bericht forschungs· und entwicklungsarbeiten im jahre ... - Bibliothek

der Q, t-, Q, F- und t, F-Diagramme werden die einzelnen
Wärmetauscherformen in maßstäblichen Skizzen
ausgedruckt.
Die Entwicklung eines Programmsystems, mit dem
die Optimierung des Cores und des Primärsystems natriumgekühlter
Reaktoren automatisch durchgeführt
werden kann, wurde abgeschlossen. Im Rahmen dieser
Arbeit wurde ein Verfahren entwickelt, das eine
schnelle Abschätzung der nuklearen Eigenschaften für
vorgegebene Reaktorkerne gestattet. Für die Optimierung
werden Methoden der nichtlinearen Programmierung
(Gradientenverfahren, Evolutionsstrategie)
verwendet. Diese Verfahren erlauben es, nichtlineare
Nebenbedingungen zu berücksichtigen. Der Einfluß
dieser Nebenbedingungen auf das Optimierungskriterium
kann durch "Einflußgrößen", die man als Bestandteil
der Lösung erhält, angegeben werden
(3973).
Anwendungsrechnungen wurden für natriumgekühlte
1.000 MWe Brutreaktoren mit oxidischem und karbidischem
Brennstoff durchgeführt. Es wurden zwei
verschiedene Optimierungskriterien betrachtet und
die sich ergebenden optimalen Auslegungen aufgezeigt.
Die Einsatzmöglichkeiten des hybriden Analogrechners
zur Lösung von Optimierungsproblemen mittels
des Gradientenverfahrens wurden untersucht und am
Beispiel der Brennelementverbiegung getestet (4010).
Im Rahmen der theoretischen Arbeiten für den Reaktorentwurf
konnten erhebliche Fortschritte erzielt
werden. Auf dem Gebiet der thermo- und hydrodynamischen
Berechnungen von Reaktorkernen wurde
eine Methode entwickelt, die es ermöglicht, die lokalen
Geschwindigkeits- und Temperaturfelder in
symmetrischen und asymmetrischen Brennelementkonfigurationen
zu berechnen. Daran gekoppelt wurde
eine Analyse der dreidimensionalen Temperaturfelder
im Hüllrohr und im Brennstoff unter Berücksichtigung
der lokalen Wärmeübergänge. Mit Hilfe eines
umfangreichen Rechenprogramms können sowohl
symmetrisch wie auch asymmetrisch stehende Brennstäbe
im Brennelement in Zentral-, Rand- und Eckpositionen
untersucht werden. Die entwickelte Methode
und das aufgestellte Rechenprogramm können
für verschiedene Kühlmittel angewendet werden.
Erste Ergebnisse zeigen am Beispiel eines natriumgekühlten
schnellen Brüters, daß schon kleine Auslenkungen
eines Brennstabes in einem enggepackten
Brennstabbündel zu beträchtlichen Temperaturdifferenzen
am Umfang des Brennstabes führen können
(3942, 3963).
Das thermodynamische Reaktorauslegungsprogramm
PRAWDA wurde durch Erweiterung der Eingabe ausgebaut
und wesentlich flexibler gestaltet. Mit der Entwicklung
eines Programmsystems zur Berechnung der
Kühlmitteldurchsatzverteilung und der nominellen
dreidimensionalen Temperaturverteilung im einzelnen
Brennelement und im gesamten Kernverband schneller
Brutreaktoren wurde begonnen. Dieses Programmsystem,
THESYS, berücksichtigt die Wechselwirkung
zwischen den einzelnen Teilkanälen im Brennelement
durch Wärmeleitung im Kühlmittel, natürliche Turbulenz
in der Kühlmittelströmung und außerdem Sekundärströmungen
durch wendeiförmige Abstandshalter.
Die Gamma-Wärmeerzeugung in den Hüllrohren, den
Gitterabstandshaltern und den Brennelementkästen
sowie die Wärmeleitung zwischen den Brennelementen
werden ebenfalls berücksichtigt.
Auf der Basis der statischen Heißsteilenanalyse wurde
die Optimierung der Durchsatzverteilung in Reaktorkernen
abgeschlossen. Danach zeigt sich, daß bei vorgegebener
Kühlmitteleintrittstemperatur und bei vorgegebener
Leistungsverteilung die mittlere Kühlmitteltemperatur
am Reaktoraustritt ein Maximalwert erreicht,
wenn die Drosselung so konzipiert wird, daß
die Heißsteilenwahrscheinlichkeit in jedem Brennelement
konstant ist. Weitere theoretische Arbeiten wurden
auf diesem Gebiet durchgeführt, um eine quantitative
Aussage der Anzahl heißer Stellen in Brennstäben
und Brennelementen zu erhalten. Diese Berechnungsmethode
soll in das Programmsystem SHOSPA
mit aufgenommen werden und auch die direkte
Kopplung mit dem Programmsystem THESYS ermöglichen
(3950, 3965, 3968, 3988, 3990, 4004).
Die Arbeiten zur Berechnung der Verformung der
Corestruktur schneller Reaktoren konzentrierten sich
auf zwei Gebiete:
Der erste Teil des Hauptprogramms mit der Verbiegungsrechnung
wurde fertiggestellt. Er umfaßt im wesentlichen
die Berechnung von Trägheitsmomenten,
Materialkonstanten, Lager- und Verspannungskräften
und die daraus folgenden Konstanten. Außerdem
wurden die Programme entwickelt, die ausgehend von
den dreidimensionalen nuklearen Rechnungen des
KASY-Programms und den zweidimensionalen Rechnungen
des 01 XI-Programms die eigentliche Verbiegungsrechnung
durchfUhren.
Die Programme zur Berechnung der dreidimensionalen
freien Verbiegung der Brennelemente sind im letzten
Stadium der Testphase.
PSB 130 Schneller Hochflußtestreaktor FR 3
Die im IRE, IN R, IM F und RB sowie in der Industrie
laufenden Arbeiten für die FR 3-Feasibilitystudie
wurden abgeschlossen. Die Studie wurde seit Oktober
1969 unter der Federführung von GfK gemeinsam mit
AEG und Interatom erstellt. Die Einzelergebnisse der
Arbeiten wurden in insgesamt 157 Notizen und Berichten
festgehalten. Die Abschlußberichte der einzelnen
Gruppen sind geschrieben und werden z. Z. zu
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