Ingenieurbüro Dipl.-Ing. Reinhard Werner - ingwer.me

Referenzen
Siemens AG.KWU/Erlangen
Analytische und experimentelle Untersuchungen zum Nuklearen Heizreaktor
der Siemens AG, KWU-Erlangen
Einsatz von Wirbelventilen in den Mindestmengenleitungen von Pumpen
Verteilung der NH 3 -Konzentration im Rauchgaskanal von Denox- Anlagen
Thermohydraulische Auslegung des notstandsgesicherten Nachkühlsystems
für das Kernkraftwerk Obrigheim
Stationäre und transiente Druck-und Geschwindigkeitsverteilungen in
Rohrleitungsnetzwerken, Dampferzeugern und Siedewasserreaktoren
Leistungsverteilung im Reaktorkern nach einem BE-Wechsel für das
Kernkraftwerk Grohnde
Bewertung von Störungsmeldungen zum Not- und Nachkühlsystemen von
Kernkraftwerken
Erstellung eines wissenschaftlich-technischen Programmes zur Berechnung
der Strömungsverteilung im Kern eines geplanten Nuklearen Heizreaktors
Erstellung eines wissenschaftlich-technischen Programmes zur Berechnung
der Strömungsverteilung in einem Rohrbündel-Wärmeübertrager
Wartung und Weiterentwicklung von wissenschaftlich-technischen
Programmen
Einsatz von Standard-DV-Programmen für die hydraulische Auslegung des
nuklearen Nachkühlsystems
Einsatz einer Datenbank zur Dokumentation von bearbeiteten
Störungsmeldungen
Einsatz einer Datenbank zur Dokumentation der Daten von eingesetzten
Brennelementen in Siedewasser- und Druckwasserreaktoren
Bestimmung der Nichtverfügbarkeit des Beckenkühlsystems des
Kernkraftwerkes Neckarwestheim einschließlich eines dritten Kühlstranges
Einfluss der vorbeugenden Instandhaltung während des Leistungsbetriebes auf
die Nichtverfügbarkeit des Not- und Nachkühlsystems des Kernkraftwerkes
Unterweser
mittelfristige Brennelement-Einsatzplanung für einen 15-monatigen
Einsatzzyklus eines japanischen Druckwasserreaktors
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Verifikationsrechnungen zum Programm TRAC-BWR anhand der Ergebnisse
aus Versuchen am Versuchsstand HDR
Technische Universität Berlin
Analytische Arbeiten zur Bestimmung des linear extrapolierten Randes eines
grauen und eines schwarzen Absorberstabes für isentrope und linear
anisentrope Streuung
Programm zur Bestimmung des linear extrapolierten Randes eines grauen und
eines schwarzen Absorberstabes für isentrope und linear anisentrope Streuung
Weiterentwicklung eines stationären Rechenprogrammes zur Lösung der
Transportgleichung für 2-dimensionale Geometrien unter Berücksichtigung des
dynamischen Verhaltens durch verzögerte Neutronen
Hahn-Meitner Institut Berlin
Thermohydraulische Untersuchungen zur Leistungserhöhung des Berliner
Forschungsreaktors BER-Il
ÖKO-Institut Darmstadt
Begutachten der Probabilistischen Studie der RWE zum Überfluten des
HiIfsanlagengebäudes im Kernkraftwerk BIBLIS A
EWI Ingenieure und Berater, Mannheim GmbH
Begutachten des Änderungsantrages der Kernkraftwerk Brunsbüttel GmbH
zum Einbau von Flugwegbegrenzern in den Frischdampfleitungsschächten
Begutachten des Störfalles im Heizkraftwerk Heilbronn im Hinblick auf die
Übertragbarkeit auf das Kernkraftwerk Würgassen
KFA JÜLICH
Begutachten der Förderungswürdigkeit von Verfahren zum "Direkten
Kohleeinsatz im Haushalt und Gewerbe, Systementwicklung für Kraftwerke"
TÜV-SÜD Industrie Services GmbH
Begutachtung von Änderungsanträgen nach § 7 AtG bzw. nach § 19 AtG in
Kernkraftwerken in Bayern und Hessen
Wiederkehrende Prüfungen in Kernkraftwerken zum Anfahren der Anlagen
Inbetriebnahme von Anlagen in Kernkraftwerken zur Überprüfung der
Ergebnisse der Änderungsmaßnahmen
RE-TON Toner Services GmbH
Geschäftsführer
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Leitung eines Kleinunternehmens, welches sich mit der Wiederverwertung von
Tonerkartuschen für Laserdrucker beschäftigt.
Betreuung des betriebsinternen EDV-Netzwerkes unter NT und LINUX.
Entwicklung von kleinen Applikationen für den internen Betriebsablauf.
Ausbau des Geschäftsbereiches auf Druckerservice und Lieferung von IT-
Hard- und Software.
Umsatzsteigerung um durchschnittlich 20% pro Jahr.
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Bisherige Tätigkeiten
A) Analytische und experimentelle Untersuchungen zu Problemen der
Physikalischen Verfahrenstechnik
Analytische und experimentelle Untersuchungen zum Nuklearen Heizreaktor der
Siemens AG, KWU-Erlangen
Im Rahmen der Planung eines neuen nuklearen Heizreaktors habe ich die folgenden
Probleme analytisch untersucht, und gelöst:
Strömungsverteilungen in Rohrbündel-Wärmeübertragungsapparaten
Schichtungsprobleme in Wärmeübertragungsapparaten bei Einfluss der
Naturkonvektion
Einfluss der Naturkonvektion auf den erwarteten Druckverlust und die
Wärmeübertragung der eingesetzten Wärmeübertragungsapparaten
Strömungsverteilung innerhalb der verschiedenen Kühlkanäle des geplanten
nuklearen Heizreaktors
thermohydraulische Stabilitätsfragen im Reaktorkern von neuen
Siedewasseranlagen in Zusammenarbeit mit anderen Fachabteilungen.
Meine analytischen Ergebnisse über die Strömungsverteilung in den geplanten
Wärmeübertragungsapparaten wurden an einem Modell im Strömungslabor der
KWU-Erlangen experimentell bestätigt. Um die Übertragbarkeit der
Versuchsergebnisse abzusichern, habe ich das Versuchsmodell nach der Methode
der Ähnlichkeitsbetrachtung ausgelegt. Die Messungen der Strömungsverteilung
erwiesen sich aufgrund der gemessenen geringen Druckdifferenzen aus der
Messsonde als schwierig. Dennoch waren die Ergebnisse ein Erfolg, da damit eine
Absicherung der Berechnungen zum erwarteten Druckverlust und zur
Wärmeübertragung nach den Korrelationen aus dem VDI-Wärmeatlas für diesen
speziellen Typ des Wärmeübertragungsapparates erfolgte.
Einsatz von Wirbelventilen in den Mindestmengenleitungen von Pumpen
Im Rahmen der Planung und Auslegung von nuklearen Not- und Nachkühlsystemen
von Kernkraftwerken bei der Siemens AG, KWU-Erlangen habe ich die Eignung von
Wirbelventilen zur Regelung des Durchsatzes in den Mindestmengenleitungen von
Pumpen anstelle der bisher eingesetzten Freifluss- Rückschlagventile analytisch
untersucht. Nachdem ich die prinzipielle Eignung nachweisen konnte, habe ich nach
der Methode der Ähnlichkeitsbetrachtung ein Versuchsmodell ausgelegt. Die
Messungen an diesem ausgeführten Versuchsmodell im Strömungslabor der
Siemens AG, KWU-Erlangen belegten die Richtigkeit der analytischen
Voruntersuchungen. Daraufhin wurde dieses Verfahren als Gebrauchsmuster beim
Deutschen Patentamt angemeldet.
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Analytische Arbeit zur Bestimmung des linear extrapolierten Randes eines grauen
und eines schwarzen Absorberstabes für isentrope und linear anisentrope
Streuung
Den linear extrapolierten Rand, den extrapolierten Endpunkt und den effektiven
Radius habe ich bis zu einer P-9-Näherung für das Streumedium bestimmt, welches
einen grauen oder einen schwarzen Absorberstab umgibt. Diese Parameter sind für
die Zellenrechnung zur Kondensation von Wirkungsquerschnitten von Bedeutung.
Für die Lösung der Boltzmann-Gleichung wurde die Lösungsfunktion in einer
Reihenentwicklung aus Legendre-Funktionen nach der P-N- Näherung dargestellt.
Für das Integral zweier Legendre-Funktionen habe ich ein neues rekursives
Lösungsverfahren entwickelt. Die Ergebnisse stimmten mit denen in der Literatur
angegebenen Werten überein.
Thermohydraulische Untersuchungen zur Leistungserhöhung des Berliner
Forschungsreaktors BER-II
Für die geplante Erhöhung der thermischen Leistung des Berliner Forschungsreaktors
BER-II von 5 MW auf 10 MW habe ich die thermo- dynamischen
Kreislaufberechnungen anhand eines eigens hierfür entwickelten
Rechenprogrammes durchgeführt. Das Modell dieses Programmes bildete den
Sekundärkreislauf einschließlich der Kühltürme ab, für die ich die
Betriebscharakteristiken der Kühltürme nach den Angaben des Herstellers
berücksichtigt habe. Um das Rechenmodell zu verifizieren, habe ich die Ergebnisse
dieses Rechenmodelles anhand von Messergebnissen an der bestehenden Anlage
überprüft. Die Ergebnisse waren für die weitere Planung von signifikanter Bedeutung.
B) Auslegung von Anlagenteilen der physikalischen Verfahrenstechnik und
von hydraulischen Netzwerken
Verteilung der NH3-Konzentration im Rauchgaskanal von Denox- Anlagen
Um eine möglichst homogene Verteilung der NH 3 -Konzentration im Rauchgaskanal
aus den radial angeordneten Ausströmdüsen bei Denox-Anlagen zu gewährleisten,
habe ich mit dem Standard-Programm FLOWMASTER die Massenstromverteilung
von NH 3 aus den Düsen des Verteilers berechnet. Hierbei kam es darauf an, durch ein
geeignetes Modell für die Ausströmdüsen den korrekten Druckverlust aufgrund der
besonderen Flächenverhältnisse zu berechnen, für die in der Literatur keine
spezifischen Messergebnisse vorlagen. Um dieses Problem zu lösen, wurde das
Modell auf die Verhältnisse bei Ausströmung aus einem Behälter übertragen. Anhand
dieses Modelles habe ich die Öffnungsweiten der radial verteilten Ausströmdüsen
soweit optimiert, dass über den gesamten Rauchgaskanal eine homogene Verteilung
der NH 3 -Konzentration sich einstellt.
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Auslegung des notstandsgesicherten Nachkühlsystems für das Kernkraftwerk
Obrigheim
Im Rahmen der Planung und Auslegung des notstandsgesicherten Nachkühlsystems
für das Kernkraftwerk Obrigheim bei der Siemens AG, KWU-Erlangen habe ich die
hydraulischen Berechnungen und die Berechnungen zur Wärmeübertragung
durchgeführt. Hierbei galt es, dass sowohl bei einem planmäßigen Betrieb als auch im
Anforderungs- fall nach Störfällen die abzuführende Leistung und ein Betrieb der
Nachkühlpumpen gesichert ist. Als mögliche Randbedingungen waren ein zu
niedriger Füllstand in der Reaktorgrube nach Abfahren der Anlage, eine hohe
Temperatur des Sumpfwassers nach einem Kühlmittelverlust-Störfall und die
Konzentration von betrieblich bedingten Gasen im Kühlmittel zu berücksichtigen.
Die hydraulischen Berechnungen führte ich zunächst nach den Fachanweisungen der
KWU-Erlangen von Hand durch. Anschließend entwickelte ich ein
Rationalisierungsverfahren bestehend aus der Anwendung eines
Auslegungsmodelles mit dem Standard-Programm FLOWMASTER und den Microsoft
Windows-Programmen EXCEL und WINWORD. Damit lässt sich der Aufwand für die
hydraulischen Auslegungen von ähnlichen Systemen um 80% reduzieren.
Stationäre und transiente Druck- und Geschwindigkeitsverteilungen in
Rohrleitungsnetzwerken, Dampferzeugern und Siedewasserreaktoren
Für die Berechnung der stationären Massenstromverteilung im Nach- und
Notkühlsystem von Kernkraftwerken sowie für die Optimierung dieser Systeme hat die
KWU-Erlangen aufgrund meiner Empfehlungen, basierend auf einer Kosten-
Nutzenrechnung, das Programm FLOWMASTER als Lizenz erworben. Hiermit war es
möglich, die hydraulische Optimierung von Rohrleitungsnetzwerken effizienter durchzuführen.
Darüber hinaus habe ich im Vergleich zu früheren Auslegungen erstmalig im
Rahmen der Planung transiente Analysen durchführen können.
Um die Belastungen auf die Einbauten von den Siedewasserreaktoren Brunsbüttel,
Krümmel und Isar l sowie von Dampferzeugern von Druckwasserreaktoren nach
Kühlmittelverluststörfällen zu bestimmen, habe ich entsprechende Berechnungen mit
dem Berechnungsprogramm LAMB von General Electric durchgeführt. Für genauere
Berechnungen über den Zeitpunkt des Gemischaustrages habe ich einerseits das
Dampfblasen-Separationsmodell nach Wilson als auch ein Modell zum Überfluten des
Dampftrockners entwickelt. Diese Modelle habe ich anhand von Versuchsergebnissen
z.B. aus der Versuchsanlage HDR verifiziert. Das Programm LAMB wurde später
durch den Einsatz des weitverbreiteten und verifizierten Programmes TRAC PF l
ersetzt.
Leistungsverteilung im Reaktorkern nach einem BE-Wechsel für das
Kernkraftwerk Grohnde
Mit den KWU-Programmen FASER, MEDIUM und PINPOW habe ich die erste
Kernnachladung für das Kernkraftwerk Grohnde vor dem anstehenden BE-Wechsel
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optimiert und die Berechnungen während des BE-Wechsels abgeschlossen. Hierzu
waren mehr als 60 Einzelrechnungen notwendig, um die radiale wie auch die axiale
Leistungsverteilung im vorläufigen wie auch im endgültigen Kern zu bestimmen. Diese
Ergebnisse dienten für die Nachweisrechnungen eines gesicherten Abstandes der
höchstbelasteten Stellen in den Kühlkanälen von der kritischen Wärmestromdichte mit
dem thermohydraulischen Berechnungs-Programm (FDELTAH80) der KWU. Darüber
hinaus wurden die Ergebnisse zur Erzeugung der Prozessrechnerdaten benötigt, um
während des Leistungsbetriebes die höchstbelasteten Stellen in den Kühlkanälen zu
überwachen.
Nach dem anschließenden Leistungsbetrieb der Anlage zeigten die kontinuierlichen
Messungen durch das Kugelmesssystem keine anormalen Abweichungen zu den
Berechnungen.
C) Begutachtungen zu Anlagen der physikalischen Verfahrenstechnik und
insbesondere zu kerntechnischen Anlagen
Begutachtung der Probabilistischen Studie der RWE zum Überfluten des
Hilfsanlagengebäudes im Kernkraftwerk BIBLIS Block A
Im Rahmen des atomrechtlichen Aufsichtsverfahrens hat die
Rheinisch-Westfälische-Elektrizitätsgesellschaft (RWE) eine probabilistische Analyse
mit dem Programm RISC-SPEKTRUM zum Überfluten des Hilfsanlagengebäudes des
Kernkraftwerkes BIBLIS A bestehend aus drei Ordnern vorgelegt. Mit diesen
Bcricht.cn hat sie die Häufigkeit, eines über den Reaktorschutz und durch
Maßnahmen von der Warte aus nicht mehr beherrschbaren Störfalls infolge der
überfluteten Räume im Hilfsanlagengebäude bestimmt.
Diese Berichte habe ich im Auftrage des ÖKO-Instituts/Darmstadt begutachtet. Die
Bewertungsgrundlage hierfür stellten die deutschen kerntechnischen Regelwerke, der
PSA-Leitfaden im Entwurf von 1992 und die bereits von der GRS erstellten
probabilistischen Analysen zu deutschen Siedewasser- und Druckwasserreaktoren
dar. Darüber hinaus habe ich meine ingenieurmäßigen Sachkenntnisse aus meiner
bisherigen Tätigkeit im Rahmen von probabilistischen Studien und
Kühlmittel-Verluststörfällen zugrunde gelegt.
Im Rahmen der Begutachtung habe ich überprüft, ob in den vorliegen den Berichten
die zugrunde gelegten Methoden dem Stand von Wissenschaft und Technik
entsprechen. Die in Gutachtensbedingungen dargelegten Abweichungen habe ich
sachlich begründet unter Bezug auf die genannten Bewertungsmaßstäbe. Zur
Begutachtung gehörte auch eine Überprüfung der Ereignisablaufanalyse und der
vorgelegten Fehlerbäume, einschließlich der hierfür benötigten Eingabedaten. Als
wesentliche Bewertungsmaßstäbe hierfür dienten mir meine Anlagenkenntnisse zu
BIBLIS A aus meiner früheren Tätigkeit bei der Siemens AG.
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Begutachtung des Änderungsantrages der Kernkraftwerk Brunsbüttel GmbH zum
Einbau von Flugwegbegrenzern in den Frischdampfleitungsschächten
Die KKB GmbH beabsichtigte, in die Frischdampfleitungsschächte Flugwegbegrenzer
in der Form von Rohrausschlagsicherungen bzw. von Anschlagskonstruktionen durch
HEXEL-Wabenelemente einzubauen. Diese Konstruktionen sollten die
Anschlagslast.cn der Rohrleitungen bei einem Bruch im unteren Bereich der
Frischdampfleitungsschächte auf einen zulässigen Wert begrenzen.
Als Bewertungsgrundlage legte ich die Anforderungen nach den deutschen Regeln
und Richtlinien für kerntechnische Anlagen (BMI, AtG, KTA etc.) zugrunde. Darüber
hinaus habe ich meine ingenieurmäßigen Sachkenntnisse aus meiner bisherigen
Tätigkeit bei der Siemens AG, KWU/Erlangen zugrunde gelegt.
Im Rahmen dieser Begutachtung im Auftrage des Ministers für Finanzen und Energie
des Landes Schleswig-Holstein (MFE) habe ich die sicherheitstechnische Bedeutung
der Folgen des zugrunde gelegten Störfalles sowohl ohne den geplanten
Flugwegbegrenzer als nach Ausführung der Änderungsmaßnahmen bewertet.
Darüber hinaus habe ich den Einfluss der geplanten Flugwegbegrenzer auf den
Betrieb der Anlage und auf die auslegungsbestimmenden Störfälle untersucht. Zur
Begutachtung gehörte es auch, die geplante Änderungsmaßnahme und die einzelnen
Konstruktionen daraufhin zu überprüfen, ob hierbei der Stand von Wissenschaft und
Technik erfüllt ist.
Meine Gutachtliche Stellungnahme zu dieser Änderungsmaßnahme diente dem MFE
zu seiner Entscheidung, ob diese Änderungsmaßnahme im Rahmen des
Aufsichtsverfahrens zu bewerten ist, und um seine Zustimmung hierzu zu geben.
Begutachtung des Störfalles im Heizkraftwerk Heilbronn im Hinblick auf die
Übertragbarkeit auf das Kernkraftwerk Würgassen
Im November 1993 berichtete die Fachzeitschrift "VGB-Kraftswerkstechnik" über
einen Großbrand am Maschinentransformator des Heizkraftwerkes Heilbronn. Der
Kessel dieses 940 MVA-Transformators ist mit ca. 80 t Transformatoren Öl gefüllt.
Nach einer Explosion aufgrund eines inneren Fehlers am Transformator traten ca. 15
m³ brennendes Öl aus. Die Brandbekämpfung dauerte ca. 2,5 Stunden.
Im Auftrage des Ministeriums für Wirtschaft, Mittelstand und Technologie habe ich die
Übertragbarkeit dieses Störfalles auf das Kernkraftwerk Würgassen überprüft. Als
Bewertungsgrundlage legte ich die Anforderungen aus den deutschen Regeln und
Richtlinien (BMI, AtG, KTA etc.) zugrunde. Darüber hinaus berücksichtigte ich die
Brandbekämpfungsabläufe und die daraus von den Betreibern abgeleiteten
Erfahrungen sowohl beim Brand im Heizkraftwerk Heilbronn als auch in einem
weiteren Kraftwerk.
In meiner Gutachtlichen Stellungnahme habe ich die im Verlauf der Brandbekämpfung
im Heizkraftwerk Heilbronn wichtigen brandschutztechnischen Daten, die Ursachen
für das auslösende Ereignis und die Brandursachen mit denen im Kernkraftwerk
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Würgassen verglichen und bewertet. Meine Bewertung diente dem MWMT als
Teilgutachten im Rahmen der geplanten Brandschutzmaßnahmen im Kernkraftwerk
Würgassen durch den Risikominderungsplan des Landes Nordrhein- Westfalen.
Bewertung von Störungsmeldungen zu Not- und Nachkühlsystemen in
Kernkraftwerken
Für die Siemens AG, KWU/Erlangen habe ich Störungsmeldungen über Not- und
Nachkühlsysteme von in- und ausländischen Kernkraftwerken im Hinblick auf die
sicherheitstechnische Bedeutung und die Übertragbarkeit auf Deutsche Anlagen
bewertet. Als Bewertungsgrundlage dienten mir die Anforderungen aus den
deutschen Regeln und Richtlinien (BMI, AtG, KTA, etc.). Darüber hinaus legte ich
meine Anlagenkenntnisse und meine ingenieurmäßigen Sachkenntnisse aufgrund
meiner langjährigen Tätigkeit bei der Siemens AG zugrunde. Bei einigen
Detailproblemen habe ich die Mitarbeit von anderen Fachabteilungen der Siemens AG
benötigt. Meine Stellungnahmen dienten sowohl dem Verband der
Großkraftwerksbetreiber (VGB) als auch dem Bundesumweltminister (BUM) als
Information über den anlagentechnischen Zustand deutscher Kernkraftwerke nach
dem Stand von Wissenschaft und Technik. Insbesondere lassen sich gegebenenfalls
aus den Störungsmeldungen die Weiterentwicklungen des Standes von Wissenschaft
und Technik ableiten. In der Regel sind damit Änderungsmaßnahmen an deutschen
Kernkraftwerken verbunden.
Begutachtung der Förderungswürdigkeit von Verfahren zum "Direkten
Kohleeinsatz in Haushalt und Gewerbe, Systementwicklung für Kraftwerke"
Im Rahmen des Energieprogrammes des Bundesministers für Forschung und
Technologie (BMFT) habe ich den wissenschaftlich-technischen Teil der Anträge zu
"Direkter Kohleeinsatz in Haushalt und Gewerbe, Systementwicklung für Kraftwerke"
im Hinblick auf die Förderungswürdigkeit begutachtet. Als Bewertungsgrundlage
berücksichtigte ich den bisherigen Stand der Wissenschaft und Technik. Hierbei legte
ich einerseits meine ingenieurmäßigen Erfahrungen aus meinem Studium und
andererseits meine wissenschaftlich-technische Mitarbeitertätigkeit bei der KFA
zugrunde. Darüber hinaus schaltete ich auch weitere unabhängige Gutachter ein.
Meine Stellungnahmen dienten dem BMFT, um über die Förderung der eingereichten
Anträge zu entscheiden.
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D) Programmierung und Wartung von wissenschaftlich-technischen
Programmen
Erstellung eines wissenschaftlich-technischen Programmes zur Berechnung der
Strömungsverteilung im Kern eines geplanten Nuklearen Heizreaktors
Die Siemens AG, KWU/Erlangen plante einen Nuklearen Heizreaktor mit
innenliegenden Wärmeübertragungsapparaten und einer durch Naturkonvektion sich
einstellenden Strömung. Hierbei sind der Dampfblasengehalt und der
Kühlmitteldurchsatz in den Kühlkanälen für die Stabilität der Strömung in Reaktorkern
von Bedeutung. Der gesamte ermittelte Kühlmitteldurchsatz bestimmt auch die
Wärmeübertragung der geplanten innenliegenden
Rohrbündel-Wärmeübertragungsapparate.
Um für Optimierungsrechnungen im Rahmen der Planungsphase des Heizreaktors
die Durchsätze in den charakteristischen Kühlkanälen zu bestimmen, habe ich ein
Rechenprogramm in FORTRAN geschrieben. Dieses berücksichtigte drei in der
Leistung unterschiedliche Kühlkanäle. Für den vom Dampfblasengehalt abhängigen
Druckverlust und die Differenzgeschwindigkeiten von Dampf und Wasser in den Kühlkanälen
wurden in der Literatur genannte Korrelationen programmiert und getestet.
Die Ergebnisse wurden mit denen eines in der KWU eingesetzten
Berechnungsprogrammes überprüft und verifiziert. Mit meinem Programm war es
relativ einfach, den Einfluss des Druckverlustes der Strömung durch die zu
optimierenden innenliegenden Wärmeübertragungsapparate auf die Stabilität der
Strömung in den Kühlkanälen des Heizreaktors zu bestimmen.
Erstellung eines wissenschaftlich-technischen Programmes zur Berechnung der
Strömungsverteilung in einem Rohrbündel-Wärmeübertrager
Die Siemens AG, KWU/Erlangen plante einen Nuklearen Heizreaktor mit
innenliegenden Wärmeübertragungsapparaten und einer durch Naturkonvektion sich
einstellenden Strömung. Die Strömungsgeschwindigkeiten in den einzelnen Zonen
des geplanten Rohrbündel- Wärmeübertragungsapparates waren relativ gering, so
dass geodätische Druckverteilungen und 'heiße Kühlmittelsträhnen' die
Strömungsverteilung durch die Rohrbündel beeinflussen.
Der Einfluss der Naturkonvektion wurde von mir anhand der in der Literatur
dargelegten Kennzahlen als gering bewertet. Um die lokalen Geschwindigkeiten im
Wärmeübertragungsapparat zu bestimmen, habe ich ein Rechenprogramm in
FORTRAN programmiert. Dieses Programm berücksichtigte die Druckverluste für die
Strömungen innerhalb und außerhalb des Rohrbündels. Darüber hinaus wurden
temperaturabhängige Stoffwerte zugrunde gelegt. Die Ergebnisse dieses
Programmes stimmten mit den Messergebnissen an einem übertragbaren
Versuchsmodell gut überein. Hierdurch war es möglich, den Einfluß der
unterschiedlichen Strömungsgeschwindigkeiten sowohl auf die Wärmeübertragung
als auf den resultierenden Druckverlust im Vergleich zu den nach den Beziehungen
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aus dem VDI-Wärmeatlas mit mittleren Strömungsgeschwindigkeiten
Auslegungsberechnungen zu bestimmen.
Programm zur Bestimmung des linear extrapolierten Randes eines grauen und
eines schwarzen Absorberstabes für isentrope und linear anisentrope Streuung
Den linear extrapolierten Rand, den extrapolierten Endpunkt und den effektiven
Radius habe ich bis zu einer P-9-Nähcrung für das Streumedium bestimmt, welches
einen grauen oder einen schwarzen Absorberstab umgibt. Diese Parameter sind für
die Zellenrechnung zur Kondensation von Wirkungsquerschnitten von Bedeutung.
Hierzu wurde die Lösung der Boltzmann-Gleichung für die entsprechenden
Randbedingungen nach der P-N-Näherung mit einem von mir entwickelten
Rechenprogramm in FORTRAN bestimmt. Dieses Verfahren berücksichtigte das
ebenfalls von mir entwickelte rekursive Lösungsverfahren zur Bestimmung des
Integrales zweier Legendre-Funktionen beliebiger Ordnung.
Die Ergebnisse stimmten bis zur P-9-Näherung mit denen bereits in der Literatur
veröffentlichen Ergebnisse überein. Mit. zunehmendem Grad der Näherung wurden
die Lösungsmatrizen quasi-singulär. Dies führte mit dem weiteren Grad der Näherung
zu Abweichungen. Aufgrund der bereits vorliegenden guten Ergebnisse wurde das
Rechen Programm nicht weiter ertüchtigt.
Wartung und Weiterentwicklung von wissenschaftlich-technischen Programmen
Für die Siemens AG, KWU/Erlangen habe ich die Wartung und die Weiterentwicklung
von Programmen zur Bestimmung:
der Wärmeübertragung In Rohrleitungsnetzwerken mit
Wärmeübertragungsapparaten
der Nachzerfallsleistung von Brennelementen in Druck- und
Siedewasserreaktoren
der zeitabhängigen Neutronenverteilung in heterogenen Reaktoren
der transienten Vorgänge in Siedewasserreaktoren und
Dampferzeugern
der Zuverlässigkeiten von verfahrenstechnischen Anlagen
übernommen.
Im Rahmen dieser Tätigkeiten habe ich die Programme von der CDC- Rechenanlage
auf IBM kompatiblen Rechnern unter dem Betriebssystem MS-DOS und auf
Apollo-Workstations unter dem Betriebssystem UNIX-Sys5 portiert. Hierfür waren
kleinere Unterprogramme zu entwickeln. Dieses Programme habe ich überwiegend in
FORTRAN geschrieben. Darüber hinaus war ein Zufallszahlengenerator für den
Einsatz eines Programmes zur Bestimmung der Zuverlässigkeit von
verfahrenstechnischen Anlagen auf der Appollo-Workstation in der
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Programmiersprache C zu entwickeln. Ein Testprogramm zur Bestimmung der
Zyklusgröße dieses Zufallszahlen - Programmes habe ich in der Programmiersprache
PASCAL entwickelt.
Damit die auf die IBM-kompatiblen Rechnern und Appollo-Workstation portierten
Programme anwenderfreundlich zu bedienen sind, habe ich eine Vielzahl von
Batch-Routinen (MS-DOS) und Shell-Skripte (UNIX-Sys5) geschrieben. Eine
Benutzeroberfläche unter MS-WINDOWS habe ich mit dem Borland-Programm
ObjectVision entwickelt. Diese Prozeduren haben sich in der Praxis bewährt und
erleichterten die Arbeit, der Anwender erheblich.
E) Einsatz von Datenbank- und von Standard-DV-Programmen
Einsatz von Standard-DV-Programmen für die hydraulische Auslegung des
nuklearen Nachkühlsystems
Die nuklearen Nachkühlsysteme der von Siemens AG betreuten Druck- und
Siedewasserreaktoren sind in ihrem prinzipiellen Aufbau gleich. Um die
Planungsarbeiten im Rahmen der Nachrüstung effizienter zu gestalten, habe ich ein
DV-Verfahren entwickelt, welches die DV Programme:
- FLOWMASTER für die Berechnung der Drücke in fluiddynamischen System
- MS-EXCEL zur Bestimmung der Druckverlustbeiwerte aus den Ergebnissen mit
dem Programm FLOWMASTER mit dem Ziel für spätere Optimierungsrechnungen
- MS-WinWord für die Berichtsgestaltung mit eingebundenen Grafiken und Tabellen
zusammen einbindet. Die Ergebnisse dieses Verfahrens stimmen mit den
Ergebnissen bereits vorliegender Auslegungsberechnungen über ein. Mit diesem
Verfahren ist der Aufwand für die Optimierung der Not- und Nachkühlsysteme
einschließlich der Berichterstellung um ca. 80% verringert.
Einsatz einer Datenbank zur Dokumentation von bearbeiteten
Störungsmeldungen
Für die Siemens AG, KWU/Erlangen habe ich mehrere Jahre Störungsmeldungen an
Not- und Nachkühlsystemen aus in- und ausländischen Kernkraftwerken bewertet.
Damit diese Ergebnisse im Rahmen der Systemauslegung berücksichtigt werden
können, habe ich mit dem Datenbank-Programm PARADOX eine Datenbank für
IBM-kompatible Rechner unter MS-DOS und MS-WINDOWS erstellt. Damit ist es
möglich, die vorliegenden Informationen nach bestimmten Kriterien anzufragen.
Anhand des entwickelten Formulars erkennt der Anwender, welche Aspekte und
welche Abfragekriterien zur Verfügung stehen.
Einsatz einer Datenbank zur Dokumentation der Daten von eingesetzten
Brennelementen in Siedewasser- und Druckwasserreaktoren
Für die Siemens AG, KWU/Erlangen habe ich das Programm zur Berechnung der
Nachzerfallsleistung von Brennelementen aus Leichtwasserreaktoren gewartet.
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Hierfür wurden die spezifischen Daten von mehreren Brennelementen von Hand
gemittelt, da die Eingabe für das Berechnungsprogramm von Hand erfolgte. Darüber
hinaus standen dem Anwender zwar eine Datenbank mit brennelementspezifischen
Daten (BEA) zur Verfügung. Die für die Berechnung notwendigen Daten mussten aus
den Daten der Datenbank BEA erst ermittelt werden.
Um sowohl die Nachzerfallsleistung einzelner Brennelemente als auch einer Menge
ausgewählter Brennelemente zu bestimmen, habe Ich ein Verfahren mit dem
Datenbank-Programm PARADOX für IBM-kompatible Rechner unter MS-DOS und
MS-WINDOWS entwickelt. Dieses Verfahren schließt Prozeduren mit ein, die die
Daten aus der Datenbank BEA ordnen und verknüpfen, so dass die für die
Berechnung der Nachzerfallsleistung einzelner Brennelemente notwendigen Daten in
einer Datenbank bereitlegen. Über ein Formular kann der Anwender Brennelemente
auswählen oder deren Werte zu einem Mittelwert bestimmen lassen. Mit diesem
Verfahren wird der bisherige Bearbeitungsaufwand um c.a. 70% reduziert.
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