Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1991

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1 KfK 5037 März 1992 Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1991 Institut für Reaktorentwicklung Kernforschungszentrum Karlsruhe.

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3 KfK 5037 Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsar iten 1991 Institut für Reaktorentwicklung Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

4 Als Manuskript vervielfältigt Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 7500 Karlsruhe 1 ISSN ISSN

5 Institut für Reaktorentwicklung (IRE) Leitung: Prof. Dr. D. Smidt Im Institut für Reaktorentwicklung werden Forschungs- und Entwicklungsaufgaben aus den Bereichen der Energietechnik und Handhabungstechnik bearbeitet. Die Arbeiten beziehen sich überwiegend auf die Schwerpunkte "Projekt Kernfusion", "Handhabungstechnik" sowie "Projekt Nukleare Sicherheitsforschung". Darüber hinaus werden Beiträge zu den Schwerpunkten "Festkörper und Materialforschung" sowie "Sonstige Forschungsvorhaben" geleistet. Ein großer Teil der theoretischen und experimentellen Vorhaben wird in Zusammenarbeit mit anderen KfK-Instituten und externen Institutionen durchgeführt. Die Beiträge zum Projekt Kernfusion konzentrieren sich auf den Entwurf und die Werkstoffauswahl für hochbelastete Komponenten sowie auf Sicherheitsfragen. Die Versuche zum thermomechanischen Verhalten unterschiedlicher Werkstoftprobenwurden fortgesetzt, wobei ausgewählte Werkstoffe mit bis zu Zyklen belastet wurden. Kohlenstoffaserverstärkte Verbundwerkstoffe haben sich dabei auch bei hohen Zykluszahlen als sehr formstabil und aus thermomechanischer Sicht unproblematisch erwiesen. Verschiedene Sintermetalle haben sich nicht bewährt. Das Programmsystem zur Analyse der thermischen Versagenspropagation in supraleitenden Magneten wurde weiterentwickelt. Rechnungen zeigen, daß die Ausbreitung der normalleitenden Zone von Windung zu Windung entlang eines Leiters langsamer ist als quer zu benachbarten Leitern. Die Analyse von mechanischen Konsequenzen elektrischer Fehler im System der Poloidalfeldspulen weist auf kritische Belastungen für den zentralen Solenoid hin. Bei Untersuchungen zum Flüssigmetaii-Bianket standen gekoppelte mechanisch-elektromagnetische Vorgänge bei einem Plasmazusammenbruch im Vordergrund. Die Beiträge zum Arbeitsschwerpunkt Handhabungstechnik beziehen sich auf spezifische Anforderungen der Kernfusion mit Anwendungen bei JET und NET, auf die Entwicklung von Systemlösungen zur Anwendung im klassischen industriellen Bereich sowie auf die entwicklungsbegleitende Normung. Das System zur räumlichen Simulation der Arbeitsszenen wurde verfeinert und durch Modelle für den Prototyp der Versuchseinrichtung zur Handhabung im Torus einer Fusionsmaschine erweitert. Die Steuerung des Vielgelenkmasts wurde weiter verbessert; im Rahmen eines EG-Projekts zur Stillegung kerntechnischer Anlagen wurde ein Werkzeugwechselsystem entwickelt. Durch Weiterentwicklung der Steuerungs- und Sensortechniken sollen Fernhandhabungssysteme mit einem hohen Maß an Autonomie ausgestattet werden. Diese Arbeiten sind eingebunden in das EG-Programm TELEMAN zur Fernhandhabung in nuklearer Umgebung. Die Arbeiten zur Verbesserung von Schnittstellen und Kommunikationsstandards wurden im Rahmenzweier ESPRIT-Projekte fortgesetzt. Ein weiterer Beitrag konzentriert sich auf die Entwicklung der Fähigkeiten autonomer mobile Systeme, auf veränderte und unvorhersehbare Umgebungssituationen zu reagieren. Kühlungsstörungen im Reaktorkern sowie zur Kernüberwachung. Die Weiterentwicklung von physikalischen Modellen und Rechenprogrammen zum dynamischen Verhalten schneller natriumgekühlter Reaktoren wird durch experimentelle Ergebnisse gestützt; sie wird in internationaler Zusammenarbeit vorgenommen. Bei den Out-of-pile Exp,erimenten zur Untersuchung der störfallbedingten Materialbewegung wurde erstmalig ein Testbündel mit 37 Thermit-Stäben eingesetzt. Die jetzt abgeschlossenen in-pile Experimente CABRI-2 zum Iransienten Verhalten hochabgebrannter Brennstäbe haben gezeigt, daß eine Erweiterung der Datenbasis durch ein Nachfolgeprogramm notwendig ist. Die Auswertung der Ergebnisse der Moi7C/7 -Experimente bestätigte bei dieser Versuchsserie erstmalig das Auftreten einer Brennstoff-Natrium-Wechselwirkung. Der Wirkungsgrad der Energieumsetzung von ca. 0,2% ist jedoch sehr gering. Die Versuche in der THINA-Anlage zur Wechselwirkung zwischen geschmolzenen Materialien und Natrium wurden mit zwei unterschiedlichen Injektoren mit Schmelzmengen bis zu 5 kg Schmelze fortgesetzt. Darüber hinaus werden im Bereich der Sicherheit von Leichtwasser Reaktoren Untersuchungen zu den mechanischen Auswirkungen einer postulierten Dampfexplosion und zur Tragfähigkeit verbesserter Containmentstrukturen durchgeführt. Es wird davon ausgegangen, daß bei der Dampfexplosion Kernschmelze gegen die Unterseite des Reaktordruckbehälterdeckels geschleudert wird. Zur Simulation dieses Vorganges und der daraus resultierenden Deckelbeanspruchung wurde ein Modellexperiment konzipiert. Vorversuche bestätigen, daß die Ergebnisse mit Hilfe einfacher Modellgesetze auf reale Anlagen übertragen werden können. Die Beiträge zum Arbeitsschwerpunkt Sonstige Forschungsvorhaben sind teils grundlagen-, teils anwendungsorientiert Hier sind insbesondere die Arbeiten zur Entwicklung eines thermoelektrischen Konverters zu erwähnen. Eine Einphasen Testzelle wurde bei 800 oc Natriumtemperatur und einer Kondensationstemperatur von 250 oc ca. 300 Stunden betrieben. Nach dem Stand vom sind im Institut 107 Mitarbeiter beschäftigt, darunter 53 Akademiker, 26 Ingenieure und 28 sonstige Mitarbeiter. Hinzu kommen ein Doktorand sowie vier Angehörige des Instituts für Reaktortechnik der Universität Karlsruhe. Mit diesem Institut besteht eine enge wissenschaftliche Zusammenarbeit. Für das Projekt Nukleare Sicherheitsforschung laufen Untersuchungen zum dynamischen Verhalten schneller Reaktoren unter Störfallbedingungen, zur möglichen Ausbreitung lokaler

6 RE Projekt Kernfusion (PKF) Entwurfsstudien zu Fusionsanlagen Studien für NET/ITER Zu diesem!erhaben wurde im Berichtszeitraum vom IRE kein Beitrag gel!istet IRE Alternative Konzepte Zu diesem 'torhaben wurde im Berichtszeitraum vom IRE kein Beitrag geleistet Strukturwerkstoffe und hoch belastbare Komponenten IRE Hochbelastete Komponenten Im Rahmender Auslegungsarbeiten und grundlegenden Untersuchungm zur Werkstoffauswahl für den NET/ITER-Divertor werden \ersuche zum thermomechanischen Verhalten von unterschiedichen Werkstoffen und Werkstoffkombinationen durchgeführt. Dabei werden rondenförmige Proben von 5 cm Durchmesser und 0.8 cm Dicke in einer umgerüsteten Plasmaspritzanlage, deren Gasflamme als Wärmequelle dient, thermisch zykliert. Das Programm umfaßt plasmaseilige Schutzwerkstoffe auf Kohlenstoffbasis, metallische Strukturwerkstoffe auf Molybdän-, Wolfram- und Kupferbasis sowie gelötete Ver~indungen aus diesen Gruppen. Zunächst wurden jeweils Vergleichstests bis zu 1000 Zyklen durchgeführt. Danach wurden ausgewählte Werkstoffe einem Dauertest bis ZyklEn ausgesetzt. Vergleichstests mit insgesamt 14 metallischen Werkstoffen ergaben folgendes Bild: Die Molybdänlegierung TZM, die Wolfram-Rhenium-Legierung W-5Re und drei Kupferlegierungen zeigten keine Schäden und wurden in dem Dauertest weiter untersucht. Im Gegensatz dazu haben sich reines Wolfram sowie vor allem mehrere Sinterwerkstoffe aufw-und Mo-Basis, welche die günstigen physikalischen Eigenschaften des Grundwerkstoffes mit der guten Verarbeitbarkeit von Sintermetallen verbinden sollten, als zu rißanfällig erwiesen. Bei Dauerversuchen mit ausgewählten Proben aus W-, Mo- und Kupferlegierungen zeigten sich weitere Unterschiede in Bezug auf Rißbildung an Oberflächen und plastische Verformungen. Die Auswertung ist noch nicht abgeschlossen. Im Dauerversuch mit Kohlenstoffaser-Verbundwerkstoffen hat sich der Werkstoff Aerolor 05 in der mechanischen Integrität sehr gut bewährt. Nach thermischen Zyklen wurden keinerlei Schäden oder Veränderungen in der Wärmeleitfähigkeit, Biegefestigkeit und Formstabilität festgestellt. Demgegenüber zeigte sich eine Variante dieses Werkstoffes mit Sie-Imprägnierung, von der man sich eine geringere Erosion in einer Fusionsanlage verspricht, in allen Belangen unterlegen. Zur Illustration für die Anisotropie des Werkstoffs Aerolor zeigt die Abb. in 200- und 2000facher Vergrößerung den Ausschnitt einer Bruchfläche nach einem Biegeversuch im Anschluß an das Zyklieren. Die in diesem Falle kurzen Kohlenstoffasern von ca m Durchmesser liegen ungeordnet in der porösen Matrix aus einer Art pyrolytischem Kohlenstoff mit einer Hülle aus SiC. Nur der anwendungsbezogene Versuch kann Aufschluß über das mechanische Verhalten solcher Werkstoffe geben. REM-Aufnahme von der Bruchfläche einer CFC-Biegeprobe aus Aerolor 05. Man erkennt die ungeordnete Verteilung der Kohlenstoffasern mit ihrer Umhüllung aus Graphit und Siliziumkarbid (oben 200fach, unten 2000fach vergrößert) Um die hier und bei anderen Divertorexperimenten vorliegenden Versuchsbedingungen mit erwarteten Beanspruchungen im Divertor einer Fusionsanlage vergleichen zu können, werden begleitende Spannungsanalysen an Divertorsegmenten mit Finite-Element-Methoden durchgeführt. Das Hauptinteresse richtet sich dabei auf die Lötverbindung zwischen Schutzwerkstoff und der tragenden Struktur. Veröffent- lichungen IRE P19A P23A G. Class K. Kleefeldt K. Schramm C. Strobl Sicherheit und Umwelteinfluß Komponentenbezogene Sicherheitsuntersuchungen ln diesem Vorhaben laufen verschiedene Untersuchungen zu Sicherheitsfragen supraleitender Magnete und Blankets. Mit den Untersuchungen zur thermischen Versagenspropagation in supraleitenden Magneten soll gezeigt werden, daß eine wachsende normalleitende Zone in einer Spule (Quench) andere Systeme der NET Anlage nicht unzulässig beeinträch- 2

7 tigt. Die Entwicklung des Programmsystems MAGS zur Beschreibung dieses Problems wurde fortgeführt. Zur leichteren Erstellung der Eingabe für den Modul EFFI zur Berechnung der Magnetfelder wurde das Programm TOKEF aus dem Institut für Technische Physik der KfK übernommen. Für die Analyse der Thermo- und Fluiddynamik im Helium wurde der Modul LINKUP erstellt. Mit ihm können die Zwischenstücke des Heliumkühlkreises zwischen dem Vorlauf des kalten Heliums bzw. dem Rücklauf des warmen Heliums und den Pancakes modelliert werden. Damit ist es möglich, auch die Quenchausbreitung über die Zuleitungen zu modellieren. Es wurde schon früher festgestellt, daß der Kurzschluß einer Toroidalfeldspule zu erheblichen mechanischen Beanspruchungen führt. Bei dem derzeitigen NET-Entwurf ist nach den durchgeführten Rechnungen die Integrität des zentralen Gewölbes, das aus den inneren Spulenschenkeln gebildet wird, nicht gewährleistet. Eine eingehendere Untersuchung ergab, daß die Beanspruchung der unter Reibschluß stehenden inneren Spulenschenkel ein Beulproblem mit instabilem Versagensverhalten darstellt. Die Instabilität rührt daher, daß, anders als bei einem nahtlosen Gewölbe, in den radial verlaufenden Trennflächen der aneinanderliegenden Spulenschenkel keine Zugspannungen aufgenommen werden können. Wird dieser Zustand erreicht, so ist ein kollapsartiges Versagen mit schwer abschätzbaren Auswirkungen zu erwarten. Zur Klärung dieses sensiblen Bereichs sind deshalb Experimente unerläßlich. Ein entsprechendes Versuchskonzept wurde erarbeitet. Die weiteren Untersuchungen konzentrierten sich auf Kurzschlüsse und Fehlschaltungen der poloidalen Spulenkreise. Kritische Belastungen ergaben sich für den Solenoid-Spulenstapel. Durch gegenläufig induzierte Spulenströme können starke Kräfte entstehen, die die Spulen auseinandertreiben. Bei den bisher durchgeführten vermutlich pessimistischen Quenchanalysen ergaben sich Kräfte, die die maximale Normallast bis um das Vierfache übersteigen. Die vorgesehene Auslegung der Spulenverspannung und Verankerung hält diesen Kräften nicht stand. Für die Zuganker sind Querschnittserhöhungen um das Zwei- bis Dreifache erforderlich. Für Sicherheitsuntersuchungen zum selbstgekühlten Pbli Bianket wurde eine funktionale Analyse durchgeführt. Es wurden folgende Problembereiche identifiziert: a) Li Pb-Leck in den Vakuum Kessel, b) Freisatzung von radioaktiven Stoffen in das Containment, c) Versagen der Blanketkühlung und d) Versagen der Nachwärmeabfuhr. Die Auswertung der aufgestellten Ereignisbäume erfordert genauere Informationen über das Design. Temperaturen in benachbarten Pancakes einer Toroidalfeldspule von ITER, berechnet mit dem Programmsystem MAGS. Das Bild zeigt den Querschnitt am tiefsten Punkt der Spule 7.5 sec nach Auslösung einer normalleitenden Zone~ Die Maximaltemperatur im Rilrl hetriigt 250 K. Die relativen Maxima zeigen die Positionen der Wärmequellen durch Ohm'sche Heizung an. ln einer ersten Analyse wurde mit dem so vervollständigten Programmsystem MAGS die Ausbreitung einer normalleitenden Zone für eine Toroidalfeldspule von ITER unter der Annahme berechnet, daß alle Sicherheitssysteme des Magneten versagen. Die Analyse ergab einen raschen Anstieg des Widerstandes, so daß in weniger als einer Sekunde ein normalerweise sicher erkennbares Spannungssignal an der Spule meßbar ist (5V). Desweiteren hat sich gezeigt, daß die Ausbreitung der normalleitenden Zone von Windung zu Windung durch Wärmetransport entlang des Leiters langsamer ist als durch direkte Wärmeleitung zwischen benachbarten Leiterstücken. Bei der Ausbreitung von Pancake zu Pancake hingegen ist im allgemeinen der Wärmetransport über die Zuleitungen, also entlang des Leiters, schneller als die direkte Wärmeleitung; eine Ausnahme bilden die unmittelbaren Nachbarstücke der Anfangsstörung. ln der Abbildung sind die Temperaturen in einem Querschnitt am tiefsten Punkt einer Toroidalfeldspule gezeigt. ln der Analyse werden die drei äußersten Pancakes einer Spule betrachtet. An den Sattelpunkten des Pancakes 1 erkennt man, daß die Windungen 1, 2, 3 und 4 normalleitend geworden sind. Pancake 2 ist in diesem Schnitt noch supraleitend, die erste Windung des Pancakes 3 ist normalleitend. Ursache hierfür ist die entgegengesetzte Strömungsrichtung des Heliums in den Pancakes. Im Mittelpunkt weiterer Untersuchungen zum Flüssigmetaii Bianket stehen die gekoppelten mechanisch-elektromagnetischen Vorgänge während eines Plasmazusammenbruches, die für die konstruktive Auslegung eines Blankeis von Bedeutung sind. Die an einem einfachen Modell aufgezeigten Wirkungsmechanismenwerden bei komplizierten Geometrien mit Hilfe der Methode der Finiten Elemente beschrieben. Das dazu entwickelte Rechenprogramm CARADI koppelt das 3D-Wirbelstromprogramm CARIDDI und das struktur-fluiddynamische Programm ADINA. CARADI berechnet aus den CARID DI-Ergebnissen Elementdämpfungsmatrizen und die Anregungskräfte. ln CARADI können nun zwei höherwertige Elementtypen verwendet werden, die eine etwas gröbere Diskretisierung der Struktur erlauben. Wesentliche Verbesserungen von CARIDDI konnten durch eine neue, zeitsparende Routine für die transienie Analyse und durch neue Gaußpunktreduktionsverfahren erzielt werden. Bei der Berechnung großer Testgeometrien traten Widerstandsmatrizen mit negativen Eigenwerten auf. Physikalisch unsinnige Lösungen waren die Folge. Um diese Fehler zu eliminieren, wurde CARIDDI vollständig auf doppelte Rechengenauigkeit umgestellt. Diese Schwierigkeiten waren zudem Anlaß, eine graphische Ausgabe zur Kontrolle der elektromagnetischen Freiheitsgrade einzubinden. Die Arbeiten zur Verfügbarkeil des Kühlsystems eines flüssigmetallgekühlten Blankeis haben deutlich gemacht, welche wichtige Rolle Zuverlässigkeitsbetrachtungen bereits in frühen Auslegungsphasen zukommt. Für das zunächst vorgesehene Konzept wurde eine Verfügbarkeil von etwa 70% ermittelt, die im wesentlichen durch die Dreistoff-Dampferzeuger bestimmt 3

8 wird.konstruktive Änderungen führten zu Verfügbarkeitssteigeru1gen auf ca. 99,9 %. Das entspricht einer Reduzierung der Unverfügbarkeit um etwa den Faktor 200. Die Verbesserungen der Auslegung basierten auf dem Redundanzprinzip und '1/urden ohne Veränderung der spezifischen Komponentendaten erzielt. Die Anwendung sog. spezifischer Ausfalldaten wird bei künftigen Arbeiten an Bedeutung gewinnen, weil in abse1barer Zeit keine Zuverlässigkeits-Daten aus BetriebserfahrLngen zu erwarten sind. Dieses Vorgehen erfordert eine tiefergehende Analyse des vorhandenen Datenmaterials. Aus diesem Grunde wurde bereits früh begonnen, eine institutseigen Datenbank einzurichten, die einer ständigen Wartung und Aktualisierung unterliegt. Ve:öffent- lic~ungen D1 P24A V P26A D1 P26B G. Bönisch B. Dolensky S. Hailfinger Y. Hoang Th. Jordan R. Krieg T. Malmberg R. Meyder S. Raff H. Schnauder E. Wehner 13 Festkörper- und Materialforschung (FM) Werkstoffe hoher Beanspruchung IRE Versagensverhalten von Werkstoffen und Bauteilen unter komplexer Beanspruchung Die inelastische Analyse von Bauteilen im Hochtemperaturbereich erfordert theoretisch konsistente und experimentell qualifizierte visko-plastische Stoffmodelle. Die thermodynamische Konsistenz von visko-plastischen Materialmodellen mit inneren Variablen, die Raten der externen Variablen in linearer Form in den Evolutionsgleichungen enthalten, wurde analysiert. Es zeigt sich, daß die klassischen Potentialbeziehungen für die Spannungen und die Entropie verletzt werden. Dies kann vermieden und die Evolutionsgleichungen können vereinfacht werden, wenn eine geeignete Transformation der inneren Variablen existiert. Die hierzu erforderlichen Bedingungen wurden abgeleitet. Für eine Variante des Robinson Modells, die die Temperaturrate in einer Entwicklungsgleichung enthält, wurde diese Reduzierbarkeit nachgewiesen. Veröffent- lichungen T. Malmberg 03.()8.02 IRE Anlagenbezogene Sicherheitsuntersuchungen Dieses Vorhaben steht in enger Wechselwirkung mit und beinhaltet Untersuchungen zu generellen Sicherheitsaspekten von Fusionsanlagen. ln Zusammenarbeit mitdem Institut fürtechnische Physik (ITP) und der italienischen ENEA wurden die Untersuchungen zur Bewertung der Sicherheit der NET/ITER Magnetsysteme weitergeführt. Alle Untersuchungen zielen darauf ab nachzuweisen, daß Störungen in einem Magnetsystem auf dieses System begrenzt bleiben, d.h. daß eine Schadenspropagation auf andere Systeme einer Fusionsanlage ausgeschlossen werden kann. Die bisherigen Analysen zur Quenchausbreitung deuten daraufhin, daß das Durchschmelzen eines Spulenschenkels sehr unwahrscheinlich ist. Bevor jedoch belastbare Aussagen gemacht werden können, müssen die verwendeten Programme durch geeignete Experimente validiert werden. Die für elektrische Fehler durchgeführten Analysen zeigen, daß detailliertere Untersuchungen erforderlich sind, insbesondere wegen der Konsequenzen aus der mechanischen Belastung des Gewölbes bei einem Kurzschuß an der Stromzuführung einer Spule und wegen der Gefährdung von empfindlichen Komponenten, z.b. tritiumführenden Rohrleitungen durch Lichtbogen außerhalb der Spulen. Veröffentlichungen P1 OA W. Kramer R. Meyder S. Raff IRE Handhabungstechnik (HT) Anwendungsorientierte Funktionsmuster von Handhabungssystemen ln=vessei",handhabungssystem für NET Das Leit- und Steuersystem für die Fernwartungsarbeiten an der NET/ITER-Maschine besteht aus einer allgemein einsetzbaren Arbeitsstation für den Operateur (NRWS: NET Remoie Workstation) und aus bereichsspezifischen Steuerungen zentraler Großgeräte und ihrer Hilfssysteme. Das Konzept der Arbeitsstation für die Unterstützung des Operaleurs bei der Fernhandhabung wurde verfeinert, wobei insbesondere die Erfordernisse bei den momentan im Vordergrund stehenden Applikationen EDITH und TELEMAN berücksichtigt wurden. Erprobter Kern der Arbeitsstation ist das im Rahmen von weiterentwickelte System KISMET, für das EDITHspezifische Modelle erstellt wurden (Manipulator, Reaktor-Attrappe). KISMET wurde an die EDITH-Steuerung gekoppelt, so daß der Monitor-Betrieb verfügbar ist. Die vollständige Kontrolle der EDITH-Steuerung über die EDITH-Arbeitsstation wurde durch die Spezifikation eines IRDATA-Interpreters und die Direkt-Bedienschnittsteile vorbereitet. Module für die Kamera-Steuerung über die Arbeitsstation wurden implementiert und getestet. Die Zusammenarbeit mit JET wurde weitergeführt: Für die Modeliierung von JET-Komponenten für KISMET mit Hilfe des CAD-Systems CATIA stehen jetzt Software-Werkzeuge zur Verfügung. Die Beteiligung von KfK an geplanten Fernhantierungsexperimenten bei JET, vor allem auch unter Einsatz von KISMET, wurde vorbereitet. 4

9 Die detaillierten Nachuntersuchungen der Ende 1990 durchgeführten Bestrahlungstests mit Resolvern und Basis-Materialien temperatur- und gamma-fester Sensoren zeigen, daß im Bereich der Kunststoffe bisher nur beschränkt einsatzfähige Komponenten zur Verfügung stehen. Mit KAPTON zeigt sich ein erster Ansatz eines Materials, das für die Herstellung von Ultraschall-Celi-Sensorfolien und die Verwendung als Kabel Isolationsmalerial geeignet erscheint. Weiterhin wurde in Zusammenarbeit mitder Firma Siemens die Fertigungsmöglichkeit von ULTEM-Folien fürdie Resolver-Wicklungen untersucht. Die Bereitstellung dieser Wicklungsunterlage stellt den letzten Schritt zur Verfügbarkeil derfür den NET-Einsatz vorgesehenen Winkei-Resolver dar. Die so modifizierten Resolver sollen 1992 einem Bestrahlungs-Folgetest unterzogen werden. Versuchsstand EDITH mit Reaktor-Modell (Bravo31ROBOT-Modell) Das Software-Paket ROBOT, das in früheren Jahren zum Entwurf und zur Analyse kinematischer Systeme als Ergänzung des CAD-Systems Bravo3 entwickelt wurde, ist in routinemäßigem Einsatz und hat sich als schnelles und wirksames Kontrollinstrument für die kinematische Modeliierung erwiesen. Bei den Entwicklungsarbeiten zu ROBOT wurden neben einigen kleineren Verbesserungen vor allem die Ablauf- und Datensicherheit erhöht. Außerdem wurde die Anbindung eines Programms vorbereitet, mit dem die CSG-Volumenmodelle automatisch, d.h. ohne interaktive Eingriffe des Benutzers, in nahezu äquivalente Polyedermodelle umgesetzt werden, wie sie KISMET benötigt. Der früher vom HIT konstruierte und vom IRE festigkeitsmäßig ausgelegte Prototypdes Mehrgelenk-Arbeitsarmes EDITH wurde im Handhabungslabor aufgebaut. Beim ersten Belastungsversuch wurde eine ruckartige Axialverschiebung in mindestens einem der Geienkiager und eine unzuiässig große Durchbiegung der vorderen Frontplatte beobachtet. Da diese ruckartige Axialverschiebung wahrscheinlich auf Unzulänglichkeiten beim Lager-Einbau zurückzuführen sind, wurden die Gelenklager vorsorglich neu eingepaßt. Als Ursache für die unzulässige Durchbiegung der vorderen Frontplatte wurde eine nach Abschluß der Festigkeitsauslegung vorgenommene Unterbrechung der Verrippung identifiziert. Diese Schwachstelle wurde deshalb inzwischen durch Aufschweißen von Verstärkungsblechen beseitigt. Die danach gemessenen Durchbiegungen an der Armspitze infolge einer Testlast von 4.0 t stimmen mit den früher vorausberechneten Werten recht gut überein. Mit dem AMBOSS-Modell, welches das dynamische Verhalten von Transporter, Antrieben und Regelung genau nachbildet, wurde das Bewegungsverhalten des Arbeitsarmes EDITH dreidimensional berechnet. Die Simulation von kritischen Arbeitsvorgängen und eine Untersuchung des Regelsystems erlauben die folgenden Aussagen: a) Bei der plötzlichen Übernahme einer Last in vertikaler Richtung werden durch die Deformation der Armglieder hohe Lasten in die horizontale Bewegungsebene eingekoppelt und auf die Antriebe übertragen. b) Die Simulation der Ausfallen-Einfahren-Operation zeigte, daß dieser Arbeitsvorgang bei geeigneter Bahnplanung ca. fünfmal so schnell erfolgen kann wie ursprünglich angenommen. c) Bei der Untersuchung des Regelsystems zeigte eine Kaskadenregelung gegenüber einer proportional-differenzierenden Gelenkwinkelregelung eine höhere Sicherheit gegenüber Parameterschwankungen und Nichtlinearitäten im Antriebsstrang. Die Vorbereitungen für die Bestrahlung von SCHAEVITZ-Neigungsmessern wurden nach mehrmonatigen Labor-Voruntersuchungen abgebrochen, da die beiden verfügbaren Maßköpfe ausfielen und die zugehörige Elektronik fehlerhaft war. Da der Markt nach unserer Kenntnis bisher keine Alternativen mit hinreichend strahlungs- und temperaturfesten lnklinometern anbietet, wurden Vorarbeiten zur Eigenentwicklung eines Sensors aufgenommen, der als Zwei-Achsensystem konzipiert ist und nur Materialien verwendet, deren Tauglichkeit gesichert ist. Veröffentlichungen V P33A V P34A V30746 V30747 B. Bartholomay B. Dolensky H. Knüppel T. Kornelson R. Krieg H. Kruse T. Kuhn U. Kühnapfel K.H. Lang K. Leinemann A. Ludwig U. Marek W. Pleschounig S. Raff J. Reim H.A. Rohrbacher E.G. Schlechtendahl E. Wehner E. Wolf IRE Hochflexibles Gliedermastsystem EMIR Mit dem Vielgelenkmast (EMIR) erschließt KfK neue Anwendungsgebiete für hochflexible Handhabungssysteme im Bauwesen und bei der Stillegung von kerntechnischen Anlagen. Zur weiteren Verbesserung der Steuerung des EMIR wurde ein Modell entwickelt, das es erlaubt, die mechanischen und hydraulischen Eigenschaften im Regelkreis zu berücksichtigen. Der mechanische Anteil des Modelles behandelt die Starrkörperdynamik des Systemes mit in den Gelenken konzentrierten Nachgiebigkeilen und nichtlinearer Antriebscharakteristik. Der hydraulische Anteil des Modells berücksichtigt die Ventilkennlinien, die Ölkompressibilität in den Zylindern, Drosseleffekte in den Leitungen sowie die Kennlinie des Senkbremsventiles. Dieses Modell wurde anhand von Experimenten verifiziert. Es bildet die Eigendynamik des Systems in niederen Frequenzbereichen sehr gut ab. 5

10 und Koppelkräfte wird ein Kraft/Momenten-Sensor entwickelt. Der Umbau der EMIR-Hydraulik zur Versorgung der hydraulisch betriebenen Werkzeuge Hydraulikhammer, hydraulische Schere und Kernbohrer wurde eingeleitet. in Zusammenarbeit mit der Universität Karlsruhe wurde ein Mehrkörpermodell mit Berücksichtigung elastischer Verformungen entwickelt. Veröffentlichungen V P05A V P05B P05C P05D P05E P05F P05G M. Cramer F. Eberle F. Engelhardt U. Gengenbach B. Göller A. Höfer W. Jakob I. Kornelson R. Krieg G. Lang K.H. Lang G. Messemer G. Politzky G. Rittirsch R. Scharnowell H. Wei E. Wolf EMIR mit Handgelenk, Werkzeug und neu an der Mastspitze installierte Sensorik Das neue Handgelenk wurde voll in die Steuerung integriert, die durch einen modellbasierten Zustandsregler mit Vorsteuerung verbessert wurde. Um die drei Freiheitsgrade der Orientierung voll auszunützen, wurde ein Sensor auf der Basis der Infrarotabstandsmessung entwickelt. Dieses Sensorsystem erlaubtes, bei Annäherung an eine Oberfläche das Handgelenk automatisch normal zur Oberfläche einzustellen und sanft aufzusetzen. Weiter wurde aus vier handelsüblichen Kraftaufnahmern ein eindimensionaler Krattsensor aufgebaut, um das Ansprachverhalten der Kraftregelung zu verbessern. Das Zusammenwirken dieser Komponenten wurde demonstriert. Eine auf einem Betonturm schräg befestigte Betonplatte wurde mit aufgesetzten Wasserstrahlwerkzeug kraftgeregelt bearbeitet. Eine schief auf dem Boden liegende Platte wurde ohne mechanische Abstützung bei Regelung des Abstandes und der Orientierung des Werkzeuges bearbeitet. Dabei wurde eine Kontur in die Betonplatte geschnitten. Im EG-Stillegungsprojekt "Test of long range teleoperated handling equipmentwith different tools forconcrete dismantling and radiation protection monitoring"der europäischen Gemeinschaft wurde das Werkzeugwechselsystem konzipiert. Es wurden die Trägerplatte am EMIR sowie die werkzeugspezifischen Gegenstücke entwickelt. Das Werkzeugwechselsystem stellt die mechanische, elektrische, hydraulische und pneumatische Kopplung des Grundgerätes mit den austauschbaren Werkzeugen automatisch sicher. Zur Unterstützung der Koppelvorgänge und der Bearbeitung sind Laser-Abstandssensoren und Neigungsgeber vorgesehen. Zur Messung der Bearbeitungs Technologische Entwicklungsaufgaben der Handhabungstechnik IRE Rechnergestützte Teleoperation mit Robotern CATROB Die Arbeiten am CATROB-Vorhaben (Computer Aided Teleoperation with Robots) haben das Ziel, durch geeignete Steuerungs- und Sensortechniken einem Fernhandhabungssystem ein möglichst hohes Maß an Autonomie zu geben sowie Methoden zur Programmierung und Überwachung teilautonom arbeitender Systeme zu entwickeln. Die laufenden Arbeiten sind eng mit dem EG-Programm TELEMAN zur Fernhandhabung in nuklearen Umgebungen gekoppelt. Im Projekt TELEMAN-SIMPLE (Simulation, Planning and Programming Environment) sollen Werkzeuge zur Erstellung und Simulation von Handhabungs-Programmen in der Roboter Sprache IRL (lndustrial Robot Language) entwickelt werden. Das System wurde konzipiert, der vorhandene graphische Simulator KISMET an die TELEMAN-Erfordernisse angepaßt und erweitert sowie ein Compiler zur Erzeugung von IRDATA aus IRL entwickelt. Das TELE MAN-Projekt MAGIC (Manipulator and Gantry Intelligent Control) beschäftigt sich mitder Steuerung teilautonomer Handhabungssysteme. KfKentwickelt dazu einen allgemeinen Steuerungsmodul "Semi Autonomaus Controller", der die Integration aller Einzelkomponenten des Handhabungssystems sowie ihre Überwachung und Koordination im automatischen und bedienargeführten Betrieb gestattet. Die Spezifikation dieses Moduls wurde erarbeitet, der zugehörige IRDATA-Interpreter weiterentwickelt und an verschiedene Teilsysteme der CATROB-Anlage angepaßt. 6

11 Im dritten TELEMAN-Projekt VISYS (Vision Systems and Sensors) wird ein modellgestütztes Objekt-Erkennungssystem auf der Basis eines Grauwert-Bildverarbeitungssystems entwickelt. Implementiert und getestet sind bereits Module zur Bildverbesserung, Kantenverstärkung sowie zur Segmentierung einzelner Konturen (siehe Abb.). Außerdem bestehen enge Wechselwirkungen mit dem ESPRIT-Projekt MDS (High-Performance Computing for Multi-Disciplinary Simulation of Mechanical Systems, s ). Das ESPRIT-Projekt NIRO begann Es befaßt sich vor allem mit drei neutralen Schnittstellen, die den Informationsfluß vom Entwurf (CAD) über die Roboterprogramme bis zur Robotersteuerung sicherstellen sollen: STEP, der ISO-Standard für CAD-Daten; PLR, die ISO-Roboterprogrammiersprache (früher IRL genannt); ICR, der ISO-Code für die Robotersteuerung. Die Arbeiten im Umfeld des internationalen Standards STEP für den Produktdatenaustausch sind eine konsequente Fortführung des ESPRIT-Projektes 322 CAD*I, das bis Ende 1989 durchgeführt wurde. Auf seinen Ergebnissen aufbauend wurden nach den ersten Arbeiten in 1990 die CAD-1-Software vollends an STEP angepaßt, die Implementierungsdetails für die Bereiche Gestaltinformation und Kinematik auf der Basis von STEP spezifiziert und Entwicklungsarbeiten an einigen Pre- und Postprozessoren durchgeführt. Es steht ein Preprozessor für Modelle von Bravo3/ROBOT bzw. von KISMET zur Verfügung, welcher der NIRO-STEP-Spezifikation entspricht. Ein Postprozessor für diese Systeme wird noch bearbeitet, ebenso ein Postprozessor für das CAD-System CATIA. Unterstützt wurden diese Arbeiten durch das vom BMFT finanzierte Projekt KCIM im DIN. KfK ist mit der Federführung für die Entwicklung des STEP-Modells für den Bereich Kinematik (der den Bereich Robotik als Teilbereich enthält) beauftragt. Das Kinematikmodell wurde in den ISO-Normungsprozeß eingebracht. Videobild einer Flansch-Basisplatte (a) und daraus mit dem Bilderkennungssystem RIALTO erzeugtes Konturbild (b) Ein anderer Schwerpunkt der CATROB-Arbeiten war die Weiterentwicklung der Testanlage. Ein neuer Roboter (PUMA762 mit VAL II Steuerung) wurde installiert und getestet. An Roboter und Steuerung wurden eine Anzahl von Änderungen zur Integration in das vorhandene Sicherheitssystem durchgeführt sowie ein neues Werkzeug-Wechselsystem installiert. Weitere Arbeiten betrafen die Erprobung neuer Werkzeug-Technologien, wie Bohren und Gewinde-Schneiden, sowie die Entwicklung einer Werkzeug-Kupplung mit einstellbarer Nachgiebigkeit. Veröffent- lichungen V31460 V31461 J. Senner J. Hansemann A. Höfer H. Knüppel U. Oetken P. Pleier W. Seifert W. Till IRE Schnittstellen und Kommunikationsstandards ln diesem Vorhaben werden Methoden und Prozessoren zur Übertragung von Information vom Entwurf (CAD) über Planung und Programmierung bis zur Roboter-Steuerung entwickelt. Es ist eingebunden in die externen Projekte - ESPRIT-Projekt NIRO (Neutral Interfaces for Robotics) - KCIM im DIN. Ebenfalls im Rahmen von NIRO wurde ein ICR-Interpreter auf einem IBM-kompatiblen PC in Turbo-C implementiert. Er steuert einen Mitsubishi RV-M1 Kleinroboter. Der roboterunabhängige Teil des Interpreters wurde an die NIRO-Partner weitergegeben und dient als Grundlage für weitere Arbeiten im NIRO-Projekt. Derzeit wird der ICR-Interpreter mit der Robotstar IV-Steuerung der Fa. Reis gekoppelt. Die nun mit einer prototypischen ICR-Schnittstelle versehene Reis-Steuerung soll als Grundlage fürdie Abschlußpräsentation in 1992 dienen. Die bei diesen ArbeHen gewonnenen Erkenntnisse flossen in die Normungstätigkeit ein. Basierend auf dem dabei erarbeiteten Know-How wurden zwei Studien über die Einsetzbarkeil terrestrischer Standards im Weltraumbereich zusammen mit dem lotfür die Firmen Dornier und MBB/Erno erstellt. Veröffentlichungen P21A K. Baumann U. Gengenbach W. Jakob U. Kühnapfel H.-P. Lorenz A. Ludwig E.G. Schlechtendahl W. Seifert E. Stratmanns I. Bey (PFT) U. Frey (PFT) S. Haas (HTL) R. Lutz (HIT) 7

12 17.()3.04 IRE Wissensbasierte Systeme Zielsetzung des Vorhabens ist die Entwicklung von Komponenten der Leittechnik für die Telerobotik, die zu einer ArbeitsstaU on zusammengelaßt werden können. Es handelt sich dabei um verschiedene Simulations- und intelligente Hilfssysteme für die Planung, das Training, die Ausführung und die Fehlerbehebung bei Arbeiten zur Fernhandhabung. Folgende Arbeiten flossen hier ein: Im Rahmen des ESPRIT-li Projektes 5524 "High-Performance Computing for Multidisciplinary Dynamic Simulation" (MDS) wird ein integriertes Software-Werkzeug zur dynamischen Simulation von flexiblen Mechanismen entwickelt und erprobt. Die Entwicklung basiert auf existierender Software aus den Bereichen der Finiten-Elemente-Methode (FEM), der kinematischen Echtzeit-Simulation und -Überwachung (Monitoring), der Dynamik-Simulation und dem Steuerungs- und Reglerentwurf. Ein wichtiger Aspekt des Projekts ist die Anwendung von standardisierten Schnittstellen und Protokollen zum Datenaustausch (STEP) und von Industriestandards zur Software-Entwicklung (UNIX, X-Windows, OSF/Motif). Der augenblickliche Vertrag mit der EG ist im November 1990 in Kraft getreten. ln der ersten Projektphase wurden bisher folgende Teilaufgaben abgeschlossen: a) Festlegung der Systemarchitektur und Einigung unter den Partnern auf die im Rahmen des Projekts zu benützende Hardware und Software; b) Analysedervon den Teilmodulen benötigten Daten, Klärung des Datenflusses zwischen den Modulen und Definition des MDS-Informationsmodells für die Modelldatenbank. Die Definition wurde in EXPRESS und in Form eines STEP-Applikation sprotokolls formuliert; c) Definition der Projekt-Applikationen durch die Anwendungspartner. Ziel eines zweiten Arbeitsfeldes ist die Entwicklung einer multi-medialen Arbeitsstation zur umfassenden Bedienerunterstützung in allen Phasen der Fernhandhabung, nicht nur (wie mit KISMET) bei räumlich schwierigen Bewegungen, sondern bei allen vom Aibeitsablaüf her komplizierten Aufgaben. Das hierfür entwickelte Teilsystem PEXOS (Procedure Editing, Simulation, Execution and Monitaring System) bildet die Basis der prozedur-orientierten Unterstützung und den Schwerpunkt der aktuellen Arbeiten. Die Arbeitsprozeduren werden durch spezielle Petri-Netze modelliert. Bedarf auch wieder einlesen. Über einen speziellen Laserport können diese Bilder auch mit 256 Graustufen auf einem Drucker ausgegeben werden. Zusätzlich wurde eine rechnergesteuerte Einstellung der Bildhelligkeit und des Bildkontrasts implementiert. Diese automatischen Einstellungen können vom Operateur mausgesteuert verändert werden. Die Integration eines zweiten Kameratheodoliten in das GMS-Vermessungsprogramm erlaubt die Koordinatenberechnung der Maßpunkte auch online. Bei ersten Messungen am Handhabungsgerät EDITH wurde das GMS-Prototypsystem eingesetzt. Der EDITH-Arm wurde in unterschiedlichen Stellungen an der Spitze mit bis zu 6 t belastet. in jedes Lager wurden Meßdorne eingesetzt, deren Spitzen mit dem GMS-System vermessen wurden. Aus diesen gemessenen Punkten (durchschnittliche Meßgenauigkeit: ± 0,3 mm) konnten dann die elastischen und plastischen Verformungen in den Lagerachsen bestimmt werden. Die Maßergebnisse stimmen im wesentlichen mit den theoretisch bestimmten Deformationen (s ) überein. Zur Festlegung eines ortsfesten Bezugskoordinatensystems auch für zukünftige EDITH-Vermessungen wurden an den Stahlstützen des HT-Labors spezielle Referenzmarken angebracht. Durch einen hohen Maßaufwand (vier Theodolitstandpunktel konnte ein mittlerer Punktfehler von ± 0,18 mm bei einem Maßraumvolumen von 12x20x7 m 3 erreicht werden. Dieses Ergebnis verdeutlicht die hohe erzielbare Maßgenauigkeit des GMS-Systems. Für das Stereo-Video-Fernmeßsystem wurde das von einem Personal Computer (PC) aus fernsteuerbare Kameraträgersystem (s. Abb.) geliefert und in Betrieb genommen. Es erfüllt die Erwartungen weitgehend und wurde so integriert, daß der Benutzer vom Bildschirm aus die Vermessungsaufgabe vollständig durchführen kann. Veröffent- lichungen P06A P08A B. Halst F. Katz H.G. Krumm U. Kühnapfel K. Leinemann W. Olbrich IRE Fernmeßsysteme (FMS) Das GM S- Fernvermessungssystem (Geometry Measurement System) wurde ausgebaut und verbessert. DerOperateur kann jetzt jede, von der Kamera erfaßte Vermessungsszene auf der Festplatte des Rechners als Pixelbild abspeichern und bei Das ferngesteuerte Kamera-Trägersystem des Stereo-Video-Fernmeßsystems Für die stereoskopische Abstandsmessung als dem kritischen Teil der berührungslosen Einmessung von Objekten wurde eine Option mit automatischem Mustervergleich der Bildausschnitte in der näheren Umgebung des 3D-Meßzeigers realisiert und ausgetestet Hiermit kann die Feinvermessung des Abstandes eines als Bildmuster geeignet erkennbaren Objektes automatisch und, im Vergleich zu rein "manueller" Bedienung, mit verringerter Fehleranfälligkeit vorgenommen werden. Die Auflösung der Abstandsmessung kann aufgrund der bisherigen Erfahrung gut beurteilt werden; sie ist mit 6-fach Zoomobjektiven im Nahbereich (2 bis 4 m Objektabstand) besser als 5 mm und bei 20 m Objektabstand besser als 200 mm. 8

13 Veröffentlichungen P03A G. Class B. Köhler R. Heeg I. Kornelson K. Schramm U. Schygulla (HTL) C. Rösner (HTL) IRE Autonome mobile Systeme Im Rahmen dieses Vorhabens zur Entwicklung von Komponenten für autonome und mobile Systeme konzentriert sich der Beitrag des IRE auf die Entwicklung von Systemfähigkeiten, die es ermöglichen, auf veränderte oder unvorhersehbare Situationen zu reagieren. Das System soll zumindest in begrenztem Umfang in der Lage sein, sich in einer teilweise oder völlig unbekannten Umgebung zurechtzufinden. Grundlage für das adaptive System zur Routenplanung und Fahrzeugsteuerung (ASTRA) ist der Lernalgorithmus LESAK (Lernendes System für Aktionen), basierend auf Genetischen Algorithmen. Durch Überarbeitung von LESAK wurde eine erhebliche Leistungssteigerung erreicht. Erste Messungen lassen ein mindestens 1 Omal schnelleres Lernverhalten erwarten. Das Softwaresystem soll auf einen Parallelrechner (Transputersystem) portiert werden. Das vorhandene Transputersystem wurde erweitert; mit der Implementierung der Kommunikationssoftware fürdie Parallelversion des Lernsystems wurde begonnen. Für erste praktische Versuchewurde ein kleines Laborfahrzeug mit je 16 Ultraschall- und Infrarotsensoren angeschafft (siehe Abbildung). Nach erfolgreicher Inbetriebnahme wird derzeit die Kopplung zum Transputersystem implementiert. Basierend auf dem Konzept eines autonomen Meß- und Rettungsfahrzeuges (EXPLORER) wurde ein Konzept für das Fahr- und Lernverhalten für das Laborfahrzeug entwickelt. Das Fahrzeug soll an Einzelhindernissen trainiert werden und dabei lernen wie es Hindernissen am besten ausweicht. Mit diesem Wisset~ soll es dann in einer für das System unbekannten Umgebung unter Vermeidung von Kollisionen zu einem Ziel fahren. Wenn es dabei auf neue, unbekannte Hindernisse stößt, sollen geeignete Ausweichbewegungen basierend auf den bisherigen Erfahrungen generiert werden. ln einer Ausbaustufe soll das Lernverhalten durch den Aufbau eines Umgebungsmodells (Karte) unterstützt werden. Neu aufgenommen wurden Arbeiten zur Objekt-Erkennung mit Hilfe eines 3D-Laserscanners. Ein Grobkonzept des SOLAR Systems (System for Object Recognition based on Laser Radar) wurde entwickelt sowie ein Simulator zur synthetischen Erzeugung von Abstandsbildern implementiert. Zur Untersuchung verschiedener Glättungsverfahren für verrauschte Bilder wurden erste Arbeiten durchgeführt sowie Module zur Extraktion lokaler Merkmale implementiert. Veröffentlichungen P05A P05B K. Baumann J. Benner M. Gorges-Schleuter W. Jakob E. Stratmanns V. Vogelgesang 18 Projekt Nukleare Sicherheitsforschung (PSF) Physik und Kernüberwachung für Schnelle Brüter IRE Störfalldiagnose, Signalverarbeitung Zur Erhöhung der Zuverlässigkeit und Empfindlichkeit der Methoden zur Störfallerkennung in Schnellen Brütern ist der Einsatz von Diagnosesystemen vorgesehen. Grundprinzip solcher Systeme ist die Bewertung aller zur Verfügung stehenden Informationen über den Anlagenzustand unter Verwendung fortschrittlicher Verfahren der lnformationsverarbeitung, wie z.b. wissensbasierte Entscheidungssysteme. Seit 1987 wird in Zusammenarbeit mit dem IDT und der Firma Interatom ein Prototyp-Expertensystem für die KNKII entwikkelt. Seine Aufgabe ist die zuverlässige und empfindliche Früherkennung von Störungen im Kern und im Primärsystem. Zur Validierung der im System implementierten Wissensbasis wurde in erster Linie der von Interatom entwickelte Analyse Simulator eingesetzt. Die unter Realzeitbedingungen durchgeführten Tests umfaßten sowohl betriebliche Zustandsänderungen als auch störungsbedingte Transienten. Dabei wurden zahlreiche Verbesserungen, insbesondere hinsichtlich Vollständigkeit und Widerspruchsfreiheit, vorgenommen. Da die KNKII nur kurzzeitig in Betrieb war, konnten Tests an der realen Anlage nur im stationären Leistungsbetrieb durchgeführt werden. Dabei wurde festgestellt, daß die natürlichen Fluktuationen der Meßwerte zu einem erheblichen Empfindlichkeilsverlust des Systems führen. Dies macht eine Glättung der Meßwerte vor der Weiterverarbeitung im Expertensystem erforderlich. Alle dem Diagnosesystem zugeführten Meßdaten wurden über einen längeren Zeitraum gespeichert und stehen auch nach der Abschaltung der KNKII für weitere Tests zur Verfügung. Veröffent- lichungen G. Hoffmann K. Schleisiek Laborfahrzeug mit Ultraschall- und Infrarot-Sensoren 9

14 IRE Meßverfahren zur Kernüberwachung, Primärkreiskontamination Zur Gewährleistung von Sicherheit und Verfügbarkeil natriumgekühlter Reaktoren ist es notwendig, Brennstabdefekte möglichsl schnell zu erkennen und ihre Art, Größe und Position im Reaktorkern zu bestimmen. Dies geschieht durch Messung der freigesetzten Spaltprodukte im Primärnatrium und im Schutzgas. Die Arbeiten zu diesem Vorhaben standen in engem Zusammenhang mit dem Betrieb der KNK II. Ein Brennstabschaden führte im Dezember 1990 zu einem Anstieg des DND-Signals (DND = Delayed Neutron Detection). Nach 35 Tagen hatte sich der Schaden so weit entwickelt, daß eine Vorlokalisierung durch Schieflastmessungen möglich war. Obwohl das vorgesehene Schieflastprogramm wegen einer ungewollten Sehneliabschaltung nicht vollständig durchgeführt werden konnte, wurde die Defektposition eindeutig ermittelt. Dies war durch den Einsatz einer verbesserten Version des Kernüberwachungssystems COCOSS (Consulting Core Surveillance Systern) möglich, in derdie räumliche Verteilung der DND-Signale vor Auftreten des Stabschadens berücksichtigt wird. ~ ~ ~ K -//77rl'V70- ~-'-'= I ~ ~-~ ~ V V T ~ ~ I M I I~ ~'' lj~ ~j I?'J 1>51 T I W= ~11~ ~ "'" H ~ a a s rs~,l8 u N '= '~ ~ ~ ~ t\ [\ 'r= tl N N ~--- L,_ Sc hlitzgitter 0 urchflußwächt er E xperi men tierstopfen 8 re nns täbe i nnere BE-Wond T eststab Schlitzgitter r--äußere BE-Wand Drossel 8 E- Eintrittsgitter Experimentierstopfen mit UNi-Spaltproduktquelle auf der zentralen Kernposition der KNK II Der zur Absoluteichung des DND-Systems eingesetzte Experimentierstopfen mit der UNi-Quelle wurde Mitte 1991 von der zentralen Kernposition (s. Abb.) auf eine Randposition umgesetzt. Für die Zentralposition ergab die vorläufige Auswertung, daß die Monitorempfindlichkeit erheblich niedriger ist als angenommen wurde. Wesentliche Gründe hierfür sind, daß wegen einer Störung in den Impulsleitungen der DND-Monitoren die Diskriminatorschwellen erhöht wurden und daß von den Detektoren ein geringeres Primärnatriumvolumen eingesehen wird als früher angenommen. Zur Auswertung der KNK II-Experimente wurden die Fähigkeiten des Programmsystems FICTION 111 erweitert. Es erlaubt nun die direkte Berechnung der Defektgröße und der effektiven Kühlmittellaufzeitvom Schadensort bis zu den DND-Monitoren aus den gemessenen DND-Signalen. Ein Vergleich der mit FICTION 111 erzielten Ergebnisse mit denen des Codes DN/RAT, der vom Argonne National Labaratory für die Auswertung der ln pile-biockadeexperimente (s ) übernommen wurde, zeigte eine gute Übereinstimmung. Veröffent- lichungen P03A G. Hoffmann P03B S. Jacobi 0. Jonatzke G. Schmitz I. Schmuck Sicherheit und Stofffragen von Schnellen Brütern ire Theoretische Arbeiten zur Reaktordynamik- und sicherheil Ziel dieser Arbeiten ist es, verbesserte physikalische Modelle, mathematische Verfahren und Rechenprogramme zu entwickeln, mit deren Hilfe das dynamische Verhalten schneller natriumgekühlter Reaktoren bei Störfällen bzw. bei hypothetischen Unfällen vorhergesagt und analysiert werden kann. Die Notwendigkeit einer kontinuierlichen Weiterentwicklung dieser Methoden ergibt sich zum einen aus den gestiegenen Anforderungen an eine zuverlässige Vorhersage des Verhaltens des Reaktorkerns bei Stör- bzw. Unfällen und zum anderen aus dem besseren Verständnis einzelnerphysikalischer Phänomene aufgrund experimenteller Ergebnisse. Das Brennstab-Deformationsmodell des SAS4A-Rechenprogramms wurde überarbeitet. Die Modeliierung der Rißbildung im Brennstoff, des Brennstoffschwellens durch Spaltgas und feste Spaltprodukte sowie des Hüllrohrschwellens w~:de verbessert. Die Änderungen führten zu einer besseren Ubereinstimmung des Brennstabzustands nach der Vorbestrahlung mit experimentellen Daten. Die Materialdaten in SAS4A wurden überarbeitet, wobei die transienie Beschreibung der Bestrahlungseinflüsse (Brennstoffschwellen durch intragranulares Gas, stationäre und transienie Spaltgasfreisetzung) an die experimentellen Ergebnisse aus den Cabri-1 und Cabri-2-Versuchen angepaßt wurde. Die überarbeitete SAS4A-Version wird KfK-SAS4A genannt. 10

15 Im AIJstausch gegen die vorgenommenen Codeverbesserungen wurden Teile der von PNC/Japan durchgeführten Codeänderungen für die KfK-SAS4A-Version übernommen. Eine neue SAS4A-Version des ANL enthält vereinfachte Modelle zur Brennstoffbewegung im Stab vor dem Versagen (Pinacle) und zum Spaltgasabblasen vor Einsetzen von Brennstoffbewegul1g. ln Absprache mit PNC, CEA und ANL wurde ein Konzept erarbeitet, um die verschiedenen Codeverbesserungen in eine einheitliche neue Referenzversion zu integrieren. Veröffentlichungen U.lmke W. Pfrang P. Royl D. Struwe W. Zimmerer Die Verdrängung des Natriums durch das Abblasen des Spaltgases beim Versagen des Hüllrohres unterhalb der Natrium Siedetemperatur ist ein wichtiges Phänomen, das verstärkt bei durch passive Eigenschaften begrenzten Störtällen auftreten kann. Zur Untersuchung dieses Phänomens wurde das Gasabblasemodell des SAS3D-Rechenprogramms überarbeitet. Das Modell erlaubt die Simulation des Abblasevorgangs bis zur Wiederherstellung normaler Kühlungsbedingungen und berechnet die resultierenden thermischen und neutronen-physikalischen Auswirkungen. Anwendungen auf hoch abgebrannte Stäbe zeigen während des Gasabblasens wegen der niedrigen Leistung passiv begrenzter Störfälle nur geringe Temperaturerhöhungen (< 80 ac) im Hüllrohr. Langsamere Abblasvorgänge führen zu stärkeren Temperaturerhöhungen als schnelle, bei denen das Natrium früher in den Kern zurückkehren kann. Gasabblasen bei erhöhter Leistung, z.b. beim unkontrollierten Reaktitivitätsstörfall, kann die axialen Temperaturprofile im Hüllrohr stark verändern und damit die Dynamik der Rißbildung und -ausbreitung sowie die Brennstoffbewegung wesentlich beeinflussen. Der unkontrollierte Kühlmitteldurchsatzstörfall (UKDS) im LVC Kern (LVC = LowVoid Core) des European Fast Reactor (EFR) wurde mit dem Programm KfK-SAS4A analysiert und mit entsprechenden Untersuchungen von AEA-T (FRAX5B, FRAX5C) und CEA (Physurac) verglichen. Die Untersuchungen konzentrierten sich auf Störfälle, bei denen passive Reaktivitätseffekte durch Kontrollstabexpansion eine Rolle spielen. Wenn es dabei zum Natriumsieden kommt, können sich die Konsequenzen dieses Störfalls verstärken. Ursache dafür sind die weiter in das Kerninnere hereinreichenden Versagensrisse, die sich durch die stärker abgeflachten axialen Temperaturprofile im Hüllrohr ergeben. Sie entstehen durch die Leistungsabschwächung vor dem Siedebeginn als Folge der negativen Reaktivitätsrückwirkungen durch die Kontrollstabexpansion. Größere Unterschiede zwischen den verschiedenen Codevorhersagen traten bereits in der Vorsiedephase auf. Die Beschreibung der Leistungsreduktion durch passive Rückwirkungen stellt dabei besondere Ansprüche an die Brennstabmodelle. Die unsichere Datenbasis für die abbrandabhängigen Stoffdaten bei den hohen Zielabbränden des EFR von bis zu 20 at% macht die Wertung der berechneten Unterschiede schwierig. Das Spektrum der berechneten Verläufe der verschiedenen Codes wird schon zu einem erheblichen Teil durch die unterschiedlichen stationären Ausgangszustände bestimmt. Wegen der bestehenden modellmäßigen Lücken läßt sich derzeit auch auf Basis der vorgenommenen komplementären Beschreibungen mit verschiedenen Codes noch kein Referenzszenario für die Einleitungsphase des UKDS im LVC-Kern des EFR angeben. Generell ist das Potential für energetische Verläufe gegenüber dem Vorläuferkern mit 1.4 m Core Höhe (EFR FCD-Kern) vor allem durch die kleinere Core-Höhe von 1 m verringert. Theoretisch lassen sich energetische UKDS Verläufe aber auch für den LVC-Kern noch nicht mit ausreichender Sicherheit ausschließen IRE Out-cf-pile-Experimente zur Materialbewegung Mit dem Vorhaben SIMBATH (Simulationsexperimente in Brennelementattrappen mit Thermit) werden Materialbewegungen und Blockadebildungen im Einzelkanal und in Brennstabbündeln unter Bedingungen untersucht, die denen bei Leistungsexkursions- und Kühlmitteldurchsatzverlust-Störfällen entsprechen. Zur Simulation des Brennstoffs wird ein Aluminium/Eisenoxid-Thermit eingesetzt. Erstmalig wurde in einem Versuch die Materialumverteilung in einem 37-Stabbündel simuliert. Die eingestellten Randbedingungen entsprachen weitgehend denen, wie sie bei einem Leistungsexkursions-Störtall erwartet werden. Die Detailauswertung konzentrierte sich insbesondere auf dreidimensionale Vorgänge der Materialbewegung und -umverteilung im Bündel. Die durch Expansion des Gases und verdampfendes Natrium getriebene Materialbewegung beschränkte sich in erster Linie auf die den versagenden Stäben benachbarten Unterkanäle. Sobald die Schmelze in die relativ kalten Brutzonen eintrat, bauten sich durch Ausfrieren Teilblockaden auf. Nachfolgendes Material führte zu einem radialen Anwachsen und schließlich zur Ausbildung einer dichten Blockade des gesamten Querschnitts. Die Vermutung, daß bei Auftreten einer Teilblockade die erhöhte GeschvJindigkcit beim Umsträmen ein,1\,usfrieren im verbliebenen Strömungsquerschnitt verhindert, hat sich nicht bestätigt. Das im Experiment aufgetretene Durchschmelzen des Sechskantkastens wurde mit einem hauptsächlich nur Wärmeleitung berücksichtigenden Rechenprogramm analysiert. ln parametrischen Rechnungen wurde gezeigt, daß ein Durchschmelzen in den beobachteten Zeiträumen nurerfolgen kann, wenn durch bewegte Schmelze eine hohe Temperatur und damit ein hoher Wärmefluß am Versagensort aufrecht erhalten wird. Dieses Ergebnis deckt sich mit der Beobachtung, daß der Kasten zu dem Zeitpunkt versagte, als infolge einer stärkeren thermischen Wechselwirkung der Druckaufbau zu einer Bewegung der Schmelze und zu einer Verdichtung der Blockade führte. Am Ende des Versuchs war die Thermitzone von Bündelmaterial nahezuvollständig entleert (s. Abb.). Die Darstellungzeigt die nach dem Versuch gefundene axiale Materialverteilung im Vergleich zur anfänglichen Verteilung. Ein Teil des Materials lagerte sich in den simulierten Brutzonen ab, ein wesentlicher Anteil strömte in die Zwischenelementspalten aus. Das Ausmaß der beobachteten Materialumverteilungen würde im Falle eines Reaktorstörfalles eine sichere Unterkritikalität bewirken. Obwohl das Stabversagen und die Materialbewegungen radial sehr inkohärent waren, unterschieden sich der generelle Ablauf einschließlich des Kastendurchschmelzens, der Blockadeaufbau und die Materialentladung nicht wesentlich von Versuchen mit kleineren Bündeln. Da die Dreidimensionalität soweit of- 11

16 fensichtl ich keine signifikante Rolle für die generellen Abläufe spielt, scheinen Experimente mit noch größerer Stabanzahl nicht notwendig zu sein. 14 ' ! _Untere simulierte BrulzoM Materialdichteverteilung einer 37 Stab-Testsirecke nach einem simulierten Reaktorstörfall Wesentliche, in den SIMBATH-Versuchen beobachtete Abläu fe sind in ln pile-experimenten, wie CABRI, SCARABEE und TRAN, in sehr ähnlicher Weise aufgetreten. Die Nachrechnungen eines Siebenstabexperiments zum Leistungsexkursionsstörfall mit dem Code SIMMER II wurden abgeschlossen. Um das simulierte Spaltgas in der ersten Phase des Stabversagens zu berücksichtigen, wurdedie Rechnung zu einem Zeitpunkt gestartet, an dem die Thermitstäbe bereits auf zehn Prozent ihrer Länge desintegriert waren. Die im Versuch beobachtete Stabzerlegung wurde im Rechenmodell vorgegeben. Die Rechnung wurde bis zu dem Zeitpunkt durchgeführt, bei dem im Versuch Kastenversagen auftrat. Die den Versuchsablauf bestimmenden Vorgänge, wie Austrag der geschmolzenen Materialien aus der Thermitzone, Aufbau von teilweisen Kühlkanalblockaden durch Ausfrieren der Schmelze in den kälteren Bereichen außerhalb der Thermitzone sowie die Druckentwicklung, wurden von der Rechnung befriedigend wiedergegeben. Veröffentlichungen P02A V30714 V30716 A. Kaiser G. Ochs W. Peppier D. Raupp T. Sawada H.Will M.Will IRE In-pile Versuche zum Transientenverhalten Die Arbeiten des IRE zum CABRI-Projekt, das gemeinsam mit dem CEA, der UKAEA und der PNC Japan im CEN Cadarache durchgeführt wird, konzentrierten sich auf die Mitarbeit bei der Vorbereitung bzw. der Interpretation von Experimenten des Programms CABRI-2. Darüber hinaus wurde das vom Argonne National Labaratory übernommene Programm SAS4Aanhand der Ergebnisse des CABRI-1 Programms überprüft und validiert. Der Vergleich von experimentellen Ergebnissen der Versuche des CABRI-1 und des CABRI-2-Programms mit Rechenergebnissen, die mit dem SAS4A-Programm ermittelt wurden, hat eine Vielzahl von Hinweisen ergeben, die zu Modellerweiterungen und Verbesserungen geführt haben (siehe auch ). Im Mittelpunkt dieser Arbeiten standen die Weiterentwicklung der Modelle zur Charakterisierung des Brennstabverhaltens während der Vorbestrahlung und eine weitgehende Überarbeitung des Modells zur Beschreibung der transienten Brennstabmechanik. ln Verbindung mit der direkten Auswertung experimenteller Daten wurden die wesentlichen physikalischen Mechanismen identifiziert, die zum Brennstabversagen unter den unterschiedlich eingestellten Randbedingungen führten. Das Brennstabversagen ist danach insbesondere von den folgenden vier Einflußgrößen bestimmt: (1) der zum Zeitpunkt des Versagens erreichten effektiven Brennstoffschmierdichte; (2) der axialen und radialen Verteilung des zurückgehaltenen Spaltgases und der flüchtigen Spaltprodukte; (3) den Temperatur-, Dosis- und Dehnraten-abhängigen mechanischen Eigenschaften des Hüllrohrs; (4) den aufgeprägten zeitabhängigen Änderungen von Leistung und Kühlmitteldurchsatz. Die Auswertung der experimentellen Ergebnisse hat gezeigt, daß bei Brennstäben mit hohem Abbrand neben dem Druckaufbau in der Schmelzkavität auch das transienie Verhalten von Spaltgasen und flüchtigen Spaltprodukten im festen Brennstoff einen wesentlichen Beitrag zum Brennstabversagen liefert. Die Überprüfung der Modelle zur Beschreibung der Materialumverteilung im Kühlkanal nach Brennstabversagen konzentrierte sich auf die Simulation von Konsequenzen einer Brennstoff-Natrium Reaktion. Mit den zur Zeit verfügbaren Modellen kanri die Materialumverteilung in den ersten ms zufriedenstellend wiedergegeben werden. Für längere Zeiträume von mehreren 1 oo ms wird aber der Materialaustrag aus der Spaltzone überschätzt. Diese Ergebnisse weisen daraufhin, daß die Modellansätze zur Blockadebildung im SAS4A-Programm überarbeitet werden müssen. Im Rahmen des CABRI-2 Programms wurden erstmals Experimente mit langsameren Leistungstransienten (1 % pro Se kunde) durchgeführt. Es wurde das Verhalten von Brennstäben mit Hohltabletten ( Schmierdichte 83,7 %, maximaler Abbrand 4.9 at %) und von Brennstäben mit Volltabletten ( Schmierdichte 91,3 %, maximaler Abbrand 12 at %) verglichen. Der Brennstab mit Hohltabletten erreichte eine maximale lineare Leistung von 1347 W/cm ohne zu versagen. Demgegenüber versagte der Brennstab mit Volltabletten schon bei einer maximalen linearen Leistung von 810 W/cm. Diese Ergebnisse weisen daraufhin, daß Brennstäbe mit Hohltabletten besser geeignet sind, Leistungsüberhöhungen zu ertragen als Brennstäbe mit Volltabletten. Das transienie Brennstabverhalten wird aber auch wesentlich durch den Abbrand beeinflußt. Die experimentellen Ergebnisse des CABRI-2-Programms, das im November 1991 abgeschlossen wurde, haben wesentliche Beiträge zur Datenbasis über das transienie Verhalten von hochabgebrannten Brennstäben geliefert. Die experimentellen Befunde zeigten jedoch auch, daß es notwendig ist, diese Datenbasis weiterhin zu verbreitern. Es wurde daher mit den europäischen und japanischen Partnern ein neu es Programm, das CABRI-FAST Programm, definiert, das sich auf folgende Aspekte des Iransienten Brennstabverhaltens konzentriert: (1) Auswirkungen hohen Abbrands (-15 at %); (2) Verhalten von neuen Hüllrohrmaterialien (PE16); (3) Einsatz axial heterogener Brennstäbe; (4) Brennstabverhalten bei aufgeprägten langsamen Leistungstransienten und (5) bei Leistungstransienten, dietypisch für die frühe Übergangsphase eines Kernzerstörungsunfalls sind. Dieses neue Programm wird 1992 beginnen; es hat eine Laufzeit von etwa vier Jahren. 12

17 Ver(\ffent- lichungen U.lmke W. Pfrang D. Struwe W. Zimmerer IRE In-pile Versuche über Kühlungsstörungen eines einfachen akustischen Modells ergaben für den Bereich der Reaktionszone einen Spitzendruck von ca. 50 bar. Drücke dieser Größenordnung wurden bei keinem der früheren Mol 7C-Experimente beobachtet. Für die während der BNR geleistete hydraulische Arbeit wurde ein Wert von 1 00 J ermittelt. Damit ergibt sich für die Umsetzung der thermischen Energie der BNR von etwa 47 kj in hydraulische Arbeit ein Wirkungsgrad von ca. 0,2 %. Über Nachrechnungen der Experimente Mol 7C/4 und 5 mit dem SIMMER II-Programm wird an anderer Stelle berichtet. Die ln pile-biockadeexperimente Mol 7C werden als gemeinsames Programm vom KfK und SCK!CEN mit Unterstützung des JRC lspra im Reaktor BR2 in Mol/Belgien durchgeführt. Sie di nen der Untersuchung des Verhaltens von natriumgekühlten Brennstabbündeln bei schweren lokalen Kühlungsstörungen. Im Mittelpunkt der Arbeiten standen die Nachuntersuchung des Experiments Mol 7C/6, die Auswertung des Experiments Mol 7C/7 und die Weiterentwicklung und Anwendung des Rechenprogramms SIMMER II. Das Testbündel des 1988 durchgeführten Experiments Mol 7C/6 (Mark la-brennstäbe mit ca. 1 0 at % Abbrand, Zentralblockade) wurde im September 1990 zur Nachbestrahlungsuntersuchung (NBU) von Mol in die Heißen Zellen des KfK transportiert. Die bisher vorliegenden Ergebnisse der NBU lieferten erste Erkenntnisse über Art und Umfang des von der Blockade verursachten Schadens. Aus der Gammaspektrometrie des Bündels wurde unter Einbeziehung der an zwei Vergleichsstäben aus demselben KNK II-Brenneiement durchgeführten Messungen ein Verlustvon ca. 30%desZäsium(Cs) lnventars errechnet. Die Verluste konzentrieren sich auf den 180 mm langen Bündelabschnitt von der Blockade bis zum nächsten Gitterabstandshalter. ln diesem Bereich hat auch die Betatron-Durchstrahlung des Bündels den größten Schadensumfang ausgewiesen. Die Auswertung der DND-Signale (DND = Delayed Neutron Detection) hat ergeben, daß etwa 20 % der Brennstäbe stark geschädigt oder zerstört sind. Aus dem Vergleich mit der oben genannten Cs-Freisetzungsrate folgt, daß offensichtlich auch aus weniger stark geschädigten Bündelbereichen Cs freigesetzt wurde. Dieses Ergebnis ist fürdie Bewertung der radiologischen Folgen von schweren Brennelementschäden von Bedeutung. Im Rahmen der zerstörenden NBU wurden die ersten Querschnitte des Bündels hergestellt. Das Keramografie-Foto des unteren Blockadedrittels (s. Abb.) zeigt wie beim Experiment Mol 7C/4 mit 5 at % Abbrand eine stark asymmetrische Schadensausbreitung bis zu dem auf einer Breite von etwa 15 mm durchgeschmolzenen Bündelrohr. Diese Art der Schadensausbreitung ist offensichtlich typisch für das Aufbrechen einer aus Stahl- und Brennstoffkrusten gebildeten Kaverne. Nach den Ergebnissen der Betatron-Durchstrahlung sind im Bereich hinter der Blockade andere Schadensphänomene und ein größerer Schadensumfang zu erwarten. Die Analyse des Experiments Mol 7C/7 (frische MI< II-Brennstäbe, Wandblockade) wurde fortgesetzt. Die Auswertung der im natriumgekühlten Spalt zwischen dem inneren und äußeren Bündelkasten gemessenen Temperaturen ergab, daß während der thermischen Brennstoff-Natrium-Reaktion (BNR) in der zweiten Phase des Tests an der inneren Oberfläche des Bündelkastens radiale Wärmeströme von maximal700 W/cm 2 auftraten. Abschätzungen zum Druckaufbau in derteststrecke während der akustischen Phase der BNR unter Verwendung Mol 7/C6- Querschnitt durch das untere Blockadedrittel (Keramographie: HVT/HZ) Veröffentlichungen P08A V P11A J. Aberle C. Homann S. Jacobi G. Politzky K. Schleisiek I. Schmuck IRE Anlagendynamik; Verbesserung der passiven Sicherheit Zur Untersuchung der Kühlbarkeil von Brenn- und Brutelementen bei anomalen Betriebsbedingungen wird das Programm BACCHUS weiterentwickelt. ln BACCHUS wird der turbulente Impulsaustausch jetzt halbimplizit behandelt. Im Bereich von Ein- und Auslauf des Bündels wurde die Modeliierung verbessert. Die Modeliierung des turbulenten Impulsaustausches wurde anhand von Experimenten in einem unbeheizten 19-Stabbündel mit und ohne Gitterabstandshalter neu kalibriert. Beim ADI-Verfahren zur Lösung der Druckund Enthalpiegleichung wurde die Behandlung der zyklischen Randbedingungen verbessert. Die Konvergenz der Rechnung und die Rechenzeiten wurden wesentlich beschleunigt. 13

18 Für eine Parameterstudie im Rahmen des EFR-Projektes zur Kühlbarkeil eines 169-Stab-Brutelementes (p/d = 1,06) mit zentraler Blockade über sechs Unterkanäle wurde die Wärmeleitungsgleichung in den ersten beiden Stabreihen erstmals dreidimensional behandelt. Die Abb. zeigt den Vergleich zur bisherigen eindimensionalen Behandlung für einen Fall mit kleinem Restdurchsatz in der Blockade. Die gestrichelten Kurven zeigen die Temperaturen der Brennstabanteile, die zu einem Kühlmittelkontrollvolumen gehören, nach der alten Modellierung; die durchgezogenen Kurven zeigen die Brennstoff Temperaturen Te bei dreidimensionaler Behandlung der Wärme Ieitung. Dazu sind die Natriumtemperaturen TNa eingetragen. Die berechneten Temperaturen in der Blockade sind deutlich niedriger als bei eindimensionaler Behandlung. Ein wesentlicher Teil der in der Blockade erzeugten Leistung wird also bei derartigen Konfigurationen nicht durch das Kühlmittel abgeführt, sondern durch Wärmeleitung in den Brennstäben. Die Kühlbarkeil des Brutelementes und die Brutstabintegrität sind unter den dieser Analyse zugrundegelegten anomalen Betriebsbedingungen nicht gefährdet /' " I \ I \ I \ I ' IRE Experimente zum Verhalten geschmolzener Materialien beim Eintritt in Natrium Das Verhalten geschmolzener Materialien (Brennstoff und Strukturmaterial) bei der Injektion in das Natrium des oberen Plenums wird out-of-pile untersucht. Die schmelzflüssigen Simulationsmaterialien Aluminiumoxid und Eisen werden durch eine Thermit-Reaktion erzeugt und von unten in den mit Natrium gefüllten Versuchsbehälter injiziert. Die Testreihe wurde mit zwei Versuchen fortgesetzt. Der Ablauf früherer Versuche wurde mit Hilfe des AFDM-Codes eingehender analysiert. Erstmals wurde ein Versuch mit dem sogenannten Modulinjektor durchgeführt, bei dem aus einem Bündel von 19 Einzelstäben die mit Gas vermischte Schmelze durch inneren Druck direkt ins Natrium injiziert wird. Da bei dem Versuch nicht alle Stäbe zündeten, kam nur etwa ein Drittel (ca. 500 g) der vorgesehenen Schmelzmasse zur Reaktion und zum Kontakt mit dem Natrium. Im zweiten Versuchwurde~zum vierten Mal der Kompaktinjektor eingesetzt. Aus dem mit Druck beaufschlagten Reaktionstiegel wurden ca. 5 kg Schmelze, diesmal mit überwiegendem Eisenanteil, in 150 kg Natrium von 500 oc injiziert. Es handelt sich um die Wiederholung eines früheren Versuchs unter ähnlichen Bedingungen. Ziel war die Gewinnung von Information zur Reproduzierbarkeil des Ereignisablaufs und der Maßdaten bei dieser Versuchsart. Der Kompaktinjektor ist darauf ausgelegt, möglichst gasfreie Schmelze bereitzustellen. Dieersten Berechnungen mitafdm (siehe Vorhaben INR) und die detaillierte Maßdatenauswertung führten zu dem Schluß, daß die in den Versuchsbehälter injizierte Schmelze einen bestimmten Anteil an nicht kondensierbarem Gas sowie Eisendampf enthält. Die Annahme eines Gasvolumenanteils in der Schmelzevon 20% brachte eine entscheidende Annäherung der Rechenergebnisse an die experimentellen Daten (s. Abb.). Das gemessene Druckprofil während der Injektion, der exponentielle Druckabfall i~ der anschließenden Kondensationsphase und der Kollaps des Dampfvolumens werden in der Rechnung gut wiedergegeben "------~ ~ 0 D g ~Koltops des Dampfvolumens -- Experiment Rechnung 4.0 I --+ radiale Masche lsl Radiale Temperaturverteilung im Brennstoff in der Ebene der maximalen Kühlmitteltemperatur in einem blockierten 169-Stab-Brutelement. Veröffentlichungen V P05A B. Darr Ch. Homann D. Struwe Druckverlauf im Natrium bei einem Versuch mit hohem Eisenanteil in der Schmelze. Vergleich von Experiment und Rechnung Der Verlauf der Drucksignale während der Injektion gibt einen Hinweis auf eine Wechselwirkung zwischen Schmelze und Kühlmittel, die durch Perioden unterschiedlicher Intensität gekennzeichnet ist. Die damit einhergehende, zeitlich und örtlich schwankende Dampfproduktionsrate konnte durch die Darstel- 14

19 lung der zeitlichen und räumlichen Entwicklung der Grenzfläche Z:VIischen Dampf und Flüssigkeit sichtbar gemacht werden. Ve!l'öffent- lichungen V H. Brüggemann F. Huber E. Jenes A. Kaiser G. Ochs W. Peppier N. Prothmann H. Weinhold Thermohydraulik und Nachwärmeabfuhr von Schnellen Brütern IRE Grundlagenuntersuchungen zur Thermo- und Fluiddynamik Die Arbeiten am Rechenprogramm TURBIT zur numerischen Simulation von Turbulenz in Kanalströmungen dienen dazu, die im Rechenprogramm COMMIX-2 verwendeten Turbulenzmodelle auf eine breitere Basis zu stellen. Insbesondere soll mit Hilfe der Ergebnisse aus numerischen Simulationen der Anwendungsbereich der verwendeten Turbulenzmodelle auf Naturkonvektion in Flüssigmetallen erweitert werden. Die dafür notwendige Erweiterung von TURBIT um ein halbimplizites Zeitintegrationsverfahren wurde abgeschlossen. Diese alternativ zum bisher verwendeten vollexpliziten Verfahren implementierte Methode ermöglicht die Verwendung von bis zu einem Faktor 50 größeren Zeitschrittweiten, ohne dadurch für die Turbulenz relevante physikalische Vorgänge zu vernachlässigen. Der zusätzliche Rechenaufwand des halbimpiiziten Verfahrens bieibt durch die Verwendung eines für diesen Zweck modifizierten direkten Poisson-Gieichungslösers sehr gering. Die Einsparung an Rechenzeit erreicht Faktoren von bis zu 40, sodaß nunmehr mit TURBIT effiziente numerische Simulationen von schwach turbulenter Naturkonvektion in Flüssigmetallen möglich sind. Rayleigh-Benard Konvektion in flüssigem Natrium: Isofläche für verschwindende Korrelation der Vertikalgeschwindigkeit mit der Abweichung von der mittleren Temperatur. Zur Verifikation des neuen Verfahrens wurde ein zweidimensionales Testproblem für oszillatorische Konvektion in einem Medium kleiner Prandti-Zahl nachgerechnet. Der Vergleich der Ergebnisse mit denen eines Referenz-Codes sowie mit denen früher mit TURBIT durchgeführter Rechnungen zeigt die Belastbarkeit und Leistungsfähigkeit des semiimpliziten lntegrationsverfahrens. Gegenstand derzeitiger Untersuchungen ist die Naturkonvektion in einer von unten beheizten ebenen, unendlich ausgedehnten Flüssigmetallschicht bei niedrigem Turbulenzgrad. Während die Anforderungen für die räumliche Auflösung der kleinskaligen Geschwindigkeitsfelder recht gut bekannt sind, gibt es im Gegensatz dazu bisher keine Angaben überdie Längenmaßstäbe und Strukturen in dem langwelligen Temperaturfeld. Erste Simulationen zeigen, daß sich bei ausreichend großen Kanälen langwellige Rollenmuster ausbilden, die durch kurzwellige dreidimensionale Störungen verzerrt sind (s. Abb.). Die Ergebnisse dieser Vorstudien bilden die Grundlage für die Festlegung numerischer Parameterfür physikalisch aussagefähige Simulationsrechnungen. TURBIT wurde erneut einer externen Forschungsgruppe zur Verfügung gestellt. Bei der DLR, Hardthausen, soll es für grundlegende Untersuchungen der Vermischungsvorgänge in Brennkammern von Raketenmotoren weiterentwickelt werden. Die um die Beschreibung freier Oberflächen erweiterte Fassung wird auch für KfK von Interesse sein. Veröffentlichungen V P04A P04B F. Bösert G. Grötzbach E. Hesselschwerdt F. Leopold C. Seiter M. Wörner LWR-orientierte Sicherheitsforschung IRE Spezielle thermo- und fluiddynamische LWR-Untersuchungen Die experimentellen und theoretischen Arbeiten innerhalb des NOVA-Vorhabens haben zum Ziel, die physikalischen Mechanismen zu identifizieren, die zu den beobachteten charakteristischen Phasenverteilungen in Blasenströmungen in senkrechten Kanälen führen. Dazu sind umfangreiche Messungen der lokalen Verteilungen und Eigenschaften beider Phasen durchzuführen. Eine der versuchstechnischen Voraussetzungen dabei ist das Erreichen rotationssymmetrischer Gasverteilungen in der Teststrecke, die mit Hilfe computertomografischer (CT) Messungen überprüft werden. Die Abb. zeigt beispielhaft entsprechende CT-Höhenlinienplots, die die Gasverteilungen amteststreckeneintritt ( a) und -austritt {b) kennzeichnen und die guten Symmetrieeigenschaften der Blasenströmung deutlich machen; die Gasverteilung am Teststreckeneintritt läßt die Gaszugabe über sieben Düsen erkennen; sie zeigt am Teststreckenaustritt die für Aufwärtsströmung charakteristische Anhäufung der Gasphase an der Rohrwand. Die experimentellen Untersuchungen der lokalen Eigenschaften der Gasphase in aufwärtsgerichteten Blasenströmungen mit Hilfe von Doppelsensor-Widerstandssonden haben einige wichtige Erkenntnisse gebracht: a) Die Blasengröße beeinflußt den radialen Blasentransport. Oberhalb einer "kritischen" Blasengröße, die abhängig ist von den Strömungsbedingungen, wird die Blasenmigration unterdrückt; b) in der wandnahen Schicht hoher Blasenkonzentration findet Blasenkoalaszens statt; c) unterhalb der genannten "kritischen" Blasengröße hat 15

20 die A.nfangsverteilung der Gasphase am Kanaleintritt keinen Einfluß auf das radiale BlasenhäufigkeitsprofiL Containmentkonzepte für DWR-Anlagen der nächsten Generation IRE Hochenergetische Lastverläufe Es wird pessimistischerweise unterstellt, daß während eines Kernschmelzunfalles im Reaktordruckbehälter eine Dampfexplosion auftritt, die einen erheblichen Teil der Kernschmelze (bis 85 t) mit einer hohen Geschwindigkeit (bis 130 m/s) nach oben schleudert. Es soll nachgewiesen werden, daß der Aufprall dieser Schmelze auf die Innenfläche des Reaktordruckbehälterdeckels diesen nicht loszureißen vermag und somit nicht zu einer Gefährdung des Containments führt. Dabei ist von erheblicher Bedeutung, wie die geometrische Form und die Geschwindigkeit der nach oben geschleuderten Schmelze durch die noch vorhandenen Reaktordruckbehälter-Einbauten beeinflußt werden. Da eine ausreichend genaue rechnerische Beschreibung sehr fraglich erscheint, wurde ein Modellexperiment BERDA im Maßstab 1 : 10 konzipiert. Außerdem wurden anhand der das Problem beschreibenden Bilanz- und Stoffgleichungen Modellgesetze entwickelt, deren Erfüllung die Ähnlichkeit zwischen Modellversuch und Realität sicherstellt, und mit deren Hilfe die experimentellen Ergebnisse auf eine reale Anlage übertragen werden können. Die hierbei untersuchten Phänomene waren: Deformation eines elastisch-viskoplastischen Kontinuums mit isotroper Verfestigung (plastisches Fließen in Abhängigkeit von der Dehnungsgeschwindigkeit), eines elastisch-zeitunabhängig plastischen Kontinuums mit isotroper und kinematischer Verfestigung und einer kompressiblen, linear viskosen Flüssigkeit. Insbesondere wurde auch die Kopplung viskoplastischer Strukturen mit dem Fluid betrachtet. Behälter für Flüssigkeitspfropfen Höhenlinienplots von mit dem Computertomographen gemesse~en Gasverteilungen am Eintritt (a) und Austritt (b) der Nova-Teststrecke Die theoretischen Arbeiten konzentrieren sich auf die Nachrechnungen der NOVA-Experimente mit dem IVA3-Code. Eine Reihe programmtechnischer Arbeiten diente dazu, den Code an die Erfordernisse der Berechnung von Blasenströmungen anzupassen. Verformbare Zunge Veröftentlichungen G. Class F. Eberle G. Gering H. Kruse G. Lang R. Meyder P. Philipp W. Sengpiel 2 Einrichtungen für Vorversuche in unterschiedlichem Maßstab zur Verformung einer Zunge durch einen auftretenden Flüssigkeitspfropfen Die Gültigkeit der Modellgesetze wurde inzwischen in Vorversuchen überprüft. Bei diesen Vorversuchen wurde ein Flüssigkeitspfropfen mit Hilfe eines Fallhammers gegen eine Zunge geschleudert- und zwar einmal in einer Referenz-Geometrie ( Pfropfendurchmesser 1 00 mm) und einmal in einer maßstäblichen Verkleinerung (Längenmaßstab 1 : 4; Pfropfendurchmesser 25 mm). Die gemessenen (plastischen) Durchbiegun- 16