Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten

KfK4837 März 1991 Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1990 Institut für Reaktorentwicklung Kernforschungszentrum Karlsruhe.

KfK4837 Ergebnisbericht über Forschungs-und Entwicklungsarbeiten 1990 Institut für Reaktorentwicklung Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

Als Manuskript vervielfältigt Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 7500 Karlsruhe 1 ISSN 0303-4003 ISSN 0176-0246

Institut für Reaktorentwicklung () Leitu11g: Prof. Dr. D. Smidt Im lnstiut für Reaktorentwicklung werden überwiegend Forschungs- und Entwicklungsaufgaben aus den Bereichen der Energietechnik und Handhabungstechnik bearbeitet. Die Arbeiten laufen im Rahmen der Schwerpunkte "Projekt Kernfusion", "Festkörper- und Materialforschung", "Handhabungstechnik', "Projekt Nukleare Sicherheitsforschung" sowie "Sonstige Forschungsvorhaben". Ein großer Teil der theoretischen und experimentellen Vorhaben wird in Zusammenarbeit mit anderen Instituten und externen Institutionen durchgeführt. Die Beiträge zum Projekt Kernfusion beziehen sich auf spezielle Fragen zur Auslegung des Vakuumsystems, den Entwurf und die Werkstoffauswahl für hochbelastete Komponenten sowie auf Sicherheitsfragen. Werkstoffproben aus 30 verschiedenen Materialien auf Kohlenstoffbasis wurden in einer Plasmaspritzanlage einem Vergleichstest unterzogen. Die Ergebnisse zeigen die Notwendigkeit der Weiterentwicklung von Werkstoffen mit verbesserter Wärmeleitfähigkeit. Das modulare Programmsystem zur Untersuchung des Verhaltens unkontrolliert wachsender normalleitender Zonen in einer supraleitenden Spule wurde erweitert und erlaubt jetzt die Analyse komplexer Störfälle in den Magneten. Untersuchungen zur mechanischen Integrität des Verbandes der Toroidalfeldspulen weisen darauf hin, daß das aus den inneren Gehäuseschenkeln der Spulen gebildete Gewölbe insbesondere gegen störfallbedingte Belastungen ausgelegt werden muß. Mit Zuverlässigkeitsuntersuchungen konnten wichtige Hinweise für den Entwurf von Blanke!- und Magnetsystemen gegeben werden. Zum Arbeitsschwerpunkt Festkörper und Materialforschung wurde ein visko-plastisches Stoffmodell zur mechanischen Analyse von Bauteilen unter komplexer Beanspruchung auf seine Verträglichkeit mit elementaren physikalischen Gesetzen untersucht. Die Beiträge zum Arbeitsschwerpunkt Handhabungstechnik beziehen sich auf spezifische Anforderungen der Kernfusion mit Anwendungen bei JET und NET, auf die Entwicklung von Systemlösungen für flexible Techniken zur Anwendung im industriellen Bereich sowie auf die entwicklungsbegleitende Normung. Eine Studie zum Leitsystem einer Arbeitsstation für die Fernhandhabung bei NET wurde abgeschlossen. Standardwerkzeugfür die Arbeitsstation ist das System KISMET zur räumlichen Simulation der Arbeitsszenen. Die Steuerung und Regelung des Vielgelenkmastes EMIR wurden weiter verbessert. Praxisnahe Anwendungen wie Abtragen von Beton mit einem Hochdruckwasserstrahl demonstrierten die Fähigkeiten des Gesamtsystems und gaben Anlaß zu einer verbesserten Führung des Werkzeugs. in der CATROB-Anlage, die der Entwicklung von Methoden zur Programmierung und Überwachung autonom arbeitender Fernhandhabungssysteme dient, konnte das koordinierte Arbeiten von Roboter und Trägersystem demonstriert werden. Die Methodenentwicklung zur lnformationsübertragung im Roboterbereich konnte verstärkt in externe Projekte sowie in nationale und internationale Normungsaktivitäten eingebracht werden. Für das Projekt Nukleare Sicherheitsforschung laufen Untersuchungen zum dynamischen Verhalten schneller Reaktoren unter Störfallbedingungen, zur möglichen Ausbreitung lokaler Kühlungsstörungen im Reaktorkern sowie zur Kernüberwachung. Das Verfahren der Messung verzögerter Neutronen zum Nachweis von Brennelement-Hüllschäden hat seine Leistungsfähigkeit erneut in der KNK unter Beweis gestellt. Die Verfahren und Rechenprogramme zur Analyse des dynamischen Kernverhaltens wurden kontinuierlich weiterentwickelt und für Untersuchungen insbesondere zum "European Fast Reactor" eingesetzt. Die Fähigkeiten von unterschiedlichen Programmen zur Unfallanalyse wurden an Fallbeispielen und Nachrechnungen von Experimenten überprüft. in der SIM BATH-Versuchsanlage wurden erstmalig mit einem 37-Stabbündel Materialumverteilungsvorgänge untersucht. Die dabei aufgetretene fast vollständige Entleerung der Thermitzone bedeutet für Reaktorverhältnisse eine sichere Unterkritikalität Bei der Injektion von hocherhitzter Schmelze in flüssiges Natrium zur Untersuchung der thermischen Wechselwirkung in der THINA-Anlage wurden niedrige Raten bei der Umwandlung von thermischer in mechanische Energie beobachtet. Erste Ergebnisse der Nachuntersuchungen des "in-pile"-experiments Moi7C/6 bestätigen die starke Abhängigkeit des Schadensverhaltens vom Abbrand. Das Projekt Nukleare Sicherheitsforschung umfaßt neuerdings auch die Entwicklung von Containmentkonzepten für DWR-Anlagen der nächsten Generation. in diesem Zusammenhang wird unter anderem die mechanische Beanspruchung des Reaktordruckbehälters bei einer postulierten Dampfexplosion untersucht. Die Beiträge zum Arbeitsschwerpunkt Sonstige Forschungsvorhaben sind teils grundlagen-, teils anwendungsorientiert Ein am Institut entwickeltes Programm wurde erneut im Auftrag des TÜV zur Berechnung der Störfallbeanspruchung von Druckbehälter-Einbauten eines DWR eingesetzt. Nach dem Stand vom 31.12.1990 sind im Institut 107 Mitarbeiter beschäftigt, darunter 52 Akademiker, 26 Ingenieure und 29 sonstige Mitarbeiter. Hinzu kommen drei Gastwissenschaftler, ein Doktorand sowie vier Angehörige des Instituts für Reaktortechnik der Universität Karlsruhe, mit dem eine enge wissenschaftliche Zusammenarbeit besteht.

, 4 03 03.01 Projekt Kernfusion (PKF) Entwurfsstudien zu Fusionsanlagen 03.01 ~01 Studien für NET/ITER Die Arbeiten konzentrierten sich vor allem auf die außerhalb des eigentlichen TOKAMAK liegenden Anlagenteile des Vakuum- un<j Exhaustsystems. Für verschiedene Entwurfsvariantenwurden die Leitfähigkeitswerte der Vakuumkanäle für molekulare Diffussion und die effektive Saugleistung am Divertor-Eintritt für die in Frankreich für NET entwickelte große "Compound-Cryopump" berechnet. Hierbei erwies sich das vor einioen Jahren im entwickelte Monte Carlo Programm MOVAK als unverzichtbares Werkzeug. Der NET/ITER-Referenzentwurf basiert in diesem Anlagenbereich auf den Ergebnissen dieser Untersuchungen. Bei den Berechnungen wurde angenommen, daß sich das in den Divertorkanal eintretende Neutralgas im thermodynamischen Gleichgewicht befindet. Diese Annahme ist während der Evakuierung vor dem Start und wärend der Regenerationszeit zwischen zwei Brennperioden erfüllt, nicht jedoch in der Plasma-Bre nnphase. ln dieser Zeit kommt es im Raum vor den Divertorplatten und im Einlaufbereich des Divertorkanals zu vielfältigen Wechselwirkungen zwischen den gerichteten Ionen- und Elektronenströmen einerseits und den Atomen und Molekülen des Neutralgases, wodurch das thermodynamische Gleichgewicht starkgestört wird. Nachden bishervorliegenden Erkenntnissen ist jedoch zu erwarten, daß diese Effekte bei zweckmäßiger Formgebung der benachbarten festen Wände (siehe hierzu die Abbildung) die Pumpleistung verbessern werden, so daß die derzeit spezifizierte Auslegung auch für die Heliumabfuhr während der Brennzeit ausreichend sein wird. Bei der Festlegung der Geometrie des Einlaufbereiches des Divertorkanals wurden diese Wirkungsmechanismen berücksichtigt. Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen A. Ludwig U. Marek R.A. Müller 03.01.02 Alternative Konzepte Zu diesem Vorhaben wurde im Berichtszeitraum vom I RE kein Beitrag geleistet. 03.02 Strukturwerkstoffe und hoch belastbare Komponenten 03.02.03 Hochbelastete Komponenten Im Rahmen von Auslegungsarbeiten und grundlegenden Untersuchungen zur Werkstoffauswahl für den NET-Divertor werden Versuche zum thermomechanischen Verhalten von unterschiedlichen Werkstoffen und Werkstoffkombinationen durchgeführt. Dabei werden rondenförmige Werkstoffproben von 5 cm Durchmesser und 0.8 cm Dicke in einer umgerüsteten Plasmaspritzanlage, deren Gastlamme (Argon, ca. 4000 oc) als Wärmequelle dient, thermisch zykliert (siehe Abb.). Der vollautomatisch gesteuerte Ablauf gestattet es, jeweils sechs Proben nacheinander einer größeren Anzahl von Wärmepulsen auszusetzen, wobei Spannungs- und Temperaturbedingungen erreicht werden, wie sie etwa im Divertor zu erwarten sind. Die Temperaturzyklen werden gemessen, die Spannungsverteilung wird durch Finite-Element Rechnungen bestimmt. Das Programm um faßt plasmaseilige Schutzwerkstoffe (zumeist auf Kohlenstoffbasis), metallische Strukturwerkstoffe (zumeist auf Molybdän- oder Wolframbasis) sowie gelötete Verbindungen aus beiden Gruppen. o <.. A :.,.,1.< :.~ o Wärmestrom- Probe profil 15M 1m2 max. Ar+ He Flamme ~ ~- 1--------1 Kühl- :.,. ~ ~ j.: ; ~',.',: ; ', ('.:lo,:1 ' ' I Vakuumkanal NET/ITER Vakuum- und Exhaustsystem Quersammler Wassergekühlter Probenhalter für Zyklierversuche und typisches Wärmestromprofil an der Probe. Sechs dieser Halter sind sternförmig an einer vertikalen Welle angeordnet Für die Auslegung der zur Regenerierung der Cryopumpen erforderlichen mechanischen Vorvakuumpumpenmuß die sich bei höherer Gasdichte in den Rohrkanälen ausbildende Übergangs- und Kontinuumströmung berücksichtigt werden. Es wird zur Zeit geprüft, hierfür den in Oak Ridge, USA, entwikkelten "Vacuum Systems Design Code" zu verwenden. Bisher wurden insgesamt 84 Proben aus 31 verschiedenen Materialien auf Kohlenstoffbasis einem Vergleichstest bis 1 000 Zyklen ausgesetzt. Sie lassen sich in vier Gruppen einteilen: Feinkorngraphit, kohlefaserverstärkter Graphit, pyrolytischer Graphit und Keramik. Bei Berücksichtigung der Wärmeleitfähigkeit, der mechanischen Integrität und der Erosionsbestän- 2

digkeit erwiesen sich zwei kohlefaserverstärkte Graphit-Werkstoffe als günstigste Varianten. Sie wurden daher mit je drei Proben einem erweiterten Zykliertest bis 1 0000 Zyklen unterzogen, den nur die drei Proben eines Werkstoffes schadlos überstanden. Eine Weiterentwicklung zu einer verbesserten Wärrneleiffähigkeit ist jedoch nötig. ln einer Versuchsserie wurden auch Proben aus Edelstahl mit einer Sch1värzungsschicht für die Erste Wand untersucht. Im Rahmen einer Studie über Fortgeschrittene Divertoren wurde ein Konzept eines Flüssigmetaii-Film-Divertors für N ET /ITER bzw. DEMO erarbeitet. Die Divertor-Piatte wird von einem selbstgekühlten Flüssigmetaii-Film überströmt, so daß eine permanente Oberflächen-Erneuerung stattfindet. Als erste Auswahlkriterien für das Flüssigmetall werden die Abdampfratein das Fusionsplasma (Abbildung), das Selbstspulte rn, die Korrosion und die Aktivierung durch Neutronen betrachtet. Danach konzentriert sich das Interesse vor allem auf Gallium. Probleme, wie die Strömung im Magnetfeld, die Wechselwirkung des Filmes mit dem Plasma und die Plasma Verunreinigung durch Sputtern, lokale Entladungen (arcing) und Plasmazusammenbrüche, müssen vordringlich bearbeitet werden, weil sie konzeptentscheidend sein können. Entsprechend den ITER-Empfehlungen soll dieses Divertor-Konzept in zukunftnachdrücklich bearbeitet werden, weil es ein Potential für eine drei- bis achtmal höhere Wärmebelastbarkeit und eine "unbegrenzte" Lebensdauer im Vergleich mit dem herkömmlichen Divertorkonzept verspricht. relative Verdampfung 1 01 0 -r---r-"7""'7r--r-t~--r-7..,..,.-,""'7""1~r-r/"""7-"-'7"""/1 1 0-1 0+----1---+----1 lo- 20 +---+--+----t:ll!ll--+--t---+-~ ~~;~:~: Heizleistung : D ~ ~~~lt~~ Li Na K Ga ln l]tt isolierende 0 IHR Referent,,:; Wand Sn Hg ~ 0.2mm ~ Wanddicke Unter Berücksichtigung der zulässigen Plsama-Verunreinigung berechnete relative Abdampfrate für den Flüssigmetaii-Film-Divertor Veröffentlichungen V29613 03.08 03.08.01 Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter 03.02.03P15A 03.02.03P15B G. Class G. Gering K. Kleefeldt K.H. Lang K. Schramm C. Strobl E. Wolf Sicherheit und Umwelteinfluß Komponentenbezogene Sicherheitsuntersuchungen Mit den Arbeiten zur thermischen Versagenspropagation in supraleitenden Magneten soll untersucht werden, ob eine wachsende normalleitende Zone in einer Spule andere Systeme der NET Anlage beeinträchtigt. Die Untersuchung des Temperaturanstieges eines Leiterstückes infolge Ohm'scher Heizung ergab, daß die Stoffwerte zwischen Supraleiter, Stahl und Isolationsmaterial so unterschiedlich sind, daß jeder dieser Stoffe getrennt dargestellt werden muß, um realistische Temperaturanstiegszeiten zu erhalten. Durch die starke Temperaturabhängigkeit des Ohm'schen Widerstandes ergibt sich eine Rückkopplung mit der lokalen Wärmeerzeugung, die zu einem instabilen Temperaturgang neigt. Die Entwicklung des modularen Programmsystems MAGS zur Untersuchung des Verhaltens unkontrolliert wachsender normalleitender Zonen einer supraleitenden Spule wurde fortgeführt. Es enthält z.z. Module zur Berechnung des elektrischen Widerstandes, der Kühlung durch strömendes Helium und der dreidimensionalen anisotropen Wärmeleitung in einer supraleitenden Spule. Darüber hinaus wurden je ein Modul zur Berechnung des elektrischen Stromes in einem Netzwerk und zur Berechnung des dreidimensionalen Magnetfeldes integriert; beide Größen sind von großer Bedeutung für die Quenchausbreitung. Mit diesem Satz von Moduln können jetzt komplexe Störfälle, wieder Stromverlauf in einerkurzgeschlossenen Spule bei Notabschaltung des Magnetsystems, berechnet werden. Derartige Analysen sind notwendig, um die maximalen mechanischen und thermischen Lasten für das Magnetsystem zu bestimmen. Eine erste Analyse des genannten Störfalles deutet darauf hin, daß der maximale Strom nicht ca. 1 00 ka, wie in pessimistischen Analysen angenommen, sondern nur ca. 70 ka beträgt. Die starken Magnetfelder der supraleitenden Spulen bewirken große Kräfte auf das Spulengehäuse. Es wird untersucht, ob diese Kräfte auch unter Störfallbedingungen keine unzulässigen Schäden verursachen. Die bisherigen Untersuchungen betrafen die mechanische Integrität des Toroidalfeld (TF)-Spulenverbandes. Dabei stellen die aneinander grenzenden inneren Schenkel der TF-Spulen einen kritischen Bereich dar. Sie bilden ein Gewölbe, das die zentral gerichtete Hauptkomponente der Nominallast ohne Schwierigkeiten aufzunehmen vermag. Bei Störfällen, wie z.b. dem Kurzschluß einer Spule, entstehen jedoch asymmetrische Lastverteilungen, die wegen der damit verbundenen Querkräfte die Tragfähigkeit des Gewölbes beeinträchtigen. 3

Zunachst wurden die elektrischen Auswirkungen eines Kurzschlusses einer TF-Spule, die erst beim Be- und Entladen auftreten, untersucht. Wegen der elektrischen Zusammenfassung der TF-Spulen in zwei Stromkreisen sind verschiedene Fälle möglich. Die sich dabei ergebenden transienten Stromverläufe wurden mit dem Programm MSCAP bestimmt. Mit dem Ziel, die ungünstigen Belastungsfälle für das Gewölbe zu ermitteln, wurden die Magnetfelder und die daraus resultierenden Kräfte zu Zeitpunkten extremer Stromverteilungen mit dem Programm EFFI berechnet. Um die wesentlichen Effekte zu verstehen, wurde die mechanische Beanspruchung des Gewölbes zunächst mit Hilfe eines einfachen Ringmodells studiert. Die so erzielten Ergebnisse wurden anhand von FEM Analysen, bei denen der gesamte Spulenverband modelliert wurde, überprüft (Abb.). Es zeigte sich, daß bei allen untersuchten Fällen die an den Gewölbenahtstellen sich ergebenden Biegemomente und Querkräfte durch den Reibschluß der Spulen allein nicht aufgenommen werden können. Auch die an den oberen und unteren Spulenschenkeln liegenden Verschraubungen des Verbandes können nach den bisherigen Abschätzungen ein lokales Versagen des inneren Gewölbes nicht verhindern. Zu untersuchen bleibt, ob der durch die Verschraubung gegebene Formschluß den Schaden so zu begrenzen vermag, daß benachbarte Komponenten nicht beeinträchtigt werden. Finite-Elemente Modell Toroidolspulenverbond Querkraft Blegemoment Umfangskraft illlll~., '\ )11:1 n~~ ~I, '<tttt±he l L~1JJJ, \1' u I' ffll]l _::fnin1+n _::ttth=ml -75U±llittt -100-1251 0 ~ W I~ 100 Umfangswinkel (P ( 0 ) Rechenmodell zur Bestimmung der Störfallbeanspruchung in den Toroidalmagneten. Berechnete Beanspruchung entlang des Umfangs des aus den inneren Schenkeln der Magnete gebildeten Gewölbes. Weiterhin wird die Störfallbeanspruchung eines Flüssigmetall Blankeis unter besonderer Berücksichtigung der gekoppelten elektromagnetisch-mechanischen Wechselwirkung untersucht. Die Ergebnisse aus der Betrachtung eines einfachen Modells legen nahe, diese Wechselwirkung in zwei Wirkungsmechanismen aufzuteilen. Zeitlich veränderliche Magnetfelder haben antreibende Kräfte zur Folge, und die zeitlich konstanten Anteile bewirken eine Dämpfung. Beides gilt nur für elektrisch leitende Strukturen und Fluide. Um die elektromagnetischen Felder und die antreibenden Kräfte zu bestimmen, wird das dreidimensionale Wirbelstrom Rechenprogramm CARIDDI verwendet. Es wurde mit einer neuen Speicherstruktur und neuen Gleichungslösern ausgestattet. So kann auch die komplizierte Geometrie des Flüssigmetaii-Biankets ausreichend genau modelliert werden (max. 5000 elektromagnetische Freiheitsgrade). Gleichzeitig verkürzt sich die Rechenzeit bis um den Faktor 1 0. Zur Berechnung der strukturdynamischen Antwort wurde das FEM-Programm ADINAgewählt. Es erlaubtdie gekoppelte Behandlung von Struktur und Fluid. Zudem kann man in CARIDDI und ADINA ein einheitliches geometrisches Modell benutzen, was mögliche Fehler durch Umrechnung der Daten von einem Modell auf das andere ausschließt. Zur Übertragung der in CARIDDI bestimmten antreibenden Kräfte an ADINA mußten Schnittstellen angepaßt werden. Zur Vorbereitung der Sicherheitsuntersuchungen zum selbstgekühlten Pbli-Bianket, das im KfK entwickelt wird, wurde mit der Durchführung einer funktionalen Analyse begonnen. Ziel dieser Analyse ist es zunächst, Schwachstellen des Entwurfs herauszufinden und Störfälle zu definieren, die dann mit detaillierten Modellen untersucht werden müssen. Im Rahmen der Arbeiten zur Zuverlässigkeit von Teilsystemen supraleitender Magnetspulen wurden die Untersuchungen für das Lade- und Entladesystem der POLO-Testanlage abgeschlossen. Die ermittelte Wahrscheinlichkeit für den Ausfall der Abschaltung im Anforderungsfalle in der Größenordnung von 1 o- 2 wird hauptsächlich durch den Mikroprozessor des rechnergestützten Kontroll- und Betriebssystems verursacht. Fürdie Testanlage hatdieswegen ihresgeringen Gefährdungspotentials keine Konsequenzen. Eine Übertragung der Auslegung auf NET/ITER ist jedoch nicht möglich. Selbst durch redundante Auslegung ist eine deutliche Verbesserung nicht möglich, weil ein Sicherheitsnachweis für einen Mikroprozessor mitder erforderlichen Zuverlässigkeit bis heute nicht gelingt. Wenn Mikroprozessorsysteme zum Einsatz kommen, so ist nach heutigen Gesichtspunkten neben einer redundanten und diversitären Auslegung auch ein festverdrahtetes Back-up-System erforderlich, das elementare Sicherheitsaufgaben unabhängig übernehmen kann. Erste Abschätzungen zur Verfügbarkeil der Kühlung eines Pbli-gekühlten Blankeis deuten darauf hin, daß der Verfügbarkeil der Dreistoff-Dampferzeuger (LiPb-NaK-H20) die bestimmende Rolle zukommt. Ein Vergleich der errechneten Dampferzeuger-Ausfallraten mit den verfügbaren Daten aus der Leichtwasserreaktor-Technologie zeigt, daß mit nennenswerten Verbesserungen bei den Dampferzeugern kaum zu rechnen sein wird. Die Berechnung der Dampferzeuger-Ausfallraten erfolgte mit den überarbeiteten -Auslegungsprogrammen auf der Basis spezifischer Ausfallraten (pro m Tauscherrohr-, bzw. Schweißnahtlänge). Eine redundante Auslegung der Kühlung verspricht eine starke Erhöhung der Verfügbarkeit, jedoch wird diese Möglichkeit durch die Forderung nach einer elektrischen Trennung der Blanket-Segmente wieder eingeschränkt. 4

Veröffentlichungen I Primärberichte I Beteiligte Mitarbeiter 03.08.01 P18A B. Dolensky 03.08.01P19A Y. Hoang 03.08.01 P19B Th. Jordan 03.08.01P19C R. Krieg 03.08.01 P20A T. Malmberg 03.08.01 P20B R. Meyder 03.08.01 P20C H. Schnauder 03.08.01 P20D S. Raff 03.08.01P21A Die inelastische Analyse von Bauteilen im Hochtemperaturbereich erfordert theoretisch konsistente und experimentell qualifizierte visko-plastische Stoffmodelle. Eine vereinfachte, thermodynamisch ergänzte Version des elastisch visko-plastisehen Robinson-Modells mit inneren Variablen wurde auf seine Verträglichkeit mit der Clausius-Duhem Entropie-ungleichung überprüft. Die bisherigen Arbeiten wurden durch vertiefte Untersuchungen ergänzt. Sie zeigen, daß die früher gefundenen Bedingungen für eine positive Entropieproduktion nur hinreichend sind. Jetzt konnten dagegen hinreichende und notwendige Bedingungen für einen beschränkten, aber praktisch relevanten Bereich bestimmter Materialparameter abgeleitet werden. Für visko-plastische Stoffmodelle, die Raten der externen Variablen in den Evolutionsgleichungen enthalten, wurde die Analyse ihrer thermodynamischen Konsistenz begonnen. 03.08.02 Anlagenbezogene Sicherheitsuntersuchungen Dieses Vorhaben steht in enger Wechselwirkung mit 03.08.01. Die Definition von Referenzstörfällen für NET wurde, in Abstimmung mit NET und anderen europäischen Forschungsstellen, abgeschlossen und dokumentiert. Im Rahmen dieses Vorhabens wurde mit einer vorläufigen Abschätzung der Sicherheit der Magnetsysteme von NET begonnen. Ziel ist, den gegenwärtigen Kenntnisstand darzustellen und auf offene Fragen hinzuweisen. Die Arbeit wird in Zusammenarbeit mit dem Institut für Technische Physik (ITP) und der ENEA, Italien durchgeführt. Denkbare Störfälle wurden definiert. Die laufenden Untersuchungen betreffen überwiegend vier Referenzstörfälle: Unkontrollierte Ausbreitung einer normalleitenden Zone in einer supraleitenden Spule, Kurzschlüsse und Lichtbögen, Verlust des Isolationsvakuums sowie Verlust der Spulenkühlung. Aus Experimenten läßt sich schließen, daß insbesondere Kurzschlüsse und Lichtbögen zu Störfallabläufen mit unkontrollierter Energiefreisetzung führen können. Die bisherigen Untersuchungen lieferten eine Reihe von Empfehlungen für den Entwurf und die Herstellung der Magnete. Die Schlüsselrolle spielen dabei die Anforderungen an eine hohe Fertigungsqualität, die Sicherheitsinstrumentierung und die Zuverlässigkeit des Systems zur kontrollierten Entladung der in den Magneten gespeicherten Energie. Veröffentlichungen Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter V29609 03.08.02P08A 03.08.02P08B W. Kramer R. Meyder 13 Festkörper- und Materialforschung (FM} 13.02 Werkstoffe hoher Beanspruchung 13.02.03 Versagensverhalten von Werkstoffen und Bauteilen unter komplexer Beanspruchung Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen 17 17.01 29393 13.02.03PD29A T. Malmberg 17.01.01 Handhabungstechnik (HT} Anwendungsorientierte Funktionsmuster von Handhabungssystemen Handhabungssysteme für NET (IVH) Das Leit- und Steuersystem für die Fernwartungsarbeiten an der NET/ITER-Maschine besteht im wesentlichen aus allgemein einsetzbaren Arbeitsstationen fürden Operateur (NRWS: NET Remoie Workstation) und aus bereichsspezifischen Steuerungen zentraler Großgeräte und ihrer Hilfssysteme. Die Steuerung des Arbeitsarms für die Arbeiten im Torus (ABT: Articulated Boom Transporter) bzw. seines Prolotyps EDITH (Experimental Device for In-Torus Handling) wurde auf der Basis vorliegender Entwurfsstudien und des Anforderungskatalogs spezifiziert, so daß ein Auftrag vergeben werden konnte. Die Ergebnisse der bisherigen Arbeiten für die Handhabung im NET/ITER-Torus wurden in einem Bericht zusammengestellt (zusammen mit HIT und IDT). DieNET-Studie zum Leitsystem dernrws wurde abgeschlossen. Die darin konzipierte Arbeitsstation beruht auf unseren Erfahrungen bei JET. Die Arbeitsstation hilft dem Operateur, insbesondere komplexe, großräumige Arbeiten an einem entfernten Arbeitsort halbautomatisch auszuführen. Sie hat dabei vor allem zwei Funktionen bereitzustellen: (1) Die Mensch-Maschine-Schnittstelle und (2) Werkzeuge zur Unterstützung der Planung und Ausführung der Wartungsarbeiten. Standardwerkzeug dazu ist das Simulationssystem KISMET zur räumlichen Simulation der Arbeitsszene. KISMET wurde kontinuierlich weiterentwickelt insbesondere hinsichtlich der Effektivität und der Möglichkeit, die Arbeitsszenen stereographisch darzustellen. Um darüberhinaus den Operateur bei der Ausführung der Arbeitsprozeduren zu unterstützen, wurde damit begonnen, ein wissensbasiertes System zu entwickeln (zusammen mit 17.03.04). Begleitend zu den Arbeiten zu NET/ITER wurde die Kooperation mit JET weitergeführt. Ein -Mitarbeiter modellierte im Rahmen einer Delegation zu JET den größten Teil des für die Fernhantierung relevanten Teils des Ex-Vessei-Bereichs mit dem CAD-System CATIA und übertrug die Modelle in das Simulationssystem KISMET. Aus Gründen der Simulationseffizienz wurden die Modelle in mehreren Detaillierungsstufen 5

erstellt.,au Berdem wurdebei JET die leistungsfähigere Version 2.0 von KISMET installiert. Das Software-Paket ROBOT, das in das CAD-System BRA V03 eingebunden ist, dient dem Entwurf von Handhabungsgeräten und ihrer Umgebung sowie der Modellaufbereitung für die Rea lleit-simulation. Ein umfangreiches Modell des ITER Torus un:l der Handhabungsgeräte für die ln-vessei-handhabung (Articulated Boom Transporter mit Divertor Handling Device und Transfer-Uni!} wurde mit ROBOT erstellt und in KISMET mit Ablaufprogrammen versehen. Dabei wurde von der Mögichkeit hierarchischer Darstellungsstufen Gebrauch gemacht Die eingesetzten Modelliertechniken haben sich auchbeidieser Anwendung bewährt. Divertor-Austausch bei NET/ITER, dargestellt mit KISMET Bei der Programmentwicklung für ROBOT wurden ein Modul zur Bibliotheks-Verwaltung und ein Modul zur Einzelschritt-Simulation erstellt. Der letztgenannte Modul ist einerseits für Bewegungs- und Erreichbarkeilsstudien in der Konzeptphase hilfrairh ::mrlarerseits bietet er eine wichtiae Kontrollmöalichk~it -d~~ K.'i~~matik-Modellierung schon v;r der Übertragung zum Realzeitsystem. Mit dem Programmpaket AMBOSS, welches das kommerzielle Dynamikpaket ADAMS in eine CAD-Umgebung integriert, wurde ein dynamisches Modell des Transportarmes formuliert. Das Modell wird zur Konstruktionsunterstützung, Regleroptimierung und für Machbarkeits- und Genauigkeitsstudien verwendet. Zur Untersuchung der Regelung ist eine besonders genaue Modeliierung der Antriebe nötig. Hierfür wurde ein dynamisches Antriebsmodell entwickelt, das die folgenden Phänomene berücksichtigt: Trägheit und Dynamik von Motor und Getriebe; Getriebeelastizität und Spiel; Getriebewirkungsgrad; statische Lagerreibung; Haftreibung in Getriebe und Lagern; Deformation der Gliederkästen; Kaskadenregelung mit innerem Servo-Regelkreis und äußerem Lageregler. Für den Test von zwei ausgewählten Winkei-Resolvern in der Gamma-Bestrahlungseinrichtung des BR2-Reaktors in MOL wurde ein Bestrahlungseinsatz mit einem Pneumatik-Antrieb zur Winkelverstellung konstruiert, gebaut und getestet (s. Abb.). Ziel der Bestrahlung ist die Qualifizierung der Sensoren für eine Gamma-Dosis von einem Giga-rad bei einer Temperaturvon 150 oc. Die Anfangs-Dosisleistung bei der Bestrahlung war 2,3 Mrad/h. Nach Erreichen einer Gesamtdosis von 400 Mrad wurde der Test abgebrochen, da sich die Resolver nicht mehr bewegen ließen. Bestrahlungseinsatz für Gamma-Bestrahlung von Resolvern Erste Untersuchungen lassen den Schluß zu, daß sich geringe Mengen eines vom Hersteller nicht benannten organischen Gieß- oder lsolierwerkstoffes im Magnetspalt zwischen Stator und Rotor festsetzten. Darüber hinrij!'; WIJrrlAn K::.h<>lnmh<>n Dichtringe und verschiedene Kunsts t;ffp~~b~-~ ;c;~d~-~-b~~ reich der Sensorik bis zu 1 Giga-rad bestrahlt und auf deren Einsatzmöglichkeit untersucht. Dabei wurden auch Bestrahlungsproben nach 0,1 und 0,3 Giga-rad entladen, um den zeitlichen Verlauf der Materialveränderungen ermitteln zu können. Problematisch sind auch hier die als lsoliermaterialien für Kabel und Signalleitungen verwendeten Kunststoffe, wenn die Grenze von 0,2 Giga-rad überschritten wird. Veröffentlichungen 29553 V29610 29828 30018 30104 Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter 17.01.01 P25A 17.01.01 P25B 17.01.01 P25C 17.01.01P25D 17.01.01 P25E 17.01.01 P26A R. 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 6

7.01.02 Blanket Handhabungssystem für NET Zu diesem Vorhaben wurde im Berichtszeitraum vom kein Betrag geleistet. wird, ausgehend von gemessenem Armwinkel sowie von berechneter Armspitzen-Position und -Geschwindigkeit, die Stellgröße (Ventilsteuerspannung) so ermittelt, daß ein Gütemaß über der Zeit optimiert wird. Dieses für ein Gelenk entwickelte und am Rechner getestete Verfahren lieferte für die Armspitze eine Regelgüte, die um eine Größenordnung besser war als die mit klassischen Reglern erreichte. 17.01.04 Hochflexibles Handhabungssystem mit großer Reichweite EMIR Mildem Vielgelenkmast (EMIR) erschließt KfK neue Anwendungsgebiete für hochflexible Handhabungssysteme insbesondere im Bauwesen. OiE Regelgüte des bisher eingesetzten P-Reglers wurde weiter ve1bessert und mit der Entwicklung eines Maschinenmodelles begonnen. Alternative Regelverfahren, wie z.b. ein prädiktiver ReJier, wurden untersucht. Einen wichtigen Beitrag zu einem Maschinenmodell stellt ein Modell der Hydraulik dar, mit dem sie~ die Eigenschaften des Hydrauliksystemes, insbesondere die Neigung zu lnstabilitäten rechnerisch erfassen lassen. Weiterhin wurde ein "Industrieller Prototyp der Handsteuerung" auf PC-Basis entwickelt. Dieser Prototyp zeichnet sich durch leichte Portierbarkeit, modularen Aufbau und eine komfortable Benutzerschnittstelle aus. Die auf einem Intel-Rechner implementierte Bahnsteuerung wurde auf ein Multibus II-System portiert. Die Regelung läuft nicht mehr auf den Bitbus-Knotenrechnern ab, sondern wurde auf dem PC implementiert, der auch die Plattform für die Handsteuerung darstellt. ln die Bahnsteuerung wurden Optimierungsverfahren integriert, die bei der Berechnung der inversen Transformation die Berücksichtigung weiterer Anforderungen, wie Vermeidung von Selbstkollision oder Hindernissen, erlauben. Ein wichtiges Ereignis waren praxisnahe Anwendungsdemonstrationen des Belonabtragens mit HochdruckwasserstrahL Es wurden bei dieser Demonstration drei Betonplatten bearbeitet: horizontal liegend, horizontal hängend sowie vertikal auf einem fünf Meter hohen Turm. Ein Ergebnis der Betonabtragversuche war, daß eine Möglichkeit zur Orientierung des Werkzeuges geschaffen werden mußte. Um dies zu erreichen, wurde ein Handwurzelgelenk mit drei Drehfreiheitsgraden in Auftrag gegeben und nach der Installation mit seiner Integration in die Steuerung begonnen. Zum Anfahren des Werkzeuges an die Betonoberfläche wurde ein Sensor zur Messung des Abstandes und der Orientierung des Werkzeuges relativ zur Oberfläche entwikkelt. Im Oktober 1990 wurde mit der EG der Vertrag über ein Projekt im Rahmen des "Decommissioning"-Programmes unterzeichnet. DerTitel dieses Projektes lautet "Testat long-range teleoperated handfing equipment with different tools for concrete dismanhing and radiation protection monitoring". Seine Laufzeit beträgt zwei Jahre. ln diesem Projekt soll der EMIR als Trägersystem für mechanische Werkzeuge (Meißel, Bohrer, Säge), für einen Mikrowellensender sowie für ein Kontaminationsmeßgerät eingesetzt werden. ln der ersten Phase werden die verschiedenen Werkzeuge und Geräte ausgewählt und die Schnittstellen zum Trägersystem spezifiziert. Weitere theoretische Arbeiten befaßten sich mit der Verbesserung der Regelgüte. Das entwickelte mathematische Modell des Hydraulikkreislaufes wurde mit einem einfachen mechanischen Modell des Gelenkarmes gekoppelt. Die Nachrechnung geeig ~eter Fahrversuche mit dem EMIR ergab eine recht gute Ubereinstimmung, so daß dieses Modell benutztwerden konnte, um Konzepte für die Positionsregelung rechnerisch zu untersuchen. Die beste Regelgüte wurde mit einem Verfahren der dynamischen Optimierung erzielt. Bei diesem Konzept EMIR beim Betonabtrag und Ergebnis Neben dem oben erwähnten einfachen mechanischen Modell wird auch ein aufwendigeres mechanisches tv1odell entvvickelt. Es basiert auf der Theorie des dynamischen Verhaltens von Mehrkörpersystemen. Als Erweiterung gegenüber vorhandenen Modellen werdendieelastischen Verformungen der Körper berücksichtigt. ln Testrechnungen konnte das dynamische Verhalten eines Doppelpendels mit elastischen Pendelarmen bereits erfolgreich analysiert werden. Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen 28316 17.01.04P05A C. Blume 30164 17.01.04P05B G. Class 17.01.04P05C M. Cramer 17.01.04P05D F. Eberle 17.01.04P05E F. Engelhardt 17.01.04P05F U. Gengenbach 17.01.04P05G B. Göller 17.01.04P05H A. Höfer (HTL) W. Jakob I. Kornelson R. Krieg G. Lang G. Messemer G. Politzky G. Rittirsch R. Scharnowell D. Smidt H. Wei E. Wolf 7

17.03 Technologische Entwicklungsaufgaben der Handhabungstechnik 17.03.02 Sensorintegration zur fernhantierten Montage Die Arbeiten am CATROB-Vorhaben (Computer Aided Teleoperalion 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 autonom arbeitender Fernhandhabungssysteme zu entwickeln. Erprobung und Demonstration der dabei entwickelten Verfahren erfolgen in einer prototypischen Anlage, die aus industriellen Standardkomponenten aufgebaut ist. Eine erste Version des CATSYS-Steuerungssystems zur Koordination und Überwachung der einzelnen Komponenten der CATROB-Anlage wurde entwickelt. Die Integration der Rechnersteuerung des Trägersystems in CATSYS erlaubt jetzt ein paralleles und koordiniertes Arbeiten von Roboter und Trägersystem. Weiterhin wurde ein Interpreterfür Roboterprogramme im neutralen Datenformat IRDATA (lndustrial Robot DATA) integriert und mit der Anlage getestet. Dies ermöglicht nun auch den Anschluß textueller Programmiersysteme an CA TROB. Die Handhabungs-Experimente mit einem HIT-Flansch und dem Modell der Divertor-Kassette wurden fortgesetzt. Es konnte gezeigt werden, daß typische Bearbeitungsvorgänge, wie das Öffnen, Schließen oder Auswechseln von Schrauben, vollautomisch auch bei unbekannter Flanschposition durchgeführt werden können. Dies führt im Vergleich zur ausschließlich bedienergsführten Montage zu einer starken Verkürzung der Bearbeitungszeiten. Die Anträge des KfK auf Förderung im Rahmen des EG-Programmes TELE MAN, das sich mit der Entwicklung von Fernhantierungstechniken in nuklearen Bereichen beschäftigt, wurden akzeptiert. Das KfK beteiligt sich damit an den drei TELE MAN-Projekten VISYS (Vision Systemsand Sensors), SIM PLE (Simulation, Planning, and programming Environment) und MAGIC (Manipulator and Gantry Intelligent Control). ln VISYS soll ein oplisches Objekt-Erkennungs-, und Vermessungs-System entwickelt werden, SIMPLE beschäftigt sich mit Planungs-, Programmierungs- und Simulations-Werkzeugen sowie neutralen Schnittstellen, und MAGIC mit der automatischen Steuerung eines Portalkran/Manipulator-Systems. Die entsprechenden Arbeiten haben begonnen. 17.03.03 Schnittstellen und Kommunikationsstandards (SKS) 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 geprägt durch die Einbindung in verschiedene externe Projekte: - ESPRIT-Projekt NIRO (Neutral Interfaces for Robotics) - ESPRIT-Projekt MDS (High-Performance Computing for Multi-Disciplinary Simulation of Mechanical Systems) - KCIM im DIN - Industrieprojekt "IRL-Pilotimplementierung". Das ESPRIT-Projekt NIRO begann 1990. Es befaßt sich vor allem mitdrei neutralen Schnittstellen, die den lnformationsflu ß vom Entwurf (CAD) über die Roboterprogramme bis zur Robotersteuerung sicherstellen sollen: STEP, der ISO-Standard für CAD-Daten; IRL, die ISO-Roboterprogrammiersprache; ICR, der ISO-Code für die Robotersteuerung. STEP Benutzer IRL Konstruktion CAD IRL 1 Bahnplanung Off-line Programmierung ICR STEP ~ Simulation Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen 30105 17.03.02P04A J. Senner 17.03.02P04B C. Blume 17.03.02P04C J. Hansemann H. Knüppel U. Oetken P. Pleier W. Seifert W.Till Roboter-Steuerung Die in Entwicklung befindlichen ISO-Standards STEP, IRL und ICR sollen den Informationsfluß von der Konstruktion bis zur Robotersteuerung gewährleisten. Die Arbeiten im Umfeld von STEP sind eine konsequente Fortführung des ESPRIT-Projektes 322 CAD*I, das bis Ende 1989 als Vorhaben 50.01.09 durchgeführt wurde. Auf den CAD*I-Ergebnissen aufbauend, wurden mit folgenden Arbeiten begonnen: Anpassung der CAD*I-Software an STEP; Festlegung von Implementierungsdetails für die Bereiche Gestaltinformation und Kinematik auf der Basis von STEP; vor- 8

bereitende Tests und Demonstrationen unter Verwendung von CAD*I-Software. Unterstützt werden 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. Begleitende Arbeiten wurden von zwei Gastwissenschaftlern aus der ehemaligen DDR aufgegriffen. Als Basis für die internationale Normung von IRL wurden zwei Robotersprachen aus dem Hochschulbereich im KfK implementiert. Die Robotersteuerungen von Manutec R3 und Mitsubishi RV-M1 wurden miteinem IRDATA-Interpreteranschluß versehen. Außerdem wurde ein IRDATA-Interpreter auf dem CATSYS-Steuerrechner INTEL 420 sowie auf einem AT-kompatiblen PC installiert. Da IRDATA die (nationale) Grundlage der internationalen Norm ICR ist, kann die IRDATA-Implementierung als Basis für einen ICR-Interpreter dienen. Bei den Arbeiten zur standardisierten Roboterprogrammiersprache IRL stand die Pilotimplementierung eines Compiler Front-Ends im Vordergrund. Die Arbeiten wurden mit Werkzeugen der Informatik zur automatischen Compiler-Generierung durchgeführt und von einem Industriekonsortium (INPRO, Siemens, BMW, Bosch) finanziert. Im Rahmen dieses Vorhabens erfolgte auch eine Vertretung des KfK in den entsprechenden nationalen und internationalen Normungsgremien. Veröffentlichungen 28325 29312 29347 29612 30166 Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter 17.03.03P16A 17.03.03P16B K. Baumann C. Blume V. Dobrowolny U. Gengenbach H. Heinrich W. Jakob U. Kühnapfel A. Ludwig E.G. Schlechtendahl E. Stratmanns I. Bey (PFT) U. Frey (PFT) S. Haas (HTL) R. Lutz (HIT) 17.03.04 Expertensysteme in der Handhabungstechnik Im Rahmen der Entwicklung eines Expertensystems zur Unterstützung von Operaleuren bei der Fernhandhabung wurde nach Betrachtung mehrerer Expertensystemschalen das System KEE (Knowledge based Engineering Environment) der Firma lntellicorp ausgewählt, da es sich wegen seiner Fähigkeiten im Bereich objektorientierter Programmierung und graphischer Benutzerführung für die gestellten Anforderungen besonders gut eignet. Bei der Arbeit mit KEE standen Überlegungen zur Strukturierung der Wissensbasis und die Einarbeitung in das System im Vordergrund. Entwickelt werden zur Zeit die Bedienerführung für das Fernmaßsystem (17.03.07) GMS mit den Möglichkeiten eines automatischen Ablaufes oder einer schrittweisen Steuerung über ein graphisches Interface sowie ein interaktiver graphischer Editor für Petri-Netze basierend auf Common Windows. Dieser Editor soll es erlauben, Netzelemente zu erzeugen, zu löschen, zu verschieben und kompliziert vernetzte Ablaufvorgänge in anschaulicher Weise darzustellen. Erste Überlegungen wurden im Hinblick auf den Einsatz dieser neuen Techniken zur Bedienerführung im Bereich ln-vessei Handhabung bei Fusionsanlagen (17.01.01) angestellt. Veröffentlichungen Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter 17.03.04P14A F. Katz W. Olbrich K. Leinemann E.G. Schlechtendahl 17.03.07 Berührungslose Fernmeßsysteme Das für die berührungslose Fernvermessung in Entwicklung befindliche Stereo-Meßsystem, das auf der Basis eines Personal Computers arbeitet, wurde als Labormuster weiterentwickelt. Wesentlich für dieses Maßverfahren ist das rechnergesteuerte Kamera-Trägersystem für zwei Fernsehkameras, die gleichzeitig zur Szenenbeobachtung und zur -vermessung eingesetzt werden. Mit seiner Hilfe wird eine Bedienungsoberfläche möglich, bei der der Operateur den zu beobachtenden Szenenausschnitt vom Rechner aus einstellt und die in der Szene sichtbaren Objel<te unmittelbar vermißt Das innerhalb des Forschungsvorhabens 17.01.01 entwickelte GMS-Fernvermessungssystem (Geometry Measurement System) wurde ausgebaut und verbessert. Zur Realisierung der geiorderten kompletten Fernbedienbarkeit wurde die automatische Horizontierungsplattform ALF (Automatie Levelling Facility) entwickelt, womit die bisher manuell durchgeführte Theodolithorizontierung entfällt. Für ALF ist als Schutzrechtanspruch ein Gebrauchsmuster eingetragen. Im Bereich± ao wird die Stehachsneigung des Theodoliten durch ALF mit einer Genauigkeit von ± 0,01 o kompensiert. Zur Bedienerunterstützung wurde eine dem Kamerabild überlagerte Graphik entwickelt. Der Operateur kann sich z.b. das zu vermessende Objekt in einer Drahtmodelldarstellung einblenden lassen. Sind die Koordinaten und die Ausrichtung des Theodoliten bekannt, so ist das grafische Drahtmodell mit der Darstellung im Kamerabild deckungsgleich. Neben der reinen Modellgeometrie markiert diese überlagerte Grafik auch die Positionen der anzuzielenden Punkte. Zur Überprüfung des CATROB-Modells für KISMET (siehe 17.03.02, 17.01.01) wurden spezielle Punkte des CATROB Teststandes mit dem GMS-System vermessen. Trotz nicht optimaler Theodolitpositionen war die dabei erzielte Punktgenauigkeit besser als 0,15 mm. Basierend auf diesen ersten Erfahrungen soll eine generelle Methodik für die Prüfung von CAD-Modellen entwickelt werden. Zur Aufrüstung des GMS-Prototypen wurde ein zweiter motorisierter Kameratheodolit beschafft. Nach der Integration dieses Instrumentes in das GMS-Vermessungsprogramm, kann die Koordinatenberechnung der Maßpunkte auch on-line durchgeführt werden. 9

zur Wegplanung und Kollisionsvermeidung entwickelt sowie Lernalgorithmen basierend auf genetischen Algorithmen eingebracht. Eine erste Version dieser Algorithmen wurde auf PC's implementiert. Da die Ausführung der Lernalgorithmen parallelisiert werden kann und dies die Ausführungszeiten wesentlich reduziert, wurde ein Transputersystem mit 8 Knoten Grundausbau eingerichtet, auf dem eine "parallele" Version des Lernalgorithmus implementiert werden soll. Veröffentlichungen V30012 Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter J. Benner C. Blume W. Jakob E. Stratmanns 18 Projekt Nukleare Sicherheitsforschung (PSF) 18.01 Physik und Kernüberwachung für Schnelle Brüter 18.01.05 Störfallfrühdiagnose, Signalverarbeitung Automatische Horizontierungsplattform ALF mit rechnergesteuertem Kameratheodoliten Veröffentiichungen I Primärberichte I Beteiligte Mitarbeiter i7.03.07p01 A G. Class G. Gering R. Heeg B. Köhler I. Kornelson K. Schramm 17.03.08 Autonome Mobile Trägersysteme (ATS) Im Rahmen dieses Vorhabens zur Entwicklung autonomer und mobiler Systeme (AMS) konzentriert sich der Beitrag des auf die Entwicklung von Systemfähigkeiten, die es ermöglichen, auf veränderte und unvorhersehbare Situationen zu reagieren. Außerdem sollte das System zumindest ansatzweise in der Lage sein, sich in einer teilweisen oder völlig unbekannten Umwelt zurechtzufinden. Die Arbeiten begannen mit der Ausarbeitung eines Konzepts für ein autonomes Meß- und Rettungsfahrzeug EXPLORER, das zum Transport von Meßgeräten und Rettungsmaterial sowie zur Aufnahme von Sensordaten (z.b. bezgl. Wegzustand, Radioaktivität, Temperatur, Gase) dient. Darauf aufbauend wurden die Anforderungen an Mechanik, Antriebe, Antriebssteuerung und Kommunikationssystem eines derartigen Fahrzeugs zusammengestellt. Außerdem wurden Algorithmen Zur Erhöhung der Zuverlässigkeit und der Empfindlichkeit der Früherkennung von Störungen 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-Diagnosesystem zur Überwachung des Primärsystems der KNK II entwickelt. Ein Teil der vom Diagnosesystem überwachten Prozeßvariablen wird in dezentralen Teilsystemen vorverarbeitet mit dem Ziel einer Erhöhung der Signifikanz der Information bei gleichzeitiger Reduzierung des Datenumfangs. Die Ergebnisse der Vorverarbeitung werden dann über das KfK-LAN an das im IDT installierte Diagnosesystem übertragen. Zu den Teilsystemen gehören das DND System (DND- Delayed Neutron Detection) und die akustische Überwachung des Kerns. Die Integration beider Teilsysteme in das Gesamtsystem ist abgeschlossen. Die Informationen des DND-Systems werden bereits in den laufenden Diagnoseprozeß einbezogen. Mit der Entwicklung eines einfachen Vorverarbeitungsprogramms für die akustischen Signale wurde begonnen. Veröffentlichungen Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter J. Aberle G. Hoffmann S. Jacobi H.A. Rohrbacher K. Schleisiek 10

18.01.06 Meßverfahren zum Nachweis von Brennelement-Hüllschäden ZurGewährleistung von Sicherheit und Verfügbarkeil natriumgewhlter Reaktoren ist es notwendig, Brennstabdefekte mög- 1 ichst 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. DieArbeiten zu diesem Vorhaben stehen in engem Zusammenharg mit der KNK II. Nach einer zweijährigen Stillstandszeit na~m die KNK II am 31.1.1990 den Leistungsbetrieb wieder auf. Das DND-Signal (DND = Delayed Neutron Detection) zeigte wei:erhin das aus dem vorhergehenden Leistungsbetrieb vorhardeneerhöhte Untergrundsignal entsprechend 5 cm 2 R (R = Recoil) an. Im Laufe des Jahres 1990 traten zwei Brennstabdefekte auf. Beim ersten Schaden stiegen die DND-Signale nach einer ausgedehnten Phase, in der nur Spaltgase freigesetzt wurden, innerhalb von sechs Tagen auf einen Wert von 11 cm 2 R an. Bei Erreichen dieses Wertes wurde die Anlage abgefahren und das Defektelement durch Schieflastmessungen bei 15 % Leistung auf der Kernposition 301 lokalisiert. Dieses Ergebnis wurde nach der Abschaltung durch Gasakti titätsmessungen in der Brennelement-Wechselmaschine bestätigt. Der zweite Stabschaden, der im Juni 1990 auftrat, hat bisher lediglich zu einem Anstieg der Schutzgasaktivität geführt. Während der Abschaltphase von Juni bis Oktober 1990 wurde zur Absoluteichung des DND-Systems auf der Kernposition 100 der Experimentierstopfen mit der UNi-Quelle eingebaut. Die vorläufige Auswertung der Meßwerte bei 60 % Leistung zeigt, daß die DND-Signale wesentlich niedriger sind als vorausberechnet. Detaillierte Analysen u.a. mit dem Programm FICfiON 111 (s.u.) zur Aufklärung der Ursachen für diese Abweichung sind im Gange. Mit dem Wiederanfahren der KNK II wurde auch das erweiterte Kernüberwachungssystem COCOSS (Consulting Core Survaillance System) in Betrieb genommen. Dieses System, das auf zwei gekoppelten Rechnern (VAX 750 im, PDP11 in der KNK) läuft, erlaßt und verarbeitet die Signale der Kernüberwachungssysteme und führt auch die Auswertung der Schieflastmessungen durch. Die Entwicklung des Programmsystem FICTION 111 (Fission Product Signal Calculation) wurde abgeschlossen. Dieses Programm berechnet für eine bestimmte Defektfläche eines Brennstabes die zu erwartenden Impulsraten der beiden DND-Monitoren der KNK II. Die Weiterentwicklung gegenüber FICTION II besteht in der Verwendung der Daten von 105 Nukliden, der Unterscheidung von thermischer und schneller Spaltung, der Aufteilung des Natriumflusses in 2 Kreisläufe und der Berücksichtigung der lokalen spezifischen Spaltrate in 1 0 Brennstababschnitten. Mit der Validierung des Programms und den Anwendungsrechnungen auf die KNK II, u.a. für die Auswertung der Messungen mit der UNi-Quelle, wurde begonnen. Fürdas DND-Schutzsystem des EFR wurde ein erster Entwurf erarbeitet. Ziel der Arbeiten ist zu zeigen, daß die Zuverlässigkeit des DND-Systems so hoch ist, daß auf eine zusätzliche, diverse Überwachungsmethode verzichtet werden kann. Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen 29248 18.01.06P01 A G. Hoffmann 29619 18.01.06P01 B S. Jacobi 30006 0. Jonatzke G. Schmitz I. Schmuck 18.02 Sicherheit und Stofffragen von Schnellen Brütern 18.02.01 Theoretische Arbeiten zur Reaktordynamik und -sicherheit 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 einzelner physikalischer Phänomeneaufgrund experimenteller Ergebnisse. Aus den unterschiedlichen Versionen des Rechenprogramms BACCHUS zur Berechnung transienter ein- und zweiphasiger Strömungsvorgänge in Bündelgeometrie mit und ohne Blokkade wurde eine Referenzversion geschaffen und für die Programmverwaltung mit HISTORIAN aufbereitet. Als Kühlmittel können Wasser und Natrium simuliert werden, als Wärmequellen elektrische Heizer oder Brennstäbe mit Mischoxid. Für die Darstellung von Wendeldrahtabstandshaltern wurde ein erster Ansatz erarbeitet. Zur Lösung der PoissonGieichungen für Druck und Enthalpie steht außer direkten Methoden wegen des geringeren Speicherplatzbedarfs die Methode der alternierenden Richtungen zur Verfügung. Sie enthält in ihrer allgemeinen Form ein Störglied, um das Spektrum der Eigenwerte der Iterationsmatrix zu beeinflussen und damit die Konvergenzgeschwindigkeit zu verbessern. Im Gegensatz zu anderen bisher untersuchten iterativen Verfahren reicht die erreichte Genauigkeit auch für schwierige Verhältnisse wie zweiphasige Rechnungen aus. Zur Untersuchung der Nachwärmeabfuhr im EFR wurden in einer einzigen Rechnung sowohl ein 271-Stab-Brennelement als auch ein darüber liegender 19-Stab-Reflektor als eigenständiges Bündel dargestellt, beide mit Wendeldrahtabstandshaltern. Erste Ergebnisse zeigen, daß eine solche Kopplung mit BACCHUS möglich ist und numerisch stabile Lösungen liefert. Die Kühlungsbedingungen im Bündel hängen wesentlich von den aufgeprägten Strömungsverhältnissen in den Spalten zwischen den Brennelementkästen ab. Für ein 169-Stabbündel eines Brutelementes ist im Rahmen des EFR-Projektes eine Parameterstudie über die Temperatur in einer zentralen Blockade aus Brennstoffpartikeln durchgeführt worden. Die Ergebnisse zeigen eine starke Abhängigkeit von der Porosität und der Partikelgröße der Blockade. Für sehr poröse Blockaden kann es nach den BACCHUS-Rechnungen sogar zu Rückströmungen innerhalb der Blockade in der Höhe der Kontraktion der Hauptströmung kommen. Die Abbildung zeigt das axiale und radiale Strömungsbild im Bereich einer sehr porösen Blockade mit einer Rückströmung innerhalb der Blockade (IC: Index für die radiale Richtung, z: axiale Koordinate). Zukünftige Analysen des Verhaltens eines Reaktorkerns als Folge einer Kernzerstörung sollen mit dem Unfallanalyseprogramm SAS4A durchgeführt werden, das vom Argonne National Labaratory (ANL) Anfang der 80-er Jahre entwickelt wurde. Die Leistungsfähigkeit dieses Programms wurde durch Nachrechnung ausgewählter Experimente des Programms CABRI-1 überprüft (siehe auch 18.02.03). Im Rahmen dieser 11

Arbeiten wurden Verbesserungen im Programm notwendig, die sich zunächst auf die Modeliierung der Brennstabmechanik und der zeitabhängigen Propagation des Brennstabversagens konzentrierten. Darüberhinaus wurden eine Reihe von Fehlern im Programm behoben. Die Überprüfung der Wechselwirkungsterme für Impuls und Energie im Mehrphasen-Mehrkomponentengemisch in Abhängigkeit von den zeitlich sich einstellenden Strömungsformen steht erst am Anfang. Gleiches gilt für die theoretische Simulation des Aufbaus von Blockaden im KühlkanaL DieentsprechendenArbeiten wurden mit den Programmerstellern im ANL diskutiert, wobei die europäischen Partner aus England, Frankreich und dem JRC lspra beteiligt waren. Als Ergebnis intensiver Diskussionen kamen die Spezialisten einhellig zu der Meinung, daß es noch nicht sinnvoll erscheint, SAS4A im Rahmen eines Genehmigungsverfahrens einzusetzen. Der derzeitige Einsatzbereich von SAS4A liegt in der Bereitstellung von Trendanalysen, bei denen die Auswirkungen einer detaillierteren Simulation von komplexen Wechselwirkungsphänomenen untersucht werden. 0 l/) r -...... 0 0 l/) 0...... 0 l/) <:\1 (]) 0... 0 0 l/) l/) 0... -.,. """' ':> 4 "" 14 \> t 1 IHI II.,. " I>' "'Q suchung von Abläufen eines unkontrollierten Kühlmitteldurchsatzstörfalls (UKDS) im EFR verwendet. Die SAS4A Ergebnisse wurden mit entsprechenden Analysen von AEA-Technology mit dem Programm FRAX-58 und von CEA Cadarache mit dem Programm PHYSURAC verglichen. Durch die komplementären Untersuchungen wurde ein Spektrum von möglichen Unfallabläufen für diesen Kern auf der Basis der jeweils besten verfügbaren Modellansätze in den verschiedenen Codes bereitgestellt. Der Vergleich der verschiedenen UKDS-Analysen führte zu Abläufen, bei denen die Sequenzen dominieren, die zu großen thermischen Energiefreisetzungen führen. Dies ist stark durch den Design des EFR-Kerns bestimmt, derinzwischen u.a. auch wegen dieser ungünstigen Ergebnisse stark verändert wurde. Der Vergleich mit Ergebnissen für andere Kernentwürfe wie dem SPX-1, dem CDFR und dem SNR-300, liefert eine qualitative Bestätigung der für den EFR berechneten Tendenz zu Unfallabläufen mit großen Energiefreisetzungen. Verantwortlich für das verstärkte Potential für große Energiefreisetzungen als Folge eines UKDS im EFR-FCD-Kern sind vor allem sein großer Voidkoeffizient sowie seine um 40% größere aktive Länge und seine engeren Unterkanäle. Wichtig ist außerdem die Tatsache, daß der verzögerte Pumpenauslauf, der z.b. beim SPX-1 realisiert wurde und der einen ausreichenden Zeitrahmen schafft, für die Aktivierung inhärent wirkender Abschwächungsmechanismen beim EFR Design zur Zeit nicht vorgesehen ist. Das Verhalten von Kernentwürfen mit oxidischem und metallischem Brennstoff als Folge eines Kühlmitteldurchsatzstörfalls (UKDS) wurde weiterhin untersucht. Parameteruntersuchungen bestätigten die starke Sensitivität der UKDS-Analysen gegenüber den Annahmen für die Kontrollstabexpansion am Ende des Gleichgewichtszyklus. Früher getroffene Annahmen vernachlässigten sämtliche Reaktivitätsreserven, die für Abbrandunsicherheiten und für Manövrierreaktivität im Kern verbleiben müssen. Bei realistischer Berücksichtigung dieser Reaktivitätsreserven verdreifacht sich der Abschwächungseffekt durch die Kontrollstabexpansion, und Sieden tritt auch im Oxidkern selbst bei einem raschen Pumpenauslauf nicht mehr ein. Mit einer von 8 auf 10 s vergrößerten Halbierungszeit für die Abnahme des Natrium-Durchsatzes kommt man auch für den Oxidkern zu einem ausreichenden Sicherheitsabstand, bei dem Sekundäreffekte wie z.b. Kriechversagen der Hüllrohre keine nennenswerte Rolle mehr spielen können. 5 5!C Axiale und radiale Strömungsverteilung in der Umgebung einer zentralen Blockade in einem 169-Stabbündel Für den FCD (first consistent design)-kern des "European Fast Reactor" (EFR) wurde ein vollständiges SAS4A Kernmodell entwickelt, das auf Neutronikdaten, die von AEA-Technology aus England übernommen wurden, und auf einem Modell für den Primär- und Sekundärkreis aufbaut sowie auf Daten für den Reaktorentwurf, der dem Metall/Oxid-Vergleich zugrunde lag. Das vollständige SAS4A-Systemmodell wurde zur Unter- Über diese in die Zukunft weisenden Aktivitäten hinaus wurden nach wie vor Beiträge zur Lösung strittiger Fragen im Umfeld der Diskussion über die Inbetriebnahme des SNR-300 erarbeitet. Veröffentlichungen 29018 29234 29529 29530 29710 V30010 30013 30014 Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter G. Bönisch M. Bottoni B. Darr Ch. Homann U.lmke W. Pfrang P. Royl D. Struwe W. Zimmerer 12

-1 S.02.02 Out-cf-pile-Experimente zur Materialbewegung Mit dem Vorhaben SIMBATH (Simulationsexperimente in E3 rennelementattrappen mit Thermit) werden Materialbewegungen und Blockadebildungen im Einzelkanal und in Brennstabbündeln unter Bedingungen untersucht, die denen bei L eistungsexkursions- und Kühlmitteldurchsatzverlust-Störfälen entsprechen. Zur Simulation von in-pile-vorgängen wird ein Aluminium/Eisenoxid-Thermit eingesetzt. 1 n einem Versuch wurde die Materialumverteilung erstmalig in einem 37-Stabbündel simuliert. Die eingestellten Randbedingungen entsprachen weitgehend denen, wie sie bei einem Leistungs-Störtall erwartet werden. Die Freisatzung der ehern ;sehen Reaktionsenergie, durch die die nukleare Wärmeerzeugung simuliert wird, erfolgte in weniger als 200 ms und führte zu einer Temperatur der Thermitschmelze von etwa 3500 K innerhalb der simulierten Brennstäbe. Als Folge versagten die Hüllen, das simulierte Spaltgas wurde freigesetzt und verdrängte das Natrium. Die Schmelze wurde axial in beide R ;chtungen transportiert und erstarrte unter Bildung von B Jockaden in den kälteren simulierten Brutzonen. Beim Kontakt heißer Schmelze mit durch den nach wie vor anstehenden pumpendruck eingespeistem Natrium kam es wiederholt zu thermischen Wechselwirkungen mit plötzlicher Verdampfung von Natrium. Dies äußerte sich in pulsartigen Druckereign i 5 sen, die einerseits den Materialaustrieb aus der Reaktionszoneverstärkten und andererseits die Ausbildung einerdichten Blockade am Bündeleintritt verhinderten. lnfolge thermischer Belastung versagte schließlich das Teststreckenrohr, und ein zusätzlicher Weg für die Druckentlastung und den Materialtransport über den simulierten Spalt zwischen den Brennelementen wurde geöffnet (siehe Abb.). Der Versuch endete mit einer nahezu vollständig entleerten Thermitzone. Im Falle eines Reaktorstörfalls würde dies eine sichere Unterkritikalität bedeuten. verbesserte Erkenntnisse über die Gesetzmäßigkeiten, die den Ablauf der Materialbewegungen in den SIMBATH-Bündelversuchen zum Leistungsexkursionsstörfall bestimmen, werden von Rechnungen mit dem SIMMER II-Code erwartet. Das Rechenprogramm dient der Untersuchung der Expansionsphase am Ende einer Leistungsexkursion, wurde aber auch zur Analyse der Übergangsphase eingesetzt. Erste Berechnungen zum Einstabexperiment Vrh71/2 gaben Aufschluß darüber, wie wichtige Ereignisse im Versuchsablaut, so z.b. Stabversagen mit nachfolgendem Schmelzeaustrag in den Kühlkanal unter Mitwirkung freiwerdenden Spaltgases, modellmäßig am besten simuliert werden. Auf der Grundlage dieser Erkenntnisse wurde die Analyse des Siebenstabexperiments Vrh83 begonnen. Entwicklungen für einen thermoelektrischen Konverter Die im Rahmen von Sicherheitsuntersuchungen gewonnenen Kenntnisse zur Natrium-Hochtemperaturtechnologie werden in Zusammenarbeit mit Asea Brown Boveri (ABB) zur Entwicklung eines thermoelektrischen Konverters AM TEC (Alkali-Metal Thermo-Eiectric Converter) genutzt. Schwerpunktsmäßig wurden wichtige Komponenten in verschiedenen Ausführungen, wie z.b. die Verbindung des Festelektrolyten mit dem Gehäuse, der Stromabgriff und die Stromdurchführung, experimentell erprobt und im Hinblick auf die besten Lösungen analysiert. Dazu gehören auch Festigkeitsuntersuchungen, u.a. mit dem Code ABAQUS. Eine erste AMTEC-Zelle wurde betrieben. ln dieser Zelle wurden verschiedene Stromabgriffe untersucht (s. Abb. ). + + ;::;; rthermoelemente ~ 3 -----Thermitzone ---------- :1 3 3 sechskantkasten mit Materialablagerungen Durch Aufschmelzen erzeugte Öffnungen im Sechskantkasten AMTEC-Versuchseinsatz mit drei verschiedenen Stromabgriffen il100mm Außenansicht eines 37-Stabbündels nach einer simulierten Leistungstransiente. Die ausgeprägte Kastenzerstörung ermöglichte eine effektive Material- und Druckentlastung Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen 29607 18.02.02P01 A V. Heinzel 29620 18.02.02P01 B F. Huber 29651 18.02.02P01C A. Kaiser 29957 30031 R. Krieg G. Ochs W. Peppier D. Raupp T. Sawada E. Wehner H.Will M.Will 13

18.02.03 IR In-pile Versuche zum Transientenverhalten D' Arbeiten des 1 RE zum CABRI-Projekt, das gemeinsam mit d le CEA der u KAEA und der PNC Japan im GEN Cadarache d emhgefohrt wird, konzentrierten sich auf die Mitarbeit bei der urc. E. t d Vorbereitung bzw. der Interpretation von xpenmen en es Programms c ABRI-2... Darüber hinaus wurde das vom Argonne National Labaratory ubernommene Programm.. SAS~A anhand der Ergebnisse des CABRI-1 Programms uberpruft und validiert. Anhand von Nachrechnungen von experimentellen Ergebnissen des CABR 1-i Programms wurden schwerpunktsmäßig die Modelle DEFORM-IV, PLUT0-2 un? LEV~TATE des Unfalla~alyseprogramms SAS4~ überarbeitet (s1ehe ~8.02.01). D1e Modellerweiterungen 1m Brennstabmechan1kmodul OE FORM-IV führten dazu, daß, wie in der Abbildung gezeigt, die axiale Expansion der Brennstabsäule bei transienter Aufheizung mit großer Genauigkeit berechnet werden kann. Die Überprüfung der Modelle PLUT0-2 und LEVITATE zur Beschreibung der transienten Material.umverteil~ng im.k.ühlkanal nach Brennstabversagen hat geze1gt, daß d1e detaillierte Beschreibung der Materialbewegung, des Ausfrierverhaltens auf kälteren Strukturen und der von der Strömungsform abhängigen Wechselwirkungste~.me für Impuls und Energie einer genauen Überprüfung bedurfen. tll [mm] t 4 3 0.. SAS4A -Hodoskop 10 I Siede - beginn ----- -T- 15 20 -t [s] Axiale Expansion der Brennstoffsäule als Folge ein~r Kühlmiteel~urchsatzreduktion bei konstanter Leistung im CABRI-Testemsatz (Vergleich Hodoskopmessung- Rechnung für das Experiment Bl4) Die bisher durchgeführten fünf Experimente des CABRI-2 Programms wurden durch drei weitere Experimente mit Brennstäben hohen Abbrands(- 11 at %) und einem 15/15 Titan-stabilisierten Hüllrohrmaterial fortgeführt. Hierbei bestätigte sich der experimentelle Betun.? der erste~ Exp~rimente, d~~ das 15/15 Titan-stabilisierte Hullrohrmatenal be1 hohen Ab branden eine gegenüber dem Hüllrohrmaterial 316 CW signifikant erhöhte Duktilität hat. Die nach dem Brennstabversagen einsetzende Materialumverteilung verhält sich anders wie bei den CABRI-i Experimenten. Die Unterschiede sind auf den höheren Abbrand der eingesetzten Brennstäbe und auf die anderen Leistungspulse zurückzuführen. Die aus den Hodoskopmessungen bei den CABRI-1 Experimenten ermittelten Materialumverteilungen nach Einsetzen von Brennstoffbewegung wurden mit Kurven für die Brennstoffreaktivität des SNR-300 Zielkerns gewichtet und zu integralen Reaktivitätsrückwirkungen addiert. Die zeitlichen Rückwirkungen wurden außerdem den Kanalrückwirkungen aus SAS3D-Analysen eines UKDS im SNR-300 gegenübergestellt, die für vergleichba~~ energ~tische und thermohydraulische Randbedingungen fur den Zielkern berechnet wurden. Obwohl die unterschiedlichen Kühlkanalbedingungen und Lei- "' stungsprofile der Einstabexperimente aus CABRI nur bedingt repräsentativ für Reaktorbedingungen sind, demonstriert die Auswertung der gemessenen Umverteilungen unmittelbar nach dem Einsetzen der Brennstoffbewegung (0- ca. 50 ms) die Konservativität der unter eingrenzenden Annahmen berechneten Materialrückwirkung nach Versagen in teilweise leergesiedeten Bereichen beim SNR-300. Die aus CABRI abgeleiteten Brennstoffreaktivitätsrückwirkungen werden nach Einsetzen der Brennstoffbewegung immer rasch negativ und sind in den meisten Fällen auch monoton abnehmend. Diese Ergebnisse zeigen, daß nach dem Einsetzen von Brennstoffbewegungeneine Leistungsexkursion im SNR-300 rasch beende! werden würde. Veröffentlichungen 29331 29524 30007 30008 30013 30015 30016 30017 Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter U.lmke W. Pfrang P. Royl D. Struwe W. Zimmerer 18.02.04 ln-pile-versuche über Kühlungsstörungen Die ln-pile-biockadeexperimente Mol 7C werden als gemeinsames Programm vom KfK und SCKICEN Mol durchgeführt. Sie dienen der Untersuchung des Verhaltens von natriumgekühlten Brennstabbündeln bei schweren lokalen Kühlungsstörungen. Im Mittelpunkt der Arbeiten standen die Nachuntersuchung des Experiments Moi7C/6, die Auswertung des Experiments Moi7C/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. Ziel der NBU istdie Ermittlungvon Art und Umfang des von der Blockade verursachten Schadens und der Umverteilung von Brennstoff und Spaltprodukten. Als erster Schritt der zerstörungsfreien NBU wurde die Röntgen-Durchleuchtung durchgeführt. Die Aufnahmen zeigen, daß das Brennsiabbündel im Bereich der Blockade und der Rezirkulationszone weitgehend zerstört ist. Krusten und schalenförmige Strukturen weisen auf umfangreiche lokale Schmelzvorgänge hin. Ein Teil des Materials wurde bis zum nächsten Gitter-Abstandshalter transportiert und dort als "Sekundärblockade" angelagert. Die Bündelrohre zeigen an zahlreichen Stellen lokale Schmelzangriffe. ln Höhe der Blockade ist eine große Schmelzöffnung des inneren Bündelrohres sichtbar. Die Eindringtiefe des Brennstoffs in den Gasspalt zwischen den beiden Bündelrohren bestätigt die Ergebnisse der vorab in Mol durchgeführten Neutronografie. ln Zusammenarbeit mit dem IMF 111 wird bei Mol 7C/6 erstmals versucht, durch Röntgen-Tomografie ein dreidimensionales Bild des Schadens zu erstellen. Beim Experiment Mol 7C/7 (unbestrahlte MKII-Brennstäbe, Wandblockade) wurde mit der quantitativen Auswertung begonnen. Bereits in der Anfangsphase des Experiments, d.h. vor dem Auftreten von Brennstabschäden, wurden DND-Signale (DND = Delayed Neutron Detection) gemessen, die offensichtlich auf Defekte in der Chrombeschichtung der für 14

d ie Blockade verwendeten Brennstoffkugeln zurückzuführen sind. Die DND-Signale erreichten bis zum Einsetzen des Natriumsiedens in der Bockade einen Wert von 18 cm 2 Recoil, nahmen dann jedoch mit der Ausdehnung der Siedezone '""'ieder stark ab (s. Abbildung). Diese Abnahme, die auf das in der Siedezone fehlende Transportmedium Flüssig-Natrium ;zurückzuführen ist, wurde aufgrund früherer Überlegungen vorhergesagt und jetzt erstmals experimentell beobachtet. Die Nachrechnungen des Experiments Moi7C/4 und 5 mit dem SIMMER II-Programm wurden fortgesetzt. Axiale Effekte, die wegen der geringen Abmessungen der Blockade eine große Rolle spielen, wurden bisher in SIMMER II nur unzulänglich berücksichtigt. Nach Einführung zusätzlicher Annahmen war es jedoch möglich, den Experimentablauf vom stationären Anfangszustand über Sieden, Dryout und Schmelzen bis zur Bildung einer geschlossenen Kaverne qualitativ nachzuvollziehen. Eine weitere Verbesserung der Ergebnisse ist nur zu erreichen, wenn die bisher verwendeten Annahmen durch gezielte Programmerweiterungen auf der Basis physikalischer Modelle ersetzt werden. Als erster Schritt hierzu wurde der axiale Wärmetransport über Maschengrenzen durch Wärmeleitung und Wärmeübergang in SIMMER II eingeführt. Die Programmänderungen sind weitgehend ausgetestet; die Anwendungsrechnungen stehen jedoch noch aus. ~100~--~--------------.---------~ 'T ["Cl ~000 900 800 ;;700 Blocl<adetemp. Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen 28579 18.02.04P01 A J. Aberle 29198 18.02.04P03A U. Bungeroth 29614 C. Homann 29616 S. Jacobi 29617 K. Schleisiek 29618 I. Schmuck 29710 29736 600~---4--------------~--------~ 20~--~~------------,_---------. 10 1L!: 50 15:10 DND - SignaL t[hl 15:30 Moi7C/7- Durch Kühlmittelsieden in der Blockade (oben) verursachte AbnRhme dp.s DND-Signals (untp.n) 1m weiteren Verlauf des Experiments kam es zwischem dem im Bereich der Blockade angesammelten geschmolzenen Brennstoff und dem Kühlmittel zu einer thermischen Wechselwirkung. Die Dauer derdabei aufgetretenen Signaländerungen läßt den Schluß zu, daß die Anfangsphase durch akustische Effel<te geprägt war. Aus den Meßwerten wurde für die vom Brennstoff an das Kühlmittel übertragene Energie ein Wert von 40 kj berechnet. Bei Annahmen plausibler Grenzen für die Brennstofftemperatur erhält man daraus für den an der Wechselwirkung beteiligten Brennstoff eine Menge von 34 g. Dieses Ergebnis ist als untere Grenze zu betrachten, da die an die festen Strukturen abgegebene Energie bei der Auswertung unberücksichtigt blieb. Ein anderer Weg zur Bestimmung des an der Wechselwirkung beteiligten Brennstoffs ist die Auswertung der DND-Signale. Mit Hilfe des vom Argonne National Laboratory/USA übernommenen Rechenprogramms DN/RAT wurde aus den gemessenen DND-Signalen eine Brennstoffmenge von 70 g berechnet. Dies entspricht etwa 64 % des gesamten in der Blockade enthaltenen Brennstoffs. 18.02.08 Anlagendynamik Die Schnittstellenprogramme für das gekoppelte Kreislaufsimulationsprogramm COMMIX/DYANA wurden fertiggestellt. Es können jetzt mit der vektorisierten Codeversion COMMIX- 2(V) die Thermohydraulik im Oberplenum dreidimensional berechnet und über DYANA (Version 1.008) alle weiteren Kreislaufkomponenten eindimensional in die Rechnung einbezogen werden. An den Programmschnittstellen erfolgt die Datenübergabe und -anpassung an den nachfolgend rechnenden Code in der bisherigen Form am Kernaustritt sowie am Ein- und Austritt von Zwischenwärmelauscher und Tauchkühler. An verschiedenen Testbeispielen wurde unter Verwendung von groben Maschennetzen das formale Arbeiten des Codesystems für stationäre und transienie Rechnungen überprüft. Die von beiden Programmen erstellten Restart-Datenfiles wurden angepaßt und die ordnungsgemäße Speicherung und Wiederverwendung der Daten getestet. Mit einer weitergehenden Codevalidierung wurde anhand von Voraus- bzw. Nachrechnungen der SPXI-Nachwärmeabfuhrexperimente mit feinen dreidimensionalen Maschennetzen begonnen. Veröffent- Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter lichungen G. Bönisch 18.02.10 Experimente zum Verhalten geschmolzener Materialien beim Eintritt in NatriumaPiena Das Verhalten geschmolzener Materialien (Brennstoff und Strukturmaterial) bei der Injektion in das Natrium des oberen Plenums wird out-of-pile untersucht. Die schmelzflüssigen Materialien mit Temperaturen bis zu 3000 oc werden durch die Reaktion von Aluminium/Eisenoxid-Thermit erzeugt. Es wurde ein weiterer Versuch durchgeführt, in dem in einem Zeitintervall von 129 ms 5,5 kg Schmelze mit einer Temperatur von etwa 3000 oc in Natrium von 500 oc injiziert wurden. ln den beiden vorausgegangenen Versuchen bestand die 15

Schmelzmasse zu 75% aus Aluminiumoxid und zu 25% aus Eisen, in dem letzten Versuch zu 75 % aus Eisen und 25 % aus Aluminiumoxid. Eine Aussage zur Intensität der thermischen Wechselwirkung zwischen Schmelze und Natrium ergibt sich aus dem Druckverlauf im Natrium und der Entwicklung der Mehrkomponenten-Zweiphasenzone (Schmelze, Na-flüssig, Na-dampfförmig). Obwohl in allen Versuchen unterschiedlich hohe Drücke gemessen wurden, war der prinzipielle Versuchsablauf nicht sehr unterschiedlich: Mit Beginn der Injektion setzt eine prompte Druckerhöhung ein, die kurzzeitig von hohen Druckpulsen überlagert ist. ln der Reaktionszone bildet sich eine langsam an Größe zunehmende Zweiphasenzone aus. Im weiteren Verlauf sinkt der Druck zeitweilig nahezu auf Systemdruck ab, um dann erneut bis etwa zum Ende der Injektion anzusteigen. Danach fällt der Druck infolge Kondensation exponentiell bis unterhalb des Systemdrucks ab. Etwa zu diesem Zeitpunkt erreicht die Zweiphasenzone ihre maximale Ausdehnung bei einem mittleren Dampfvolumenanteil von ca. 80 %. Die Kondensation des Natriumdampfes führt nach etwa 0,6 s zum Kollabieren der Zweiphasenzone. Aus dem Versuchsablauf kann geschlossen werden, daß die Wechselwirkung unmittelbar nach Beendigung der Injektion ebenfalls beende! war. mene, wie Blasensieden und spontane lokale thermische Reaktionen, vorlagen. Diese Arten des Siedens schließen eine Vorvermischung ohne großen Wärmeaustausch aus. Aus dem zeitlichen Verlauf des Druckes und des Dampfvolumens der Zweiphasenzone wurde die mechanische Energie ermittelt. Danach wurden etwa 0,3 % der verfügbaren thermischen Energie in mechanische umgewandelt. Ein weiterer Versuch, bei dem erstmals der sogenannte modulare Injektor eingesetzt wird, befindet sich in der Vorbereitung. Der Injektor besteht aus 19 Einzelstäben, die zu einem Bündel zusammengelaßt sind (siehe Abb. ). Mit dieser Anordnung werden ca. 1,5 kg Schmelze als Mehrphasengemisch mit hohem Gasanteil in das Natrium injiziert. Die Injektion selbstwird durch die während der Thermitreaktion in den Stäben sich bildenden hohen Gasund Dampfdrücke bewirkt. Veröffentlichungen Primärberichte Beteiligte Mitarbeiter 19869 18.02.1 OP02A H. Brüggemann 29615 F. Huber E. Jenes A. Kaiser G. Ochs W. Peppier N. Prothmann H. Weinhold 18.03 Thermohydraulik und Nachwärmeabfuhr von Schnellen Brütern 18.03.01 Weiterentwicklung von Rechenprogrammen zur Thermohydraulik Zu diesem Vorhaben wurde im Berichtszeitraum vom I RE kein Beitrag geleistet. 18.03.02 Grundlagenuntersuchungen zur Thermo- und Fluiddynamik Die Arbeiten am Rechenprogramm TURBIT-3 zurnumerischen Simulation von Turbulenz in Kanalströmungen dienen dazu, die Turbulenzmodelle des Rechenprogramms COMMIX-2 auf eine breitere Basis zu stellen. Mit TURBIT-3 wurde ein Stand erreicht, bei dem beide vorhandenen Vektorrechner effizient eingesetzt werden können. Die FUJITSU VP wird vorrangig für rechenintensive Simulationen benutzt, die IBM 3090 VF für Testläufe bei der Programmentwicklung und der Analyse der Simulationsergebnisse. Modularer THINA-Injektor mit 19 Stäben ln keinem Versuch wurden Anzeichen beobachtet, die auf eine Dampfexplosion schließen lassen. Das Natrium war so unterkühlt, daß stabiles Filmsieden, eine der Voraussetzungen für eine Dampfexplosion, nicht auftrat. Der Verlauf der Drucksignale läßt den Schluß zu, daß eher inkohärente Siedephäno- Für die physikalische Interpretation der Simulationsergebnisse wurden zusätzliche Analysemethoden entwickelt. Im Bereich der statistischen Auswertung sind jetzt verbesserte Verfahren zur Spektralanalyse der Turbulenz und zur detaillierten Berechnung von Termen der Transportgleichungen für die Energiedichte von turbulenten Geschwindigkeits- und Temperaturfluktuationen verfügbar. Die versuchsweise Implementierung einer Schnittstelle für den Datentransfer auf eine Hochleistungsgrafik-Workstation diente der genaueren Spezifikation der Anforderungen an eine solche Verknüpfung. Dadurch wurde ein attraktives Werkzeug verfügbar, um die Strömungsmechanismen im einzelnen zu analysieren. 16