JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK 2009

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1 Sektionsberichte JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK 2009 Teil 1 Traditionell und bewährt gliedert sich die JAHRESTAGUNG KERNTECHNIK in Plenarsitzungen am ersten Veranstaltungstag sowie Fachsitzungen, Technische Sitzungen sowie Sonderveranstaltungen, wie dem in 2009 zum 7. Mal veranstalteten Kernenergie-Campus einer breit angelegten Informationsveranstaltung für Schülerinnen und Schüler Weiterführender Schulen sowie dem Workshop Kompetenzerhaltung in der Kerntechnik ein Präsentationsforum für die Forschungsergebnisse junger Nachwuchswissenschaftler an den 2 Folgetagen. Die Präsentationen des fachlichen Teils der JAHRESTAGUNG KERN- TECHNIK mit den Technischen Sitzungen und Fachsitzungen werden von den Berichterstattern für die atw zusammengefasst. Die folgenden 3 Beiträge dokumentieren die Vorträge der Technischen Sitzungen Thermo- und Fluiddynamik (Thermodynamics and Fluid Dynamics, Sektion 2), Sicherheit kerntechnischer Anlagen Methoden, Analysen, Ergebnisse (Safety of Nuclear Installations Methods, Analysis, Results, Sektion 3) und Brennstoffversorgung, Brennelemente und Kernbauteile (Front End of the Fuel Cycle, Fuel Elements and Core Components, Sektion 4). Die Berichte zu den Sektionen Reaktorphysik und Berechnungsmethoden (Reactor Physics and Methods of Calculation, Sektion 1), Entsorgung radioaktiver Abfälle, Lagerung (Front End and Back End of the Fuel Cycle, Radioactive Waste, Storage, Sektion 5), Betrieb kerntechnischer Anlagen (Operation of Nuclear Installations, Sektion 6), Stilllegung kerntechnischer Anlagen (Decommissioning of Nuclear Installations, Sektion 7), Fusionstechnologie (Fusion Technology, Sektion 8), Forschungsreaktoren, Neutronenquellen (Research Reactors, Neutron Sources, Sektion 9), Energiewirtschaft (Energy Industry and Economics, Sektion 10) und Strahlenschutz (Radiation Protection, Sektion 11), Neue Anlagen und Innovationen (New Build and Innovations, Sektion 12) sowie Ausbildung, Fachkunde und Know-how-Transfer (Education, Expert Knowledge, Know How Transfer, Sektion 13) werden in einer späteren Ausgabe der atw veröffentlicht. Anschriften der Berichterstatter: Sektion 2: Dr.-Ing. Andreas Schaffrath TÜV NORD SysTec GmbH & Co. KG Große Bahnstraße 31, Hamburg Dr. Miks Hartmann Areva NP GmbH Paul-Gossen-Straße Erlangen Dr. Robert Stieglitz Forschungszentrum Karlsruhe Hermann-von-Helmholtz-Platz Eggenstein-Leopoldshafen Dr.-Ing. Thomas Höhne Forschungszentrum Dresden-Rossendorf Bautzner Landstraße Dresden Sektion 3 Prof. Dr. Frank-Peter Weiß Forschungszentrum Dresden-Rossendorf Institut für Sicherheitsforschung, Bautzner Landstraße 400, Dresden Dipl.-Ing. Thorsten Hollands Ruhr-University Bochum (RUB) Energy Systems and Energy Economics (LEE) Universitätsstr Bochum Dr. Víctor Hugo Sánchez Espinoza Forschungszentrum Karlsruhe Institut für Reaktorsicherheit Hermann-von-Helmholtz-Platz Eggenstein-Leopoldshafen Dr. Wolfgang Tietsch Westinghouse Electric Germany GmbH Dudenstraße Mannheim Sektion 4 Dr. Petra Britt Hoffmann Areva NP GmbH Paul-Gossen-Straße Erlangen Dr. H.-G. Sonnenburg Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbh, Forschungsinstitute Garching b. München Sektion 2 Thermo- und Fluiddynamik Thermodynamics and Fluid Dynamics In der Sektion 2, Thermo- und Fluiddynamik,fandenimRahmenderJahrestagung Kerntechnik Technische Sitzungen mit insgesamt 20 Vorträgen statt, von denen 5 in Deutsch und 15 in Englisch gehalten wurden. Die Sitzungen waren mit ca. 50 bis 80 Zuhörern gut besucht. Die Sitzung Strömungskräfte auf Rohrleitungen und Einbauten wurde von H.-M. Kursawe (Areva NP GmbH) geleitet und umfasste 5 Vorträge. Sie wurde von A. Ismaier sowie E. Schlücker (Friedrich Alexander Universität Erlangen-Nürnberg) mit dem Vortrag Untersuchung fluiddynamischer Effekte in Rohrleitungssystemen eröffnet, die den neu etablierten Rohrleitungsversuchsstand (DN 100, PN 64, 75 m Gesamtlänge) am Lehrstuhl für Prozessmaschinen- und Anlagentechnik vorstellten. Aufgrund des flexiblen und sehr vielseitigen Aufbaus bietet vor allem die zeitlich hochauflösende Messtechnik mit Abtastraten von bis zu Hz die Möglichkeit, auch schnelle Vorgänge wie Druckstöße mit extremer Genauigkeit zu erfassen. Die ersten in der Versuchsanlage durchgeführten Versuchsreihen zeigen, dass die im Versuchsstand verwendete Kreiselpumpe hochfrequente Druckschwankungen hervorruft. Die Überlagerung mit zusätzlich im System auftretenden Druckstößen, im vorgestellten Aufbau durch Ventilschnellschluss induziert, kann in einem solchen Kreiselpumpensystem zu starken fluiddynamischen Interaktionen führen, wobei es sowohl zur Dämpfung, als auch zur Verstärkung des Druckstoßes kommen kann. Anschließend berichtete M. Popp (Areva NP GmbH, Erlangen) im Vortrag Optimized Load Calculation in Piping Systems based on New Experimental Data über die intensive Zusammenarbeit der Areva NP GmbH mit dem Lehrstuhl für Prozessmaschinen- und Anlagentechnik der Universität Erlangen (s.o.). An dem dort installierten Rohrleitungsprüfstand werden Messungen durchgeführt, die speziell auf die Belange des Bereichs Fluiddynamik der Areva NP zugeschnitten sind. Um Konservativitäten abzubauen, soll durch die Messergebnisse die Modellierung in Berechnungsprogrammen ergänzend validiert und weiter verfeinert werden. Exemplarisch für die Detailuntersuchungen stellte M. Popp die beobachtete Unterstrukturierung der auftretenden Druckstöße vor. Als Ursache der Unterstrukturierung identifizierten die Kooperationspartner die Sekundärströmung in den Krümmern und belegten dies überzeugend durch Vergleiche zwischen Messung und Rechnung. T. Seitz (Areva NP GmbH, Erlangen) erweiterte anschließend in seinem Beitrag Swing Check Valve Behavior under Transient Flow Conditions Considering Realistic Effects die Darstellung der im zweiten Vortrag durchgeführten Analysen am Beispiel des realistischen Schließverhaltens einer Rückschlagklappe und den dadurch resultierenden Druckstoß. Obwohl die hierfür vorhandenen Berechnungsprogramme wie ROLAST oder S-TRAC seit vielen Jahren erprobt sind, kann für spezielle Lastfälle auch heute noch ein Bedarf an Modellverbesserungen bestehen. Seitz demonstrierte mit den vorgestellten Detailuntersuchungen zum Schließvorgang einer Rückschlagklappe, dass für geringe Druckstöße die Anstiegszeit der Druckflanke 10 ms und mehr betragen kann. Er beschrieb die physikalischen 544 atw 54. Jg. (2009) Heft 8/9 August/September

2 Ursachen und erläuterte begleitet von experimentellen Daten die Implementierung der Modellierung im Programm S-TRAC. Im Anschluss berichtete N. Ben Said (Westinghouse Electric Germany GmbH, Mannheim) über die Modellierung von Speisewasserrückschlagventilen in RELAP5. Um bei instationären Vorgängen in Rohrleitungssystemen eine realistischere Abbildung des Verhaltens von Armaturen und der entsprechend notwendigen aktiven Wechselwirkung mit der Strömung zu erreichen, implementierte Ben Said in RELAP5 ein gedämpftes Rückschlagventil. Zunächst stellte er das mathematische Modell im Detail vor, erläuterte im Anschluss den Aufbau und die Funktionsweise der gedämpften Rückschlagarmatur und stellte anschließend eine Simulation der Rückschlagfunktion eines Speisewasserventils mit RE- LAP5 vor. Abschließend demonstrierte Ben Said durch gute Übereinstimmung der Berechnungsergebnisse mit vorliegenden Messwerten die Funktionsfähigkeit des Modells. Im abschließenden Beitrag der Sitzung Analyses of loads on RPV internals in a PWR due to LOCA considering Fluid Structure Interaction berichteten P. Akimov und L. Obereisenbuchner (Areva NP GmbH, Erlangen) über die realistische Berechnung der Strukturbelastungen auf Reaktordruckbehälter (RDB) und Einbauten nach einem postulierten DWR Kühlmittelverlust-Störfall (Bestandteil des Sicherheitsnachweises für kommerzielle Kernkraftwerke). Im Mittelpunkt der Präsentation stand hierbei die Berücksichtigung von Fluidstruktur Wechselwirkungseffekten (FSI), wie sie zum Beispiel durch das Ausbeulen und die Verschiebung des Kernbehälters sowie die Verformung der rohrförmigen Strukturen im oberen Plenum gegeben sind. Nachdem zunächst Details der zur Modellierung verwendeten Areva Berechnungscodes LOCAFLEX (Analysen der unteren RDB-Einbauten, des RDBs und der Brennelemente) und STRAC/ HAUPT (Einbauten des oberen Plenums) vorgestellt wurden, wurde durch die Gegenüberstellung der maximalen Belastungen mit und ohne FSI anhand eines Beispiels überzeugend demonstriert, dass die Berücksichtigung der FSI zu realistischeren Belastungen auf die RDB-Einbauten führt. Die 2. technische Sitzung mit dem Titel Analysen mit System- und gekoppelten Codes wurde von A. Schaffrath von der TÜV NORD Sys- Tec GmbH & Co. KG geleitet. Im ersten Vortrag der Sitzung berichteten P. Sarkadi und A. Schaffrath (TÜV NORD SysTec GmbH & Co. KG) über die im Rahmen einer Sicherheitsüberprüfung durchgeführte Berechnung eines Dampferzeugerheizrohrlecks mit realistischen Anfangs- und Randbedingungen. Ziel der Analyse war es aufzuzeigen, dass das Kühlmittel nach dem Übertritt von der Primär- auf die Sekundärseite von den Komponenten des Sekundärkreislaufes zurückgehalten wird. Hierzu muss der Druck in dem defekten Dampferzeuger unter dem Ansprechdruck der Sicherheitsventile von 88,3 bar bleiben. Da die Nullförderhöhe der Sicherheitseinspeisepumpen größer als der Ansprechdruck der Sicherheitsventile der Dampferzeuger ist, dürfen diese im Verlauf des Störfalls nicht zugeschaltet werden. Das Zuschalten erfolgt beim Anstehen von 2v3-Notkühlkriterien (Druck im Primärkreislauf kleiner 110 bar, Füllstand im Druckhalter kleiner 2,28 m und Druckaufbau im Reaktorsicherheitsbehälter größer 30 mbar). Bei dem analysierten Ereignisablauf steht nur das erste Notkühlkriterium (Druck im Primärkreislauf kleiner 110 bar) an. Während der Analyse bleiben der Füllstand des Druckhalters oberhalb von 3,6 m und das Sicherheitsventil des betroffenen Dampferzeugers geschlossen. Anschließend präsentierten K. Fischer (Becker Technologies), U. Gall (Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH) und Walter Klein-Heßling (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbh) eine Simulation eines 2F-Bruches einer Frischdampfleitung innerhalb des SHB mit dem gekoppelten Code COCO- SYS-ATHLET. Die Autoren stellten zunächst die Kopplung der Codes vor und präsentierten dann für die Anlage KKK die Simulation eines KMV-Störfalles mit einem 2F-Bruch einer Frischdampfleitung, die sie mit den Ergebnissen einer separaten ATHLET-Simulation verglichen. Die Autoren leiteten aus diesem Vergleich folgende Ergebnisse ab: In der Notkühlphase 1 ist eine gute Übereinstimmung beider Rechnungen vorhanden. Wesentlich für diese gute Übereinstimmung ist, Anzeige atw 54. Jg. (2009) Heft 8/9 August/September 545

3 dass in der Notkühlphase 1 die Druckgradienten an der Bruchstelle in Richtung SHB (Druckkammer) und an den S/E-Ventilen in Richtung Kondensationskammer so groß sind, dass eine stabile gerichtete Strömung berechnet wird. Außerdem wird in diesem Zeitbereich überwiegend Dampf über die Bruchstelle sowie über die S/E-Ventile transportiert. Mit Beginn der Notkühlphase 2 ist der RDB bis auf die Höhe der Frischdampfleitungen geflutet, es ist nahezu der Druckausgleich zwischen dem RDB und dem SHB erreicht, und die Bruchstelle sowie die S/E-Ventile werden im Wesentlichen mit einem Wassermassenstrom beaufschlagt. Im Vortrag OECD Benchmark on Measured Data at NPP Kalinin Unit 3 and GRS/KI Results by the Coupled System Code ATHLET/ BIPR-VVER gaben S. Nikonov, M. Lizorkin (Kurchatov Institute), V.A. Tereshonok (VNIIAES) und K. Velkov und A. Pautz (Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbh) einen Überblick über ein neues OECD/NEA Benchmark, in dem gekoppelte Codes für WWER-1000 Reaktoren gegen Messwerte des Kraftwerks Kalinin Block 3 validiert wurden. Als Transiente wurde das Abschalten einer Hauptkühlmittelpumpe bei Nominalleistung gewählt, da es hierbei zu unsymmetrischen Kernzuständen mit einer Vielzahl von Parameteränderungen kommt. Die experimentellen Daten der Transiente sind gut dokumentiert. Die Messungen wurden mit einer hohen Messfrequenz aufgenommen, die Unsicherheiten sind für nahezu alle Parameter ausgewiesen, sodass die Transiente nicht nur zur Validierung von gekoppelten Codes, sondern auch für eine Unsicherheitsanalyse im Rahmen des NEA/OECD LWR Uncertainty Analysis in Modelling (UAM) Benchmark herangezogen wurde. Die Autoren präsentierten erste Vergleiche von Messwerten mit integralen und lokalen neutronenkinetischen sowie thermohydraulischen Parametern, die mit dem gekoppelten Code ATHLET/BIPR- VVER berechnet wurden. Diese zeigen eine gute Übereinstimmung. Die 3. technische Sitzung mit dem Titel Neue Experimente, Ergebnisse und Modelle wurde von R. Stiegnitz vom Forschungszentrum Karlsruhe geleitet. In Full scale steady state component tests of the SWR 1000 Fuel Pool Cooler at the INKA test facility berichten F. Maisberger, S. Leyer, B. Schaub, W. Brettschuh, T. Wagner, M. Doll, M. Wich, H. Schäfer (Areva NP GmbH, Offenbach) und J. Unger (TU Darmstadt) über den Siedewasserreaktor SWR1000, bei dem neben bewährten aktiven auch innovative passive Sicherheitssysteme eingesetzt werden. Eines der Sicherheitssysteme ist das Nachwärmeabfuhrsystem für abgebrannte Brennelemente, die im Abklingbecken gelagert werden. Dieses wurde am INKA (Integral Teststand Karlstein) Versuchsstand im Maßstab 1:1 aufgebaut und getestet. Die Autoren stellen in ihrem Vortrag erste Versuchsergebnisse vor, wobei eine Dampfinjektion im unteren Plenum des Brennelementepools als Simulator der Wärmequelle diente. In der mit Thermoelementen auf unterschiedlichen Höhen versehenen Teststrecke wurde als Referenzfall des Funktionsnachweises eine 2-MW-Dampfinjektion bei einer Kühlwassereintrittstemperatur von 25 C in den oben im Pool angebrachten Rohrbündelwärmetauscher untersucht. Für diesen Referenzfall stellte sich bereits nach 600 s ein stationärer Endzustand ein. Hinsichtlich des Integralverhaltens dieses Systems wie der Wärmeabfuhrkapazität konnte sowohl für den Referenzfall wie auch eine Vielzahl anderer Messungen eine gute Übereinstimmung mit den Auslegungsdaten des Kühlers gezeigt werden. In Zukunft sollen die Daten der lokalen Temperaturmessinstrumentierung als Validierungsgrundlage eines zu erstellenden CFD-Modells dienen. In Comparison of air/water and steam/water flooding experiments in a model of the hot leg of a PWR stellten C. Vallée, T. Seidel, D. Lucas, M. Beyer, H. Pietruske, P. Schütz und H. Carl (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.v., Dresden) neue experimentelle Untersuchungen zur Bestimmung der Gegenstrombegrenzung (CCFL) bei sog. Reflux Condenser Betrieb vor. Hierbei ist eine ausreichende Kühlung des Kerns nur dann gewährleistet, sofern die CCFL nicht erreicht wird. Am Forschungszentrum Dresden-Rossendorf wurde ein derartiges Unfallszenario bei reaktortypischen Drücken und Temperaturen in einer skalierten komplexen Geometrie (1:3) mithilfe von Luft-Wasser- (bei niedrigen Drücken) Wasser-Dampfversuchen experimentell vermessen. Vallée zeigte einen Vergleich der experimentell erzielten Ergebnisse mit denen einer numerischen Simulation bei einem definierten Referenzfall (p = 50 bar, T = 262 C) auf. Im ersten Schritt charakterisierte er den Ablauf der 3 Phasen eines CCFL-Scenarios anhand der Messergebnisse von Druckdifferenz, Dampfdurchsatz sowie der Höhenstände in Dampferzeuger und Druckbehältersimulator und belegte diese durch Hochgeschwindigkeitskameraaufnahmen. Eine Analyse der Ergebnisse mithilfe des Wallis-Parameters (oder dimensionsloser Leerrohrgeschwindigkeit) zeigt eine deutliche Abnahme der Gegenstrombegrenzung mit zunehmendem Wasserstrom, aber auch einen deutlichen Unterschied der Wasser- Luft- zu den Wasser-Dampfexperimenten. Während der Wallis-Parameter im Wesentlichen den Druck (über die Fluiddichten) berücksichtigt, kann mit Hilfe der Kutateladze-Zahl auch der Einfluss der Oberflächenspannung berücksichtigt werden; aber auch die Zuhilfenahme dieses Parameters kann die Diskrepanz zwischen den Experimenten nicht erklären. Da die Kondensation des Dampfs als Ursache des beobachteten Unterschiedes ausgeschlossen werden kann, wurde eine multiplikative Viskositätsergänzung des Wallis-Parameters untersucht, da sich die Viskosität des Wassers im untersuchten Parameterbereich um eine Größenordnung ändert. Durch diese Ergänzung konnte eine gute Übereinstimmung experimenteller und analytischer Daten erzielt werden, die durch Ergebnisse eines weiteren in der Literatur dokumentierten Experiments erhärtet werden. Die Implementierung dieses ergänzten Wallis-Parameters in den eindimensionalen Systemcode RELAP5 zeigt, dass die bisherigen auf Wasser-Luft-Experimenten basierten Reaktorsicherheitsberechnungen konservativ sind. Anschließend verglichen E. Bubelis, M. Schikorr (Forschungszentrum Karlsruhe GmbH, Karlsruhe) in Proposal for Best Fit Wire Wrapped Fuel Bundle Friction Factor and Pressure Drop Prediction using Rehme Friction Factor Correlations unterschiedliche Druckverlustbeziehungen bei mittels Drahtabstandshaltern geführten Brennelementen mit den in der Literatur verfügbaren experimentellen Ergebnissen für Wasser, Luft und Natrium und analysierten die Korrelationen hinsichtlich ihres Konfidenzintervalls bei unterschiedlichen Reynolds-Zahlen. Die Arbeiten sind essenziell für die Auslegung von Brennelementen. Die Druckverlustbeziehungen wurden in den validierten Code SIM-ADS implementiert und die numerischen Ergebnisse mit den lokal vorhandenen Experimentdaten von Choi verglichen. Dabei zeigte sowohl lokal als auch global die von Rehme entwickelte Korrelation die beste Übereinstimmung mit den Experimenten; dies gilt nicht nur für Wasserexperimente, sondern auch für die Medium Luft und Natrium. Die Rehme-Druckverlustkorrelation sollte daher bei allen Drahtabstandhaltern geführten thermohydraulischen Brennelementauslegungen als Referenzbeziehung herangezogen werden. Die 4. technische Sitzung der Sektion 2 beschäftigte sich mit der Anwendung von CFD-Methoden für den Kern sowie den Primärkreislauf von LWR und wurde von T. Höhne vom Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.v. geleitet. Im ersten Vortrag von U. Bieder, F. Ducros, G. Fauchet, P. Quéméré (CEA Grenoble)mitdem Titel CFD Investigations of a Full Scale Helical Wire-Wrapped 61-Pin Fuel Bundle by Using the Code TRIO_U wurden generische Untersuchungen zum thermohydraulischen Verhalten eines 1:1 skalierten Rohrbündels mit spiralförmig angeordneten Drähten mit dem CFD-Code TRIO_U an der CEA Grenoble vorgestellt. Die Autoren beschrieben in ihrem Vortrag das numerische Modell, die Vernetzungsstrategie sowie auch Sensitivitätsstudien zu physikalischen Modellen und Vernetzungsparametern. Nach einer umfangreichen Validierung des Modells wurde der Hot Spot des 61 Pin Brennelements mit 9 spiralförmig angeordneten Drähten bei inhomogenem Aufheizen vorausgesagt. Die Analyse benötigte ein Netz mit 200 Mio. Zellen und 10 CPU-Tagen Rechenzeit auf Prozessoren. Die Autoren stellten abschließend fest, dass die Standardversion von TRIO_U auch derart große Aufgabenstellungen korrekt behandeln kann. Im 2. Vortrag referierten M.H.C. Hannink, A.K. Kuczaj, F.J. Blom, J.M. Church und E.M.J. Komen (Nuclear Research and Consultancy Group, Petten) über die CFD-FEM Coupling for Accurate Prediction of Thermal Fatigue. Die Autoren präsentierten eine Strategie zur Untersuchung thermischer Ermüdungserscheinungen von Strukturen bei komplexen Vermischungsproblemen in Kernkraftwerken. Diese beinhaltet die Kopplung von CFD- und FEM-Methoden. Diese Vorgehensweise wurde anschließend an einer Nachrechnung eines Experimentes erläutert. Der Versuchstand beinhaltete ein T-Stück, in welchem sich heißes und kaltes Wasser turbulent vermischte. Als Ergebnis der Analysen konnte gezeigt werden, dass bei den gegebenen Temperaturen im T-Stück keine thermischen Ermüdungserscheinungen auftreten. Anschließend berichteten M. Schmidtke und D. Danciu (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf) über Empirical and Numerical Studies on Gas Entrainment by Impinging Jets. Diese sind bei verschiedenen Szenarien der Reaktorsicherheit, in denen Wasserstrahlen auf freie Wasseroberflächen treffen (z.b. ECC-Einspritzung in einen nur teilweise gefüllten Heißstrang) von Bedeutung. In dem Experiment wurden die Wasserstrahlen mit einem Anfangsdurchmesser von 6 mm aus Höhen zwischen 1 bis 25 cm und mit Geschwindigkeiten zwischen 1 bis 3 m/s mit Anfangsgeschwindigkeiten zwischen 1 bis 3 m/s senkrecht in ein halbgefülltes Acrylglasbecken geschossen. Mittels einer Hochgeschwindigkeitskamera wurde die Strahlstruktur oberhalb der Wasseroberfläche gefilmt. Des Weiteren wurde sofern es zum Gasmitriss kam die Entwicklung der Blasenfahne unter dem Wasserspiegel verfolgt. Der Gasmitriss kann durch langwellige Instabilitäten (Ausbauchungen des Strahls) oder kurzwellige Störungen der Strahloberfläche (Kapillarwellen) hervorgerufen werden. Blasenfahnen mit größerem Gasgehalt dringen in der Regel weniger tief unter die Wasseroberfläche als solche mit geringerem 546 atw 54. Jg. (2009) Heft 8/9 August/September

4 Gasgehalt. CFD Simulationen zu den Blasenfahnen zeigten, dass die Struktur der Blasenfahnen wesentlich von der Liftkraft beeinflusst ist, durch die kleineren Blasen lange Zeit in der Nähe der Strahlachse festgehalten werden können. E. Krepper (Forschungszentrum Dresden- Rossendorf e.v.) sowie S. Alt und St. Renger (Hochschule Zittau/Görlitz) berichteten dann über den Einfluss des Mitrisses von Luft auf das Wasser-Strömungsfeld bei einem Jet. Der Vortrag umfasste experimentelle Ergebnisse sowie CFD- Untersuchungen zum Jet zur Klärung derzeit noch offenen Fragen beim Isoliermaterialtransport im Sumpf eines DWR. Die durch den Jet nach einem Kühlmittelverluststörfall in die Wasservorlage im Sumpf eingetragene Luft steigt auf und übt einen Impuls auf das umgebende Wasser sowie auf das sich herausbildende Strömungsfeld aus. Dadurch werden die Transportwege und die Ablagerungsgebiete eingetragener Fasern beeinflusst. Mittels CFD-Analysen konnten experimentell bestimmte Ablagerungsbilder von Fasern im Modellsumpf gut berechnet werden. Somit sind nach Ansicht der Autoren CFD-Methoden zur Untersuchung derartiger Fragestellungen geeignet. Y. Liao und D. Lucas (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.v.) diskutierten in Breakup and Coalescence for Turbulent Air-Water Mixtures in a Vertical Pipe Modelle zur Beschreibung der Koaleszenz bzw. des Zerfalls vom Blasen für turbulente Luft-Wassergemische in einem vertikalen Rohr. Diese Modelle stellen derzeit einen Schwachpunkt bei der Modellierung von polydispersen Blasenströmungen dar. Die Autoren präsentieren in ihrem Beitrag zu diesem Thema neue Schließungsmodelle, die verschiedene Mechanismen (u.a. turbulente Fluktuation, laminare Scherung, Nachlaufentrainment, Wirbeleinfang, Auftrieb und Grenzflächenschlupf) berücksichtigen. Des Weiteren wurden die neuen Modelle in ein einfaches Modell für eine vertikale Rohrströmung implementiert und die Entwicklung der Blasengrößenverteilung und des radialen Gasgehalts in Strömungsrichtung untersucht. Die Simulationsergebnisse zeigen, dass bei den niedrigen Gasleerrohrgeschwindigkeiten die eingespeisten Blasen klein sind und eine Blasengrößenverteilung mit einem engen Spektrum vorliegt. Hierbei wird die Entwicklung der Strömung wesentlich durch die Koaleszenz bestimmt. Bei großen Gasleerrohrgeschwindigkeiten entstehen große Blasen. Das Spektrum der Blasengrößenverteilung ist breiter und der Zerfall spielt folglich eine wichtige Rolle. Ein abschließender Vergleich mit experimentellen Daten der Versuchsanlage TO- PFLOW zeigt eine gute Übereinstimmung. Das vorgestellte Modell gibt z.b. auch die radiale Migration der Blasen vom Gaseinspeiseort zu dem Rohrzentrum gut wieder. Im Beitrag Experimentelle und numerische Analyse der Kühlmittelvermischung in WWER-1000 Reaktoren im Rahmen des TA- CIS Projektes R2.02/02 stellten T. Höhne und U. Rohde (Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.v.), D. Melideo, F. D Auria (Universitá di Pisa) sowie A. Shishov und E. Lisenkov (FSUE OKB Gidropress) die Nachrechnung eines Pumpenstartexperiments mit Einspeisung eines Tracerpfropfens an der Gidropress Vermischungsanlage im Rahmen des TACIS-Projektes R2.02/02 mit dem CFD-Code ANSYS CFX vor. In dem Beitrag werden die numerischen Resultate mit den experimentellen Daten verglichen, die an verschiedenen Positionen am Kerneintritt gemessen wurden. Die Untersuchung der Vermischung erfolgt anhand eines Tracers (verdünnte Salzlösung) und der Messung der Leitfähigkeit des Fluids. Die numerischen Resultate zeigten eine gute qualitative Übereinstimmung mit dem Experiment, insbesondere wurde die Morphologie der Konzentrationsverteilung am Kerneintritt richtig beschrieben. Ein quantitativer Vergleich der maximalen Tracerkonzentrationen über der Zeit ergab ähnliche Verläufe und eine Abweichung im Maximalwert von nur 5 %. Die Ergebnisse der Experimente und CFD-Rechnungen fließen in ein Modul ein, welches in Systemcodes für Störfallanalysen integriert werden kann. Über eine verbesserte Beschreibung der Vermischung wird eine realistische Störfallsimulation erreicht. Anschließend referierten B. Schramm und J. Stewering von der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbh, Köln über das Thema Modeling of Hydrogen Combustion with CFX. Derzeit validiert die GRS den CFD-Code CFX u.a. für die Simulation der turbulenten Wasserstoffverbrennung. Im Rahmen dieser Arbeiten wurden mehrere an der russischen RUT-Anlage durchgeführte Versuche (HYCOM01, HYCOM02, HYCOM13 und HYCOM 14) nachgerechnet. Diese Versuche wurden mit Wasserstoffkonzentration zwischen 10 und 11,5 % und in verschiedenen Geometrien durchgeführt. Bei den Analysen wurden 2 verschiedene in CFX-11 implementierte Verbrennungsmodelle das Eddy-Dissipation sowie das Burning-Velocity Modell getestet. Der Vergleich der Druck-Zeit-Verläufe und der Flammenankunftszeiten an verschiedenen Messstellen zeigt, dass die turbulente Verbrennung besser mit dem Burning-Velocity Modell simuliert wird. In Asymmetrische Temperaturprofile in Transport- und Lagerbehältern für radioaktive Stoffe unter Routine-Beförderungsbedingungen stellen C. W. Bletzer, U. Zencker und H. Völzke (Bundesanstalt für Materialforschung und prüfung, Berlin) die Entwicklung und Anwendung von Berechnungsmodellen zur Ermittlung der maximalen Temperaturen an Transportund Lagerbehältern für stark Wärme entwickelnde radioaktive Abfälle vor. Bei der Modellierung resultiert aus der strukturellen Abbildung des Behälterinventars sowie Umgebungsbedingungen eine signifikante Beeinflussung der Wärmeabfuhr nach außen. Die Autoren zeigen, dass stark vereinfachte Modelle mit homogenisierter Wärmelastverteilung die tatsächlichen Verhältnisse unterschätzen. Sie bilden daher in ihrem Modell den Tragkorb, die Verschiebungen des Tragkorbes sowie der hierin befindlichen Glaskokillen und die Umgebungsbedingungen (u.a. die Umströmung des Behälters unter einer Schutzhaube sowie die Sonneneinstrahlung) sukzessive ab. Es zeigt sich, dass sich daraus resultierende Effekte stellenweise überlagern, wobei eine reine Addition der einzelnen Effekte jedoch die maximale Temperatur überschätzen würde. In dem von den Autoren vorgestellten CFD- Modell werden alle zuvor genannten Effekte gleichzeitig in geeigneter Form berücksichtigt und so realistische sicherheitstechnische Aussagen abgeleitet. Im abschließenden Vortrag der 4. Sitzung berichteten A. Onea und M. Böttcher (Forschungszentrum Karlsruhe GmbH) über CFD Untersuchung der Strömungsvermischung in der THAI Anlage Experiment TH 20.2 Das von Becker Technologies durchgeführte Experiment TH 20.2, welches die Erodierung einer anfänglich stabilen Helium-Luft-Schichtung mittels eines vertikalen Luft-Freistrahls untersucht, wurde mit dem CFD-Code ANSYS-CFX analysiert. Die Strömung im Experiment wurde als mehrkomponentige, turbulente Auftriebsströmung abgebildet. Des Weiteren wurden in den für die Analysen verwendeten Turbulenzmodellen (u.a. das k- -, das SST-, das RS-Modell) zusätzliche Produktions- und Dissipationsterme für die turbulente Schwankungsenergie der Auftriebsströmungen berücksichtigt. Die Autoren bilden den axialen und azimutalen Impulseintrag des Gebläses zur Erzeugung des Luftstrahls durch eine volumetrische Impulsquelle ab, wobei eine z.t. gute Übereinstimmung mit gemessenen Geschwindigkeitsprofilen im Freistrahlbereich erzielt wird. Die CFD-Simulationen zeigen insbesondere in Bereichen mit einer großen mittleren Strömungsgeschwindigkeit qualitativ Übereinstimmung mit Messungen. Generell wird die Vermischung von Helium und Luft deutlich unterschätzt, was sich in einer um bis zum Faktor 3 zu geringen vertikalen Fortpflanzungsgeschwindigkeit der Mischfront zeigt. Eine Variation der Gittergröße, unterschiedliche Turbulenzmodelle sowie die Variation der turbulenten Schmidt Zahl haben zu keiner signifikanten Verbesserung der Simulationsergebnisse geführt. Lediglich die Verwendung eines Donor- Cell-Verfahrens 1. Ordnung zur räumlichen Diskretisierung hat zu geringfügigen Verbesserungen geführt, was jedoch lediglich auf die erhöhte numerische Diffusion des Diskretisierungsverfahrens zurückzuführen ist und keine grundlegende Verbesserung der Modellierung darstellt. Die Simulationen zeigen, dass für eine quantitative Simulation stark anisotroper Mischvorgänge in von Auftriebskräften dominierten Strömungen signifikante Verbesserungen an den zur Verfügung stehenden Turbulenzmodellen vorgenommen werden müssen. Sektion 3 Sicherheit kerntechnischer Anlagen Methoden, Analysen, Ergebnisse Safety of Nuclear Installations Methods, Analysis, Results Die von Prof.F.P.Weißgeleitete Technische Sitzung zum Thema Schwere Störfälle umfasste insgesamt 5 Vorträge. Sie wurde mit dem Beitrag von S. A. Kulyukhin (Russische Akademie der Wissenschaften) und dessen Koautoren aus anderen russischen Institutionen, darunter ATOMENERGOPROJEKT, eröffnet. S. A. Kulyukhin stellte unter dem Titel New Approaches for Decreasing of Environmental Emergency Contamination During Severe Accidents at Nuclear Power Plants 2 passiv wirkende Systeme zur Wärmeabfuhr aus dem Primärkreis bzw. zur gefilterten Druckentlastung des Containments bei einem schweren Störfall vor. Das passive Druckentlastungssystem führt das Dampf-Luft-Gemisch aus dem Containment zunächst über einen Grobfilter zur Abtrennung größerer Partikel sowie über mehrere Wärmetauscher und einen Kondensator schließlich auf das Sorptionsmodul. Mithilfe einer zwischengeschalteten Strahlpumpe wird auch Gas aus Anlagenräumen bzw. dem Ringspalt, bei einem doppelschaligen Containment, abgesaugt und dem Gasstrom aus dem Containment zugesetzt. Dadurch wird insgesamt ein Dekontaminationsfaktor von 105 oder mehr für radioaktive Aerosole und alle Iodformen vor der Abgabe an die Atmosphäre erreicht. Das passive System zur Wärmeabfuhr aus dem Primärkreis ist an die Dampferzeugersekundärseite angeschlossen. Bei Normalbetrieb ist dieses System wirkungslos. Erst bei Verlust der Hauptwärmesenke wird die Wärme aus dem Sekundärkreis über einen passiven Wärmetauscher an die Atmosphäre im Ringspalt des doppelschaligen Sicherheitsbehälters abgeführt. Das erwärmte 548 atw 54. Jg. 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