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Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2000 - Bibliothek

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<strong>Forschung</strong>szentrum Karlsruhe<br />

Technik <strong>und</strong> Umwelt<br />

FZKA 6537<br />

<strong>Ergebnisbericht</strong><br />

<strong>über</strong> <strong>Forschung</strong> <strong>und</strong><br />

<strong>Entwicklung</strong><br />

<strong>2000</strong><br />

Institut für Reaktorsicherheit


<strong>Forschung</strong>szentrum Karlsruhe<br />

Technik <strong>und</strong> Umwelt<br />

FZKA 6537<br />

<strong>Ergebnisbericht</strong><br />

<strong>über</strong> <strong>Forschung</strong> <strong>und</strong><br />

<strong>Entwicklung</strong><br />

<strong>2000</strong><br />

Institut für Reaktorsicherheit


I ,<br />

Als Manuskript vervielfältigt.<br />

Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor.<br />

<strong>Forschung</strong>szentrum Karlsruhe GmbH<br />

Postfach 3640, 76021 Karlsruhe<br />

ISSN 0947-8620<br />

ISSN 0948-0439


Institut für Reaktorsicherheit {IRS)<br />

Leitung:<br />

Prof. Dr. Dr. h.c. D.G. Cacuci<br />

Das Institut für Reaktorsicherheit arbeitet an Aufgaben zum<br />

<strong>Forschung</strong>sschwerpunkt Energie im Rahmen der Programme<br />

Kernfusion <strong>und</strong> Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Der <strong>über</strong>wiegende Teil dieser theoretischen <strong>und</strong> experimentellen<br />

Arbeiten ist in Programme der Europäischen Union<br />

eingebettet <strong>und</strong> wird gemeinsam mit anderen Instituten des<br />

Zentrums <strong>und</strong> externen Partnern durchgeführt. Aufgr<strong>und</strong><br />

der Neustrukturierung des kerntechnischen Bereichs im<br />

Zentrum wurden Arbeitsgebiete <strong>und</strong> Personal mit dem IKET<br />

ausgetauscht Mit dem Institut für Kerntechnik <strong>und</strong> Reaktorsicherheit<br />

der Universität Karlsruhe besteht aufgr<strong>und</strong> der<br />

Personalunion des Institutsleiters eine besonders enge Beziehung.<br />

Im Projekt Kernfusion wurden <strong>über</strong>wiegend Arbeiten zu<br />

Strukturwerkstoffen, zur Neutronenquelle IFMIF, zum<br />

heliumgekühlten Feststoffblanket zum thermischen <strong>und</strong> mechanischen<br />

Verhalten supraleitender Magnete sowie zu Reaktorstudien<br />

durchgeführt. Im Vordergr<strong>und</strong> standen bei den<br />

beiden ersten Themen neutronenphysikalische Aspekte,<br />

beim Blanke! die Weiterentwicklung des Konzepts in Hinblick<br />

auf hohe Leistungsdichten, gute Wirkungsgrade bei<br />

der Stromerzeugung sowie Fragen der HerstellbarkeiL Zur<br />

Beschreibung des Störfallverhaltens supraleitender<br />

Magnete wurde das Programm MAGS weiter entwickelt<br />

<strong>und</strong> für verschiedene Anwendungen genutzt.<br />

Die Arbeiten im Projekt Nukleare Sicherheitsforschung<br />

betrafen <strong>über</strong>wiegend <strong>Forschung</strong>en <strong>und</strong> <strong>Entwicklung</strong>en in<br />

verschiedenen Projekten des Fünften Rahmenprogramms<br />

der Europäischen Union. Schwerpunktmäßig arbeitete das<br />

Institut auf den Gebieten: Berechnung der Ausbreitung <strong>und</strong><br />

Verbrennung von Wasserstoff im Containment, experimentelle<br />

<strong>und</strong> theoretische Untersuchung zur Wechselwirkung<br />

von Kernschmelze mit Wasser im Hinblick auf eine mögliche<br />

Dampfexplosion, Beanspruchung des Reaktordruckbehälters<br />

durch eine Dampfexplosion, Berechnung schwerer<br />

Reaktorstörfälle bis hin zur Kernzerstörung, Experimente<br />

zur Interaktion von Kernschmelze mit Beton, ferner Untersuchungen<br />

zur Anlagendynamik <strong>und</strong> zum Brennstabverhalten<br />

sowie zu sicherheitstechnischen Aspekten schneller Reaktoren.<br />

Die Untersuchungen zu schnellen beschleunigergetriebenen<br />

unterkritischen Anordnungen sowie mehrdimensionale<br />

Analysen in der Reaktor- <strong>und</strong> Anlagendynamik<br />

wurden fortgeführt.<br />

IRS<br />

Arbeitsschwerpunktl<br />

Projekt<br />

31<br />

32<br />

34<br />

BEITRÄGE ZU VORHABEN DER<br />

ARBEITSSCHWERPUNKTE/PROJEKTE<br />

Nr. des Bezeichnung des Vorhabens<br />

Vorhabens<br />

Projekt Kernfusion (PKF)<br />

31.02.02 Strukturwerkstoffe<br />

31.02.03 Hochbelastete Komponenten <strong>und</strong><br />

Versuchseinrichtungen<br />

31.03.09 Spezifische <strong>Entwicklung</strong>en für Fusionsmagnete<br />

31.06.10 Feststoffblanket für DEMO<br />

31.06.30 Reaktorstudien<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung (PSF)<br />

32.21.01 HGF-Strategiefondsprojekt: Wasserstoffverhalten<br />

<strong>und</strong> Gegenmaßnahmen<br />

32.21.02 Thermische Wechselwirkung von Kernschmelze <strong>und</strong><br />

Kühlmittel<br />

32.21.04 Thermischer Angriff durch Kernschmelze <strong>und</strong> deren<br />

langfristige Kühlung<br />

32.21.06 Dynamische Beanspruchung von<br />

Reaktordruckbehälter <strong>und</strong> Containment-Strukturen<br />

unter hochtransienten Belastungen<br />

32.21.08 Untersuchungen zur Kernzerstörung<br />

32.21.10 Beteiligung am PHEBUS-Projekt<br />

32.21.11 Reaktor- <strong>und</strong> Anlagen-Dynamik<br />

32.22.03 <strong>Entwicklung</strong> von Methoden zur<br />

Grobstruktursimulation turbulenter<br />

Zweiphasenströmung<br />

32.22.06 Untersuchungen zum Brennstoff- <strong>und</strong><br />

Brennstabverhalten innovativer Systeme<br />

32.22.07 Containmentuntersuchungen für innovative Systeme<br />

32.23.03 Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen<br />

Verhalten von Kernen mit Aktinidenanteil<br />

32.23.05 Untersuchungen zu beschleunigergetriebenen,<br />

unterkritischen Anordnungen<br />

32.23.06 HGF-Strategiefondsprojekt: Thermohydraulische<br />

<strong>und</strong> materialspezifische Untersuchungen zur<br />

Wärmeabfuhr von thermisch hochbelasteten<br />

Oberflächen mit Hilfe der Flüssigmetallkühlung<br />

Supraleitung (SL)<br />

34.02.01 Magnetentwickung<br />

- ln geringem Umfang wurden Arbeiten zur Supraleitung<br />

sowie vorbereitende Aktivitäten für den Einstieg in die Programme<br />

MIKRO <strong>und</strong> CHEMIE durchgeführt.<br />

Am 31.12.<strong>2000</strong> waren im Institut 82 Personen beschäftigt.<br />

40 der 76 Zentrums-Angehörigen waren Akademikerinnen<br />

<strong>und</strong> Akademiker (davon ein Nachwuchswissenschaftler,<br />

eine Gastwissenschaftlerin <strong>und</strong> ein Gastwissenschaftler<br />

sowie ein Doktorand), 15 Ingenieurinnen <strong>und</strong> Ingenieure sowie<br />

19 sonstige Mitarbeiterinnen <strong>und</strong> Mitarbeiter einschließlich<br />

Werkstätten <strong>und</strong> Sekretariate, zwei Auszubildende oder<br />

Studierende. Acht dieser Personen waren <strong>über</strong> Drittmittel<br />

finanziert. Ferner arbeiteten im IRS zwei Delegierte (CEA,<br />

Siemens/KWU) bzw. Stipendiaten (z. T. an Dissertationen)<br />

. sowie vier Angehörige des Instituts für Kerntechnik <strong>und</strong><br />

· Reaktorsicherheit der Universität Karlsruhe.


ZQ<br />

31 Projekt Kernfusion (PKF)<br />

31.02 Strukturwerkstoffe <strong>und</strong><br />

hochbelastbare<br />

Komponenten<br />

31.02.02 IRS Strukturwerkstoffe<br />

Gr<strong>und</strong>lagenarbeiten zur Fusionsneutronik<br />

Die gr<strong>und</strong>lagenorientierten Arbeiten zur Fusionsneutronik umfassen<br />

<strong>Entwicklung</strong>sarbeiten zu Monte-Carlo-Rechenverfahren,<br />

Beiträge zur Weiterentwicklung der Kerndatenbibliotheken EFF<br />

("European Fusion File") <strong>und</strong> EAF ("European Activation File"),<br />

theoretische Untersuchungen zur Strahlenschädigung von<br />

Brutmaterialien sowie <strong>Entwicklung</strong>sarbeiten zur Bereitstellung<br />

eines CAD-Interfaces für das Monte-Cario-Programm MCNP.<br />

Benchmarkanalysen von EFF-Wirkungsquerschnittsdaten<br />

Im Berichtszeitraum standen die EFF-3.0 Neuauswertungen<br />

der 58 Ni- <strong>und</strong> 60 Ni-Wirkungsquerschnittsdaten im Vordergr<strong>und</strong>.<br />

Auf der Basis detaillierter Monte-Cario-Transportrechnungen<br />

wurden Benchmark-, Sensitivitäts- <strong>und</strong> Unsicherheitsanalysen<br />

durchgeführt. Gr<strong>und</strong>lage hierfür waren<br />

die am IPPE Obninsk <strong>und</strong> an der Oktavian-Anlage der Universität<br />

Osaka durchgeführten integralen 14-MeV-Neutronentransmissionsexperimente<br />

an Nickelkugelschalen. Die<br />

Analysen stützten sich auf Berechnungen der Neutronenfluss-Spektren<br />

mit dem Monte Carlo Programm MCNP sowie<br />

Sensitivitätsrechnungen mit MCSEN, einer an der Universität<br />

von Jerusalem entwickelten MCNP-Variante mit der<br />

Möglichkeit der Sensitivitätsberechnungen für Punktdetektoren.<br />

Unsicherheitsabschätzungen erfolgten auf der Basis<br />

der neu erstellten EFF-3 Kovarianzdaten in einer 175-Gruppenstruktur.<br />

Die gute Übereinstimmung gemessener <strong>und</strong><br />

mit EFF-3.0 berechneter Spektren bzw. Flussintegrale (siehe<br />

Abb.) konnte erst nach einer Reduktion des inelastischen<br />

Wirkungsquerschnittes erzielt werden, wie sie die<br />

Sensitivitätsanalyse nahegelegt hatte.<br />

Sensitivitäts- <strong>und</strong> Unsicherheitsrechnung) durchgeführt.<br />

Nach der Beseitigung kleinerer Programmfehler wurde eine<br />

sehr gute Übereinstimmung für die berechneten Sensitivitätsprofile,<br />

die Unsicherheiten sowie die Neutronenflussspektren<br />

am Detektorort erzielt. Die Tabelle zeigt die<br />

schließlich mit EFF-3.1 Eisendaten berechneten Unsicherheiten<br />

(in%).<br />

E [MeV]<br />

MCSEN<br />

SUSD<br />

1-5<br />

1.43<br />

1.59<br />

5-7.4 7.4-10 10-13.8 E> 13.8 Total<br />

12.1 7.46 5.73 4.35 0.72<br />

12.4 7.45 5.74 4.54 0.72<br />

Es wurde gefolgert, dass das Monte-Carlo-Verfahren zur<br />

Berechnung von Punktdetektorsensitivitäten mit dem Programm<br />

MCSEN hinreichend qualifiziert ist, um zur Analyse<br />

von Benchmarkexperimenten standardmäßig eingesetzt zu<br />

werden.<br />

Algorithmus für Monte-Cario-Berechnungen von<br />

Sensitivitäten bezüglich sek<strong>und</strong>ärer Winkelverteilungen<br />

Die Berechnung von Punktdetektorsensitivitäten beschränkt<br />

sich bisher auf Anregungsfunktionen der betrachteten Kernreaktionen.<br />

Im Rahmen des laufenden EFF-Projektes wurde<br />

nun begonnen, Rechenverfahren zu entwickeln, die<br />

auch die Sek<strong>und</strong>ärverteilungen der Neutronen berücksichtigen.<br />

Im ersten <strong>Entwicklung</strong>sschritt werden die Winkelverteilungen<br />

der gestreuten Neutronen behandelt. Im Berichtszeitraum<br />

wurde ein allgemein gültiger Algorithmus entworfen,<br />

der es gestattet, die Sensitivitäten bezüglich der Winkelverteilung<br />

unabhängig von deren Darstellung auf dem Datenfile<br />

zu berechnen. Varianten davon machen sich Merkmale<br />

spezifischer Winkelverteilungen zunutze wie sie z. B. in einigen<br />

Parametern der Kalbach-Mann-Darstellung für korrelierte<br />

Energie-Winkelverteilungen gegeben sind. Es wurden<br />

schließlich Algorithmen erarbeitet, die in MCNP/MCSEN implementiert<br />

werden können, um die Sensitivitäten mit dem<br />

Punktdetektorestimator berechnen zu können.<br />

Programmsystem für die dreidimensionale Berechnung<br />

von Dosisraten nach Reaktorabschaltung<br />

0,1 I 10<br />

Neutron enenergle [MeV]<br />

Vergleich zwischen Rechnung (Linien) <strong>und</strong> Experiment (Graubereich) für<br />

Neutronenflussintegrale im IPPE Ni-Transmissionsexperiment<br />

Benchmark zu Sensitivitäts- <strong>und</strong> Unsicherheitsrechnungen<br />

für Punktedektoren<br />

Zielsetzung des Benchmarks war die Validierung des Monte<br />

Carlo-Verfahrens zur Berechnung von datenbedingten<br />

Sensitivitäten mit Punktdetektorestimatoren (Programm<br />

MCSEN). Es wurden zwei Eisenkugelschalenanordnungen<br />

(Wanddicken von 7,5 <strong>und</strong> 28 cm) mit einer zentralen<br />

14-MeV-Neutronenquelle <strong>und</strong> einem Detektorabstand von<br />

680 cm betrachtet. Vergleichsrechnungen wurden mit<br />

etablierten deterministischen Rechenprogrammen (ANISN<br />

<strong>und</strong> ONEDANT für die Transportrechnungen, SUSD für die<br />

Eine wichtige Frage beim Betrieb einer ITER-ähnlichen<br />

Anlage ist die erforderliche Zeitspanne nach einer Reaktorabschaltung<br />

bis das Betriebspersonal Zugang zum Kryostaten<br />

erhalten kann, um dort Inspektionen oder Reparaturen<br />

durchführen zu können. Dafür muss die Dosisratenverteilung<br />

nach Reaktorabschaltung innerhalb des Kryostaten<br />

mit guter Genauigkeit bekannt sein. Dies erfordert einerseits<br />

ein geeignetes Rechenverfahren mit dem die Dosisratenverteilung<br />

zuverlässig bestimmt werden kann, andererseits<br />

ein geeignetes Experiment, anhand dessen das Rechenverfahren<br />

<strong>über</strong>prüft werden kann. Ein entsprechendes<br />

Experiment wird im Rahmen der ITER-Task T 426 am Neutronengenerator<br />

in Frascati durchgeführt.<br />

Im IRS wurde hierzu ein Programmsystem erstellt, das eine<br />

weitgehend automatisierte Berechnung der dreidimensionalen<br />

Dosisratenverteilung nach Reaktorabschaltung erlaubt. Kernstücke<br />

des Programmsystems sind das Monte-Cario­<br />

Programm MCNP, mit dem die Transportrechnungen für die<br />

Neutronen <strong>und</strong> die Zerfallsgammas durchgeführt werden, sowie<br />

das Inventarprogramm FISPACT, mit dem die Quellterme<br />

der Zerfallsgammas berechnet werden. Das Programmsystem<br />

ist ohne wesentliche Einschränkung auf beliebig komplexe<br />

Geometrien anwendbar. Aus diesem Gr<strong>und</strong> wird das<br />

2


-.--~<br />

I<br />

\ Geometrie 1<br />

I<br />

I<br />

I<br />

I<br />

I<br />

/ Kerndaten 1<br />

I<br />

I<br />

Zur Klärung, welche Mechanismen im neuen BCA-Modell<br />

diese Änderungen bedingen, wurden umfangreiche Verifikationssimulationen<br />

durchgeführt. Sie zeigen, dass das Schädigungsenergie-Konzept<br />

(die Basis des NRT-Modells) auch<br />

in der Computersimulation bestätigt wird. Jedoch gibt es<br />

Unterschiede für leichte <strong>und</strong> schwere primäre Rückstoßkerne<br />

(PKA = primary knocked-on atom), was sich auch in<br />

den Verlagerungsschwellen widerspiegelt. Diese hängen<br />

sehr stark vom jeweiligen PKA <strong>und</strong> dessen Energie ab, so<br />

dass die resultierenden dpa-Raten signifikant vom zugr<strong>und</strong>e<br />

liegenden PKA-Spektrum bestimmt werden.<br />

Die in den bisherigen Arbeiten erzeugten dpa-Querschnitte<br />

für Be, Li 2 0, Li 2 Si0 3 , Li 4 Si0 4 <strong>und</strong> Li 2 Ti0 3 wurden in die Datenbanken<br />

für den Schädigungscode Specter aufgenommen,<br />

so dass diese nun in Routineberechnungen zur Verfügung<br />

stehen.<br />

Programmsystem zur Berechnung von Dosisratenverteilungen nach<br />

Reaktorabschaltung<br />

Programmsystem nun auch für ITER-Analysen eingesetzt, um<br />

die bislang benutzten Näherungsverfahren zu <strong>über</strong>prüfen. Um<br />

die Recheneffizienz zu erhöhen, werden die aufwendigen Monte-Cario-Rechnungen<br />

auf dem neuen Linux-Ciuster des HIK,<br />

an dem das IRS beteiligt ist, durchgeführt. Dabei wird die neuaste<br />

MCNP-Programmversion 4C im Parallelbetrieb unter PVM<br />

eingesetzt.<br />

Strahlenschädigung leichter Materialien<br />

Um verlässliche Schädigungsparameter im Rahmen des<br />

dpa-Konzepts für ionische Festkörper zu berechnen, wurde<br />

der BCA-Code Marlowe (BCA = binary collision approximation)<br />

wesentlich ergänzt <strong>und</strong> modifiziert. Für das Tritiumbrutmaterial<br />

Li 2 Ti0 3 konnte ein verbessertes <strong>und</strong> detaillierteres<br />

Kristallitmodell aufgestellt werden. Mit diesem wurde<br />

die primäre Defekterzeugung bei Neutronenbestrahlung untersucht.<br />

Für den Demonstrationsreaktor ergibt sich für eine<br />

Anreicherung von 90at% 6 Li eine maximale Schädigungsrate<br />

von 27,9 dpa pro Vollastjahr, was einer Reduzierung um<br />

25% gegen<strong>über</strong> Standard-Werten, wie sie aus dem so genannten<br />

NRT-Modell gewonnen werden, entspricht. Ebenso<br />

variiert die chemische Zusammensetzung gegen<strong>über</strong> NRT­<br />

Werten, wobei nun insbesondere Sauerstoffdefekte vorherrschen.<br />

A<br />

600<br />

400<br />

3)0<br />

0<br />

0<br />

0<br />

200<br />

A<br />

600<br />

Kollisionskaskade durch ein primäres li-lon mit 100 keV (Start bei 0,0,0):<br />

ca. 750 Frenkeldefekte wurden erzeugt<br />

400<br />

Geometriedaten aus CAD-Systemen für MCNP<br />

Um Geometriedaten aus CAD-Systemen für das Monte­<br />

Cario-Transport-Programm MCNP <strong>über</strong> ein Interface bereitzustellen,<br />

ist ein Verfahren erforderlich, das die in CAD­<br />

Systemen übliche Geometriedarstellung in eine für MCNP<br />

kompatible konvertiert. Für die <strong>Entwicklung</strong> eines derartigen<br />

Verfahrens war es notwendig, die Geometriedarstellung in<br />

MCNP <strong>und</strong> CAD-Systemen mathematisch zu formalisieren<br />

<strong>und</strong> ein Konvertierungsproblem zu formulieren. Das Konvertierungsproblem<br />

wurde mittels Methoden aus der semi-algebraischen<br />

Geometrie in allgemeiner Form gelöst. Ein entsprechender<br />

Algorithmus wurde erstellt. Die <strong>Entwicklung</strong><br />

des Interfaces auf Basis des IGES-Files wurde fortgeführt.<br />

Es ist nun möglich, mit Hilfe des Interfaces IGES-5.3-Files<br />

vollständig einzulesen, zu bearbeiten <strong>und</strong> Flächen auszuschreiben,<br />

die der Darstellung in MCNP entsprechen.<br />

Experimentelle Validierung des European Activation File<br />

(EAf)<br />

Eine Li 4 Si0 4 -Probe in Form einer Scheibe von 10 mm<br />

Durchmesser <strong>und</strong> 1.5 mm Dicke, hergestellt durch Heißpressen,<br />

wurde im Karlsruher d-Be-Neutronenfeld bei einer<br />

Neutronenflussdichte von etwa 10 11 n/cm 2 /s 48 St<strong>und</strong>en<br />

lang aktiviert.<br />

Gammaspektren der Probe wurden mit einem kalibrierten<br />

HPGe-Detektor nach acht verschiedenen Abkühlzeiten<br />

zwischen 15 Minuten <strong>und</strong> 112 Tagen gemessen.<br />

Zwanzig gamma-aktive Produktnuklide wurden identifiziert<br />

<strong>und</strong> quantitativ bestimmt. Eine Berechnung mit<br />

dem European Activation System (EASY-99} - der<br />

Kombination des Inventarcodes FISPACT mit der Datenbasis<br />

European Activation File (EAF) - ergab 15 dieser<br />

20 Nuklide, so dass hierfür ClE-Verhältnisse angegeben<br />

werden können (s. Auswahl in der Tabelle unten). Die<br />

restlichen fünf Produkte wurden alle in sehr geringen<br />

Konzentrationen gef<strong>und</strong>en <strong>und</strong> haben Massenzahlen<br />

oberhalb 90. Entsprechend schwere Verunreinigungen<br />

waren in der Probe nicht erwartet worden, waren nicht<br />

Gegenstand der chemischen Analyse <strong>und</strong> fehlen deshalb<br />

in der in die Rechnung eingegebenen Zusammensetzung.<br />

Die Ergebnisse erlauben es, die Bedeutung<br />

einzelner Isotope zu bewerten.<br />

Eine Probe des niedrigaktivierenden Stahls Eurofer-97 wurde<br />

im gleichen Neutronenfeld 43 St<strong>und</strong>en lang aktiviert. Die<br />

Gammaspektrometrie dieser Probe ist in Arbeit.<br />

3


Produkt Max. Anteil an y-<br />

Dosisleistung [%]<br />

C/E Unsicherheit [%]<br />

Experiment<br />

Be-7 4,8 0,68 10<br />

EASY<br />

Mg-27 8,4 1,49 10 9<br />

Mg-28 0,07 0,39 12 199<br />

Al-28 53,1 1,54 25 25<br />

Al-29 25,6 1,68 15 25<br />

Na-22 2,5 1,36 60 24<br />

Na-24 97,4 0,83 20 22<br />

Ca-47 3,0 6,9 70 89<br />

Sc-46 56,3 2,79 10 23<br />

Sc-47 0,6 2,69 10 12<br />

Sc-48 21,8 2,66 10 5<br />

Mn-54 13,3 0,98 10 4<br />

Zr-89 1,0 6,93 10 25<br />

Ausgewählte Ergebnisse der Li 4 Si0 4 -Aktivierung im Vergleich zur Berechnung<br />

mit EASY-99<br />

Für das früher berichtete Aktivierungsexperiment an reinem<br />

Kupfer <strong>und</strong> Nickel wurde die Neutronenfluenz neu ausgewertet.<br />

Hierzu konnten die Aktivitäten der ursprünglich nur<br />

zur Prüfung der relativen Flussabnahme <strong>über</strong> die Probendicke<br />

mitaktivierten Nickelfolien ausgenutzt werden. Außerdem<br />

wurde das verwendete Rainstkupfer chemisch auf Eisen,<br />

Kobalt <strong>und</strong> Nickel analysiert. Eine neue Berechnung<br />

mit EASY-99 liefert für die wichtigeren Produkte, darunter<br />

insbesondere Co-60 annehmbare C/E-Werte. Zwei weitere<br />

Produkte werden von EASY nicht richtig berechnet, weil ihre<br />

Haupt-Erzeugungsreaktionen, Cu-63(n,pa)Fe-59 (Neutronenenergie-Schwelle<br />

6.7 MeV) <strong>und</strong> Cu-63(n,2na)Co-58<br />

(Neutronenenergie-Schwelle 16.5 MeV) in EAF fehlen.<br />

Benchmarkexperimente an Vanadium<br />

Diese Arbeiten sind Bestandteil eines Projektes des International<br />

Scientific Technical Centre. Im Rahmen dieses Projekts<br />

(Neutronentransport-Benchmarkexperimente an Vanadium)<br />

wurde in der russischen Föderation eine dickwandige Kugelschale<br />

aus Reinvanadium mit Innen- <strong>und</strong> Außendurchmesser<br />

von 35 bzw. 340 mm, also einer Wandstärke von 152.5 mm,<br />

hergestellt. Zusammen mit den kleineren Vanadiumkugelschalen,<br />

die von einem früheren in Zusammenarbeit zwischen dem<br />

Zentrum <strong>und</strong> IPPE Obninsk durchgeführten Experiment her<br />

vorhanden sind, dient siez. Zt. zu Messungen der Transmission<br />

von 14-MeV-Neutronen durch Vanadium in verschiedenen russischen<br />

Instituten (Kurchatov-lnstitut, VNIIEF Sarov; IPPE Obninsk).<br />

Durch die Beteiligung des IRS als Kooperationspartner<br />

in dem IWTZ-Projekt werden die Messergabnisse nach Abschluss<br />

des Projekts für Vergleichsrechnungen mit EFF-Vanadiumdaten<br />

zur Verfügung stehen.<br />

31.02.03 IRS Hochbelastbare<br />

Komponenten <strong>und</strong><br />

Versuchseinrichtungen<br />

International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)<br />

Die Neutronenquell-Routine McDeli wurde an die derzeit<br />

verwendete Version 4C des Monte-Carlo-Transportprogramms<br />

MCNP angepasst <strong>und</strong> auf dem neuen Linux-Ciuster-Rechner<br />

HPC implementiert.<br />

Zur Validierung der Modelle, die der Routine McDeli zugr<strong>und</strong>e<br />

liegen, ist eine theoretische Auswertung der Wirkungsquerschnitte<br />

der Deuteronenreaktionen an Li-6 <strong>und</strong><br />

Li-7 notwendig. Jedoch gelten die Kernmodelle, die in den<br />

bekannten Programmen zur Wirkungsquerschnittsberechnung<br />

verwendet werden, nicht für leichte Kerne wie die Lithiumisotope.<br />

Deshalb wurde zusammen mit INPE Obninsk,<br />

Russland, die <strong>Entwicklung</strong> geeigneter Methoden begonnen.<br />

Eine erweiterte Version des Rechenprogramms DISCA/3,<br />

DISCA/3D, wurde erstellt, mit der Wirkungsquerschnitte für<br />

einfallende Deuteronen berechnet werden können. Die<br />

Schwierigkeit, optische Potentialparameter für sehr leichte<br />

Targetkerne zu wählen, wurde durch Verwendung einer Diffraktionsnäherung<br />

umgangen.<br />

Zusammen mit der <strong>Entwicklung</strong>sarbeit für die d+Li-Reaktionen<br />

wurde eine Methodik zur Berechnung von Neutron­<br />

Lithium-Wirkungsquerschnitten entwickelt. Die Berechnung<br />

der Neutron-Lithium-Wechselwirkung ist weniger für das<br />

IFMIF-Lithiumtarget notwendig (bei dem die Effekte der eingestrahlten<br />

Deuteronen bei weitem dominieren werden),<br />

sondern eher im Hinblick auf IFMIF-Bestrahlungen von<br />

Brutmaterialien. Die neue Methode wird auch zur Berechnung<br />

von Neutron-Beryllium-Wirkungsquerschnitten dienen.<br />

Um die Aktivierungs-/Transmutations-<strong>Bibliothek</strong> Intermediate<br />

Energy Activation File (IEAF) mit leichten Nukliden vervollständigen<br />

zu können, wurde bei INPE Obninsk die <strong>Entwicklung</strong><br />

geeigneter Methoden in Angriff genommen. Nach Berechnung<br />

der Querschnitte für Nuklide von Wasserstoff bis Bor (Z=1 ... 5)<br />

wird damit eine vollständige <strong>Bibliothek</strong> zur Berechnung der<br />

neutroneninduzierten Aktivierung!Transmutation für Neutronenenergien<br />

bis zu 150 MeV <strong>und</strong> für alle Targetnuklide der<br />

Ordnungszahlen 1 bis 83 mit Halbwertszeiten von 12 St<strong>und</strong>en<br />

oder länger zur Verfügung stehen.<br />

Veröffentlichungen<br />

43198<br />

V 48669<br />

V 48670<br />

V 48736<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

U. Fischer<br />

A. Konobeev (INPE Obninsk)<br />

U. von Möllendorff<br />

P. Pereslav1sev (INPE Obninsk)<br />

S. Simakov (IPPE Obninsk)<br />

P. Wilson (U. Wisconsin)<br />

Veröffentlichungen<br />

46624<br />

V 48315<br />

V 48316<br />

48738<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

Y. Chen (ASIPP Hefei)<br />

U. Fischer<br />

H. Giese (IHM)<br />

Ch. Konno (JAERI)<br />

D. Leichile<br />

8. P. Simakov (IPPE Obninsk)<br />

U. von Möllendorff<br />

R. Perel (Hebrew University Jerusalem)<br />

H. Tsige-Tamirat<br />

E. Wiegner (IKET)<br />

31.03 Supraleitungsmagnete<br />

31.03.09 IRS Spezifische <strong>Entwicklung</strong>en<br />

für Fusionsmagnete<br />

Strukturmechanische Rechnungen für Fusionsmagnete<br />

<strong>und</strong> deren Stützstrukturen<br />

Zur Vorbereitung <strong>und</strong> Durchführung des ITER-Toroidalfeldmodellspulentests<br />

in TOSKA werden elektromagnetische<br />

<strong>und</strong> strukturmechanische Finite Element-Analysen durchge-<br />

4


führt. Das Gesamtmodell der Testanlage (LCT-Spule, Toroidalfeldmodellspule<br />

(TFMC) <strong>und</strong> Zwischenspulenstruktur)<br />

wurde bezüglich der Spulenlagerung im Kryostaten erweitert<br />

<strong>und</strong> in einigen Details der aktuellen Konstruktion angepasst.<br />

Für den Einzeltest der Modellspule wurden Vorausberechnungen<br />

durchgeführt. Insbesondere wurden Vorhersagen<br />

für die Spannungs- <strong>und</strong> Verschiebungssensoren gemacht.<br />

Der nichtlineare Einfluss der Reibung zwischen Windungspaket<br />

<strong>und</strong> Spulengehäuse wurde mangels Kenntnis des<br />

Reibungskoeffizienten parametrisch erfasst.<br />

ln Vorbereitung des Zweispulentests wurden Detailanalysen<br />

für den höchstbelasteten Teil der Zwischenspulenstruktur<br />

mit Hilfe der Submodel-Technik des FEM-Codes<br />

ANSYS durchgeführt. Die Abbildung zeigt das "submodel"<br />

bestehend aus einer unteren Ecke der Zwischenspulenstruktur<br />

mit der hoch belasteten Spulenfixierung<br />

<strong>und</strong> einem Viertel der Modellspule. Die von dem Industriekonsortium<br />

der Komponentenhersteller durchgeführte<br />

Berechnung ergab, dass in Folge der starken Anziehungskräfte<br />

zwischen den Spulen lokal plastische Verformungen<br />

auftreten. Mit der Analyse eines Detailmodells<br />

ähnlich der Abbildung wurde dagegen der Nachweis<br />

der Tragfähigkeit auch bei 50 % Überlast erbracht.<br />

Zur Untersuchung von Störfällen wie Verlust der Supraleitfähigkeit<br />

(quench), Kurzschlüssen <strong>und</strong> Lichtbögen an großen<br />

supraleitenden Magneten wird im IRS das Programmsystem<br />

MAGS entwickelt <strong>und</strong> eingesetzt. Im Rahmen der<br />

Weiterentwicklung dieses Programmsystems wurde ein<br />

neuer Modul, COINLOSS, zur Untersuchung des Störfalls<br />

"unmitigated quench" in einer Toroidalfeld-(TF)-Spule von<br />

ITER-FEAT, erstellt. Bei diesem Störfall wird angenommen,<br />

dass örtlich die Supraleitfähigkeit verloren geht <strong>und</strong> die für<br />

diesen Fall vorgesehene Maßnahme der Schnellentladung<br />

der Spule versagt. Im Verlauf dieses Störfalles werden nach<br />

ca. 30 s hohe Temperaturen im Leiter erreicht, die zum Versagen<br />

der elektrischen Isolation der Kabel führen. Das Versagen<br />

der Isolation <strong>über</strong> eine längere Strecke bzw. an mehreren<br />

Stellen erlaubt es dem Strom, vom Leiter an der<br />

ersten Stelle mit defekter Isolation in die radiale Platte zu<br />

fließen, um erst wieder an der letzten Stelle mit defekter<br />

Isolation in den Leiter zurückzukehren. Die Verteilung des<br />

Stromes in der Spule zwischen diesen Punkten <strong>und</strong> die dabei<br />

erzeugte Wärmeleistung wird von dem Modul COIN­<br />

LOSS berechnet. Das angenommene Modell des Isolationsversagens<br />

ist einfach <strong>und</strong> experimentell nicht abgesichert.<br />

Es sind deshalb weitere Untersuchungen <strong>über</strong> das Versagen<br />

der Isolation <strong>und</strong> <strong>über</strong> die Bildung von Lichtbögen für<br />

diesen Störfall nötig.<br />

ln einem ersten Schritt wurde mit der Bestimmung der elektrischen<br />

<strong>und</strong> thermischen Leitfähigkeit der Isolation begonnen.<br />

Diese besteht aus mehreren Lagen von Glasfasermatten<br />

<strong>und</strong> Polyimid Film; die Hohlräume der Isolation sind mit<br />

Epoxid gefüllt. Erste Ergebnisse bis 1200 K liegen vor. Da<br />

im Störfall aber Temperaturen im Schmelzbereich von<br />

Kupfer <strong>und</strong> Stahl erwartet werden, sind die Untersuchungen<br />

auch in diese Temperaturbereiche auszudehnen.<br />

4000<br />

> 3000<br />

Ol<br />

c<br />

:J <strong>2000</strong><br />

c<br />


Die Validierung des Moduls CRYOSTAT wurde mit Vorausrechnungen<br />

für die EVITA-Experimente in Cadarache fortgesetzt.<br />

Derartige Rechnungen werden im Rahmen einer<br />

EU-Task auch in anderen <strong>Forschung</strong>seinrichtungen mit verschiedenen<br />

Codes für Sicherheitsanalysen durchgeführt.<br />

Der Vergleich der erzielten Ergebnisse ergab im Allgemeinen<br />

eine gute Übereinstimmung. Für den Fall der Wasserdampfkondensation<br />

an einer senkrechten mit flüssigem<br />

Stickstoff gekühlten Oberfläche (80 K) ergab sich aber eine<br />

sehr dicke Frostschicht, die mit dem Einschichtmodell nur<br />

ungenau beschrieben werden kann, vor allem wenn sich an<br />

der Kondensatoberfläche eine flüssige Schicht bildet. Ein<br />

Mehrschichtmodell ermöglicht individuelle Stoffdaten für jede<br />

Schicht unter Berücksichtigung des Ablaufans von flüssigem<br />

Kondensat. Mit der Programmierung des Modells wurde<br />

begonnen.<br />

tergebrachten japanischen Testmodul bzw. der ITER-Umgebung.<br />

Der Rahmen erlaubt Testmodulabmessungen von<br />

740 mm in poloidaler, 1268 mm in toroidaler <strong>und</strong> 600 mm<br />

in radialer Richtung. Diese äußeren Abmessungen sind für alle<br />

Testmodule gleich, ebenso die Anordnung der Rohrleitungen<br />

<strong>und</strong> der elastischen Verbindungselemente zum Rahmen. Dies<br />

erlaubt die mehrtache Verwendung des Rahmens sowie den<br />

Einsatz standardisierter Handhabungswerkzeuge.<br />

600<br />

Fle:


Hauptkomponenten des Kühlkreislaufs sind der Wärmelauscher,<br />

das Gebläse, der elektrische Heizer <strong>und</strong> der<br />

Staubfilter (siehe Abb.}. Die Rohrleitungen enthalten mehr<br />

als 50% des Heliuminventars. Das Heliumdruckregelsystem<br />

arbeitet mit mehreren Abblase- <strong>und</strong> Speisetanks.<br />

Modellentwicklung für Beryllium-Schüttbetten<br />

Der granulare Charakter der im HCPB-Bianket eingesetzten<br />

Berylliumschüttbetten bestimmt gleichermaßen ihr thermisches<br />

<strong>und</strong> mechanisches Verhalten. Die <strong>Entwicklung</strong> von<br />

Modellen <strong>und</strong> deren Kalibrierung mit experimentellen Ergebnissen<br />

leistet einen entscheidenden Beitrag zur thermischen<br />

<strong>und</strong> mechanischen Blanketauslegung.<br />

Das mechanische Verhalten der Beryllium-Schüttbetten wird<br />

in dem Finite-Elemente-Code ABAQUS mit dem Drucker­<br />

Prager-Cap-Modell modelliert. Neue experimentelle Daten<br />

<strong>über</strong> die Abhängigkeit der thermischen Leitfähigkeit von<br />

Bettdeformation <strong>und</strong> Temperatur wurden in ABAQUS implementiert.<br />

Das Modell wurde in einer gekoppelten thermomechanischen<br />

Analyse auf das HCPB Submodul-Bestrahlungsexperiment<br />

angewendet. Erstmals wurde damit eine<br />

HCPB-relevante Anordnung unter Berücksichtigung der thermo-mechanischen<br />

Wechselwirkung der Schüttbetten simuliert.<br />

Die thermische Leitfähigkeit im Beryllium-Schüttbett wird<br />

entscheidend durch Spannung <strong>und</strong> Verformung im Bett geprägt.<br />

Ein Modell, das die Änderung der Leitfähigkeit bei<br />

der ersten Belastung des Schüttbettes beschreibt, wurde<br />

entwickelt. Dabei wurde das bekannte Schlünder-Modell zur<br />

Wärmeleitfähigkeit von Kugelschüttungen benutzt. Dieser<br />

Ansatz wurde durch die vorliegenden experimentellen Daten<br />

bestätigt; Abweichungen bei hohen Temperaturen weisen<br />

auf noch zu klärende Unzulänglichkeiten im Modell hin.<br />

<strong>Entwicklung</strong> von Herstellungsverfahren<br />

Das Diffusionsschweißen in einer HIP-Anlage (HIP=heißisostatisches<br />

Pressen) wird für die Herstellung von Blanketstrukturen,<br />

insbesondere der Ersten Wand <strong>und</strong> der Kühlplatten,<br />

in Betracht gezogen. Die prinzipielle Eignung dieses<br />

Verfahrens wurde bereits früher für den ferritisch-martensitischen<br />

Stahl MANET nachgewiesen. Zusätzliche<br />

Untersuchungen haben gezeigt, dass die Schweißparameter,<br />

die sich für MANET als optimal erwiesen hatten, auch<br />

für den neuen Strukturwerkstoff EUROFER geeignet sind.<br />

der Kühlplatten mit der Ersten Wand von Interesse. Als erster<br />

Versuch hierzu wurde im Jahr 1999 ein kleiner Abschnitt<br />

einer Blanketbox mit einer um 90° gebogenen Ersten<br />

Wand <strong>und</strong> einer Kühlplatte hergestellt. Daran schloss<br />

sich im Jahr <strong>2000</strong> die Herstellung eines größeren Modells<br />

mit einer zweifach gebogenen Ersten Wand an (siehe<br />

Abb.). Die wichtigsten Herstellungsschritte waren: Biegen<br />

der Erste Wand-Platte; Vermessung, CAD-Modellierung <strong>und</strong><br />

mechanische Bearbeitung; Herstellung der Kühlplatte;<br />

Zusammenbau beider Teile <strong>und</strong> Dichtschweißen mittels<br />

Elektronenstrahl unter Vakuum; Diffusionsschweißen <strong>und</strong><br />

Wärmebehandlung in einer HIP-Anlage. Bei der zerstörungsfreien<br />

Prüfung (Vermessung, Ultraschallprüfung)<br />

wurden keine messbaren Verformungen während des HIP­<br />

Vorgangs <strong>und</strong> eine gute Qualität der Diffusionsschweißverbindung<br />

festgestellt.<br />

Zur abschließenden Demonstration der Herstellbarkeil von<br />

großen Blanketsegmenten <strong>und</strong> Testmodulen wurde in 1999/<br />

<strong>2000</strong> ein Blanketmodell in halbem Maßstab hergestellt (Semi-Scale<br />

Mock-up, SSM). Das SSM hat eine Größe von<br />

496 x 320 x 125 mm <strong>und</strong> besteht aus der U-förmig gebogenen<br />

Ersten Wand mit zwei Kühlkanälen <strong>und</strong> drei Kühlplatten.<br />

Die Herstellungsschritte entsprechend dem für das<br />

ITER-TBM vorgesehenen Fertigungsverfahren waren: Herstellung<br />

der Erste-Wand-Platte durch Diffusionsschweißen,<br />

Biegen zur U-Form, mechanische Bearbeitung, Einschweißen<br />

der Kühlplatten mittels WIG.<br />

Alle Arbeitsschritte wurden wie geplant <strong>und</strong> ohne sichtbare<br />

Fehler durchgeführt. Die Vermessung des SSM ergab eine<br />

Genauigkeit von 0,3 mm für den Abstand der Kühlplatten<br />

<strong>und</strong> 0, 75 mm für die Weite der Box. Maßabweichungen dieser<br />

Größenordnung sind tolerierbar. Bei der zerstörenden<br />

Nachuntersuchung wurde ein Fehler in der Diffusionsschweißnaht<br />

am Steg zwischen den beiden Kühlkanälen<br />

festgestellt. Abgesehen von diesem Schaden, dessen Umfang<br />

<strong>und</strong> Ursache zur Zeit untersucht werden, kann die<br />

Herstellung des SSM als erfolgreich betrachtet werden.<br />

Veröffentlichungen<br />

46519<br />

47357<br />

V 47984<br />

V 47806<br />

V 47983<br />

U. Fischer<br />

S. Gordeev<br />

S. Hermsmeyer<br />

K. Kleefeldt<br />

T. Kuhn<br />

T. Leehier<br />

G. Politzky<br />

K. Schleisiek<br />

I. Schmuck<br />

H. Schnauder<br />

E. Strehlau<br />

F. Wolf<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

31.06.20 IRS Flüssigmetallblanket für<br />

DEMO<br />

<strong>Entwicklung</strong> von Herstellungsverfahren<br />

Blanketboxmodell mit diffusionsgeschweißter Verbindung zwischen Erster<br />

Wand <strong>und</strong> Kühlplatte<br />

Neben der Ersten Wand <strong>und</strong> den Kühlplatten lassen sich<br />

auch andere Komponenten des Blankeis durch Diffusionsschweißen<br />

herstellen. Insbesondere ist auch das Verbinden<br />

Die Erste-Wand des wassergekühlten Flüssigmetallblankets<br />

(WCLL} besteht aus massiven Stahlplatten mit eingelegten<br />

Kühlrohren. Zwischen den Rohren <strong>und</strong> den Platten befindet<br />

sich eine 0,1 mm dicke Kupferschicht, um die Ausbreitung<br />

eventuell auftretender Risse zu verhindern. Entsprechende<br />

Erste-Wand-Platten können durch Diffusionsschweißen von<br />

zwei ebenen Halbplatten mit eingelegten Cu-beschichteten<br />

Kühlrohren <strong>und</strong> anschließendes Biegen hergestellt werden.<br />

7


Zur Klärung der Realisierbarkeil dieses Fertigungsverfahrens<br />

wurden spezielle Diffusionsschweißversuche durchgeführt.<br />

Zunächst wurden zwei ebene MANET-Piatten mit<br />

Kupfer-Zwischenschicht miteinander verschweißt. Die<br />

Nachuntersuchung ergab sehr gute Werte für die Festigkeit<br />

<strong>und</strong> Duktilität der Schweißverbindung.<br />

Veröffentlichungen<br />

T. Leehier<br />

K. Schleisiek<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

31.06.30 IRS Reaktorstudien <strong>und</strong><br />

konzeptunabhängige<br />

Untersuchungen<br />

Beiträge zur europäischen Reaktorstudie<br />

Ziel der europäischen Reaktorstudie, die innerhalb des<br />

5. Rahmenprogramms der EU durchgeführt wird, ist die Erarbeitung<br />

von Referenzkonzepten als Basis für die langfristigen<br />

Arbeiten auf dem Gebiet der Fusionsreaktor-Technologie.<br />

Die Beiträge des IRS betrafen drei Teilaufgaben: die<br />

Sichtung <strong>und</strong> Bewertung der bis heute weltweit durchgeführten<br />

Studien, die Beurteilung von Handhabungskonzepten<br />

<strong>und</strong> die Auswahl eines Referenzentwurfs für einen heliumgekühlten<br />

Divertor. Die Arbeiten wurden teilweise in enger<br />

Zusammenarbeit mit dem IKET durchgeführt.<br />

Der Beitrag zur Sichtung der Reaktorstudien konzentrierte<br />

sich auf europäische Tokamak-Konzepte <strong>und</strong> ein Stellarator-Konzept<br />

der USA. Der Vergleich der verschiedenen<br />

Konzepte zeigt insbesondere, dass die geringere neuironische<br />

Wandlast des Stellarator-Reaktors zu keiner wesentlichen<br />

Verbesserung der Verfügbarkeil führt, da Blankets<br />

<strong>und</strong> Divertoren zwar eine höhere Lebensdauer haben, für<br />

ihren Austausch jedoch längere Zeiten erforderlich sind.<br />

Der Wirkungsgrad als weitere wichtige Einflussgröße für die<br />

Wirtschaftlichkeit der Anlage hängt in erster Linie von den<br />

eingesetzten Materialien (Strukturwerkstoff, Kühlmittel) <strong>und</strong><br />

nicht vom Reaktorkonzept ab.<br />

16 Sektoren ist eine eigene Montageöffnung vorgesehen, die<br />

gleichzeitig den Zugang zur Flanschverbindung des Vakuumbehälters<br />

<strong>und</strong> zu den Rohrleitungsanschlüssen erlaubt. Die<br />

niedrig belastete innere Abschirmung ist abtrennbar <strong>und</strong> verbleibt<br />

beim Austauschen der Sektoren im Reaktor. Alternativ<br />

zu diesem Konzept wird noch eine Variante untersucht,<br />

bei der die Sektoren auch toroidal bewegt werden<br />

können, sodass eine geringere Zahl von Auswechselöffnungen<br />

ausreicht.<br />

Heliumgekühlter Divertor<br />

Im Rahmen der europäischen Reaktorstudie werden heliumgekühlte<br />

Divertorkonzepte untersucht, die die Nutzung<br />

der am Divertor anfallenden Wärme auf hohem Temperaturniveau<br />

ermöglichen sollen. Diese Konzepte zeichnen<br />

sich durch Design-Charakteristika aus, die den im Vergleich<br />

zu Wasser nur mäßigen Wärme<strong>über</strong>gang an das Helium<br />

stark verbessern sollen, z. B. durch Oberflächenvergrößerung<br />

im Wärme<strong>über</strong>gangsbereich (porous body) oder durch<br />

optimierte Strömungsführung. Der Einsatz hochwarmfester<br />

Stähle für die Divertorplatten ist wegen der hohen Heliumtemperaturen<br />

unverzichtbar.<br />

Die im laufenden Jahr durchgeführte Studie soll die Divertorarbeiten<br />

auf eine breitere Gr<strong>und</strong>lage stellen, indem (1)<br />

die zwei Konzepte der Reaktorstudie auf der Basis gleicher<br />

Randbedingungen verglichen werden, (2) alternative Konzepte<br />

analysiert werden, <strong>und</strong> (3) auf Basis des Vergleichs<br />

Schlüsselelemente eines Referenzkonzeptes für den Divertor<br />

abgeleitet werden.<br />

Erkennbare Schlüsselelemente sind (1) eine Strömungsführung,<br />

die Temperaturunterschiede <strong>und</strong> damit thermische Spannungen<br />

zwischen plasmazu- <strong>und</strong> -abgewandter Kanalseite minimiert,<br />

(2) eine Konzentration hoher Wärme<strong>über</strong>gangszahlen<br />

<strong>und</strong> der damit korrelierten Druckverluste auf den Bereich der<br />

größten Wärmeflüsse. Damit erreichen heliumgekühlte Divertoren<br />

Wärmestrom dichten, die bei etwa 5 MW/m 2 1iegen.<br />

Veröffentlichungen<br />

47590<br />

V 47986<br />

V 47401<br />

V 48314<br />

V 47828<br />

U. Fischer<br />

S. Gordeev<br />

S. Hermsmeyer<br />

K. Kleefeldt<br />

K. Schleisiek<br />

H. Schnauder<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

Fusionsreaktorentwurf mit Sektor-Handhabungskonzept<br />

Das Konzept für das Auswechseln kurzlebiger Komponenten<br />

(Blanke!, Divertor) ist von entscheidender Bedeutung für die<br />

Verfügbarkeil <strong>und</strong> damit die Wirtschaftlichkeit einer Anlage.<br />

Eine Möglichkeit zur Reduzierung der Wartungszeiten ist die<br />

Handhabung ganzer Torus-Sektoren ("Sector Handling Method").<br />

Dies erfordert entsprechend große Öffnungen im Vakuumbehälter<br />

<strong>und</strong> Kryostaten mit Auswirkungen auf die Größe<br />

des Magnetsystems <strong>und</strong> des Gebäudes. Als Voraussetzung für<br />

die Bewertung der Vor- <strong>und</strong> Nachteile wurde der Entwurf eines<br />

solchen Reaktorkonzepts erarbeitet (siehe Abb.). Für jeden der<br />

32<br />

Projekt Nukleare<br />

Sicherheitsforschung (PSF)<br />

32.21<br />

Leichtwasserreaktor-<br />

Sicherheit<br />

32.21.01 IRS HGF-Strategiefondsprojekt:<br />

Wasserstoffverhalten <strong>und</strong><br />

Gegenmaßnahmen<br />

Mit dem dreidimensionalen Fluiddynamik-Programm GAS­<br />

FLOW wurde die Dampf- <strong>und</strong> Wasserstoffverteilung <strong>und</strong> -beherrschung<br />

im Kernkraftwerk Neckarwestheim-2 (GKN-2) für<br />

einen postulierten auslegungs<strong>über</strong>schreitenden hypothetischen<br />

Unfall mit Kernschmelze simuliert, der als Folge eines<br />

Kühlmittelverlusts durch ein kleines tief liegendes Leck im<br />

heißen Strang entsteht (Small Break Loca = SBL). Die Untersu-<br />

8


chung wurde im Auftrag <strong>und</strong> mit Unterstützung durch den Verein<br />

der Großkraftwerksbelreiber in Deutschland (VGB) durchgeführt<br />

<strong>und</strong> ergänzt frühere Verteilungsanalysen für diese<br />

Konvoi-Anlage zu einem hypothetischen Kühlmittelverlustunfall<br />

mit großem Leck. Sie zeigt, dass es auch bei einem SBL-Unfall<br />

mit weniger Dampf <strong>und</strong> mehr freigesetztem Wasserstoff mit<br />

hoher Wahrscheinlichkeit nicht zu einem nennenswerten<br />

mechanischen Belastungspotenzial kommen kann. Die Untersuchungen<br />

wurden in einem Abschlussbericht dokumentiert.<br />

Die Arbeiten zu GASFLOW im IRS wurden am 31.03.<strong>2000</strong><br />

beende!. Sie werden im IKET weitergeführt.<br />

Veröffentlichungen<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

46592 P. Royl<br />

47712<br />

48156<br />

32.21.02 IRS Thermische Wechselwirkung<br />

von Kernschmelze<br />

<strong>und</strong> Kühlmittel<br />

ECO-Experimente<br />

Nach einem angenommenen Niederschmelzen des Reaktorkerns<br />

kann flüssiger Brennstoff in das untere Kühlmittelplenum<br />

eindringen. Umfang <strong>und</strong> Art der dort möglichen Vermischung mit<br />

dem Kühlmittel bestimmen das Ausmaß einer eventuell<br />

folgenden Dampfexplosion. Dieser Vorgang wird in Simulationsexperimenten<br />

unter Verwendung einer aus Thermit erzeugten<br />

Aluminiumoxidschmelze untersucht. Vorausgegangen war das<br />

Versuchsprogramm PREMIX. Hier wurde in insgesamt 18<br />

Experimenten von 1994-99 die Vorvermischung der heißen<br />

Schmelze mit Wasser untersucht. Eine explosive Wechselwirkung<br />

war- mit einer Ausnahme- bei diesen Versuchen nicht<br />

aufgetreten. Die Ergebnisse (Druckaufbau, Dampfabströmrate,<br />

<strong>Entwicklung</strong> der lnterak1ionszone, Fragmentationslänge des<br />

Schmelzestrahls, Größenverteilung der Fragmente etc.) der<br />

PREMIX-Versuche wurden im Berichtszeitraum ausführlich<br />

dokumentiert.<br />

in den EGO-Versuchen soll der Konversionsfaktor für die<br />

Umwandlung der in der Kernschmelze enthaltenen thermischen<br />

Energie in mechanische Energie unter kontrollierten Randbedingungen<br />

ermittelt werden. Dazu wird eine Dampfexplosion<br />

durch einen Explosionstrigger ausgelöst. Die Experimentiereinrichtung<br />

entspricht in wesentlichen Größen PREMIX, ist jedoch<br />

für weit höhere Drücke ausgelegt ist. Dadurch ist es möglich, die<br />

aus PREMIX gewonnenen Erkenntnisse hinsichtlich der Vorvermischung<br />

als Anfangsbedingung für die Dampfexplosion auf<br />

ECO zu <strong>über</strong>tragen. Die Anlage besteht aus einem Kolben/<br />

Zylindersystem mit integriertem Schmelzegenerator. Der infolge<br />

der Dampfexplosion auftretende Druck bewirk1 die Verschiebung<br />

des Zylinders gegen einen definierten Widerstand. Die<br />

Integration der Kraft/Weg-Kurve liefert als Ergebnis die bei der<br />

Explosion freigesetzte Energie. Die Experimente wurden<br />

begonnen mit Vorversuchen (ECO-VV) zur Charak1erisierung<br />

von Druckgasgeneratoren (Trigger) zur Auslösung der Dampfexplosion<br />

in ein- <strong>und</strong> zweiphasigem Wasser.<br />

ECO-Versuchsstand<br />

Im Berichtszeitraum wurden die Experimente EC0-01 <strong>und</strong><br />

EC0-02 durchgeführt. Der Versuch EC0-01 demonstrierte<br />

die Funktionstüchtigkeit der Anlage. Im Detail ergaben sich<br />

einige Hinweise auf Verbesserungen. Bei EC0-02 wurde<br />

• ein zusätzlicher "Dampfschieber" eingebaut, der die Verbin­<br />

. dung des Gasraumes nach außen erst kurz vor der Zündung<br />

des Explosionstriggers abriegelt <strong>und</strong> somit den<br />

schnellen Druckanstieg <strong>und</strong> die damit verb<strong>und</strong>enen Probleme<br />

der Regelung des Schmelzetreibdruckes unterbindet.<br />

Der Versuch wurde gegen Ende des Berichtszeitraumes<br />

erfolgreich durchgeführt.<br />

Mehrere in der Zwischenzeit durchgeführte Kalibrierversuche<br />

dienten der Erfassung von Druckpulsen durch Trigger<br />

<strong>und</strong> Schieber. Außerdem wurde ein Versuch mit definierter<br />

Explosion (Sprengkapsel) in Poolmitte durchgeführt,<br />

um Druckpulse <strong>und</strong> Reflexionen zu messen.<br />

Theoretische Interpretation von Experimenten zur<br />

Vorvermischung<br />

Im IRS wird das französische Mehrkomponenten-Mehrphasen-Thermohydraulikprogramm<br />

MC3D zur Interpretation<br />

der experimentellen Ergebnisse <strong>und</strong> deren Übertragung auf<br />

Reaktorbedingungen verwendet. MC3D enthält zwei Module:<br />

Vorvermischung <strong>und</strong> Dampfexplosion.<br />

Im Anwendungsbereich der Vorvermischung ist die Simulation<br />

der PREMIX Experimente mit unterkühltem<br />

Wasser (PM17 <strong>und</strong> PM18) eine wichtige Voraussetzung<br />

zum Verständnis der Anfangsbedingungen in den ECO<br />

Experimenten <strong>und</strong> somit auch für die Berechnung der<br />

dort stattfindenden Dampfexplosion. Eine erfolgreiche<br />

Nachrechnung von PM17 <strong>und</strong> PM18 war nur nach umfangreichen<br />

Änderungen in der Modeliierung der Vorvermischung<br />

in unterkühltem Wasser möglich. Die wesentliche<br />

Erweiterung bestand darin, dass bei Einsetzen des<br />

Siedens in stark unterkühltem Wasser die <strong>über</strong>tragene<br />

Wärme nicht zur Verdampfung des Wassers <strong>und</strong> zur<br />

anschließenden starken Kondensation des Dampfes am<br />

unterkühlten Wasser führt, sondern dass die Wärme bis<br />

zum Erreichen einer schwachen Unterkühlung dem<br />

Wasser direkt zugeführt wird. Danach gibt es einen<br />

gleitenden Übergang auf das Siedemodel unter Sättigungsbedingungen.<br />

Bei den Experimenten befand sich<br />

aufgr<strong>und</strong> der Unterkühlung Luft <strong>und</strong> kein gesättigter<br />

Dampf oberhalb des Wassers im Versuchsbehälter. Deshalb<br />

musste das Verhalten eines idealen nichtkonden-<br />

9


sierbaren Gases, welches sich mit dem entstehenden<br />

Dampf vermischt, simuliert werden. Eine solct)e Option<br />

wurde zwar in der Originalversion bereitgestellt, war<br />

aber nicht tauffähig. Daher wurde eine alternative Formulierung<br />

zur Beschreibung des Verhaltens eines Gasgemisches<br />

eingeführt. Mit den genannten Änderungen <strong>und</strong><br />

den Modifikationen, die schon zur Berechnung der PRE­<br />

MIX Experimente unter Sättigungsbedingungen nötig waren,<br />

war es möglich den Druckverlauf für PREMIX 17 <strong>und</strong><br />

18 in der Anfangsphase nachzurechnen.<br />

1i<br />

a<br />

iS<br />

2<br />

150<br />

100<br />

0 50<br />

--- Rechnung<br />

--- Experiment<br />

MC30-Nachrechnung des ersten EGO-Experimentes<br />

Die MC3D Applikation Dampfexplosion wurde im experimentellen<br />

Umfeld bislang ohne Ankopptung an die Vorvermischungsphase<br />

verwendet. Zum ersten Mal wurden<br />

nun Rechnungen für die Experimente KROTOS (tspra) <strong>und</strong><br />

ECO durchgeführt, die an eine konsistente Vorvermischungsrechnung<br />

anschließt. Dazu musste die Schnittstelle<br />

zwischen den beiden Modulen erweitert <strong>und</strong> verbessert<br />

werden. Hinzu kamen erhebliche numerische Schwierigkeiten<br />

bei der Berechnung der Dampfexplosion mit<br />

anfänglich stark unterkühltem Wasser. Daher waren weitere<br />

Modifikationen im Explosionsmodul notwendig. Außerdem<br />

wurden die verwendeten physikalischen Modelle in den verschiedenen<br />

Applikationen soweit wie möglich in Übereinstimmung<br />

gebracht. Mit der aktuellen Version lassen sich<br />

nun sowohl einige KROTOS Experimente als auch das erste<br />

ECO Experiment befriedigend nachrechnen. Die<br />

Abbildung zeigt den berechneten lokalen Druckverlauf im<br />

unteren Wasserbereich im Vergleich zum Experiment.<br />

Veröffentlichungen<br />

V 47895<br />

47897<br />

47922<br />

47923<br />

47977<br />

47898<br />

48161<br />

48162<br />

G. Albrecht<br />

0. Albrecht<br />

M. Böttcher<br />

A. Brecht<br />

H. Brüggemann<br />

W. Cherdron<br />

U.lmke<br />

E. Jenes<br />

A. Kaiser<br />

I. Kornelson<br />

K.-H. Lang<br />

G. Politzky<br />

N. Prothmann<br />

D. Raupp<br />

W. Schütz<br />

I. Schwartz<br />

D. Stephany<br />

E. Stratmanns<br />

D. Struwe<br />

H.Will<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

32.21.04 IRS Thermischer Angriff durch<br />

Kernschmelze <strong>und</strong> deren<br />

langfristige Kühlung<br />

Im Rahmen der KAJET-Experimente des IRS wird untersucht,<br />

wie Schmelzestrahlen nach punktuellem Durchschmelzen<br />

des Reaktordruckbehälters unter erhöhtem<br />

Druck (bis zu 2 MPa) austreten können, auf die Auskleidung<br />

bzw. Opferschicht der Reaktorgrube wirken. Als Simulationsmaterial<br />

für die Kernschmelze wird eine Thermitschmelze<br />

eingesetzt. Als Probenmaterial werden unterschiedliche<br />

Betonsorten verwendet. Von besonderem Interesse<br />

ist die Erosionsrate. Dabei muss man sowohl die<br />

Volumenerosion als auch die Tiefenerosion betrachten.<br />

Um die Wirkung der bei der Thermitreaktion entstehenden<br />

beiden Schmelzenphasen (Fe <strong>und</strong> Al 2 0 3 ) in einem Versuch<br />

unabhängig voneinander untersuchen zu können, wurde<br />

eine um 90° drehbare Probentrommel mit zwei rechtwinklig<br />

angeordneten Probekörpern eingesetzt. Nach der Beaufschlagung<br />

der ersten Probe durch das Eisen wird die<br />

zweite Probe in den Strahlbereich gedreht <strong>und</strong> vom Oxidstrahl<br />

beaufschlagt. KJ01 war ein Versuch zur Charakterisierung<br />

der beiden Schmetzestrahten. KJ02 <strong>und</strong> KJ03 waren<br />

Versuche mit Proben aus Standardbeton (Konstruktionsbeton).<br />

Im Berichtszeitraum wurden zwei weitere Erosionsversuche<br />

(KJ04 <strong>und</strong> KJ05) durchgeführt. Bei KJ04 wurde nochmals<br />

eine Probe aus Standardbeton verwendet. Als Schmelzematerial<br />

kam nur die Oxidphase zum Einsatz, um die Düsenaufweitung<br />

(Zr0 2 ) quantitativ zu erfassen. Die Schmelzemenge<br />

war mit 83 kg deutlich größer als bei den früheren<br />

Versuchen. Die treibende Druckdifferenz war auf 0,5 MPa<br />

begrenzt. Der Schmelzestrahl dauerte unter diesen Bedingungen<br />

ca. 10 Sek<strong>und</strong>en. Die Volumen-Erosion betrug etwa<br />

360 mt Beton (Oberftächenquerschnitt oval, 90 x 120 mm,<br />

Tiefe 60 mm). Dies entspricht einer gemittelten Tiefenerosionsrate<br />

von 4,8 mm/s. Die Düse wurde von anfänglich<br />

12 mm auf 26 mm aufgeweitet<br />

Bei KJ05 wurde erstmals die Erosionswirkung auf einen<br />

Borosilikatglasbeton untersucht. Dazu wurden die Proben<br />

mit Schmelzestrahlen ( 49 kg Fe, 55 kg Al 2 0 3 ) mit einer<br />

treibenden Druckdifferenz von ebenfalls 0,5 MPa beaufschlagt.<br />

Gegen<strong>über</strong> KJ04 war die Schmelzemenge reduziert<br />

um die Düsenaufweitung zu begrenzen. Das Eisen<br />

erodierte in 6,1 s ca. 39 ml (0 60 mm, Tiefe 33 mm), das<br />

Oxid in 5,2 s ca. 120 ml (0 150 mm, Tiefe 23 mm). Dies<br />

entspricht einer gemittelten Tiefenerosionsrate von 5,4 mm/<br />

s (Fe) bzw. 4,4 mm/s (AI 2 0 3 ). Zum Vergleich: Die Raten<br />

waren 8,9 mm/s (Fe) <strong>und</strong> 4,5 mm/s (AI 2 0 3 ) bei KJ02 mit<br />

Standardbeton <strong>und</strong> 0,3 MPa. Bei KJ05 wurde auch die Austrittsdüse<br />

radial mit Thermoelementen instrumentiert, um<br />

die Aufweitung während des Schmelzeaustritts zu ermitteln.<br />

Die Rate stieg progressiv auf 2,5 mm/s an. Ob die Aufweitung<br />

abhängig von der Durchströmdauer oder von der<br />

durchströmende Menge ist, wird in den fotgenden Versuche<br />

ermittelt. Neben der Betonsorte ist insbesondere der treibende<br />

Druck ein wichtiger Versuchsparameter. Der Versuch<br />

KJ06 (zur Zeit im Aufbau) soll mit ähnlichen Parametern<br />

wie KJ05, aber deutlich geringerem Treibdruck durchgeführt<br />

werden.<br />

Im Rahmen der theoretischen Begleitung in Zusammenarbeit<br />

mit der Ruhr-Universität Bochum (RUB) wurde die<br />

Phänomenologie des Strahlaustritts betrachtet sowie die<br />

Aufweitung der Bruchstelle des Reaktordruckbehälters<br />

durch die ausströmende Schmelze <strong>und</strong> die Fragmentalion<br />

10


des Schmelzestrahls untersucht. Zudem wurden Randbedingungen<br />

für den austretenden Strahl mittels modelltheoretischer<br />

Analysen abgeschätzt. Parallel erfoigt bei RUB die<br />

<strong>Entwicklung</strong> des Computercodes JETI.<br />

Das Verhalten von Freistrahlen kann in den Rayleigh-, den<br />

Übergangs-, den turbulenten <strong>und</strong> den Zerstäubungsbereich<br />

unterteilt werden. Eine Einordnung kann mit den Reynolds- <strong>und</strong><br />

Ohnesorgezahlen des Strahls <strong>und</strong> einem empirischen, von<br />

Ohnesorge aufgestellten Diagramm erfolgen. Nach diesen<br />

Kriterien wurden die KAJET-Experimente mit bekannten Wasser-,<br />

Eisen- <strong>und</strong> Aluminiumoxidversuchen verglichen.<br />

Versuch KJ05, Schnitte durch die Borosilikatglasbeton-Probekörper,<br />

Erosion durch Eisenschmelze (oben) bzw. Oxidschmelze (unten)<br />

Hinsichtlich der Untersuchung des Strahlaufpralls auf Strukturen<br />

sind die Strahlaufweitung <strong>und</strong> die Geschwindigkeit auf<br />

der Strahlachse von Interesse. Für die KAJET-Experimente<br />

kann gefolgert werden, dass die im Bereich der relevanten<br />

Strahllängen auftretende Aufweitung des Kernstrahls noch<br />

vernachlässigbar gering ist. Außerdem bleibt die Geschwindigkeit<br />

auf der Strahlachse praktisch konstant. Die Aufprallmechanismen<br />

beeinflussen maßgeblich die Wärme<strong>über</strong>tragung<br />

von der Schmelze an das StrukturmateriaL Im<br />

wandnahen Bereich des Strahls bildet sich eine Staupunktsströmung<br />

aus. Darin wird der Strahl in Richtung der<br />

Strahlachse abgebremst <strong>und</strong> radial nach außen beschleunigt.<br />

Mit zunehmendem Turbulenzgrad des Strahls geht der<br />

Aufprall mit einer heftigen Tropfenbildung einher, wobei die<br />

Wärme<strong>über</strong>tragung zwischen Strahl <strong>und</strong> Struktur verstärkt<br />

wird. Erste Vergleiche der Erosionsrate mit existierenden<br />

Modellen wurden durchgeführt.<br />

Experimente <strong>und</strong> Modelltheorie zu KAJET sind Bestandteil<br />

des EGOSTAR-Projektes im 5. Rahmenprogramm der EU<br />

von <strong>2000</strong> bis 2002.<br />

Veröffentlichungen<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

32.21.06 IRS Dynamische<br />

Beanspruchung<br />

von Reaktordruckbehälter<br />

<strong>und</strong> Containment­<br />

Strukturen unter<br />

hochtransienten<br />

Belastungen<br />

Modellexperimente BERDA I<br />

Die Experimente dienen der Bestimmung der Tragfähigkeit<br />

des Reaktordruckbehälterdeckels beim Aufprall von Kernschmelze.<br />

Bisher waren 21 Tests mit Aufprallgeschwindigkeiten<br />

bis zu 130 m/s durchgeführt worden. Unter Verwendung<br />

der umgebauten <strong>und</strong> leistungsstärkeren IVAN-Anlage<br />

wurde jetzt noch ein weiterer Test mit einer Aufprallgeschwindigkeit<br />

von 165 m/s hinzugefügt. Die starke Erhöhung<br />

der Tragfähigkeit durch obere Einbauten wurde auch<br />

für diese Geschwindigkeit bestätigt.<br />

Zur Überprüfung der Skalierungsgesetze wurden neben<br />

den genannten Experimenten im Maßstab 1:10 ähnliche<br />

Experimente im Maßstab 1 :50 durchgeführt. Es zeigte sich,<br />

dass die Skalierungsgesetze in guter Näherung anwendbar<br />

sind. Eventuelle Unterschiede der Spannungs-Dehnungs­<br />

Diagramme beim Versuchswerkstoff <strong>und</strong> dem in Wirklichkeit<br />

verwendeten Werkstoff müssen berücksichtigt werden. Die<br />

Übertragung der Ergebnisse der Modellexperimente auf<br />

reale Abmessungen mit Hilfe der Skalierungsgesetze wurde<br />

damit abgesichert.<br />

Modellexperimente BERDA II<br />

Diese Experimente dienen der Bestimmung der mechanischen<br />

Energie, die zur Beschleunigung der Kernschmelze<br />

eingeleitet werden darf, ohne dass die Tragfähigkeit des<br />

Reaktordruckbehälterdeckels <strong>über</strong>schritten wird. Ein erster<br />

Test dieser neuen Serie wurde durchgeführt. Obwohl die<br />

Gors-Trageplatte infolge der hohen dynamischen Beanspruchung<br />

in mehrere Stücke zerbrach, wurde das auf der<br />

Platte befindliche Simulationsmaterial für die Kernschmelze<br />

sehr effektiv beschleunigt. Dispersionsvorgänge spielten<br />

offenbar keine dominierende Rolle. Der relativ weiche, aus<br />

Kupfer gefertigte Kernmantel wurde stärker zusammengedrückt<br />

als zuvor vermutet <strong>und</strong> an den Deckelschrauben<br />

traten erstmals leichte plastische Verformungen auf. Da<br />

dieses Beanspruchungsniveau etwas zu hoch ist, wird derzeit<br />

ein Wiederholungsversuch mit einer etwas geringeren<br />

Energie-Einleitung vorbereitet.<br />

47187<br />

47480<br />

47714<br />

47900<br />

48168<br />

48169<br />

48679<br />

G. Albrecht<br />

H. Brüggemann<br />

W. Cherdron<br />

H. Hufnagel<br />

E. Jenes<br />

A. Kaiser<br />

N. Prothmann<br />

D. Raupp<br />

W. Schütz<br />

lnfolge der hohen dynamischen Beanspruchung zerbrach die Gors­<br />

Trageplatte in mehrere Teile. Der kupferne Kernmantel wurde aus der<br />

Einspannung gerissen <strong>und</strong> in den Reaktordruckbehälterdeckel gepresst<br />

Modellexperimente BERDA II-Detail<br />

ln diesen Versuchen wurde die Beschleunigung einer Simulationsflüssigkeit<br />

für die Kernschmelze ohne stabilisierende<br />

Strukturen (Tiegel, Core-Trageplatte) im Maßstab 1 :35 unter-<br />

11


sucht. Die Beschleunigungskräfte wurden durch ein Was·<br />

serpolster <strong>über</strong>tragen. Radiale Expansionen wurden unterb<strong>und</strong>en.<br />

Der Hochgeschwindigkeitsfilm mit bis zu 10 000<br />

Bildern pro Sek<strong>und</strong>e zeigte, dass die Simulationsflüssigkeit<br />

ohne große Dispersionsvorgänge beschleunigt wurde. Dies<br />

ist ein weiteres Indiz dafür, dass ein kompakter Kern·<br />

schmelzenaufprall auf den Reaktordeckel nicht ausgeschlossen<br />

werden kann.<br />

Das von einer Wasserschicht beschleunigte Flüssigmetall tritt nahezu<br />

unverzerrt aus der Versuchsapparatur aus<br />

Veröffentlichungen<br />

47135<br />

48176<br />

48322<br />

48323<br />

48915<br />

B. Dolensky<br />

B. Göller<br />

G. Hailfinger<br />

J. Holzinger<br />

0. Jonatzke<br />

T. Jordan<br />

G. Karner<br />

I. Kornelson<br />

R. Krieg<br />

K.-H. Lang<br />

M. Lux<br />

K. Mäule<br />

T. Malmberg<br />

G. Messemer<br />

N. Prothmann<br />

M. Sidor<br />

E. Stratmanns<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

32.21.08 IRS Untersuchungen zur<br />

Kernzerstörung<br />

Reaktoranalysen<br />

Der weiter fliegende Flüssigmetalltropfen bleibt relativ kompakt. Die<br />

vermutete Trennfläche zwischen Wasser <strong>und</strong> Flüssigmetall ist markiert<br />

EU-Projekt LISSAC<br />

Die Unfallanalysen mit SCDAP/RELAP5 mod3.2.irs (S/R5)<br />

zum EPR wurden abgeschlossen <strong>und</strong> dokumentiert. Einen<br />

Überblick <strong>über</strong> die Analysen gibt die Abbildung mit den<br />

berechneten H 2·Massen für die untersuchten Szenarien.<br />

Die Unfallanalysen mit SCDAP/RELAP5 mod3.2.irs (S/R5)<br />

zum EPR wurden abgeschlossen <strong>und</strong> dokumentiert. Die<br />

Abbildung zeigt die berechneten H 2 -Massen für die Szenarien:<br />

Abriss der Druckhalterleitung (SL-rupture), 46cm 2 Leck<br />

(SBLOCA) <strong>und</strong> Ausfall der Stromversorgung (LOOP).<br />

Bei schweren Unfällen sind mitunter auch große Deformationen<br />

in Komponenten hinnehmbar; Brüche dürfen jedoch<br />

nicht auftreten. Aus diesem Gr<strong>und</strong> wird im EU-Projekt<br />

LISSAC die Deformationsfähigkeit von einigen Komponenten-Ausschnitten<br />

mit typischer Geometrie untersucht. Da<br />

häufig Testergebnisse von kleinen Proben <strong>und</strong> Modellen<br />

auf große Abmessungen <strong>über</strong>tragen werden, ist ein eventueller<br />

Einfluss der Komponentengröße auf die Deformationsfähigkeit<br />

von besonderer Bedeutung.<br />

Für die experimentellen Untersuchungen wurden deswegen<br />

Probenfamilien zusammen gestellt, wobei für eine Familie<br />

die Probenform dieselbe ist <strong>und</strong> nur die Probengröße variiert.<br />

Für die EU-Projekt-Partner wird vom <strong>Forschung</strong>szentrum<br />

Karlsruhe Probenmaterial von einem nicht in Betrieb<br />

genommenen Reaktordruckbehälter zur Verfügung gestellt.<br />

Inzwischen wurde der Behälter nach einem sorgfältig ausgearbeiteten<br />

Schnittplan zerlegt <strong>und</strong> das Probenmaterial<br />

den Partnern zugeteilt. Umfangreiche Qualitätskontrollen<br />

belegen eine recht gute Material-Homogenität. Für eine die·<br />

ser Probenfamilien wurden bereits einzelne Tests durchgeführt.<br />

600<br />

100<br />

ICARE2: SL-rupture<br />

SL-rupture Ex5C2<br />

····-··· SBLOCA, Ex5C2<br />

- SL-rupture: Ex582k<br />

- SBLOCA: Ex582k<br />

Für theoretische Untersuchungen wird am IRS ein stochastisches<br />

Modell entwickelt. Dabei wird die mikroskopische<br />

Heterogenität des Materials berücksichtigt. Die mit einem<br />

einfachen Punktmodell erzielten Ergebnisse sind vielversprechend.<br />

Die Erweiterung auf räumliche Korrelationen ist<br />

in Arbeit.<br />

Wasserstoffmassen, berechnet mit ICARE2 <strong>und</strong> S/R5 für die verschiede·<br />

nen Szenarien<br />

12


Die Analysen zum lokalen Versagensmodus der Kernumrandung<br />

"Heavy Reflector" mit dem "Stand-alone" Programm<br />

LOWCOR sowie ICARE2 wurden· ebenfalls abgeschlossen<br />

<strong>und</strong> dokumentiert.<br />

Codeverbesserungen<br />

Neben Fehlerkorrekturen wurden Verbesserung an dem Codesystem<br />

SIR5 in Bezug auf Materialdaten, maximale Nodalisierung,<br />

Heizstabmodell, "Shattering"-Modell <strong>und</strong> Reflood­<br />

Thermohydraulik durchgeführt, um eine realistischere Analyse<br />

der QUENCH Experimente zu erlauben. Die neue Version SIRS<br />

mod 3.3 wurde implementiert, jedoch müssen noch die<br />

Erweiterungen eingebaut werden.<br />

Analysen der QUENCH-Experimente<br />

Die analytische Begleitung der Versuche zum Abschrecken<br />

eines <strong>über</strong>hitzten Brennstabbündels in der QUENCH-Anlage<br />

(FZK-IMF) wurden mit Voraus- <strong>und</strong> Nachrechnungen mit<br />

SIRS fortgesetzt. Ferner wurde QUENCH-04 mit ICARE2-<br />

V3 mod. 1.0 berechnet <strong>und</strong> der Einfluss der axialen Nodalisierung<br />

auf die Rechenergebnisse untersucht.<br />

Für QUENCH-01 wurden Ergebnisse von RELAPS (standalone)<br />

<strong>und</strong> SCDAPIRELAPS verglichen <strong>und</strong> ein signifikanter<br />

Unterschied bei der Wärmefreisatzung durch die Oxidation<br />

gef<strong>und</strong>en (siehe Abb.). Die Ursache konnte noch nicht lokalisiert<br />

werden.<br />

Der Versuch QUENCH-OS wurde ähnlich wie QUENCH-04<br />

durchgeführt, aber mit einer Voroxidation der Brennstab­<br />

Simulatoren. Die Versuchsparameter wurden auf der Basis<br />

dieser Vorausrechnungen festgelegt. Die bisher erzielte<br />

Qualität der Übereinstimmung zwischen Experiment <strong>und</strong><br />

Rechnung wurde wieder erreicht.<br />

Im Versuch QUENCH-07, der im 5. Rahmenprogramm der<br />

EU (COLOSS-Projekt) gefördert wird, soll der Einfluss der<br />

Oxidation von B 4 C aus den Kontrollstäben auf das Verhalten<br />

der Brennstäbe <strong>und</strong> die Produktion von gasförmigen<br />

Reaktionsprodukten, vor allem von H 2 <strong>und</strong> CH 4 , bei einem<br />

schweren Unfall untersucht werden. Der Versuch dient auch<br />

zur Vorbereitung des französischen Experimentes PHEBUS<br />

FPT3.<br />

2250<br />

<strong>2000</strong><br />

1750<br />

Z=0.95m<br />

1500<br />

~ 1250<br />

~1000 --~......"<br />

I-<br />

750<br />

1200<br />

1100<br />

z = 0.55 m<br />

1000<br />

900<br />

g 800'<br />

I-<br />

700<br />

10 G---B R5<br />

8 1'>--El SIR 5<br />

6 -- -+ exp<br />

:§ 4<br />

:r:N 2<br />

0<br />

0 500 1000 1500 <strong>2000</strong><br />

Zeit (s)<br />

Im Experiment QUENCH-04 gemessene <strong>und</strong> mit RELAPS (R5) <strong>und</strong><br />

SCDAP/RELAP5 (S/R5) berechnete Hüllrohrtemperaturen T <strong>und</strong> erzeugte<br />

Wasserstoffmasse H 2<br />

Da die CH 4 -Erzeugung bevorzugt unter Dampfmangelbedingungen<br />

abläuft, muss der Dampfanteil im Fluid von 3<br />

gls Dampf (<strong>und</strong> 3 gls Argon) soweit reduziert werden, dass<br />

praktisch der gesamte Dampf durch Oxidation der Brennstabhülle<br />

im Bündel verbraucht wird. Vorausrechnungen haben<br />

gezeigt, dass während der Dampfmangelbedingungen<br />

die elektrische Leistung erheblich reduziert <strong>und</strong> der Argondurchsatz<br />

erhöht werden müssen, um ein vorzeitiges<br />

Schmelzen der Hüllrohre zu vermeiden. Wegen der reduzierten<br />

konvektiven Wärmeabfuhr unter diesen Bedingungen<br />

reagiert das Brennstabbündel sehr empfindlich auf Änderungen<br />

der Versuchsbedingungen. Die Vorausrechnungen<br />

werden fortgesetzt.<br />

Für die Rechnungen mit SIRS auch zur Analyse <strong>und</strong> Verbesserung<br />

des Programms, vor allem der Modeliierung des<br />

Absorberstabes, hat eine Zusammenarbeit mit dem Paul<br />

Scherrar Institut (CH) begonnen.<br />

Bei einem Vergleich der Ergebnisse von SIRS mit RELAPS<br />

für QUENCH-04 wurde festgestellt, dass die Oxidationsmodelle<br />

in beiden Programmen unterschiedlich sind. Ein<br />

genauerar Vergleich ist schwierig, da z. B. Stäbe <strong>und</strong><br />

Dampfführungsrohr (Shroud) unterschiedlich modelliert<br />

werden müssen <strong>und</strong> dadurch Temperaturen an unterschiedlichen<br />

Orten berechnet werden.<br />

Vorbereitung des OECD Benchmarks ISP-45<br />

(QUENCH-06)<br />

Der Versuch QUENCH-06 soll ähnlich wie QUENCH-05<br />

durchgeführt werden, jedoch mit Abschrecken durch Wasser<br />

statt mit einer Dampfabkühlung. Er ist von der OECD als<br />

Standardproblem ISP-45 für einen Vergleich von Rechenprogrammen<br />

nach der Durchführung des Experimentes<br />

akzeptiert. Inzwischen haben sich 20 Teilnehmer mit acht<br />

unterschiedlichen Codesystemen aus 15 Nationen für ISP-<br />

45 angemeldet. Der Codevergleich wird vom IRS durchgeführt.<br />

Arbeiten dazu wurden begonnen. Da der ISP-4S als<br />

"blind exerice" durchgeführt werden soll, dürfen die<br />

Ergebnisse der Vorausrechnungen noch nicht veröffentlicht<br />

werden.<br />

Veröffentlichungen<br />

46717<br />

47138<br />

47717<br />

47974<br />

V 47895<br />

47978<br />

48148<br />

48181<br />

48674<br />

V 48963<br />

32.21.1 0 IRS<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

C. H. Ban<br />

W. Hering<br />

Ch. Homann<br />

Ch. Messainguiral, CEA<br />

V. H. Sanchez-Espinoza<br />

W. Sengpiel<br />

D. Stephany<br />

D. Struwe<br />

Beteiligung am PHEBUS­<br />

Projekt<br />

Das IRS beteiligt sich im Rahmen des internationalen<br />

PHEBUS FP-Programms an Analysen <strong>und</strong> Interpretationen<br />

der Experimente zum Brennstabverhalten bei einem Kernschmelzunfall<br />

eines Leichtwasserreaktors. Schwerpunkte<br />

der laufenden Arbeiten sind Analysen zu den Experimenten<br />

FPT1, FPT 4 <strong>und</strong> FPT2.<br />

13


Zu FPTi wurde mit dem Rechenprogramm SCDAP/RELAPS<br />

(SIRS) eine umfangreiche Parameterstudie durchgßführt. Das<br />

IRS war mit der Ergebnisinterpretation bezüglich des Brennstabverhaltans<br />

auch am offiziellen, von IPSN/DRS Cadarache<br />

erstellten FPTi-Abschlussbericht beteiligt.<br />

Beim Experiment Phebus FPT4 wurde der Übergang von einem<br />

porösen Schüttbett aus Brennstoff- <strong>und</strong> Hüllrohrfragmenten<br />

zum Schmelzepool untersucht. Für die Analysen zu FPT 4<br />

wird das Programm ICARE2V3 modi .0 eingesetzt. Ein Vergleich<br />

vorausberechneter <strong>und</strong> gemessener Temperaturverläufe<br />

zeigt im Experiment ab ca. i <strong>2000</strong> s signifikante Abweichungen<br />

im unteren Schüttbettbereich <strong>und</strong> generell höhere Temperaturen,<br />

die auf einen anderen Leistungsverlauf <strong>und</strong> asymmetrische<br />

Kühlung im Experiment hindeuten.<br />

Das Bündelexperiment Phebus FPT2 fand im Oktober <strong>2000</strong><br />

statt. Im Gegensatz zu FPTO <strong>und</strong> FPTi wurde FPT2 zu<br />

Beginn der Hochtemperaturphase zeitweise in nicht-oxidierender<br />

Atmosphäre durchgeführt, so dass mit der Verlagerung<br />

erheblicher metallischer Schmelzemassen gerechnet<br />

wird. Die Analysen werden mit SIRS <strong>und</strong> ICARE2 durchgeführt;<br />

ein Vergleich mit den experimentellen Ergebnissen ist<br />

noch nicht möglich.<br />

Veröffentlichungen<br />

48"184<br />

W. Hering<br />

W. Sengpiel<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

32.21.11 IRS Reaktor- <strong>und</strong> Anlagen­<br />

Dynamik<br />

"Adjoint Sensitivity Analysis Procedure (ASAP)"<br />

in RELAPS<br />

Die Validierung der neuen Verfahren zur Sensitivitäts- <strong>und</strong><br />

Unsicherheitsanalyse in RELAPS/MOD3.2 wurde insbesondere<br />

in Hinblick auf Zweiphasen-Strömungen fortgeführt.<br />

Der Schwerpunkt der Arbeiten lag auf der Charakterisierung<br />

der Sensitivitäten verschiedener Parameter für RELAPS­<br />

Komponenten wie Pumpen, Ventile, Verbindungen, etc. Die<br />

abgeleiteten Gleichungen wurden implementiert <strong>und</strong> validiert.<br />

Aufgr<strong>und</strong> der Komplexität der thermohydraulischen<br />

Bedingungen sind jedoch noch viele Einzelprobleme zu<br />

bearbeiten, ehe eine Gesamtanalyse für ein Reaktorkühlsystem<br />

durchgeführt werden kann.<br />

Teilnahme am OECD-MSLB Benchmark<br />

Ziel des MSLB-Benchmark war es, Leistungsfähigkeit <strong>und</strong><br />

Grenzen gekoppelter Thermohydraulik- <strong>und</strong> Neuirenikprogramme<br />

bei der Simulation komplexer Anlagentransienten<br />

zu untersuchen.<br />

Eine solche Transienie ist der Frischdampfleitungsbruch<br />

(MSLB) in dem amerikanischen 2-Loop DWR TMI-"1. Hier<br />

wirkt sich ein Leck in der Frischdampfleitung besonders<br />

ungünstig aus, da die Abkühlung eine ganze Kernhälfte<br />

betrifft. Durch die starke Rückkopplung zwischen Thermohydraulik<br />

<strong>und</strong> Neutronik treten erhebliche räumliche Leistungsverzerrungen<br />

im Kern auf, die zu kurzzeitiger Rekritikalität<br />

führen können.<br />

Das IRS nahm gemeinsam mit Siemens/KWU mit dem<br />

Codesystem RELAPS/ PANBOX2 (RIPC) an den drei Phasen<br />

des MSLB-Benchmarks teil. (Phase 1: PK = Punktkinetik;<br />

Phase 2: 3D-Kernsimulation mit vorgegebenen Anfangsbedingungen<br />

<strong>und</strong> Randbedingungen am Kerneintritt <strong>und</strong> Kernaustritt;<br />

Phase 3: 3D-Neutronik <strong>und</strong> 3D-Thermohydraulik im<br />

Reaktorkern). Der bisherige Vergleich hat gezeigt, dass die<br />

Ergebnisse der Phase 2 bei allen Teilnehmern sehr gut <strong>über</strong>einstimmen,<br />

während die Ergebnisse der Phase 1 eine größere<br />

Streubreite aufweisen.<br />

ln Phase 3 wurde der Vorteil des detaillierteren Ansatzes deutlich<br />

(siehe Abb.). Im Gegensatz zu Punktkinetikmodellen liefert<br />

dieser Ansatz keine nennenswerte Leistungserhöhung nach<br />

Reaktorabschaltung. Generell ist R/PC gut geeignet, komplexe<br />

Anlagentransienten mit starken Wechselwirkungen zwischen<br />

Neutronenkinetik <strong>und</strong> Thermohydraulik bei ungleichmäßiger<br />

räumlicher Leistungsverteilung im Kern zu analysieren.<br />

3500<br />

3000<br />

""? 2500<br />

~<br />

!. <strong>2000</strong><br />

C)<br />

c::<br />

.a 1500<br />

1/1<br />

'Qi<br />

.J 1000<br />

500<br />

rJ·<br />

!<br />

0 f--------~·-c·---~------+---------1-~------+--------<br />

0 20 40 60 80 100<br />

Zeit (s)<br />

Vergleich der berechneten Reaktorleistung mit RIP/C aus Phase 1 (PK)<br />

<strong>und</strong> Phase 3 (3D)<br />

RELAPS Qualifizierung für Anwendungen im<br />

thermodynamisch <strong>über</strong>kritischen Bereich<br />

Das Basiskonzept des "High Performance Light Water<br />

Reactor" (HPLWR) sieht thermodynamisch <strong>über</strong>kritische<br />

Betriebszustände (Systemdruck ca. 2S MPa, Kühlmitteltemperatur<br />

zwischen SS3 K <strong>und</strong> 781 K) im Kern vor, um<br />

durch hohe Kernaustrittstemperaturen einen thermischen<br />

Wirkungsgrad von ca. 44 % zu erreichen. Als Beitrag zum<br />

<strong>Forschung</strong>sprojekt HPLWR im s. Rahmenprogramm der EU<br />

wurde untersucht, in wieweit RELAPS die auftretenden<br />

<strong>über</strong>kritischen Betriebszustände abbilden kann.<br />

50 ·-------------------<br />

-22.1 MPa<br />

i<br />

m25 MPa<br />

30MPa<br />

0+-----,-----,------r-----r----~<br />

550 600 650 700 750 800<br />

Temperatur (K)<br />

Wärmekapazität von Wasser im Bereich des kritischen Punkts<br />

14


Für die Anwendung im <strong>über</strong>kritischen Bereich sind die Zustandsgleichungen<br />

zu qualifizieren <strong>und</strong> not'JI{endige Modellerweiterungen<br />

zu identifizieren. Im ersten Schritt wurden verschiedene<br />

Modelle zur Berechnung der Wasser-Eigenschaften<br />

im <strong>über</strong>kritischen Bereich untersucht, u. a. die in den bisherigen<br />

RELAP5-Versionen enthaltene Wasserdampftafel ASME-67<br />

sowie die neue für Industrieanwendungen empfohlene WasserdampftafeiiAPWS-97.<br />

Generellliefern beide Modelle ähnliche<br />

Werte im <strong>über</strong>kritischen Bereich, jedoch führen bei Anwendung<br />

der ASME-67 die starken Änderungen der Materialdaten wie<br />

Wärmekapazität (siehe Abb.), Dichte <strong>und</strong> Enthalpie, etc. am<br />

kritischen Punkt zu numerischen Problemen.<br />

Implementierung der Grobstruktursimulationsmethode<br />

für Zweiphasenströmungen in CFX<br />

Die <strong>Entwicklung</strong> von Methoden zur Grobstruktursimulation<br />

von Zweiphasenströmungen erfolgt vorwiegend im gr<strong>und</strong>lagenorientierten<br />

Rechenprogramm TURBIT-VoF, das in<br />

seiner Anwendung auf einfache Geometrien beschränkt ist.<br />

Dar<strong>über</strong> wird unter 32.22.03 berichtet. Um Grobstruktursimulation<br />

für allgemeine technische Zweiphasenströmungen<br />

verfügbar zu machen, soll sie auch in der Umgebung<br />

des kommerziellen Programmsystems CFX bereitgestellt<br />

werden.<br />

Zur Prüfung von Genauigkeit <strong>und</strong> Rechenzeit verschiedener<br />

Optionen in CFX wurde mit der in einem U-Rohr schwingenden<br />

Wassersäule ein einfaches physikalisches Problem<br />

ausgewählt, für das eine exakte analytische Lösung bekannt<br />

ist, <strong>und</strong> das so eine zuverlässige Bewertung an einem<br />

dynamischen Beispiel mit freien Oberflächen erlaubt.<br />

Ferner wurden in der Codeversion CFX 4.1 ergänzend zu<br />

früheren Untersuchungen weitere numerische Studien mit<br />

verschiedenen Diskretisierungsschemata höherer Ordnung<br />

durchgeführt.<br />

Die Ergebnisse zeigen, dass die physikalisch nicht korrekte<br />

Verschmierung der Phasengrenze sich bei Verwendung eines<br />

Verfahrens höherer Ordnung für die Volumenfraktionsgleichung<br />

etwa <strong>über</strong> 10 Zellen erstreckt, während sie<br />

beim Upwind-Verfahren erster Ordnung etwa 20 Zellen<br />

erfasst. Eine scharfe, nur <strong>über</strong> 2-3 Zellen verschmierte<br />

Phasengrenzfläche lässt sich aber auch in der neuen Codeversion<br />

CFX 4.2 nur durch Anwendung des so genannten<br />

"Surface Sharpening Algorithmus" sicherstellen. Dieser verändert<br />

aber die Schwingungsdauer im Vergleich zur analytischen<br />

Lösung deutlich. Damit lassen sich auch in CFX 4.2<br />

lokale momentane Phasengrenzflächen nicht mit der erforderlichen<br />

Genauigkeit beschreiben. Daher ist die Implementierung<br />

des neu entwickelten <strong>und</strong> in TURBIT-VOF realisierten<br />

EPIRA-Aigorithmus in CFX <strong>über</strong> benutzereigene Subroutinen<br />

notwendig.<br />

Erweiterung des Rechenprogramms FLUTAN für<br />

Analysen zur Anlagendynamik<br />

ln FLUTAN wurde eine Gleichung für den laminaren <strong>und</strong><br />

turbulenten Transport einer weiteren skalaren Größe implementiert,<br />

die z. B. auch für die Simulation des Transportes<br />

von Bor geeignet ist. Die Implementierung berücksichtigt<br />

die Möglichkeit zur lokalen Gitterverfeinerung, direkte <strong>und</strong><br />

iterative Löser, Upwind-Verfahren 1. <strong>und</strong> 2. Ordnung<br />

(LECUSSO <strong>und</strong> QUICK) für die Konvektionsterme <strong>und</strong> ein<br />

Turbulenzmodell erster Ordnung (k-~::-S 1-Modell, S 1 = turbulente<br />

Schmidt-Zahl).<br />

Die Implementierung wurde an einer isothermen Strömung<br />

in einem T-Stück getestet, in dem 50 ppm Bor in der Mitte<br />

des Kanaleintritts eingegeben werden. Die berechnete Bor­<br />

Konzentration ist sowohl für den laminaren Fall als auch für<br />

den turbulenten Fall in dem T-Stück symmetrisch verteilt.<br />

Die Diffusion der Konzentration senkrecht zur Strömungsrichtung<br />

ist bei der Rechnung mit turbulenter Strömung<br />

entsprechend stärker. Die Ergebnisse zeigen, dass die Gleichung<br />

für den turbulenten Transport von Bor in FLUTAN<br />

richtig implementiert ist. Eine quantitative Validierung soll<br />

durch Nachrechnung einiger Benchmark-Beispiele durchgeführt<br />

werden.<br />

Veröffentlichungen<br />

47536<br />

V 47540<br />

47812<br />

47813<br />

47920<br />

47921<br />

V 47973<br />

48185<br />

48186<br />

48318<br />

V 48321<br />

V 48331<br />

48698<br />

32.22<br />

32.22.03 IRS<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

D. G. Cacuci<br />

L. Carteciano<br />

B. Dorr<br />

G. Grötzbach<br />

W. Hering<br />

M. lonescu-Bujor<br />

A. Oberhof<br />

V. Sanchez-Espinoza<br />

D. Stephany<br />

D. Struwe<br />

M. Wörner<br />

Theoretische Untersuchungen<br />

Innovative Systeme<br />

<strong>Entwicklung</strong> von Methoden<br />

zur Grobstruktursimulation<br />

turbulenter<br />

Zweiphasenströmung<br />

Ziel dieses Vorhabens ist die Bereitstellung von numerischen<br />

Methoden <strong>und</strong> physikalischen Modellen, mit denen<br />

Iokaie-Vorgänge in turbulenter Zweiphasenströmung unter<br />

Einbeziehung der Information <strong>über</strong> die zeitliche <strong>Entwicklung</strong><br />

der Phasengrenze detailliert simuliert werden können. Die<br />

Arbeiten bauen auf gr<strong>und</strong>legenden Untersuchungen zu turbulenten<br />

Blasenströmungen auf. Die Ergebnisse <strong>und</strong> Erfahrungen<br />

werden verwendet, um die Methode <strong>und</strong> physikalische<br />

Modelle in anwendungsorientierten Rechenprogrammen<br />

verfügbar zu machen, wie sie beispielsweise unter<br />

32.21.11 benötigt werden.<br />

Die neue Methode stellt eine Erweiterung des von einphasigen<br />

Strömungen her bekannten Konzeptes der Grobstruktursimulation<br />

dar. Für den durch das Rechengitter aufgelösten<br />

Anteil erfolgt eine detaillierte Beschreibung von Turbulenz<br />

<strong>und</strong> Phasengrenzfläche. Die nicht aufgelösten Anteile<br />

werden modelliert. Die Methodenentwicklung konzentriert<br />

sich zunächst auf den Grenzfall eines sehr feinen Rechengitters,<br />

bei dem sowohl die kleinsten Wirbel als auch die<br />

kleinsten Blasen aufgelöst werden ("DNS-RBS" = direct<br />

numerical simulation - resolved bubble simulation).<br />

Die DNS-RBS Methode wurde im Rechenprogramm TURBIT­<br />

VOF realisiert. Die mathematische Beschreibung der zeitlichen<br />

<strong>Entwicklung</strong> der Phasengrenzfläche erfolgt mit der Volume-of­<br />

Fiuid-Methode. Für die Rekonstruktion der Phasengrenzfläche<br />

aus der räumlichen Verteilung der diskreten Werte des Flüssigkeitsanteils<br />

in den Maschen wurde der EPIRA-Aigorithmus entwickelt,<br />

der eine beliebig orientierte ebene Grenzfläche stets<br />

exakt rekonstruiert. Die Kontinuitäts- <strong>und</strong> Impulsgleichungen<br />

sind für inkompressible Phasen formuliert <strong>und</strong> werden mit hoch-<br />

15


auflösenden numerischen Verfahren gelöst. Die Oberflächenspannung<br />

wird als lokale Volumenkraft beschrieben. Die Verifizierung<br />

von TURBIT-VOF erfolgte anhand verschiedener Testprobleme<br />

für ein- <strong>und</strong> zweiphasige Strömungen. Dabei wurde<br />

jeweils eine sehr gute Übereinstimmung mit analytischen<br />

Lösungen oder Arbeiten aus der Literatur erzielt.<br />

Im Berichtszeitraum stand die Verifizierung <strong>und</strong> Anwendung<br />

von TURBIT-VOF für Blasen unterschiedlicher Form <strong>und</strong><br />

Steigverhaltens im Vordergr<strong>und</strong>. Die Rechnungen erfolgten<br />

für einen Plattenkanal mit periodischen Randbedingungen<br />

in Aufstiegsrichtung <strong>und</strong> in Spannweitenrichtung. Dies entspricht<br />

einem Feld von Blasen mit regelmäßigem Abstand.<br />

Es wurden Simulationen für vier verschiedene Kombinationen<br />

der dimensionslosen Kennzahlen durchgeführt, die<br />

für das physikalische Problem relevant sind. Die sich in den<br />

Simulationen ergebenden unterschiedlichen Blasenformen<br />

(kugel-, ellipsoid- <strong>und</strong> kappenförmig) <strong>und</strong> die Art des Blasennachlaufs<br />

(offen oder geschlossen) stimmen jeweils<br />

sehr gut mit experimentellen Bef<strong>und</strong>en <strong>über</strong>ein. Erstmals<br />

wurde eine Simulation für eine forminstabile oszillierende<br />

Blase durchgeführt. Diese steigt auf einer Spiralbahn auf, wie<br />

es auch in Experimenten für derartige Blasen beobachtet wird.<br />

Die Abbildung zeigt die momentane Blasenform <strong>und</strong> das Strömungsfeld<br />

in einer vertikalen Ebene durch die Blase <strong>und</strong> verdeutlicht<br />

den turbulenten Charakter der Strömung, der durch<br />

den Aufstieg der Blase selbst verursacht wird.<br />

Als eine erste Anwendung zur Untersuchung der Wechselwirkung<br />

von mehreren Blasen wurde eine Simulation mit<br />

fünf zufällig verteilten Blasen <strong>und</strong> einem Gasgehalt von 4%<br />

durchgeführt. Die zu Beginn der Rechnung kugelförmigen<br />

Blasen verformen sich beim Aufstieg sehr schnell zu Ellipsoiden.<br />

Aufgr<strong>und</strong> der Wechselwirkung der Blasen stellt sich<br />

erwartungsgemäß kein stationäres Aufstiegsverhalten <strong>und</strong><br />

keine feste räumliche Verteilung der Blasen zueinander ein.<br />

Im Verlauf der Simulation wird eine Wanderung der Blasen<br />

in Richtung zur Wand beobachtet.<br />

ter verbesserte Modeliierung der Oberflächenspannung <strong>und</strong><br />

die Berücksichtigung von Wärme<strong>über</strong>tragungsvorgängen<br />

zwischen den Phasen.<br />

Experimentelle Arbeiten<br />

ln Fortführung der experimentellen Arbeiten zur Grobstruktursimulation<br />

wurden die lmplikationen eines Heißfilmsondeneinsatzes<br />

bei Anwesenheit sehr kleiner einzelner Blasen (herab<br />

bis zu 0,2 mm 0) in ruhender Wasser-Ethanollösung untersucht.<br />

Hierbei wird - in starker Abhängigkeit von der Überhitzung<br />

des Sondendrahtes - eine Vielfalt von Blasen- <strong>und</strong><br />

Signalverhaltensweisen gef<strong>und</strong>en, die nach A. Serizawa<br />

(1983) eine Falleinteilung nahe legt: "zurückspringende<br />

(recoil)", "ausweichende (drifting)", "umkriechende (crawling)"<br />

<strong>und</strong> "durchteilte (splitting)" Blasen. Unsere Beobachtungen im<br />

ruhendem Fluid gestatten eine weitergehende Differenzierung.<br />

Untersuchungen wie diese, bei der Videoaufzeichnung <strong>und</strong><br />

Signal gekoppelt werden müssen, sind bei den Einstellarbeiten<br />

sehr mühsam zu handhaben. Deshalb wurde ein<br />

PC-Unterstützungsprogramm in der graphischen Programmiersprache<br />

G mit der <strong>Entwicklung</strong>sumgebung LabVIEW5.11<br />

<strong>und</strong> IMAQ5.0 gekoppelt. Dieses "virtuelle Instrument" (VI)<br />

zeigt auf ein Hardwareereignis hin (z. B. Oszilloskoptrigger)<br />

oder zeigt ereignisgesteuert eine Sequenz vorausgegangener<br />

<strong>und</strong> nachfolgender Bilder auf dem Monitor an. Erste<br />

Tests lassen erhebliche Zeitersparnisse bei Justierung,<br />

Auswahl <strong>und</strong> Verarbeitung der Bilder gegen<strong>über</strong> der bisherigen<br />

VCR-Benutzung erwarten.<br />

Veröffentlichungen<br />

45985<br />

47382<br />

47595<br />

V 47889<br />

47537<br />

V 47538<br />

V 48236<br />

48188<br />

48189<br />

V 48737<br />

D. G. Cacuci<br />

B. Ghidersa<br />

G. Grötzbach<br />

V. Heinzel<br />

P. Philipp<br />

D. Raupp<br />

W. Sabisch<br />

H. Sauter<br />

F. Schmitz (HIK)<br />

W. Sengpiel<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

32.22.06 IRS Untersuchungen zum<br />

Brennstoff- <strong>und</strong><br />

Brennstabverhalten<br />

innovativer Systeme<br />

Visualisierung der berechneten momentanen Phasengrenzfläche, der<br />

Geschwindigkeit in einer Schnittebene (Vektoren) <strong>und</strong> der entsprechenden<br />

Wirbelstärkekomponenten (Höhenlinien) für die forminstabile Blase<br />

Die Ergebnisse belegen die Leistungsfähigkeit der Methode<br />

<strong>und</strong> ihr Potenzial zur Erweiterung des physikalischen Verständnisses.<br />

Dar<strong>über</strong> hinaus liegt der besondere Wert der<br />

DNS in der Bereitstellung einer konsistenten Datenbasis mit<br />

hoher räumlich-zeitlicher Auflösung, die für zukünftige <strong>Entwicklung</strong>en<br />

verbesserter Modelle <strong>und</strong> deren Umsetzung in<br />

technisch anwendbaren Rechenprogrammen dienen kann.<br />

Weiterentwicklungen von TURBIT-VOF zielen auf eine wei-<br />

Die Untersuchungen zum transienten Brennstabverhalten<br />

erfolgen im Rahmen der experimentellen Programme CABRI­<br />

FAST <strong>und</strong> CABRI-RAFT, die in internationaler Zusammenarbeit<br />

mit dem französischen IPSN <strong>und</strong> dem japanischen JNC durchgeführt<br />

werden. Diese Programme dienen der Ermittlung<br />

transienten Brennstabverhaltens von innovativer Brennstabkonzepte<br />

<strong>und</strong> ihrer Versagensschwellen. Im Mittelpunkt der<br />

<strong>Entwicklung</strong>sarbeiten stand die Überprüfung der theoretischen<br />

Modelle zur Beschreibung der Brennstoffbewegung im Zentralkanal<br />

von Brennstäben mit Hohltabletten nach Schmelzbeginn<br />

<strong>und</strong> die Ermittlung des Einflusses dieser Bewegung auf die<br />

Versagensschwelle der Brennstäbe für die unterschiedlichsten<br />

Leistungstransienten. Der von IPSN bereitgestellte Modul<br />

EJECT für das Programm SAS4A wurde prinzipiell <strong>über</strong>arbeitet<br />

<strong>und</strong> es wurden die unterschiedlichen Modelloptionen an den<br />

experimentellen Ergebnissen der CABRI Experimenten <strong>über</strong>-<br />

16


prüft. Der heute erreichte Stand der Modellqualifizierung erlaubt<br />

es, die experimentellen Bef<strong>und</strong>e mit ausreichender Genauigkeit<br />

berechnen zu können. Damit steht ein Programmmodul zur<br />

Verfügung, der eine Extrapolation der Beobachtungen am Einzelstabauf<br />

Reaktorbedingungen ermöglicht.<br />

Veröffentlichungen<br />

48735 D. Struwe<br />

48192 W. Pfrang<br />

W. Zimmerer<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

32.22.07 IRS Containmentuntersuchungen<br />

für innovative<br />

Systeme<br />

Die Resuspension (Wiederfreisetzung) schwerflüchtiger<br />

Substanzen (Spaltprodukte) aus Flüssigkeiten wie z. B.<br />

dem Sumpfwasser oder dem gefluteten Garecatcher kann<br />

als Langzeitbeitrag zum radiologischen Quellterm nach einem<br />

Unfall mit Kernzerstörung eine wichtige Rolle spielen.<br />

Der Austrag dieser Substanzen aus der Flüssigkeit in die<br />

Gasphase ist vorwiegend an die gebildeten Tröpfchen gekoppelt.<br />

Bei niedrigen Gasvolumenströmen in der Flüssigkeit<br />

entstehen Jet- <strong>und</strong> Filmtropfen aus dem Zerplatzen von<br />

Einzelblasen an der Oberfläche. Bei hohen Gasvolumenströmen,<br />

z. B. bei heftigem Sieden, erfolgt der Austrag<br />

durch Flüssigkeitsabscherung mit Tropfenbildung von den<br />

Wänden zusammenhängender Gaskanäle.<br />

Im KAREX-Programm werden experimentelle Untersuchungen<br />

zur Resuspension schwerflüchtiger Substanzen (Metall<strong>und</strong><br />

Keramikpulver) sowie von löslichen Substanzen wie<br />

Csl vorwiegend unter Siedebedingungen durchgeführt. Dazu<br />

existiert der KAREX-Versuchsstand im technischen<br />

Maßstab mit einem beheizbaren zylindrischen Behälter<br />

(0,6 m Durchmesser <strong>und</strong> 1,1 m Höhe sowie Heizplatte von<br />

50 kW). Für begleitende Untersuchungen spezieller Effekte<br />

werden auch Laborversuche durchgeführt, wobei die Heizleistung<br />

pro Gr<strong>und</strong>fläche dem KAREX-Versuchsstand entspricht.<br />

Beim Sieden stellt sich in beiden Fällen eine relativ stabile<br />

Strömungswalze ein, die im Aufwärtsstrom durch turbulente<br />

Wirbelströmung <strong>und</strong> im Abwärtsstrom durch Einzelblasen<br />

geprägt ist. Laborversuche zur Resuspension von Metallpulver<br />

lieferten das interessante Ergebnis, dass der weitaus<br />

größte Teil im Bereich der Abwärtsströmung (zerplatzende<br />

Einzelblasen <strong>und</strong> Jettropfen) freigesetzt wird.<br />

Begleitend zu den Experimenten werden an der Ruhr-Universität<br />

Bochum (RUB) theoretische Untersuchungen zum<br />

Blasenzerplatzen <strong>und</strong> der damit verb<strong>und</strong>enen Tropfenbildung<br />

<strong>und</strong> Nuklidfreisatzung durchgeführt. Nach dem Code<br />

RESUS, der die Jettropfenbildung beschreibt, steht inzwischen<br />

auch der Code SUSANA.MOD1 zur Bestimmung des<br />

Resuspensionsquellterms bei geringen <strong>und</strong> hohen Gasvolumenströmen<br />

zur Verfügung. Im Berichtszeitraum wurde der<br />

Code an das IRS <strong>über</strong>geben.<br />

Zu Beginn des Berichtszeitraums wurden mehrere orientierende<br />

Resuspensionsexperimente durchgeführt. Zunächst handelte<br />

es sich um Laborversuche. Integrale Resuspensionsfaktoren<br />

RF (d. h. <strong>über</strong> die gesamte Oberfläche) für Zinkpulver,<br />

sowohl bei Siedetemperatur des Wassers als auch etwas<br />

darunter, lagen im Bereich 1 o- 5 bei größeren Absaughöhen<br />

(2 20 cm) <strong>und</strong> 1 o- 3 bei kleineren Absaughöhen (2 6 cm).<br />

Versuche mit löslichem Csl ohne Trennung des Dampf- <strong>und</strong><br />

Tröpfchenanteils in der Probe (Dampfanteil ist wesentlich<br />

größer) lieferten zunächst RF-Werte unterhalb der Nachweisgrenze<br />

für Cs. ln dem anschließend mit Hilfe einer lmpaktorstufe<br />

abseparierten Tröpfchenanteil lag RF bei 4 x 10- 2 , im<br />

Dampfanteil dagegen erheblich darunter.<br />

Der Siedevorgang im KAREX-Behälter ist neben der relativ<br />

stabilen Strömungswalze geprägt durch periodisch auftretende<br />

heftige Aufwallungen. Experimente zur Ermittlung der<br />

Resuspension wurden sowohl bei geschlossenem als auch<br />

bei offenem Behälter durchgeführt. Für Csl wurden in der<br />

am lmpaktor abgeschiedenen Tröpfchenmasse bei unterschiedlichen<br />

Heizleistungen RF-Werte der Größenordnung<br />

1 o- 2 bis 10- 3 gemessen (geschlossener Behälter). ln der<br />

Dampfmasse war RF um ca. zwei Größenordnungen niedriger.<br />

Bei Metallpulver unterschiedlicher Körnung (Cu, Cr, Fe,<br />

Zn; 2 bis 50 ~tm) ergaben sich - zunächst noch ohne<br />

Parameteruntersuchungen - Werte zwischen 5 x 1 o- 2 <strong>und</strong><br />

4 x 1 o-4 bei Absaughöhen von 3 cm <strong>und</strong> 10 cm. Bei offenem<br />

Behälter waren die Werte höher als bei geschlossenem<br />

Behälter. Diese Versuche werden mit Variation der<br />

Parameter fortgesetzt. Dazu wird in Kürze auch ein neues<br />

Messgerät zur ln-situ-Bestimmung der Tröpfchengröße <strong>und</strong><br />

des Massenstroms eingesetzt.<br />

ln der zweiten Hälfte des Berichtszeitraums wurde eine Reihe<br />

von Laborversuchen mit Zn (Metallpulver) <strong>und</strong> SrZr0 3<br />

(Keramikpulver) bei verschiedenen Heizleistungen durchgeführt,<br />

um die Unterschiede der Freisatzung zwischen Aufwärts<strong>und</strong><br />

Abwärtsströmung sowie die Nuklid-Massenströme als<br />

Funktion der Höhe <strong>über</strong> der Pooloberfläche zu erfassen. Parallel<br />

dazu wurden erste Vergleichsrechnungen mit SUSANA<br />

durchgeführt. Die Resuspension von Zn erwies sich - trotz<br />

höherer Dichte- um einen Faktor 1 0 höher als von SrZr0 3 . Die<br />

ersten Vergleichsrechnungen zum Tröpfchen-Massenstrom<br />

(noch ohne detaillierte Resuspensionseffekte) lieferten eine<br />

relativ gute Übereinstimmung mit den Experimenten.<br />

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Vergleich Experiment--SUSANA-Theorie<br />

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Nuklid-Massenstrom (g/s*m 2 )<br />

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ili'-t- ·14: ~ 11 1<br />

Gemessene <strong>und</strong> mit SUSANA berechnete Höhenabhängigkeit der<br />

Resuspension von Zinkpulver<br />

Die Untersuchung der Resuspensionsmechanismen ist nicht<br />

nur für die Reaktorsicherheitsforschung von großem Interesse,<br />

sondern findet auch Anwendung in vielen Bereichen von Natur<br />

<strong>und</strong> Technik. Dazu wurde im Berichtszeitraum bei RUB eine<br />

Studie angefertigt. Anwendungsmöglichkeiten ergeben sich<br />

auf dem Gebiet der Ozeanographie <strong>und</strong> Meteorologie (Klimaforschung),<br />

der Biologie (Pollen- <strong>und</strong> Bakterientransport, Bioreaktoren)<br />

oder der Medizin (Transport in die Atemwege).<br />

Ebenso sind die Verfahrenstechnik <strong>und</strong> Metallurgie (z. B. Stahlschmelze<br />

als Flüssigkeitsvorlage) <strong>und</strong> die Galvanisierung (z. B.<br />

Chromfreisetzung) zu nennen.<br />

.-<br />

17


Veröffentlichungen<br />

47894<br />

47899<br />

48193<br />

V 47785<br />

J. Minges<br />

W. Schütz<br />

K. Zinn<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

<strong>und</strong> zur Bestimmung der wesentlichen Reaktivitätsrückwirkungs-Koeffizienten<br />

(Doppler-Effekt, Rückwirkungen der<br />

Dichte der Kernmaterialien) für unterschiedliche Abbrandzustände,<br />

THESYS zur Bestimmung stationären thermohydraulischen<br />

Eigenschaften <strong>und</strong> eine modifizierte Version<br />

des Programms SAS4A zur Durchführung detaillierter dreidimensionaler<br />

transienter Analysen.<br />

32.23 Studien zur<br />

Aktinidenumwandlung<br />

32.23.03 IRS Sicherheitsuntersuchungen<br />

zum dynamischen Verhalten<br />

von Kernen mit<br />

Aktin idenantei I<br />

Die Sicherheitsuntersuchungen zu Kernen mit Aktinidenanteil<br />

werden mit dem Programm SAS4A durchgeführt, das<br />

in internationaler Zusammenarbeit mit dem französischen<br />

IPSN <strong>und</strong> dem japanischen JNC entwickelt wird. Im Berichtszeitraum<br />

wurde eine neue Programmversion erstellt,<br />

in der die Neu- <strong>und</strong> Weiterentwicklungen der internationalen<br />

Partner in einer neuen Referenzversion Ref99 Rel 3 zusammengefasst<br />

wurden. Diese neue Programmversion<br />

wurde mit Ergebnissen von Experimenten der CABRI Programme<br />

qualifiziert <strong>und</strong> auf Fehlerfreiheit getestet. Der neu<br />

verfügbar gemachte Programm Modul EJECT wurde prinzipiell<br />

<strong>über</strong>arbeitet. Mit der zur Zeit verfügbaren Programmversion<br />

wurden die früheren Rechnungen zum CAPRA<br />

Kern wiederholt, ohne die Programmoption der Beschreibung<br />

der Brennstoffbewegung vor Brennstabversagen zu<br />

nutzen. Diese Rechnungen definieren den Vergleichsfall,<br />

mit dem der Einfluss der Brennstoffbewegung vor Brennstabversagen<br />

auf das Reaktorverhalten im nächsten Schritt<br />

untersucht wird. Dar<strong>über</strong> hinaus wurden erste Schritte<br />

unternommen, eine Programmversion für das Kühlmittel<br />

Blei/Wismut zu erstellen.<br />

Veröffentlichungen<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

Zusätzlich wird ein punktkinetisches ADS-Rechenmodell<br />

verwendet, welches den Einfluss der verschiedenen Auslegungsparameter<br />

auf das transienie Verhalten der Anordnung<br />

abschätzen lässt.<br />

Insbesondere wurde der Dreistrahi-Referenzentwurf einer<br />

bleigekühlten ADS-Anordnung untersucht. Hierbei stellte<br />

sich heraus, dass eine Dreistrahi-Anordnung die maximale<br />

Brennstofftemperatur im Vergleich zu einer Einstrahi-Anordnung<br />

deutlich reduziert.<br />

Unter anderem wurde das Abschaltverhalten von ADS-Anordnungen<br />

untersucht. Der Unterkritikalitäts-Zustand keff der Anlage,<br />

der sich während des Betriebs erheblich ändern kann,<br />

stellte sich als wesentlicher Parameter heraus.<br />

Die Abbildung zeigt das Verhalten einer ADS-Anordnung<br />

beim Abschalten der Neutronenquelle für verschiedene keff<br />

Zustände im Vergleich zum Abschaltverhalten kritischer<br />

Anlagen. Dieses Verhalten könnte bei ADS-Anlagen mit<br />

hohem keH ein zusätzliches Abschaltsystem in Form von<br />

Abschaltstäben erforderlich machen.<br />

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47769<br />

48770<br />

48934<br />

D. Struwe<br />

W. Pfrang<br />

M. Schikorr<br />

W. Zimmerer<br />

32.23.05 IRS Untersuchungen zu<br />

beschleunigergetriebenen,<br />

unterkritischen<br />

Anordnungen<br />

SAS4A-Erweiterungen, Untersuchungen zum<br />

Transienten Verhalten von ADS-Systemen<br />

unterschiedlicher Auslegung, Sicherheitsanalysen<br />

Die im IRS durchgeführten Untersuchungen haben als<br />

<strong>über</strong>geordnete Zielsetzung, das transienie Verhalten von<br />

beschleunigergetriebenen unterkritischen Anordnungen (accelerator<br />

driven system = ADS) während des Normalbetriebs<br />

unter Störfallbedingungen <strong>und</strong> für unterschiedliche<br />

ADS-Kernauslegungen zu bestimmen.<br />

Das dafür genutzte Programmsystem umfasst CITATION<br />

zur Bestimmung der dreidimensionalen Leistungsverteilung<br />

0 5 10 15<br />

Zeit [sec) nach Abschattung der Quelle<br />

Leistungsverhalten nach Abschalten der ADS-Anlage<br />

<strong>Entwicklung</strong> des Rechenprogramms FLUTAN für<br />

thermo- <strong>und</strong> fluiddynamische Anwendungen<br />

Im Rahmen einer von SIEMENS-KWU finanzierten Doktorarbeit<br />

wird ein Verfahren zur Diskretisierung der Transportgleichungen<br />

in komplexen Geometrien mit Hilfe von körperangepassten<br />

Koordinaten entwickelt. Damit wird eine effiziente<br />

<strong>und</strong> genaue Lösung bei der Gestaltung gekrümmter<br />

Oberflächen angestrebt, die bisher in FLUTAN nur durch<br />

stufige Ränder modelliert werden konnten. Das vorgeschlagene<br />

Verfahren basiert auf einer dreidimensionalen<br />

Koordinatentransformation für das Gleichungssystem. Die<br />

von der Geometrie abhängigen Koeffizienten für die transformierten<br />

Transportgleichungen wurden in FLUTAN imple-<br />

2C<br />

18


mentiert <strong>und</strong> getestet. Als letztes Beispiel wurden transienie<br />

Rechnungen der Sumpfkühlexperimente SUCOS-2D mit<br />

schiefwinkligen Gittern durchgeführt. Dabei 'wurde zudem<br />

aufgezeigt, dass die in diesem Experiment kritischen Kühlungsbedingungen<br />

durch gezielte kleine Neigungsänderungen<br />

im Bereich der horizontalen Kühler wesentlich<br />

verbessert werden können.<br />

Es wurden AVS-Express-Netzwerke entwickelt, um die<br />

graphische Darstellung der mit dem oben beschriebenen<br />

Verfahren berechneten Ergebnisse mit Hilfe der Visualisierungsmodule<br />

AVS-UCD zu ermöglichen. Eine Bedieneroberfläche<br />

zum Ausführen von FLUTAN <strong>und</strong> seinen<br />

Zusatzprogrammen in Verwaltungs-, Pre- <strong>und</strong> Postprozessingbereich<br />

wurde mit Tci!Tk realisiert. Dieses Programm<br />

kann sowohl im Unix- als auch im PC-Bereich<br />

angewandt werden. Eine neue Version des Programms<br />

ONLIVIS (ON Une VISualisierung) zur On-Line-Konvergenzbeobachtung<br />

während einer FLUTAN-Rechnung<br />

wurde mit Tci!Tk realisiert <strong>und</strong> für den Onlinebetrieb<br />

umgesetzt.<br />

Analysen für das MEGAPIE-Target<br />

Ein neues Aufgabengebiet für FLUTAN ist die Analyse von<br />

Detailproblemen bei der Auslegung des MEGAPIE-Targets.<br />

Erste FLUTAN-Rechnungen für den primären Kreislauf des<br />

MEGAPIE-Targets mit Blei-Wismut wurden begonnen. Das<br />

2D-Gitter in zylindrischen Koordinaten enthält ungefähr<br />

60.000 Maschen. ln Fluid <strong>und</strong> Struktur werden 541 kW erzeugt<br />

<strong>und</strong> im Wärmetauscher abgeführt. Das Innenrohr wird<br />

als Struktur mit zweidimensionaler Wärmeleitung behandelt.<br />

Es wird das Standard-k-E·Modell verwendet.<br />

ln ersten 2D-Rechnungen wurde die Naturkonvektion ohne<br />

Bypass Strömung untersucht. Über das lange Innenrohr<br />

wird ein guter Wärmeaustausch von der heißen Innenströmung<br />

zur kalten äußeren Ringströmung erzielt. Damit<br />

gleichen sich die globalen Temperaturen des Kühlmittels<br />

am Strahlfenster <strong>und</strong> am Eintritt des Wärmetauschers an.<br />

Beide Ströme werden durch markante radiale Temperaturgradienten<br />

bestimmt. Die maximale Temperatur im Fluid<br />

befindet sich in der Mitte des Fensters <strong>und</strong> liegt deutlich<br />

<strong>über</strong> der Siedetemperatur. Das auf Naturkonvektion basierende<br />

Kühlkonzept ist somit nicht akzeptabel.<br />

Danach wurden 2D-Rechnungen ohne Bypass-Strömung<br />

mit Zwangskonvektion durchgeführt. Bei erhöhtem Massendurchsatz<br />

reduzieren sich das Temperatur-Niveau im Target<br />

<strong>und</strong> der Wärmeaustausch durch das lnnenrohr. Trotzdem<br />

bleibt die maximale Temperatur in der Mitte des Fensters<br />

wie im Fall von Naturkonvektion <strong>über</strong> der Siedetemperatur<br />

(siehe Abb.).<br />

Diese Rechnungen zeigen, dass es notwendig ist, einen<br />

Bypass vorzusehen, der durch eine Querströmung <strong>über</strong> die<br />

Mitte des Fensters der Staupunkt beseitigt. Deswegen werden<br />

zur Zeit dreidimensionale Rechnungen mit Bypass<br />

durchgeführt. Dabei soll auch das dynamische Verhalten in<br />

der MEGAPIE Anordnung untersucht werden.<br />

Veröffentlichungen<br />

47062<br />

47979<br />

48206<br />

V 47962<br />

V 46999<br />

V 47890<br />

V 47891<br />

V 48671<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

M. Ale! (HIK)<br />

E. Aronskaia<br />

L. Carteciano<br />

R. Dagan<br />

B. Darr<br />

G. Grötzbach<br />

X. Jin (Siemens/KWU)<br />

E. Maurer<br />

W. Olbrich<br />

M. Schikorr<br />

D. Struwe<br />

1<br />

-0.1 0.0 0.1 [m]<br />

Temperaturfeld im MEGAPIE-Target aus 20 Rechnung für Zwangskonvektion<br />

ohne Bypass-Strömung. +0. ist die durch den Protonenstrahl<br />

unten in Fluid <strong>und</strong> Struktur deponierte Leistung. -Q ist die oben in den<br />

Wärmetauschern gleichmäßig abgeführte Leistung<br />

32.23.06 IRS HGF-Strategiefondsprojekt:<br />

Thermohydraulische <strong>und</strong><br />

materialspezifische<br />

Untersuchungen zur<br />

Wärmeabfuhr <strong>und</strong><br />

thermisch hochbelasteten<br />

Oberflächen mit Hilfe der<br />

Flüssigmetallkühlung<br />

Weiterentwicklung von FLUTAN zur Analyse<br />

der Kühlung thermisch hochbelasteter Oberflächen<br />

mit Blei-Wismut<br />

Im Rahmen der durch den HGF-Strategiefonds geförderten<br />

Arbeiten zum "Karlsruhe Lead Labaratory KALLA" sind<br />

unter anderem die thermo- <strong>und</strong> fluiddynamischen Transportvorgänge<br />

an thermisch hochbelasteten mit Blei-Wismut<br />

gekühlten Oberflächen experimentell <strong>und</strong> numerisch zu<br />

untersuchen. Die dazu erforderlichen Modelle für den turbulenten<br />

Wärme<strong>über</strong>gang sollen unter Zuhilfenahme der<br />

Ergebnisse der noch durchzuführenden Experimente <strong>und</strong><br />

ergänzend mit Daten aus direkten numerischen Simulationen<br />

entwickelt werden. Diese Arbeiten stehen in engem<br />

Zusammenhang mit den Untersuchungen unter 32.23.05.<br />

Erste Rechnungen zur Analyse des Einflusses unterschiedlicher<br />

Turbulenzmodelle alleine auf die adiabate Strömung<br />

im Strahlrohrfuß einer beschleunigergetriebenen unterkritischen<br />

Anordnung wurden im Rahmen des COULI-Benchmarks<br />

mit FLUTAN durchgeführt. Die Geometrie <strong>und</strong> Randbedingungen<br />

von COULI wurden für das Benchmark genau<br />

19


vorgegeben. Die Kontur des konvergent-divergenten Rohres<br />

(Connector) war optimiert worden, um Ablösungen der<br />

Strömung zu vermeiden. Das Strömungsverhalten in dem<br />

Connector ist stark von der Turbulenz, die in der Region<br />

beim Staupunkt produziert wird, abhängig. Der Einsatz eines<br />

Turbulenzmodells ist notwendig. Bei FLUTAN Rechnungen<br />

wurde das Standard k-t:-Modell eingesetzt. Zwei Fälle<br />

mit unterschiedlichen Reynolds-Zahlen in Wasser wurden<br />

gerechnet.<br />

Die Ergebnisse zeigen ein Totwassergebiet mit Ablösung<br />

der Strömung an den inneren Wänden oberhalb des Connectors.<br />

Die berechnete Ablösung der Strömung wird als<br />

Folge der starken Querschnittserweiterung im Ringspalt<br />

verstanden, ohne dass ausreichend turbulente kinetische<br />

Energie vom Staupunkt weg transportiert wird, um diese<br />

Ablösung zu unterbinden.<br />

Im Fall ausgebildeter turbulenter Ringspali-Strömung mit<br />

linearer Querschnitterweiterung hängt der kritische Öffnungswinkel<br />

a bei dem Ablösungen in der Strömung auftreten,<br />

von der Reynolds-Zahl ab: z. B. a=1 oo bei Re=5 x 10 4<br />

bei einem Öffnungsverhältnis A


34<br />

34.02<br />

34.02.01 IRS<br />

Supraleitung (SL)<br />

Technische Anwendungen<br />

der Supraleitung<br />

Magnetentwicklung<br />

Für supraleitende Höchstfeldmagnete, die zum Beispiel in<br />

der Spektroskopie Verwendung finden, werden die während<br />

des Betriebs zu erwartenden Relativverschiebungen der<br />

Spulenwicklungen untersucht. Ein dafür geeignetes Finite­<br />

Element-Modell wurde erstellt. Berechnungen zu den elektromagnetischen<br />

Kräfte <strong>und</strong> den resultierenden Wicklungsverschiebungen<br />

unter Beachtung von Reibeffekten sind in<br />

Arbeit. Daneben wurden Modellvorstellungen zur Propagation<br />

von Gleitvorgängen entwickelt <strong>und</strong> die Lösbarkeit des<br />

Problems diskutiert. Im nächsten Schritt wird die bei den<br />

Reibvorgängen frei werdende Energie abgeschätzt. Sie ist<br />

eine mögliche Ursache für Quench-Ereignisse.<br />

Veröffentlichungen<br />

Beteiligte Mitarbeiter<br />

G. Hallfinger<br />

R. Krieg<br />

R. Meyder<br />

21


Veröffentlichungen des IRS im Jahre <strong>2000</strong><br />

43198 FISCHER, U.; MÖSLANG, A.; IVANOV, A.A. 47062 DAGAN, R.; BROEDERS, C.H.M.<br />

310203 Assessment of the gas dynamic trap mirror 322305 Optimization of a multiple source system for<br />

facility as intense neutron source for Jusion<br />

ADS.<br />

material lest irradiations.<br />

20th Conf.of the Nuclear Societies in Israel,<br />

6th IAEA Technical Committee Meeting on Dead Sea, IL, December 20-21, 1999<br />

Fusion Power Plant Design, Culham, GB, March<br />

Final Program and Book of Abstracts S.241-44<br />

24-27, 1998<br />

Fusion Engineering and Design, 48(<strong>2000</strong>) 47135 KRIEG, R.<br />

S.307-25 322106 RPVSA: Behaviour of the reactor pressure<br />

vessel <strong>und</strong>er mechanical and thermal loadings<br />

45985 SABISCH, W.; WÖRNER, M.; GRÖTZBACH, G.;<br />

caused by core melt-down and steam explosion<br />

322203 CACUCI, D.G. accidents - INV.<br />

An improved volume of fluid method for<br />

EUR-19115/1-EN (1999) S.143-48<br />

numerical simulation of clusters of bubbles.<br />

Sommerfeld, M. [Hrsg.] 47138 BAN, C.H.; HERING, W.<br />

Proc.of the 9th Workshop on Two-Phase Flow<br />

322108 Assessment of RELAPS reflood models using<br />

Predicitons, Merseburg, April 13-16 1999<br />

PKL-IIB5 lest.<br />

Halle : Martin-Luther-Univ., Lehrstuhl Wissenschaftliche Berichte, PSF Raport 3322<br />

!.Mechanische Verfahrenstechnik, <strong>2000</strong> (März 99)<br />

S.175-94<br />

47187 REINKE, N.; SCHÜTZ, W.; UNGER, H.;<br />

46519 SCHLEISIEK, K. 322104 KOCH, M.K.; FIEG, G.<br />

310610 Thermomechanics behavior and prediction of Numerical modelling of melt spreading<br />

ceramic breeder blanke! pebble beds.<br />

phenomena.<br />

Ying, A. [Hrsg.]<br />

Proc.of the 8th lnternat.Conf.on Nuclear<br />

Proc.of the 8th Internat. Workshop on Ceramic<br />

Engineering (ICONE-8), Baltimore, Md., April<br />

Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-8), 2-6, <strong>2000</strong><br />

Colorado Springs, Colo., October 6-8, 1999 New York, N.Y.: ASME, <strong>2000</strong> CD-ROM Track 7<br />

Los Angeles : Univ.of California, <strong>2000</strong><br />

S.232-47 47357 KLEEFELDT, K.; GORDEEV, S.<br />

310610 Performance Iimits of a helium-cooled<br />

46592 ROYL, P.; ROCHHOLZ, H.; BREITUNG, W.; divertor (unconventional design).<br />

322101 TRAVIS, J.R.; NECKER, G. Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6401 (März <strong>2000</strong>)<br />

Analysis of steam hydrogen distribution with<br />

http://bibliothek. fzk.de/zb/abstracts/6401.htm<br />

mitigation in !arge reactor containments.<br />

http:/ /bibliothek. fzk.de/zblberichte/FZKA6401 .pdf<br />

Proc.of the Seminar on Containment of Nuclear<br />

Reactors held in Conjunction with the 15th 47382 MITRAN, S.M.<br />

lnternat.Conf.on Structural Mechanics in<br />

322203 Closure models for the computation of dilute<br />

Reactor Technology, Seoul, Korea, August<br />

bubbly flows.<br />

23-24, 1999 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6357 (April <strong>2000</strong>)<br />

S.27-50<br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/abstracts/6357.htm<br />

http://bibliothek.fzk.de/zblberichte/FZKA6357.pdf<br />

46624 FISCHER, U.; HEARING, S.; HOGENBIRK, A.;<br />

310202 LEICHTLE, D.; NAGAO, Y.; PIJLGROMS, B.J.; 47480 ALBRECHT, G.; JENES, E.; KAISER, A.;<br />

YING, A. 322104 SCHÜTZ, W.<br />

Comparison of nuclear irradiation parameters<br />

KAJET experiments on pressurized melt jets<br />

of fusion breeder materials in high !Iux<br />

with view to their interaction with<br />

fission test reactors and a Jusion power<br />

substratum materials.<br />

demonstration reactor.<br />

Proc.of the OECD Workshop on Ex-Vessel Debris<br />

Ying, A. [Hrsg.] Coolability, Karlsruhe, November 15-18, 1999<br />

Proc.of the 8th InternatWorkshop on Ceramic Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6475 (Mai <strong>2000</strong>)<br />

Breeder Blanke! lnteractions (CBBI-8),<br />

S.54-65<br />

Colorado Springs, Colo., October 6-8, 1999<br />

Los Angeles : Univ.of California, <strong>2000</strong> 47536 CACUCI, D.G.; IONESCU-BUJOR, M.<br />

S.248-80 322111 Adjoint sensitivity analysis of coupled<br />

neutronics/thermal-hydraulics codes.<br />

46717 HOFMANN, P.; MIASSOEDOV, A.; NOACK, V.; Wechselwirkungen Neutronenphysik <strong>und</strong><br />

322108 STEINBRÜCK, M.; HOMANN, C.; PUTZ, H.; Thermofluiddynamik, Fachtagung der KTG,<br />

[FZKA-MITARB.]; U.A.<br />

<strong>Forschung</strong>szentrum Rossendorf, Dresden,<br />

lnvestigation of core degradation (COBE). 31.Januar - 1.Februar <strong>2000</strong><br />

Van Goethem, G. [Hrsg.]<br />

Proc. S.3.14-3.24<br />

FISA 99 : EU Research in Reactor Safety ;<br />

Conclusion Symp.on Shared-Cost and Goncerted 47537 SABISCH, W.; WÖRNER, M.; GRÖTZBACH, G.;<br />

Actions, Luxembourg, L, November 29 -<br />

322203 CACUCI, D.G.<br />

December 1, 1999<br />

Dreidimensionale Numerische Simulation von<br />

Luxembourg : Office for Official Publ.of the<br />

Einzelblasen <strong>und</strong> Blasenschwärmen mit einer<br />

European Communities, <strong>2000</strong> S.182-92<br />

EUR-19532-EN<br />

Volume-of-Fiuid Methode.<br />

Tagung des GVC-Fachausschusses CFD, Bamberg,<br />

28.Februar - 1.März <strong>2000</strong><br />

Chemie Ingenieur Technik, 72(<strong>2000</strong>) S.1 065<br />

23


47590 BOCCACCINI, L.V.; [HRSG.]; 47812 CACUCI, D.G.<br />

310630 BOCCACCINI, L.V.; FIEK, H.J.; FISCHER, U.; 322111 Innovative features in the<br />

GIANCARLI, L.; GOLFIER, H.; GORDEEV, S.;<br />

RELAP5/PANBOX/COBRA<br />

KLEEFELDT, K.; MALANG, S.; POITEVIN, Y.;<br />

neutron-kinetics/thermal-hydraulics code<br />

SALAVY, J.F.; SCHNAUDER, H.; [AUTOREN]<br />

system.<br />

Advanced helium cooled pebble bed blanke!.<br />

Proc.of the 8th lnternat.Conf.on Nuclear<br />

Task PPA 2.6 - final report.<br />

Engineering (ICONE-8), Baltimore, Md., April<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6402 (Juni <strong>2000</strong>) 2-6, <strong>2000</strong><br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/abstracts/6402.htm New York, N.Y.: ASME, <strong>2000</strong> CD-ROM 774,<br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/berichte/FZKA6402.pdf track .27<br />

47595 SABISCH, W. 47813 IONESCU-BUJOR, M.; CACUCI, D.G.<br />

322203 Dreidimensionale numerische Simulation der 322111 Adjoint sensitivity analysis of<br />

Dynamik von aufsteigenden Einzelblasen <strong>und</strong><br />

thermal-hydraulic codes.<br />

Blasenschwärmen mit einer<br />

Proc.of the 8th lnternat.Conf.on Nuclear<br />

Volume-of-Fiuid-Methode.<br />

Engineering (ICONE-8), Baltimore, Md., April<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6478 (Juni <strong>2000</strong>) 2-6, <strong>2000</strong><br />

Dissertation, Universität Kerlsruhe <strong>2000</strong> New York, N.Y.: ASME, <strong>2000</strong> CD-ROM 730,<br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/berichte/FZKA6478.pdf track 1<br />

47712 ROYL, P.; TRAVIS, J.R.; BREITUNG, W. 47894 KOCtl, M.K.; VOSSNACKE, A.; STARFLINGER, J.;<br />

322101 GASFLOW analysis of hydrogen recombination in 322207 SCHUTZ, W.; UNGER, H.<br />

a Konvoi type PWR containment <strong>und</strong>er<br />

Radionuclide re-entrainment at bubbling water<br />

hypothetical small break and !arge break LOCA<br />

pool surfaces.<br />

conditions. Journal of Aerosol Science, 31 (<strong>2000</strong>)<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

S.1015-28<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong><br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.213-18 47897 IMKE, U.; BÖTICHER, M.; STRUWE, D.<br />

(Auch auf CD ROM) 322102 Validation of the multi phase flow code MC3D<br />

with results of PREMIX experiments.<br />

47714 REINKE, N.; KOCH, M.K.; SCHÜTZ, W.; FIEG, G.; Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

322104 UNGER, H. 23.-25.Mai <strong>2000</strong><br />

The code MECO for the numerical simulation of<br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.183-86<br />

free surface flows with phase change.<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong> 47898 KAISER, A.; SCHÜTZ, W.; WILL, H.<br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.135-38 322102 Study of the mixing behaviour of a hol melt<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

released into subcooled water.<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

47715 CARTECIANO, L.N.; DORR, B.; GRÖTZBACH, G. 23.-25.Mai <strong>2000</strong><br />

322105 Numerical interpretation of the single phase Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.175-81<br />

sump cooling experiments SUCOS with the<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

FLUTAN code.<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn, 47899 MINGES, J.; SCHÜTZ, W.<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong> 322207 Experimente zur Resuspension schwerflüchtiger<br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.153-56<br />

Substanzen aus Wasservorlagen.<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong><br />

47716 KRONENBERG, J.; GANDRILLE, P.; HERING, W. Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.193-96<br />

322108 Hydrogen production during the reflood of a (Auch auf CD ROM)<br />

hol PWR core.<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn, 47900 ALB~ECHT, G.; JENES, E.; KAISER, A.;<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong> 322104 SCHUTZ, W.<br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.207-11<br />

KAJET experiments on pressurized melt jets<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

and their interaction with substratum<br />

materials.<br />

47717 S~NCHEZ-ESPINOZA, V.; HERING, W.; KNOLL, A.; Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

322108 BOER,R. 23.-25.Mai <strong>2000</strong><br />

Main steam line break (MSLB) analysis for the<br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.125-30<br />

TMI-1 nuclear power plant with the<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

best-estimate code system RELAP5/PANBOX.<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn, 47920 CACUCI, D.G.; IONESCU-BUJOR, M.<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong> 322111 Adjoint sensitivity analysis of the<br />

Bonn: INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.11-14<br />

RELAP5/MOD3.2 two-fluid thermal-hydraulic<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

code system. 1: Theory.<br />

Nuclear Science and Engineering, 136(<strong>2000</strong>)<br />

47769 MÜHLING, G.; DELPECH, M.; TOMMASI, J.;<br />

S.59-84<br />

322303 MALDAGUE, T.; BRUSSELAERS, P.;<br />

KLOOSTERMAN, J.L.; DAMEN, P.M.G.; 47921 IONESCU-BUJOR, M.; CACUCI, D.G.<br />

VETIRAINO, F.; MASCHEK, W.; STRUWE, D.; 322111 Adjoint sensitivity analysis of the<br />

THIEM, D.; PFRANG, W.; SCHIKORR, M.;<br />

RELAP5/MOD3.2 two-fluid thermal-hydraulic<br />

WEBER, W.; GEWEHR, K.; HESSE, U.;<br />

code system. II: Applications.<br />

HUMMELSHEIM, K.; QUADE, U.; WHYMAN, E.K.; Nuclear Science and Engineering, 136(<strong>2000</strong>)<br />

ALLEN, K.G.; SUNDERLAND, R.E.; MAZZOLA, A.;<br />

S.85-121<br />

PADOVANI, E.; SANJUST, V.<br />

Evaluation of possible partitioning and<br />

Iransmutations strategies and of means for<br />

implementing them. Part B - Feasibility of<br />

Iransmutation.<br />

EUR-19128-EN (<strong>2000</strong>) B 1-63<br />

24


47922 MAGALLON, D.; HUHTINIEMI, 1.; DIETRICH, P.; 48156 ROYL, P.<br />

322102 BERTHOUD, G.; VALETTE, M.; SCHÜTZ, W.; 322101 Wasserstoffverhalten <strong>und</strong> Gegenmaßnahmen.<br />

JACOBS, H.; KOLEV, N.; GRAZIOS, G.;<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

SEHGAL, R.; BÜRGER, M.; BUCK, M.; BERG, E.V.; Jahresbericht 1999.<br />

COLOMBO, G.; TURLAND, B.; DOBSON, G.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

MONHARD, D.<br />

S.39-47<br />

Characterisation of molten-fuel coolant<br />

interaction processes (MFCI). Summary final 48161 BRÜGGEMANN, H.H.; CHERDRON, W.; JENES, E.;<br />

report. 322102 KAISER, A.; KORNELSON, 1.; PROTHMANN, N.;<br />

EUR-19566-EN (<strong>2000</strong>) RAUPP, D.; SCHÜTZ, W.; WILL, H.<br />

INV-MFCI(99)-P006<br />

PREMIX and ECO, Experimente zur<br />

Schmelze/Wasser-Wechselwirkung.<br />

47923 MAGALLON, D.; HUHTINIEMI, 1.; DIETRICH, P.; Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

322102 BERTHOUD, G.; VALETTE, M.; SCHÜTZ, W.; Jahresbericht 1999.<br />

JACOBS, H.; KOLEV, N.; GRAZIOSI, G.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

SEHGAL, R.; BÜRGER, M.; BUCK, M.; BERG, E.V.;<br />

S.152-72<br />

COLOMBO, G.; TURLAND, B.; DOBSON, G.;<br />

MONHARD, D. 48162 JACOBS, H.; RUATTO, P.; STEHLE, B.;<br />

Characterisation of molten-fuel coolant<br />

322102 STEIN, E.; BÖTTCHER, M.; IMKE , U.;<br />

interaction processes (MFCI). Final report. LUMMER, M.; STRUWE, D.<br />

EUR-19567-EN (<strong>2000</strong>)<br />

Theoretische Arbeiten zur<br />

INV-MFCI(99)-P007<br />

Schmelze-Kühlmittel-Wechselwirkung.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

47974 MIASSOEDOV, A.; HOFMANN, P.; LEILING, W.; Jahresbericht 1999.<br />

322108 PIEL, D.; SCHMIDT, L.; SEPOLD, L.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

STEINBRÜCK, M.; HERING, W.; HOMANN, C.<br />

S.173-83<br />

Flooding experiments on the investigation of<br />

the hydrogen source term (QUENCH test 48168 ENGEL, G.; EPPINGER, B.; FIEG, G.;<br />

results).<br />

322104 SCHMIDT-STIEFEL, S.; MESSAINGUIRAL, C.;<br />

Jahrestagung Kerntechnik <strong>2000</strong>, Bonn,<br />

PROTHMANN, N.; RAUPP, D.; SCHÜTZ, W.;<br />

23.-25.Mai <strong>2000</strong><br />

STEGMAIER, U.; MASSIER, H.; STERN, G.;<br />

Bonn : INFORUM GmbH, <strong>2000</strong> S.203-06 VESER, A.<br />

(Auch auf CD ROM)<br />

lnvestigations for the EPR concept - KAPOOL<br />

and KATS experiments.<br />

47977 MAGALLON, D.; HUHTINIEMI, 1.; DIETRICH, P.; Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

322102 BERTHOUD, G.; VALETTE, M.; SCHÜTZ, W.; Jahresbericht 1999.<br />

JACOBS, H.; KOLEV, N.; GRAZIOSI, G.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

SEHGAL, R.; BÜRGER, M.; BUCK, M.; BERG, E.V.;<br />

S.288-300<br />

COLOMBO, G.; TURLAND, B.; DOBSON, G.;<br />

MONHARDT, D. 48169 ALBRECHT, G.; BRÜGGEMANN, H.; JENES, E.;<br />

Mollen fuel coolant interaction (MFCI). 322104 RAUPP, D.; SCHÜTZ, W.<br />

Van Goethem, G. [Hrsg.]<br />

Untersuchungen zum EPR-Konzept - KAJET<br />

FISA 99 : EU Research in Reactor Safety ;<br />

Versuche.<br />

Conclusion Symp.on Shared-Cost and Goncerted<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Actions, Luxembourg, L, November 29 - Jahresbericht 1999.<br />

December 1, 1999 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

Luxembourg : Office for Official Publ.of the<br />

S.301-09<br />

European Communities, <strong>2000</strong> S.21 1-19<br />

EUR-19532-EN 48174 CARTECIANO, L.N.; DORR, B.; GRÖTZBACH, G.<br />

322105 Rechenprogramm FLUTAN für thermo- <strong>und</strong><br />

47978 ALLELEIN, H.J.; TURLAND, B.; SDOUZ, G.; fluiddynamische Anwendungen.<br />

322108 FISCHER, K.; GIORDANO, P.; DOMINGUEZ, T.; Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

SICCAMA, A.; PASSALACQUA, R.; HERING, W.; Jahresbericht 1999.<br />

BUERGER, M.; JONES, A.V.; SEHGAL, B.R.; Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

PLANK, B.; STEINRÖTTER, T.; PEKKARINEN, E.<br />

S.345-62<br />

Validation strategies for severe accident<br />

codes with special emphasis given to integral 48176 DOLENSKY, B.; GÖLLER, B.; HAILFINGER, G.;<br />

codes. 322106 JONATZKE, 0.; JORDAN, J.; KORNELSON, 1.;<br />

Van Goethem, G. [Hrsg.]<br />

KRIEG, R.; LANG, K.H.; MALMBERG, T.;<br />

FISA 99 : EU Research in Reactor Safety ; MESSEMER, G.; STRATMANS, E.; VORBERG, G.<br />

Conclusion Symp.on Shared-Cost and Goncerted<br />

Mechanische Auswirkungen auf den<br />

Actions, Luxembourg, L, November 29 -<br />

Reaktordruckbehälter.<br />

December 1 , 1999<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Luxembourg : Office for Official Publ.of the Jahresbericht 1999.<br />

European Communities, <strong>2000</strong> S.520-28 Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

EUR-19532-EN<br />

S.369-77<br />

47979 DAGAN, R.; BROEDERS, C.H.M.; STRUWE, D. 48181 HERING, W.; HOMANN, CH.; SENGPIEL, W.;<br />

322305 Modifications of the code SAS4A for 322108 STRUWE, D.; MESSAINGUIRAL, CH.<br />

simulation of ADS designs.<br />

Severe accident investigations.<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6334 (Juli <strong>2000</strong>)<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/berichte/FZKA6334.pdf Jahresbericht 1999.<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

48148 HOFMANN, P.; HOMANN, C.; LEILING, W.; S.448-71<br />

322108 MIASSOEDOV, A.; PIEL, D.; SCHANZ, G.;<br />

SCHMIDT, L.; SEPOLD, L.; STEINBRÜCK, M.<br />

Experimental and calculational results of the<br />

experiments QUENCH-02 and QUENCH-03.<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6295 (Juli <strong>2000</strong>)<br />

25


48184 HERING, W.; SENGPIEL, W. 48206 GRÖTZBACH, G.; CARTECIANO, L.; DORR, B.;<br />

322110 Beteiligung am PHEBUS-Projekt. Theoretische 322305 LEHMANN, N.; OLBRICH, W.; JIN, X.<br />

Interpretation der experimentellen<br />

<strong>Entwicklung</strong> des Rechenprogramms FLUTAN für<br />

Ergebnisse.<br />

thermo- <strong>und</strong> fluiddynamische Anwendungen.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Jahresbericht 1999. Jahresbericht 1999.<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>) Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

S.494-98<br />

S.652-55<br />

48185 CACUCI, D.G.; IONESCU-BUJOR, M.; HERING, W.; 48207 KNEBEL, J.U.; FELLMOSER, F.; LEFHALM, C.;<br />

322111 SANCHEZ, V.H. 322306 MACK, K.; PETTAN, C.; PIECHA, H.; KONYS, J.;<br />

lnvestigations on reactor and plant dynamics.<br />

ADELHELM, C.; GLASBRENNER, H.; MUSCHER, H.;<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung. NOVOTNY, J.; VOSS, Z.; WEDEMEYER, 0.;<br />

Jahresbericht 1999.<br />

MÜLLER, G.; HEINZEL, A.; SCHUMACHER, G.;<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

HUBER, R.; ZIMMERMANN, F.; GRÖTZBACH, G.;<br />

S.499-507<br />

DORR, B.; CARTECIANO, L.N.<br />

HGF-Strategiefonds-Projekt:<br />

48186 CARTECIANO, LN. Thermohydraulische <strong>und</strong> materialspezifische<br />

322111 lmplementation of a concentration equation Untersuchungen zur Realisierung einer<br />

for the turbulent Iransport of Baron in<br />

Beschleuniger getriebenen Anlagenanordnung<br />

FLUT AN.<br />

zur Transmutation von Aktiniden.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Jahresbericht 1999. Jahresbericht 1999.<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>) Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

S.508-12<br />

S.656·82<br />

48187 GRÖTZBACH, G.; WÖRNER, M.; ALEF, M.; 48318 CARTECIANO, L.N.; DORR, B.; GRÖTZBACH, G.<br />

322202 BAUMANN, W. 322111 Numerical investigation of the single phase<br />

<strong>Entwicklung</strong> von Thermofluiddynamikprogrammen<br />

natural convection in sump cooling<br />

für ingenieurtechnische Anwendungen.<br />

experiments with the FLUTAN code.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Van Dam, H. [Hrsg.]<br />

Jahresbericht 1999.<br />

ICENES <strong>2000</strong>: The 10th lnternat.Conf.on<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

Ernerging Nuclear Energy Systems, Petten, NL,<br />

S.513-15 September 24-28, <strong>2000</strong><br />

Petten : NRG, <strong>2000</strong> CD ROM S.296-304<br />

48188 WÖRNER, M.; CACUCI, D.G.; GHIDERSA, B.;<br />

322203 GRÖTZBACH, G.; MITRAN, S.; MÜLLER, A.; 48322 GÖLLER, B.<br />

OBERHOF, A.; SABISCH, W.; DUNKER, T. 322106 On experiments to validate computational<br />

<strong>Entwicklung</strong> von Methoden zur<br />

models to describe liquid structure impact.<br />

Grobstruktursimulation turbulenter<br />

Jenes, N. [Hrsg.]<br />

Zweiphasenströmungen. Theoretische<br />

Structures <strong>und</strong>er Shock and Impact VI : SUSI<br />

Untersuchungen.<br />

VI :6th lnternat.Conf., Cambridge, GB, July<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung. 3-5, <strong>2000</strong><br />

Jahresbericht 1999. Southampton [u.a.] : WIT Press, <strong>2000</strong><br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

S.341-50<br />

S.516-26<br />

48323 KRIEG, R.; MESSEMER, G.; HAILFINGER, G.;<br />

48189 GRÖTZBACH, G.; HEINZEL, V.; JIANU, A.; 322106 JORDAN, T.<br />

322203 PHILIPP, P.; SAUTER, H.; SENGPIEL, W.; Pressure vessel head loaded by internal<br />

SIMON, M.<br />

liquid impact · mitigating influence of<br />

Experimentelle Untersuchungen zum<br />

internal structures.<br />

Strömungsfeld aufsteigender 527 Gasblasen in<br />

Jenes, N. [Hrsg.]<br />

ruhendem Fluid <strong>und</strong> dessen Wechselwirkung mit<br />

Structures <strong>und</strong>er Shock and Impact VI : SUSI<br />

dem Aufstiegsverhalten der Blasen.<br />

VI : 6th lnternat.Conf., Cambridge, GB, July<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung. 3-5, <strong>2000</strong><br />

Jahresbericht 1999. Soulharnpion [u.a.] : WIT Press, <strong>2000</strong><br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

S.363-72<br />

S.527·40<br />

48331 IONESCU-BUJOR, M.; CACUCI, D.G.<br />

48192 PFRANG, W.; STRUWE, D.; ZIMMERER, W. 322111 New capabilities for thermal-hydraulics code<br />

322206 Untersuchungen zu Brennstoff- <strong>und</strong> systems: adjoint sensitivity analysis.<br />

Brennstabverhalten innovativer Systeme.<br />

Proc.of the 4th lnternat.Conf.on<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung. Supercomputing in Nuclear Applications (SNA <strong>2000</strong>),<br />

Jahresbericht 1999. Tokyo, J, September 4-7, <strong>2000</strong><br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>) CD ROM S.114<br />

S.557-60 Tokyo : SNA<strong>2000</strong> Office, <strong>2000</strong><br />

48193 MINGES, J.; SCHÜTZ, W.; KOCH, M.K. 48483 KNEBEL, J.U.; CHENG, X.; MÜLLER, G.;<br />

322207 KAREX-Experimente zum radiologischen 322306 SCHUMACHER, G.; KONYS, J.; WEDEMEYER, 0.;<br />

Quellterm infolge Resuspension. GRÖTZBACH, G.; CARTECIANO, L.<br />

Projekt Nukleare Sicherheitsforschung.<br />

Thermalhydraulic and material specific<br />

Jahresbericht 1999.<br />

investigations into the realization of an<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6480 (August <strong>2000</strong>)<br />

S.561-68<br />

accelerator driven system (ADS) to transmute<br />

minor actinides. 1999 status report.<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6506<br />

(Oktober <strong>2000</strong>)<br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/abstracts/6506.pdf<br />

http://bibliothek.fzk.de/zb/berichte/FZKA6506.pdf<br />

26


48591 SPINDLER, B.; JOURNEAU, C.; BRAVER, C.; 48735 CHARPENEL, J.; LEMOINE, F.; SATO, 1.;<br />

322104 ALSMEYER, H.; WERLE, H.; FIEG, G.; 322206 STRUWE, D.; PFRANG, W.<br />

STEGMAIER, U.; TROMM, W.; MAGAl:.LON, D.;<br />

Fuel pin behavior <strong>und</strong>er the slow power ramp<br />

WITTMAACK, R.; FISCHER, M.; SEHGAL, B.R.;<br />

transients in the CABRI-2 experiments.<br />

YANG, Z.L.; WIDMAN, W.; DE CECCO, L.;<br />

Nuclear Technology, 130(<strong>2000</strong>) S.252-71<br />

OCELLI, R.; AZARIAN, G.; PINEAU, D.<br />

Corium spreading and coolability (CSC 48738 FISCHER, U.; HEARING, S.; HOGENBIRK, A.;<br />

project). 310202 LEICHTLE, D.; NAGAO, Y.; PIJLGROMS, B.J.;<br />

Final summary report.<br />

YING,A.<br />

EXV-CSC(OO)-P008 (August <strong>2000</strong>)<br />

Comparison of nuclear irradiation parameters<br />

of fusion breeder materials in high !Iux<br />

48601 KRIEG, R. fission lest reactors and a fusion power<br />

3<strong>2000</strong>0 Risiken der Technik : Ein kritischer Dialog demonstration reactor.<br />

<strong>über</strong> neue, am Menschen orientierte Denk- <strong>und</strong> Journal of Nuclear Materials, 280(<strong>2000</strong>)<br />

Lösungsansätze.<br />

S.151-61<br />

Stuttgart [u.a.] : Raabe Verl., <strong>2000</strong><br />

(DUZ-Edition) 48770 FZKA-MITARB.; U.A.<br />

322303 INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY<br />

48674 HERING, W.; SENGPIEL, W.; MESSAINGUIRAL, C. Transient and accident analysis of a BN-800<br />

322108 lnvestigation of the melt-down behaviour of type LMFR with near zerovoid effect.<br />

massive radial core enclosures during LWR WIEN : IAEA, <strong>2000</strong><br />

accidents. IAEA-TECDOC-1139 (May <strong>2000</strong>)<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6315<br />

(November <strong>2000</strong>) 48819 STRUWE, D.<br />

http://bibliothek. fzk.de/zb/abstracts/6315.htm<br />

410000 Simulation von Thermo- <strong>und</strong> Fluiddynamischen<br />

http://bibliothek. fzk.de/zb/berichte/FZKA6315 .pdf<br />

Prozessen in Mikrostrukturapparaten.<br />

Workshop zum Thema 'Simulationen in der<br />

48679 FIEG, G.; MASSIER, H.; SCHÜTZ, W.; Mikrosystemtechnik', <strong>Forschung</strong>szentrum<br />

322104 STEGMAIER, U.; STERN, G. Karlsruhe, 26.0ktober <strong>2000</strong><br />

Simulationsexperiment zum Fluten von<br />

Wissenschaftliche Berichte, FZKA-6564<br />

Kernschmelzen: KATS-9.<br />

(November <strong>2000</strong>) S.229-42<br />

Wissenschaltliehe Berichte, FZKA-6554<br />

(November <strong>2000</strong>) 48915 KRIEG, R.<br />

http://bibliothek.lzk.de/zb/abstracts/6554.htm<br />

http://bibliothek.lzk.de/zb/berichte/FZKA6554.pdl<br />

322106 Schalen <strong>und</strong> Behälter unter komplexen<br />

Aufprall-Belastungen - ein praxisnahes<br />

Lösungskon~ept.<br />

48698 IONESCU-BUJOR, M. Technische Uberwachung, 41 (<strong>2000</strong>) Nr.11/12,<br />

322111 Adjoint sensitivity analysis of the S.53-55<br />

RELAP5/MOD3.2 two-fluid thermal-hydraulic<br />

code system. 48934 MASCHEK, W.; STRUWE, D.<br />

Wissenschaltliehe Berichte, FZKA-6481<br />

322303 Accident analyses and passive measures<br />

(Oktober <strong>2000</strong>)<br />

reducing the consequences of a core-melt in<br />

Dissertation, Universität Karlsruhe <strong>2000</strong><br />

CAPRA/CADRA reactor cores.<br />

http://bibliothek.lzk.de/zb/abstracts/6481.htm Nuclear Engineering and Design, 202(<strong>2000</strong>)<br />

http://bibliothek.lzk.de/zb/berichte/FZKA6481.pdf<br />

S.311-24<br />

27


Veröffentlichungen in elektronischen Medien<br />

E48660 CARTECIANO, L.N.; DORR, 8.; GRÖTZBACH, G.<br />

322306 Development of numerical models for heat<br />

transfer in liquid lead-bismuth.<br />

http://www.kalla.fzk.de/kalla/ads/window_num.html<br />

28


Veröffentlichungen des IRS im Jahre <strong>2000</strong><br />

Vorträge, die nicht in gedruckter Form vorliegen<br />

V46999 GRÖTZBACH, G.; CARTECIANO, L.N.<br />

322305 FZK benchmark calculations for experiments<br />

with various fluids.<br />

Workshop on Heavy Liquid Metal<br />

Thermai-Hydraulic, CERN, Geneve, CH, June<br />

29-30, 1999<br />

V47000 GIRARD, C.; CAMBI, G.; COOK, 1.;<br />

310309 GAILLARD, J.P.; JOHANSSON, L.; MARBACH, D.;<br />

MEYDER, R.; MUSTOE, J.; PINNA, T.<br />

Accidents selection and analysis for the<br />

SEAFP2 program.<br />

5th lnternat.Symp.on Fusion Nuclear<br />

Technology (ISFNT), Roma, I, September 19-24,<br />

1999<br />

V47401 RAFFRAY, A.R.; EL-GUEBALY, L.; GORDEEV, S.;<br />

310630 MALANG, S.; MOGAHED, E.; NAJMABADI, F.;<br />

SVIATOSLAVSKY, 1.; SZE, D.K.; TILLACK, M.S.;<br />

WANG, X.; ARIES-TEAM<br />

High performance blanke! for ARIES-AT power<br />

plant.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 11-15,<strong>2000</strong><br />

V47496 WÖRNER, M.<br />

322306 Direkte Numerische Simulation von turbulenter<br />

Naturkonvektion in horizontalen<br />

Fluidschichten.<br />

Kolloquium Thermo- <strong>und</strong> Fluiddynamik,<br />

Technische Universität llmenau, 24.Mai <strong>2000</strong><br />

V47538 SABISCH, W.; WÖRNER, M.; GRÖTZBACH, G.;<br />

322203 CACUCI, D.G.<br />

Three-dimensional numerical simulation of<br />

bubblas by a volume-of-fluid method.<br />

Jahrestagung der Gesellschaft für Angewandte<br />

Mathematik <strong>und</strong> Mechanik, Göttingen,<br />

2.-7.April <strong>2000</strong><br />

V47539 WÖRNER, M.<br />

322306 Direkte Numerische Simulation von turbulenter<br />

Naturkonvektion in horizontalen<br />

Fluidschichten.<br />

Vortr.: Universität Erlangen-Nürnberg,<br />

18.Februar <strong>2000</strong><br />

V47540 SANCHEZ, V.; HERING, W.; KNOLL, A.; BÖER, R.;<br />

322111 FINNEMANN, H.<br />

FZK!Siemens final results of the<br />

MSLB-benchmark investigations with the<br />

best-estimate code RELAP5/PANBOX.<br />

4th lnternat.OECD/NEA Main Steam Line Break<br />

Workshop, Paris, F, January 24-25, <strong>2000</strong><br />

V47756 DUCHATEAU, J.L.; FILLUNGER, H.; FINK, S.;<br />

310301 HELLER, R.; HERTOUT, P.; LIBEYRE, P.;<br />

MAIX, R.; MARINUCCI, C.; MARTINEZ, A.;<br />

MEYDER, R.; NICOLLET, S.; RAFF, S.;<br />

RICCI, M.; SAVOLDI, L.; ULBRICHT, A.;<br />

WUECHNER, F.; ZAHN, G.; ZANINO, R.<br />

Test program preparations of the ITER<br />

toroidal field model coil (TFMC).<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 11-15, <strong>2000</strong><br />

V47785 VOSSNACKE, A.; REINKE, N.; KOCH, M.K.;<br />

322207 SCHÜTZ, W.; UNGER, H.<br />

Aerosol generation by bubble collapse at<br />

ocean surface.<br />

6th lnternat.Conf.on Air-Surface Exchange of<br />

Gases and Particles, Edinburgh, GB, July 3-7,<br />

<strong>2000</strong><br />

V47806 NORAJITRA, P.; BÜHLER, L.; FISCHER, U.;<br />

310610 KLEEFELDT, K.; MALANG, S.; REIMANN, G.;<br />

SCHNAUDER, H.; GIANCARLI, L.; GOLFIER, H.;<br />

POITEVIN, Y.; SALAVY, J.F.<br />

The EU advanced Iead Iithium blanke! concept<br />

using ODS structural material and SiC 1 /SiC<br />

flow channel inserts as electrical and<br />

thermal insulators.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 11-15, <strong>2000</strong><br />

V47828 FERRARI, M.; GIANCARLI, L.; KLEEFELDT, K.;<br />

310630 NARDI, C.; RÖDIG, M.; REIMANN, J.<br />

Evaluation of divertor conceptual designs for<br />

a fusion power plant.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 11-15,<strong>2000</strong><br />

V47889 SABISCH, W.<br />

322203 Numerische Untersuchungen zum<br />

Aufstiegsverhalten von Blasen mit TURBIT-VoF.<br />

Seminar Ausgewählte Themen <strong>über</strong><br />

Strömungsmaschinen <strong>und</strong> -anlagen, Universität<br />

Karlsruhe, 25.Mai <strong>2000</strong><br />

V47890 GRÖTZBACH, G.<br />

322305 DNS- <strong>und</strong> LES-Ansätze für Impuls- <strong>und</strong><br />

Wärme<strong>über</strong>tragung in turbulenten Ein- <strong>und</strong><br />

Zweiphasenströmungen.<br />

Graduiertenkolleg-Klausurtagung 'Modellierung<br />

<strong>und</strong> numerische Beschreibung technischer<br />

Strömungen' der TU Darmstadt,<br />

Lufthansa-Zentrum Seeheim, 30.Juni - 1.Juli<br />

<strong>2000</strong><br />

V47891 GRÖTZBACH, G.<br />

322305 Stand der Direkten Numerischen <strong>und</strong><br />

Grobstruktursimulationsmethode <strong>und</strong> von deren<br />

Anwendungen in der Kernreaktortechnik.<br />

Vortr.: Universität Siegen, 8.Juni <strong>2000</strong><br />

V47895 HERING, W.; HOMANN, CH.; SANCHEZ, V.;<br />

322108 SENGPIEL, W.; STRUWE, D.; MESSAINGUIRAL, CH.<br />

Code Validation and core degradation analyses<br />

with S/R5 and ICARE2.<br />

CSARP Meeting (CSARP = Cooperative Severe<br />

Accidents Research Programme), Bethesda, Md.,<br />

May 8-12, <strong>2000</strong><br />

V47962 GRÖTZBACH, G.; CARTECIANO, L.N.; DORR, B.<br />

322305 Numerical analysis of experiments modeling<br />

LWR sump cooling by natural convection.<br />

IAEA Technical Committee Meeting on Natural<br />

Circulation Data and Methods for Innovative<br />

Nuclear Power Plant Design, Wien, A, July<br />

18-21, <strong>2000</strong><br />

V47973 CACUCI, D.G.<br />

322111 Sensitivity and uncertainty analyses in<br />

reactor physics.<br />

Vortr.: Universität Stuttgart, 18.Juli <strong>2000</strong><br />

V47983 REIMANN, J.; HERMSMEYER, S.; PIAZZA, G.<br />

310610 Thermal conductivity measurements of deformed<br />

beryllium pebble beds by hot wire method.<br />

9th InternatWorkshop on Ceramic Breeder<br />

Blanke! lnteractions (CBBI-9), Toki, J,<br />

September 27-29, <strong>2000</strong><br />

29<br />

I<br />

J


V47984 BOCCACCINI, L.V.; BÜHLER, L.; HERMSMEYER, S.;<br />

310610 WOLF, F.<br />

Modelling of thermal and mechanical behaviour<br />

ol pebble beds.<br />

9th InternatWorkshop on Ceramic Breeder<br />

Blanke! lnteractions (CBBI-9), Toki, J,<br />

September 27-29, <strong>2000</strong><br />

V47986 BOCCACCINI, LV.; FISCHER, U.; GORDEEV, S.;<br />

310630 MALANG, S.<br />

Conceptual design of a hybrid HCPB blanke!.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 1 H 5, <strong>2000</strong><br />

V48236 SABISCH, W.; WÖRNER, M.; GRÖTZBACH, G.;<br />

322203 CACUCI, D.G.<br />

Dreidimensionale Numerische Simulation von<br />

Einzelblasen <strong>und</strong> Blasenschwärmen mit dem<br />

Rechenprogramm TURBIT-VoF.<br />

Workshop 'CFD in der Praxis', Bad Dürkheim,<br />

12.-13.September <strong>2000</strong><br />

V48237 CARTECIANO, L.N.; DORR. B.; GRÖTZBACH, G.<br />

322105 Numerical investigation of natural convection<br />

in single phase SUCOS experiments with the<br />

FLUTAN code.<br />

EUROTHERM <strong>2000</strong>, Heidelberg, September 11-13,<br />

<strong>2000</strong><br />

V48312 RAFF, S.; SCHANZ, P.; FILLUNGER, H.;<br />

310309 GLASSL, B.<br />

Structural analysis and verilication of the<br />

ITER TF model coil lest conditions.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 11-15, <strong>2000</strong><br />

V48313 MEYDER, R.; HELLER, R.<br />

310309 Behavior ol a superconducting magnet, with<br />

the conductor built into plates, during<br />

quench and subsequent fast discharge.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT).<br />

Madrid, E, September 1 H 5, <strong>2000</strong><br />

V48314 HERMSMEYER, S.; FISCHER, U.; FÜTTERER, M.;<br />

310630 SCHLEISIEK, K.; SCHMUCK, 1.; SCHNAUDER, H.<br />

An improved European helium cooled pebble bed<br />

blanke!.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid, E, September 1 H 5, <strong>2000</strong><br />

V48315 LEICHTLE, D.<br />

310202 A BCA modellor displacement darnage<br />

calculations in polyatomic ionic materials.<br />

5th lnternat.Conl.on Computer Simulation ol<br />

Radiation Effects in Solids (COSIRES <strong>2000</strong>),<br />

State College, Pa .• July 24-28, <strong>2000</strong><br />

V48316 FISCHER, U.; BOCCACCINI, L.V.;<br />

310202 HERMSMEYER, S.; NORAJITRA, P.<br />

Neutranie analyses ol PPA reactor blanke!<br />

concepts.<br />

21st Symp.on Fusion Technology (SOFT),<br />

Madrid. E, September 11-15, <strong>2000</strong><br />

V48321 SANCHEZ, V.; HOMANN, C.; KNOLL, A.; BÖER, R.<br />

322111 FZK!Siemens investigations on MSLB-PHASE 3<br />

with RELAP5/PANBOX2.<br />

16th InternatSpring <strong>2000</strong> CAMP Meeting.<br />

Terrasini, I, April17-20, <strong>2000</strong><br />

V48669 FISCHER, U.<br />

310203 Monte Carlo applications in lusion<br />

neutronics.<br />

lnternat.Coni.Monte Carlo <strong>2000</strong> - Advanced<br />

Monte Carlo lor Radiation Physics, Particle<br />

Transport Simulation and Applications,<br />

Lisboa. P, October 23-26, <strong>2000</strong><br />

V48670 FISCHER, U.; KODELI, 1.; KONNO, C.;<br />

310203 PEREL, R.L.<br />

Intercamparisan of Monte Carlo and SN<br />

sensitivity calculations for a 14 MeV neutron<br />

benchmark.<br />

lnternat.Coni.Monte Carlo <strong>2000</strong> - Advanced<br />

Monte Carlo lor Radiation Physics, Particle<br />

Transport Simulation and Applications,<br />

Lisboa, P, October 23-26, <strong>2000</strong><br />

V48671 GRÖTZBACH, G.<br />

322305 Stand der Direkten Numerischen <strong>und</strong><br />

Grobstruktur-Simulationsmethode <strong>und</strong> deren<br />

Anwendungen am Beispiel der<br />

Kernreaktortechnik.<br />

Vortr.: Technische Universität Dresden,<br />

24.November <strong>2000</strong><br />

V48736 TSIGE-TAMIRAT, H.<br />

310203 On the use of CAD geometry for Monte Carlo<br />

particle transport.<br />

lnternat.Coni.Monte Carlo <strong>2000</strong> - Advanced<br />

Monte Carlo lor Radiation Physics, Particle<br />

Transport Simulation and Applications,<br />

Lisboa, P, October 23-26, <strong>2000</strong><br />

V48737 JIANU, A.V.; HEINZEL, V.; CHERDRON, W.<br />

322203 lnvestigation of llow behaviour in the near<br />

vicinity ol a gas bubble by<br />

laser-Doppler-anemometry.<br />

7th lnternat.Conl.on Optimization ol<br />

Electrical and Electronic Equipment (OPTIM<br />

<strong>2000</strong>), Brasov, R, May 1 H 2, <strong>2000</strong><br />

V48963 HERING, W.; HOMANN, C.; MEIER, A.;<br />

322108 STEGMAIER, U.; STEINBOCK, L.; STEINBRÜCK, M.;<br />

STUCKERT, J.; HECK, M.; KRAUSS, W.;<br />

LAIER, J.; LEILING, W.; MIASSOEDOV, A.;<br />

MOCH, J.; PIEL, D.; SCHANZ, G.; SCHMIDT, L.;<br />

SEPOLD, L.; STEINER, H.; VOURIOT, R.;<br />

WERNER, 1.; PUTZ, H.<br />

Status ol the QUENCH program.<br />

6th lnternat.Quench Workshop, Karlsruhe,<br />

October 10-12, <strong>2000</strong><br />

30

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