Ingenieurbüro Dipl.-Ing. Reinhard Werner - ingwer.me
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D) Programmierung und Wartung von wissenschaftlich-technischen<br />
Program<strong>me</strong>n<br />
Erstellung eines wissenschaftlich-technischen Program<strong>me</strong>s zur Berechnung der<br />
Strömungsverteilung im Kern eines geplanten Nuklearen Heizreaktors<br />
Die Sie<strong>me</strong>ns AG, KWU/Erlangen plante einen Nuklearen Heizreaktor mit<br />
innenliegenden Wär<strong>me</strong>übertragungsapparaten und einer durch Naturkonvektion sich<br />
einstellenden Strömung. Hierbei sind der Dampfblasengehalt und der<br />
Kühlmitteldurchsatz in den Kühlkanälen für die Stabilität der Strömung in Reaktorkern<br />
von Bedeutung. Der gesamte ermittelte Kühlmitteldurchsatz bestimmt auch die<br />
Wär<strong>me</strong>übertragung der geplanten innenliegenden<br />
Rohrbündel-Wär<strong>me</strong>übertragungsapparate.<br />
Um für Optimierungsrechnungen im Rah<strong>me</strong>n der Planungsphase des Heizreaktors<br />
die Durchsätze in den charakteristischen Kühlkanälen zu bestim<strong>me</strong>n, habe ich ein<br />
Rechenprogramm in FORTRAN geschrieben. Dieses berücksichtigte drei in der<br />
Leistung unterschiedliche Kühlkanäle. Für den vom Dampfblasengehalt abhängigen<br />
Druckverlust und die Differenzgeschwindigkeiten von Dampf und Wasser in den Kühlkanälen<br />
wurden in der Literatur genannte Korrelationen programmiert und getestet.<br />
Die Ergebnisse wurden mit denen eines in der KWU eingesetzten<br />
Berechnungsprogram<strong>me</strong>s überprüft und verifiziert. Mit <strong>me</strong>inem Programm war es<br />
relativ einfach, den Einfluss des Druckverlustes der Strömung durch die zu<br />
optimierenden innenliegenden Wär<strong>me</strong>übertragungsapparate auf die Stabilität der<br />
Strömung in den Kühlkanälen des Heizreaktors zu bestim<strong>me</strong>n.<br />
Erstellung eines wissenschaftlich-technischen Program<strong>me</strong>s zur Berechnung der<br />
Strömungsverteilung in einem Rohrbündel-Wär<strong>me</strong>übertrager<br />
Die Sie<strong>me</strong>ns AG, KWU/Erlangen plante einen Nuklearen Heizreaktor mit<br />
innenliegenden Wär<strong>me</strong>übertragungsapparaten und einer durch Naturkonvektion sich<br />
einstellenden Strömung. Die Strömungsgeschwindigkeiten in den einzelnen Zonen<br />
des geplanten Rohrbündel- Wär<strong>me</strong>übertragungsapparates waren relativ gering, so<br />
dass geodätische Druckverteilungen und 'heiße Kühlmittelsträhnen' die<br />
Strömungsverteilung durch die Rohrbündel beeinflussen.<br />
Der Einfluss der Naturkonvektion wurde von mir anhand der in der Literatur<br />
dargelegten Kennzahlen als gering bewertet. Um die lokalen Geschwindigkeiten im<br />
Wär<strong>me</strong>übertragungsapparat zu bestim<strong>me</strong>n, habe ich ein Rechenprogramm in<br />
FORTRAN programmiert. Dieses Programm berücksichtigte die Druckverluste für die<br />
Strömungen innerhalb und außerhalb des Rohrbündels. Darüber hinaus wurden<br />
temperaturabhängige Stoffwerte zugrunde gelegt. Die Ergebnisse dieses<br />
Program<strong>me</strong>s stimmten mit den Messergebnissen an einem übertragbaren<br />
Versuchsmodell gut überein. Hierdurch war es möglich, den Einfluß der<br />
unterschiedlichen Strömungsgeschwindigkeiten sowohl auf die Wär<strong>me</strong>übertragung<br />
als auf den resultierenden Druckverlust im Vergleich zu den nach den Beziehungen<br />
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