonnenenergie, (1992) Nr.5, S.?-10

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gas release in passively limited hypothetical accidents in liquid-metal cooled reactors. Kerntechnik, 57(1992) S.243-50

32990 SCHLEISIEK, K.; ABERLE, J.; SCHMUCK, 1.; 320204 SCHMIDT, L.; WEIMAR, P.; VERWIMP, A.

Experimental investigation of the role of burn-up for local fault propagation in LMR fuel assemblies. lnternat.Conf.on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, Tokyo, J, October 25-29, 1992 Proc. Voi.IV S.40.3/1-3/7 Tokyo : Atomic Energy Society of Japan, 1992

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Blasengeschwindigkeiten in Luft-Wasser-Biasenstroemungen. Diplomarbeit, Universitaet Kerlsruhe 1992

33231 GOELLER, B.; DOLENSKY, B.; KRIEG, R. 320604 Mechanische Auslegung eines

kernschmelzenfesten Druckwasserreaktor-Sicherheitsbehaelters. KfK-Nachrichten, 24(1992) S.183-91

33372 STRUWE, D.; PAPIN, J.; BREAR, 0.; NONAKA, N. 320104 Fuel pin behavior of LMFBRs under severe

power transients. Proc.of the Joint Internat. Meeting of the American Nuclear Society and the European Nuclear Society, Chicago, 111., November 15-20, 1992 Transactions of the American Nuclear Society, 66(1992) S.316-17

19

Veröffentlichungen des IRS im Ja.hre 1992

Vorträge, die nicht in gedruckter Form vorliegen

V32010 PERINIC, 0.; MACK, A.; ILLBRUCK, H.; 310701 CLASS, G.; ROEHRIG, 0.; MURDOCH, D.

Experiments on co-pumping of simulated plasma exhaust gases in a two-stage cryopump. 17th lnternat.Symp.on Fusion Technology (SOFT), Roma, I, September 14-18, 1992

V32020 KUNTZE, H.B.; HIRSCH, U.; JACUBASCH, A.; 420104 GOELLER, 8.; EBERLE, F.

Modellbasierte Regelung eines hydraulischen Grossroboters. Fachtagung Automatisierung, Dresden, 21.Februar 1992

V32021 JAKOB, W. 420308 AST RA- Ein adaptives System zur

Routenplanung und Fahrzeugsteuerung. 7.Fachgespraech 'Autonome Mobile Systeme', Universitaet Karlsruhe, 9.Dezember 1991

V32437 KRIEG, R.; KUCZERA, 8. 320604 Erweitertes Sicherheitskonzept mit

verstaerktem Containment fuer zukuenftige Druckwasserreaktoren. KTG-Seminar, Karlsruhe, 9.0ktober 1991

V32494 HEINZEL, V. 450102 Alternative Energien- Stand der Technik.

Vortr.: Fachinformationszentrum Karlsruhe, 19.Mai 1992 Vortr.: Arbeitskreis Solarnergie, Universitaet Karlsruhe, 19.Mai 1992

V32577 JOHN, H.; SCHNAUDER, H.; BOGUSCH, E.; 310601 WEHLING, J.

Reliability investigations and improvements of the cooling system of a self-cooled liquid metal breeder blanke!. 17th lnternat.Symp.on Fusion Technology (SOFT), Roma, I, September 14-18, 1992

V32635 PEPPLER, W. 450102 Strom direkt aus Waerme­

Entwicklungsarbeiten an einem thermoelektrischen Wandler von Waerme in elektrische Energie (AMTEC).

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Vortr.: VOl-Arbeilskreis Elektrotechnik (GET), Fachhochschule Karlsruhe, 31.Maerz 1992

V32759 KLEEFELDT, K.; SCHRAMM, K.; STROBL, C. 310203 Thermomechanical cycle tests on bonded

divertor materials in a plasma spray facility. 17th lnternat.Symp.on Fusion Technology (SOFT), Roma, I, September 14-18, 1992

V32760 RAFF, S.; HOANG, Y.S.; KRIEG, R. 31 0801 lnvestigations concerning the mechanical

integrity of the NET/ITER coil structure under fault conditions. 17th lnternat.Symp.on Fusion Technology (SOFT), Roma, I, September 14-18, 1992

V32921 HEINZEL, V.; HUBER, F.; PEPPLER, W.; 450102 STEINBRUECK, M.; WILL, H.

Materials research with respectto the use of solid electrolyte in alkali metal thermo-electric converter cells (AMTEC). 4th European Conf.on Solid State Chemistry, Dresden, September 7-9, 1992

V32922 HEINZEL, V.; HUBER, F.; PEPPLER, W.; 450102 STEINBRUECK, M.; WILL, H.

Das AMTEC-System 'Strom direkt aus Waerme'. Jahrestagung der GDCh-Fachgruppe Angewandte Elektrochemie, Strasbourg, F, 14.-16.0ktober 1992

V33031 HAILFINGER, G.; HOPF, A.; KRIEG, R. 450102 Analysis of coupled structural dynamic

problems using a boundary integral equation (BIE) method. Workshop on Material Properlies under Extreme Conditions and on Selected Problems of Structural and Fluid Dynamics, Karlsruhe, October 19-21 , 1992

V33143 MALMBERG, T. 430301 Thermodynamic restrictions for the

constitutive equations of viscoplastic material models. Workshop on Material Properlies unter Extreme Conditions and on Selected Problems of Structural and Fluid Dynamics, Karlsruhe, 19.-21.0ktober 1992

I

I I I

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lAS-Primärberichte 1992

310203P01A IRS Strobl, C. Thermohydraulische Analyse des Fluessigmetalldivertors

310801P02B IRS Raff, S.; Hoang, Y.S.; Wehner, E. Mechanical consequences of interactions between poloidal and toroidal superconducting magnets due to electrical faults

310801P04A IRS Meyder, R. MAGS, a code system to analyse 30 thermal Iaiiure of a forced flow cooled superconducting coil - Users Manual

310801P04B IRS Boenisch, G.; Hailfinger, G.; Meyder, R. Analysis of quench propagation and coupled thermohydraulic behavior of TF coils using the code system MAGS

310801P04C IRS Meyder, R. Comparative analysis of a 30-quench in a superconducting coil with MAGSand SARUMAN

310802P01A IRS Juengst, K.P.; Kramer, W.; Kronhardt, H.; Meyder, R.; Raff, S. Magnet safety assessment at KfK. Status, results and further procedure

3201 05P01A IRS Schleisiek, K.; Stiller, P.; Schoeller, H. Die prozessbezogene Wissensbasis des KNK 11-Diagnosesystems DESYRE

320204P02A IRS Schleisiek, K. Objective sheet of the SCARABEE local blockage experiment SIB 1

320302P01 A IRS Hiltner, I. Eine flexible Lese- und Schreibstruktur fuer den Restartfile von TURBIT

320302P01 8 IRS Seiter,C. Erweiterungsvorschlaege fuer TURBIT zur numerischen Simulation turbulenter Naturkonvektion in Fluessigmetallen bei hohen Turbulenzgraden

320302P01 C IRS Leopold, F. Einbindung von OISSPLA in TURBIT fuer die grafische Auswertung und die Erstellung von Filmsequenzen

320302P01 0 IRS Groetzbach, G. TURBIT-4: A model for direct numerical and I arge eddy simulation of laminar and turbulent flows in plane channels and annuli - User's guide for version TU92

320505P01 A IRS Bottoni, M.; Sengpiel, W. Theoretical and pragmatic modelling of governing equations for two-phase flow in bubbly and annular flow regimes

320601 P01 A IRS Malmberg, T. Modeling aspects of the mechanical consequences of LWR-steam explosions: Constitutive modeling of inelastic materials with two potential functions; similarity laws for some solid and fluid continua

320601 P01 B IRS Krieg, R. Abschaetzungen zur Strukturbelastung beim Aufprall eines Fluessigkeitspfropfens

420304P04A IRS Class, G. Stereo-Video-Messverfahren fuer die Erstellung von Umweltmodellen

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IRE-Primärberichte 1992

. ' 170304P09A IRE

Dolensky, B.; Heeg, R.; Koehler, B. Vermessung des Fernhantierungssystems EDITH

320208P01A IRE

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Darr, B.; Homann, C.; Bottoni, M. The three-dimensional transient two-phase flow computer programmme BACCHUS-3D/TP. Programme structure

320604P01A IRE Goeller, B. Containment 2000: Das mechanische Verhalten verschiedener Bauformen des Sicherheitsbehaelters

320801 P02A IRE Raff, S.; Wehner, E.; Hoang; Y.S. The mechanical integrity of the poloidal field coil structures under electrical fault conditions

IRE-Primärberichte 1991

030801 P26B IRE Dolensky, B. GARIDOl - (KfK/IRE), Benutzeranleitung

170304P06A IRE Katz, F.; Leinemann, K.; Olbrich, W. Netz-Editor/Praesentator fuer die Bearbeitung von Arbeitsablaeufen: PEXOS-G

180201 P09A IRE Royl, P.; Wassilew, C. Scoping analysis of clad Iaiiure with fission gas release in passively limited hypothetical accidents

180601 P05A IRE Messemer, G.; Jonatzke, 0. Zwei identische Experimente in unterschiedlichem Massstab zum Nachweis der Aehnlichkeit beim Auftreffen eines Fluessigkeitstropfens auf eine verformbare Struktur

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