Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2002

I FiEV.A -GB3G Forschungszentrum Karlsruhe in der Helmholtz-Gemeinschaft Wissenschaftliche Berichte FZKA68;36 r Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2002 Institut für Kern- und Energietechnik April2003

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Forschungszentrum Karlsruhe in der Helmholtz-Gemeinschaft FZKA 6836, ~ Ergebnisbericht über Forschung und Entwicklung 2002 Institut für Kern- und Energietechnik

... Als Manuskript vervielfältigt. Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte vor. Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Postfach 3640, 76021 Karlsruhe ISSN 0947-8620 ISSN 1439-7218

"""'J. " Institut für Kern- und Energietechnik (IKET) Leitung: Prof. Dr. Thomas Schulenberg Das Institut für Kern- und Energietechnik befasst sich mit Fragen der nuklearen und konventionellen Energieerzeugung. Die Forschungsschwerpunkte liegen auf der Analyse und Beschreibung komplexer thermohydraulischer Transportvorgänge in Gasen, Flüssigkeiten und FestsJotfan unter Einschluss chemischer Reaktionen. Das Spektrum der Themen umfasst u. a. das Verhalten von Schmelzen und Flüssigmetallströmungen, von stationären Verbrennungsvorgängen und Explosionen sowie von Strömungen in Mikrosystemen. Die Arbeiten sind dabei größtenteils anwendungsorientiert, werden aber auch in begrenztem Umfang von Grundlagenuntersuchungen begleitet. Derzeit werden folgende Themenbereiche durch Experimente und Entwicklung anspruchsvoller Rechenprogramme bearbeitet: Sicherheit kerntechnischer Anlagen Unfallmanagement bei schweren Störungen in nuklearen Anlagen Beschleunigergetriebene Systeme für die Transmutation von Plutonium und Minoren Aktiniden zu kurzlebigerem radioaktivem Abfall Kernfusions-Technologie Entwicklung von Fusionsreaktor-Blankeis Beiträge zur Europäischen Leistungsreaktor-Studie Wasserstoffverteilungs- und Verbrennungsanalysen Thermische Abfallbehandlung Modeliierung und Messung von Flammenstrukturen und von Verbrennungsvorgängen im Festbett Synthesegaserzeugung aus Biomasse Schadstoffabbau in überkritischem Wasser Pyrolyse, Vergasung und Verbrennung fester Brennstoffe Berechnung und Messung von Strömungen in Mikrokanälen Das Institut unterhält zahlreiche wissenschaftliche Kontakte mit auswärtigen Forschungseinrichtungen. Traditionell besteht eine enge Zusammenarbeit mit der Universität Karlsruhe und eine fruchtbare Wechselwirkung mit Bundesund Landesbehörden. Studierenden der Universität Karlsruhe, an Fachhochschulen und Berufsakademien sowie jüngeren Wissenschaftlern aus dem ln- und Ausland wird Gelegenheit zur Teilnahme an interessanten Entwicklungsaufgaben gegeben. Am.31.12.2002 waren im Institut für Kerntechnik 82 grundfinanzierte Mita rbeiter/innen beschäftigt, darunter 40 Akademiker/innen, 18 Ingenieure/innen und 24 sonstige Mitarbeiter/innen. Hinzu kommen 4 ausländische Gäste, 6 Postdoktoranden/innen, 6 Doktoranden/innen, 28,5 drittmittelfinanzierte Mitarbeiter/innen, 5 BA-Studenten/innen, 6 Praktikanten/innen und 2 Auszubildende. 5 Mitarbeiter werden im Rahmen von HGF-Strategiefondsprojekten finanziert. IKET Programm 11 31 32 41 BEITRÄGE ZU VORHABEN DER PROGRAMME Nr. des Bezeichnung des Vorhabens Vorhabens Programm Nachhaltlgkelt, Energie und Umwelttechnik (UMWELT) 11.02.03 Vergasungsvalfahren 11.02.06 Modellbildung und Prozesskontrolle 11.02.08 HGF Strategiefondsprojekt Stickoxidminderung 11.03.03 Aufbereitung von Wasser/Abwasser Programm Kernfusion (FUSION) 31.06.10 Feststolfblanket für DEMO 31.06.20 Flüssigmetallblanket für DEMO 31.06.30 Reaktorstudien und konzept-unabhängige Untersuchungen 31.07.02 Tritiumprozesstechnik und -Sicherheit Programm Nukleare Sicherheitsforschung (NUKLEAR) 32.21.01 HGF-Strategiefond: Wasserstoffverhalten und Gegenmaßnahmen 32.21.02 Thermische Wechselwirkung v. Kernschmelze und Kühlmittel 32.21.03 Versagen des Reaktordruckbehälters und Dispersion der Kernschmelze 32.21.04 Therm. Angriff d. Kernschmelze u. deren langfristige Kühlung 32.21.07 Analysen zum Containmentverhalten 32.21.09 Entwicklung von Methoden zur Abschätzung und Minimierung der radiologischen Folgen von Reaktorunfällen 32.22.06 Untersuchungen zum Brennstoff- und Brennstabverhalten innovativer Systeme 32.22.09 High Perlormance Light Water Reactor (HPLWR) 32.23.01 Neutronenphysikalische Untersuchungen zur Transmutation v. Aktiniden und Spaltprodukten 32.23.03 Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen Verhalten v. Kernen mit Aktinidenanteil 32.23.05 Untersuchungen zu Beschleuniger getriebenen unterkritischen Anordnungen 32.23.06 HGF-Strategiefonds: Thermohydraulische und materialspezifische Untersuchungen zur Wärmeabfuhr von thermisch hoch belasteten Oberllächen mit Hilfe der Flüssigmetallkühlung Programm Mikrosystemtechnik (MIKRO) 41.09.02 Protein-Analytik im Chipformat

11 Programm Nachhaltigkeit, Energie- und Umwelttechnik (UMWELT) 11.02 Thermische Entsorgung und rationelle Energieumwandlung 11.02.03 IKET Vergasungsverfahren Im Rahmen des Programms Nachhaltigkeil und Technik wird an verschiedenen Stellen innerhalb des FZK ein Konzept zur Erzeugung von Synthesegas aus halmartiger Biomasse (Stroh, Heu, etc.) entwickelt. Das Konzept sieht eine dezentrale Pyrolyse des Halmguts und die Herstellung von Slurries aus dem erzeugten Pyrolyseöl und Koks i.n Anlagen bis maximal 100 MW 1 h vor. Die Slurries werden in zentrale Anlagen bis etwa 1000 MW 1 h verbracht, in denen zunächst das Synthesegas und daraus alternativ oder auch kombiniert chemische Produkte sowie thermische und elektrische Energie erzeugt werden. Pyrolyse von Weizenstroh werden. Dazu wurden mit dem Rechenprogramm FLUENT der für das Experiment zur Verfügung stehende Vergaser numerisch simuliert und in ersten Rechnungen Geschwindigkeits-, Temperatur- und Speziesprofile bestimmt. Die nachfolgende Abbildung zeigt das Temperaturprofil im Vergaser für eine Slurry mit 30 Gew.% HolzkoksanteiL Die Rechnungen lassen auf eine gute Vermischung in der Vergasu.rgszone schließen, sie zeigen aber auch, dass eine t!etailliertere Modeliierung für die Zerstäubung und die Vergasung der aus Feststoff und Pyrolyseöl erzeugten Slurry erforderlich ist. Entsprechende Arbeiten hierzu sind in Vorbereitung. 1.93e-t-03 Über die physikalischen und kalorischen Eigenschaften von Slurries, insbesondere von Strohslurries, gibt es nur wenig Informationen, die geeignet sind, die Brennerauslegung für diesen Brennstoff voranzutreiben. Vor allem bestehen Unsicherheiten hinsichtlich der Ausbeuten an Koks und Teer aus der Strohpyrolyse in Abhängigkeit von Aufheizrate und Temperatur. Für eine erste Abschätzung wurden am IKET Pyrolyseexperimente im Festbett mit Winterweizen sowohl in der PANTHA-Anlage als auch in einem kleineren Festbett mit unterschiedlichen Heizraten durchgeführt. 100~--------------------------~ ~ " 80 - -m Im l<olls ~ 80 - -m Im leer 0 "' ~ -..t..-m Im Gas 0 0> c Helzrate: 350 KirTin "' 40 g> 0 mko,jmo.i' 0 m Teer Im 0 ~ 20 m Im Gas o "' ~ "' o 0 0 100 200 300 400 500 Temperaturverteilung im Flugstrom.Druckvergaser in Kelvin T["C] Ausbeuten an Koks, Teer (Kondensat) und Gas aus der Pyrolyse von Weizenstroh bei verschiedenen Endtemperaturen und Heizraten ln der Abbildung sind die Ausbeuten an Koks, Teer und Gas in Abhängigkeit der Pyrolysetemperatur dargestellt. Wie erwartet, nimmt die Ausbeute an Teer mit Erhöhung der Heizrate zu. Allerdings bleiben die Teerausbeuten unter dem angestrebten Prozentsatz von ca. 60-80 Gew% der Ausgangsmasse. Hierzu müssen wesentlich stärkere Heiz- und Abkühlraten erzeugt werden. Die Auswertung umfasste außerdem Elementaranalysen und die Bestimmung der Heizwerte der Kokse und Teere. Veröffentlichungen 51865 V 52101 52367 Dr. W. Breitung Dr. A. Class E. Eggert H.-H. Frey Dr. L. Krebs F. Prestel Dr. E. Sehröder Dr. J. Startlinger Dl. H.-J. Wiemer Beteiligte Mitarbeiter Modeliierung Zum Nachweis der technischen Realisierbarkeil des Verfahrens wurden an einem 5 MW Flugstrom-Druckvergaser mehrere Experimente mit einer aus Holzpyrolyseöl und Holzkohle erzeugten Slurry durchgeführt. Dazu wurde erstmals ein Brenner mit Sauerstoffdirektzerstäubung eingesetzt. Wesentliche Einflussgrößen auf den Vergasungsvorgang sollen durch eine numerische 3~D Simulation optimiert 11.02.06 IKET Modellbildung und Prozesskontrolle Instationäre Verbrennung Das IKET ist am Sonderforschungsbereich 606 "Instationäre Verbrennung, Transportphänomene, Chemische Reaktionen, Technische Systeme" der Universität Karlsruhe in Zusam- 2

" menarbeit mit der Universität Stuttgart sowie dem DLR Stuttgart an zwei Teilprojekten beteiligt. Zur Beschreibung von periodischen Verbrennungsvorgängen wurde ein Modell entwickelt, bei dem die Flamme durch eine Obertläche ersetzt wird, die unverbranntes Brenngasgemisch vom Rauchgas trennt. Diese Obertläche bewegt sich instationär in einem turbulenten Strömungsfeld, so dass sich zeitabhängige Strömungsfelder beiderseits der Flamme ergeben, denen sich die Geometrie der Flamme anpasst. Die wichtigste Kenngröße der Flamme ist ihre Ausbreitungsgeschwindigkeit relativ zum unverbrannten Gemisch. Diese wurde für Flammen mit komplexen Reaktionsmechanismen bestimmt; deren Reaktionszone im Vergleich zur Dicke der gesamten Flammenstruktur dünn ist. Die Rechnungen zeigen, dass die Flammengeschwindigkeit von der Flammenstreckung und einer effektiven Zeldovichzahl bzw. Aktivierungsenergie der chemischen Reaktion abhängt. Die Flammenstreckung charakterisiert den dehnenden Einfluss des Strömungsfelds auf die Flammenfläche. Die effektive Zeldovichzahl wird für einfache Reaktionsmechanismen analytisch angegeben und ist nur in Sondertällen unmittelbar mit den Aktivierungsenergien einzelner Elementarreaktionen verknüpft. Für komplexe Mechanismen wird die effektive Zeldovichzahl aus experimentellen Daten von ebenen Flammen abgeleitet. Innerhalb des DRO liegt die Temperatur deutlich über dem Schlackeerweichungspunkt von 11 00 oc wie aus der nachfolgenden Abbildung hervorgeht. Die Messstellen außerhalb des Drehrohrs (nächste und übernächste Abbildung) weisen Temperaturstreuungen bis zu mehr als 100 K auf. Dabei handelt es sich um periodische, von der DRO-Drehzahl abhängige Temperaturschwankungen. Möglicherweise werden die Wärmeverluste der NBK durch eine Undichtigkeit im Kühlluftsystem zur Kühlung des Stirnkranzes am DRO Austritt verstärkt. Der dadurch entstehende kühle Bereich am äußeren Rand der Drehrohres führt zunächst zu einer lokal begrenzten Temperaturabsenkung bis hin zur Erstarrung der Schlacke. Ein sich allmählich bildender und sich ständig vergrößernder Pfropfen verhindert mehr und mehr das Abfließen der aus dem DRO nachkommenden Schlacke, so dass schließlich der Drehrohrquerschnitt am Austritt großflächig verschlossen wird. Veröffentlichungen V 51496 52605 52825 53004 Dr. A. Class Dr. D. Kuhn V. Oberheide Dl (FH) F. Richter Beteiligte Mitarbeiter Messpunkte zur Bestimmung der Temperaturprofile im Bereich des DRO Austrittes Um die Ursache der Temperaturschwankungen zweifelsfrei festzustellen, sind für das Jahr 2003 weitere Messungen an der THERESA geplant. 11.02.08 IKET HGF-Strategiefondsprojekt: Stickoxidminderung THERESA Das Ziel mehrerer Messkampagnen war die Bestimmung der Ursachen für die Schlackeanhäufung am Drehrohraustritt der THERESA-Anlage. Bei allen bisherigen Kampagnen hat sich in deren Verlauf ein Schlackewulst am Austritt des Drehrohres (DRO) gebildet, der den freien Schlackeabfluss behinderte und so zu einer Beeinträchtigung des Anlagenbetriebes führte. Daher wurden vom IKET mehrere Messungen in der Nachbrennkammer (NBK) zur Erstellung von Temperaturprofilen am DRO-Austritt durchgeführt. Der obere Teil der Abbildung zeigt die horizontalen Messpunkte in Richtung der Drehrohrachse, während im unteren Teil der Abbildung der horizontale Messpfad senkrecht zur Drehrohrachse unmittelbar am Drehrohraustritt dargestellt ist. 1250 1200 1150 E _a 1100 ~ ~ 1050... 1000 t 1030 t 1037 r042 ' T 1 l1059 1'""1 I +1226 I + 1211 I +1165 I I + 1137 I" I NBK: DRO 950 939 I I QOO ' 0 500 1000 1500 2000 2500 I I I Entfernung von Wand NBK (mm] Temperaturprofil in Richtung der DRO Achse; Übergang NBKIDRO Austritt bei x=1400 mm 1250 1200 1150 [J1100 L :; 1050 E 8.1000 E.. 1-950 900 950 900 939 r t 1031 t 1032 j l " I + 1104 ~ 1171 + I ' 1170 l "' I l1110 l l 059 l 250 500 750 1000 1250 1500 1750 2000 2250 2500 Abstand von Wand NBK {mm} Temperaturprofil am Übergang NBKI DRO-Austritt in einer horizontalen Messebane senkrecht zur DRO-Achse 017 3

... Modeliierung Im Berichtsjahr lag der Schwerpunkt der Arbeiten auf der Modeliierung der Partikelbewegung in einem bewegten Festbett, nachdem im Vorjahr die Einzelmodelle für die Teilprozesse Trocknung, Pyrolyse, Entgasung und heterogene Verbrennung in das Programmpaket TOSCA implementiert und erste Rechnungen des Abbrandes von Partikeln in einem nicht bewegten Festbett durchgeführt worden waren. Die Modeliierung der Partikelbewegung umfasste folgende Einzelprobleme: - 2D-Simulation der dynamischen Partikelbewegung auf einem vorwärts bewegten Rost mit TAMARA-Geometrie ohne Verbrennung. - Berechnung der Partikelverweilzeit auf dem Rost. - Bestimmung von Kenngrößen zur Beschreibung der Mischung bzw. Entmischung von Partikeln unterschiedlicher Größe auf einem vorwärts bewegten Rost. 11.03 11.03.03 IKET suwox Ressourcenschonung Aufbereitung von Wasser/ Abwasser Das Potenzial der Schadstoffzersetzung in überkritischem IJiiasser liegt in der vollständigen Stoffumwandlung (Totalabtfau) anthropogener Abfallstoffe. Die Hemmnisse bei der t~chnischen Anwendung liegen in einem hoch korrosiven Reaktionsmedium und im Ausfallen von Salzen. Das strategische Konzept des SUWOX-Verfahrens beruht auf einem, den jeweiligen Schadstoffen durch geeignete Werkstoffauswahl angepassten, korrosionsbeständigen Doppelwandreaktor und einer hohen Fluiddichte zur Erzielung hoher Salzlöslichkeiten. Entmischung der Partikel im Eintritt des bewegten Festbetts Entmischung der Partikel in der Mitte des bewegten Festbetts Die beiden folgenden Abbildungen zeigen die Entmischung der Partikel am Anfang und in der Mitte des vorwärts bewegten Festbetts. Deutlich ist die Trennung von großen und kleinen Partiken zu erkennen wobei die kleineren Partikel nach unten zum bewegten Festbettboden und die größeren Partikel nach oben zur freien Oberfläche hin wandern. Die gemessene mittlere Verweilzeit der Partikel auf dem TAMARA-Rost beträgt ungefähr 45 Minuten, die berechnete Verweilzeit liegt für die meisten Partikel zwischen 43 und 47 Minuten. Mit geringer Häufigkeit können kleine Partikel eine Verweilzeit von mehr als 200 Minuten aufweisen. Zur Zeit werden die Modelle für Partikelbewegung und -abbrand gekoppelt. Veröffentlichungen 51229 51235 51472 51728 51762 V 51865 52367 52509 52550 V 52652 V 52653 V 53191 Beteiligte Mitarbeiter Dr. A. Class Dr. A. Dziugys E. Eggert H.H. Frey Dl (FH) E. Höschele Dr. L. Krebs DP D. Kuhn DC M. Müller-Hagedorn H.-M. Politzky F. Prestel Dl (FH) F. Richter Dr. E. Sehröder Dr. C. Vortmann SUWOX-Anlage: 700 bar, 500 C, 2,5kg/h Das im Labormaßstab entwickelte SUWOX-Verfahren wird in einer Drittmittel geförderten Kooperation mit einem mittelständischen Industriepartner zur industriellen Anwendung weiter entwickelt. Hierzu wurden reale Abwasserströme potenzieller Anwender aus den Industriezweigen Biozidproduktion, Pharmaproduktion, Wasserlack- und Kunstharzproduktion untersucht. Auf werkstoffkundlicher Seite besteht Zusammenarbeit mit Firmen auf den Gebieten keramischer sowie metallischer Werkstoffe. in Kooperation mit einem Industriegasehersteller wird technisches Neuland bei der Bereitstellung von Hochdrucksauerstoff betreten. Auf Grund der erzielten Ergebnisse erklärte sich der Biozidhersteller zu Beginn des Jahres 2002 bereit, eine industrielle SUWOX-Anlage im Pilotmaßstab in seinen Produktionsprozess zu integrieren. Die auf diesen Anwendungsfall ausgerichteten Arbeiten sind gekennzeichnet durch die Integration einer Wärmerückgewinnung im Reaktor, um die Wirtschaftlichkeit des Prozesses zu steigern. Das Abwasser aus dem Produktionsprozess unterliegt Schwankungen in der Zusammensetzung der lnhaltsstoffe. Der 4

eingehende Versuchsbetrieb zeigt, dass bestimmte Inhaltsstoffe zu lokalen Ausfällungen im Prozess der Schadstoffzersetzung führen können. Die bisher gewonnenen Ergebnisse lassen erkennen, dass mit gezielten Prozessmodifikationen diese Ausfällungen vermieden werden können. Veröffentlichungen 40195 Beteiligte Mitarbeiter E. Arbogast Dl (FH) S. Baur Dl (FH) J. Gerber (Wehrle-Werk AG) Dr. A. Krämer (Wehrle-Werk AG) Dr. H. Schmidt K. Thomauske Dl (FH) J. Weggen 1 mm NGK Beryllium-Kugeln (optische Mikroskopie) 31 31.06 31.06.1 0 IKET Programm Kernfusion (FUSION) Blanketentwicklung Feststoffblanket für DEMO Koordination der Arbeiten zum Europäischen HCPB-Projekt Im Rahmen der europäischen Blankat-Programme werden zwei Blanketkonzepte für einen Fusions-DEMO-Reaktor entwickelt. Für das "Helium-cooled Pebble Bed" (HCPB) Blanke! liegt die Federführung beim FZK. Mittelfristiges Ziel dieses Programms ist der Design des DEMO-Biankets, die Qualifizierung durch geeignete Tests kleineren Maßstabs und der Bau von Testeinsätzen für ITER. Die F+E-Arbeiten werden im Rahmen des europäischen Blankat-Teams in enger Kooperation mit CEA (Saclay and Grenoble), ENEA (Brasimone and Casaccia), FOM (Petten), Belgium (Mol) und IST (Lissabon) durchgeführt. Im Rahmen der Umstrukturierung des Fusionsprogramms wurden im Mai 2002 die Arbeiten zur Koordinierung des HCPBs sowie zur Auslegung der Test Blanke! Module ins IRS verlagert (siehe entsprechenden las-beitrag). Charakterisierung und Bestrahlungsverhalten von Brutkeramik- und Beryllium-Kugeln Brutkeramik-Kuge/n: Seit 1990 entwickelt FZK in Zusammenarbeit mit Fa. Schott Glaswerk GmbH die Herstellung von Lithiumorthosilikat-Kugeln durch Sprühverfahren. Die Eigenschaften der Kugeln hängen von vielen Parametern ab, die schwierig zu kontrollieren sind. Deswegen ist die Qualitätskontrolle der gelieferten Kugeln durch chemische Analysen, Optische- und Elektronen-Mikroskopie, Druck- und Glühversuche erforderlich. Für die im Berichtszeitraum gelieferten Chargen ergaben sich keine signifikanten Unterschiede zu früheren Chargen und das Material wurde für diverse Experimente (FZK, ENEA) bereitgestellt. Für Hochfluenzbestrahlungs-Experimente im HFR Petten werden 6 Li-angereicherte Lithiumorthosilikat-Kugeln benötigt, die aus Lithiumorthosilikat-, Siliziumoxid- und Lithiumcarbonat-Pulver hergestellt werden (anstelle Lithiumorthosilikatund Siliziumoxid-Pulver für nichtangereichertes Material). Die erste Charge war gekennzeichnet durch eine unakzeptabel große Porosität aufgrund von C0 2 Verunreinigungen. ln Zusammenarbeit mit Fa. Schott wurde das Produktionsverfahren optimiert und Material hergestellt, das keine erhöhte Porösität mehr besitzt. Ein Langzeitglühversuch über drei Monate mit Lithiumorthosilikat und Lithiummetatitanat wurde gestartet, der im Januar 2003 abgeschlossen werden wird. Beryllium-Kugeln: Jede gelieferte Charge der von NGK lnsulators ltd. hergestellten Beryllium-Kugeln (obige Abb.) wird durch folgende Methoden charakterisiert: Optische- und Elektronen-Mikroskopie, Helium-Pyknometrie, Mikrohärte, Mechanisches Verhalten bei hoher Temperatur. Da die Tritiumfreisatzung aus derzeit verfügbaren Beryllium-Kugeln bei Betriebstemperaturen im Reaktor ein Problem darstellt, siehe nachfolgende Ausführungen, wird die Möglichkeit untersucht, die Mikrostruktur der Kugeln zu verändern mit dem Ziel Korngrößen im Bereich von 10 ~tm zu erhalten. Rechnungen mit dem ANFIBE Code zeigten, dass dadurch die Tritiumfreisatzung sich deutlich erhöhen würde. Weiterentwicklung des ANFIBE Codes Im Rahmen der Validierung und Weiterentwicklung des ANFIBE Codes zur Beschreibung des Verhaltens von Helium und Tritium in bestrahltem Beryllium werden experimentelle und theoretische Untersuchungen der Gasfreisatzung von leicht und stark bestrahlten Beryllium-Proben durchgeführt. Die Gas-Freisetzungskurven werden durch ein Modell angepasst, das neben der atomaren Gasdiffusion auch die Gasausscheidung in Blasen berücksichtigt. Ein wesentliches Ergebnis ist die genauere Bestimmung des sog. Gasausscheidungs-Verhinderungs-Faktor. Auf der Basis der Mikrostrukturanalyse von leicht bestrahlten Beryllium Kugeln wurde mit einer detaillierten Validierung der Modelle der Gaskinetik im ANFIBE-Code begonnen. Das letzte Stadium der Gasdiffusion, d. h. das Entstehen von offenen Porositäten an den Korngrenzen, das bei hoher Dosis oder hohen Temperaturen verantwortlich für die meiste Gasfreisatzung ist, wurde in einer leicht bestrahlten Beryllium Kugel mit Hilfe der 3D Mikrotomographie durch Synchrotronstrahlung untersucht (Abbildung). Offene Porositäten in einer leicht bestrahlten Berylliumkugel, die durch Heliumblasen-Wachsturn und -Koaleszenz bei hoher Dosis oder hohen Temperaturen entstehen 5

- Verbesserung der Tritiumfreisetzung aus Beryllium Das sich akkumulierende Tritium im Beryllium könnte am Ende der Betriebszeit von Blankeis unzulässig hohe Werte erreichen wenn keine Gegenmaßnahmen ergriffen werden. Eine Möglichkeit ist die Spülung der Beryllium-Schüttbetten mit einem Spülstrom mit hohem Wasserstoff(Protium) Partialdruck. Es ist geplant, diese Technik in den HIDOBE Bestrahlungsexperimenten im HFR Patten zu testen. Abschätzungen wurden durchgeführt, ob geschlossene Kapseln mit einem anfangs hohen Protium-Druck verwendet werden könnten, oder ob diese Kapseln an ein Protium-Reservoir angeschlossen werden müssen. Es zeigte sich, dass aufgrund starker Permeationsverluste die letztere Technik verwendet werden sollte. Parallel zu diesen Abschätzungen wurde in Zusammenarbeit mit den Heißen Zellen ein erstes Experiment mit Beryllium Kugeln zur Untersuchung der Wasserstoffspeicherung und -freisetzung durchgeführt. Die Kugeln wurden mit einem Protium-Tritium-Gemisch (Druck: 0.2MPa) bei 850 C über 8 Stunden beladen und anschließend in einer anderen Versuchseinrichtung bis 1100 oc aufgeheizt und die Tritium Freisatzung gemessen. Durch weitere Untersuchungen soll geklärt werden, welche Tritiumanteile in den Kugeln gespeichert wurden bzw. in oberflächennahen Schichten absorbiert wurden. Untersuchungen der mechanischen und thermischen Eigenschaften von Beryllium- und Brutkeramik Kugelschüttungen Zur Durchführung von Versuchen mit Beryllium-Kugelschüttungen bei Temperaturen bis 650 C und Drücken bis zu 6 MPa wurde die HECOP-Anlage errichtet. Die im letzten Jahr angefangenen Wärmeleitfähigkeitsmessungen mit Schüttungen bestehend aus 1 mm NGK Beryllium-Kugeln wurden weitergeführt. Die Abbildung zeigt die Wärmeleitfähigkeit als Funktion der Schüttbett-Verformung während eines Uniaxiai-Druckversuchs. Die mittlere Temperatur im Schüttbett war 350 oc; der Temperaturunterschied betrug ca. 50 oc. Die Erhöhung der Wärmeleitfähigkeit mit zunehmender Verformung wird im Wesentlichen durch die Vergrößerung der Kontaktflächen zwischen den Kugeln verursacht. Mitte des Jahres wurde die HECOP-Anlage defekt durch Versagen einer wesentlichen Komponente. Es wurde beschlossen eine neue Teststrecke zu bauen; die Wiederaufnahme der Versuche ist im Januar 2003 vorgesehen. 2 E 14 -~ 12 '(j) 10 ~ 0) 8 :.c yg 6 '(j) ä) 4 E 2... :ro s 0 k (W/ m K) = 1.9407 E(%) 2 + 10.637 E(%) + 2.3199 i ~ 1./!,;II'! I...,I../"! 0 0,2 0,4 0,6 0,8 Mittlere Bett-Temperatur: 350 c I E (%) 1 1,2 1,4 Wärmeleitfähigkeit von 1 mm Beryllium Kugelschüttung als Funktion der Schüttungsvertormung e ln bezug auf Brutkeramik-Kugelschüttungen wurden weitere Versuche zum thermischen Kriechen bei 750 und 800 oc mit neuen Chargen von CEA Metatitanat-Kugeln (Durchmesser 0,6-0,8 mm) durchgeführt. Es zeigte sich, dass dieses Material durch kleine Kriechraten gekennzeichnet ist. Schüttbettmodellierung I (#ie Komprimierungseigenschaften der Schüttbetten aus Brutmaterial und Beryllium sollen im DEMO-Feststoffblanket Materialversagen durch große Thermospannungen verhindern. Das Drucker-Prager-Modell für granulare Materialien beschreibt die physikalischen Prozesse im Schüttbett und ist für die nötige Modeliierung geeignet. Modellierungsarbeiten richten sich auf die Erweiterung des Modells zu reaktorrelevanten Randbedingungen und auf die Validierung von Modellen. Das bestehende Schüttbettmodell wurde auf eine biaxiale Geometrie angewendet. Es zeigte sich, dass die errechneten Ergebnisse mit experimentellen Daten für Orthosilikatpartikel befriedigend übereinstimmen. Die guten Eigenschaften des Modells wurden auch für 20 und 30 mm hohe Schüttbetten festgestellt, in denen Partikelfließen viel ausgeprägter ist als im 10 mm hohen DEMO-Referenzdesign. Die Erweiterung um ein Modell zum Thermischen Kriechen und die Benutzung von volumetrischen Wärmequellen führte zu numerischen Problemen des Solvers. Das Lösungsverhalten wurde mit Hilfe von Rechnungen für ein altes Benchmarkexperiment untersucht und soll im kommenden Jahr verbessert werden. Veröffentlichungen 47826 47983 47984 47985 47986 48117 48118 48119 48120 48121 48122 48423 50263 50880 50881 50882 50883 50884 V 51402 V 51403 V 51404 V 51430 V 51431 V 51614 51642 51763 V 51847 V 52084 52152 V 52153 52378 52379 V 52782 V 52783 V 52784 53043 Beteiligte Mitarbeiter Dr. L. Boccaccini R. Sosbach Dr. L. Bühler Dr. S. Hermsmeyer Dl S. Malang Dr. G. Piazza Dr. E. Rabaglino Dr. J. Reimann C. Sand 6

~ 31.06.20 IKET Flüssigmetallblanket für DEMO MHD-Strömungen in Kanalkontraktionen/expansionen Das zweite im Rahmen des europäischen Blankat-Programmes entwickelte Blanke! ist das "Helium-cooled Lithium Lead" (HCLL) Blanke!. Zur Triturnextraktion muss das Flüssigmetall umgewälzt werden. Dabei spielen magnatohydrodynamische (MHD) Effekte eine große Rolle. ln den Strömungskanälen treten häufig Änderungen des Kanalquerschnitts in Richtung des magnetischen Feldes B auf. Hierbei kommt es zur Ausbildung dreidimensionaler elektrischer Ströme, die zu komplexen Umverteilungen der Flüssigmetall-Strömung führen und zusätzliche Druckverluste verursachen. Zur Untersuchung dieser Vorgänge wurde mit experimentellen und theoretischen MHD-Arbeiten zu Flüssigmetall-Strömungen in Expansionen/Kontraktionen begonnen. Eine Edelstahl-Testsirecke mit einer Wandstärke von 3 mm und einer plötzlichen Querschnittsänderung von 1 00 x 25 mm 2 auf 1 00 x 100 mm 2 ist in Herstellung und soll Anfang Januar 2003 in den NaK-Kreislauf der MEKKA Anlage eingebaut werden. Neben der Messung der Wandpotenziale und Druckverluste sind zusätzlich zwei traversierbare Sonden zur Messung von Geschwindigkeitsverteilungen vorgesehen. Die theoretischen Arbeiten konzentrieren sich zunächst auf die Beschreibung trägheitsfreier MHD Strömungen. Die Abbildung zeigt eine berechnete Geschwindigkeitsverteilung im Strömungsquerschnitt kurz vor der Erweiterung: es treten große Geschwindigkeitsüberhöhungen nahe der magnetfeldparallelen Seitenwände auf. Es hat sich gezeigt, dass die Strömung besonders sensitiv auf Variationen der elektrischen Leitfähigkeit der Kanalwände reagiert. Damit hätte man ein geeignetes Mittel zur Verfügung, um aktiv bestimmte Strömungsformen zu optimieren. Die folgende Abbildung zeigt das elektrische Potenzial auf der Oberfläche eines Kanals, hervorgerufen durch die,konvektionsgetriebene MHD Strömung des Fluids. Diese ~Strömung entsteht in einem Temperaturfeld aufgrund einer konstanten volumetrischen Beheizung und Wärmeabfuhr über seitliche vertikale Wände bei x = ± 1. Alle anderen Wände sind adiabat. Isolinien des Wandpotenzials können näherungsweise als Abbild der Strömung interpretiert werden. Wir finden hier eine aufwärts gerichtete Strömung im Zentrum des Kanals und abwärts gerichtete Strömungen entlang der gekühlten Wände. i I. I 5 z ; ~0 Isolinien des elektrischen Potenzials auf der Kanalwand Veröffentlichungen 47827 V 51379 51557 V 52781 53054 53183 53355 Dr. L. Bühler S.Gnieser F. Pfeffer Dr. K. Messadek Dr. J. Reimann Dr. R. Stieglitz Beteiligte Mitarbeiter MHD-Geschwindigkeitsverteilung im Kanalquerschnitt kurz vor der Querschnittserweiterung Berechnung dreidimensionaler (3d) MHD Naturkonvektions-Strömungen Im Rahmen einer Kooperation mit der Universität Coventry wurden 3d MHD-Naturkonvektions-Strömungen in quaderförmigen Geometrien untersucht. Das Magnetfeld ist dabei wie im Fusionsreaktor horizontal. Mittels asymptotischer Methoden konnte das Problem zunächst vereinfacht und anschließend durch geeignete numerische Verfahren für elektrisch leitende Kanalwände gelöst werden. Die gewonnenen Ergebnisse approximieren die Strömung sehr gut für sehr starke Magnetfelder, wie sie in Fusionsreaktoren auftreten. Das numerische Programm arbeitet für beliebige Temperaturfelder, hervorgerufen durch Wandwärmeströme und volumetrische Wärmefreisetzung. Es konnte gezeigt werden, dass sich dreidimensionale Effekte auf Bereiche nahe der Boden- bzw. Deckplatte beschränken. Außerhalb dieser Bereiche findet man eine voll ausgebildete Strömung. 31.06.30 IKET Reaktorstudien und konzeptunabhängige Untersuchungen Beiträge zu Europäischen Studie über Fusionsleistungsreaktoren An der Europäischen Leistungsreaktorstudie nahm das Institut u. a. mit der Entwicklung und Auslegung eines auf dem HCPB-Feststoffblanket basierenden Reaktormodells teil. Die Abkehr von der bisher für DEMO vorgesehenen Segmentierung hin zu Moduln - ähnlich wie in ITER, jedoch größer und aus Verfügbarkeilsgründen weniger - führte dazu, dass mehr Gewicht auf konzeptionelle Anpassungen und Verbesserungen als auf blanketinlerne Details gelegt wurde. Für die Blanketmodule wurde eine radiale Segmentierung vorgeschlagen, deren Vorteile (1) die Begrenzung des 7

Gewichtes einzelner Moduln, (2) die Ausbildung der hinter.dem Blanke! liegenden Strukturen als Lebensdauerkomponenten und damit die Reduzierung von Abfall, und (3) die Möglichkeit einer thermischen Entkopplung der heißen Blankeis von rückwärtigen Strukturen sind. Aus sicherheitstechnischen und plasmaphysikalischen Gründen wurde für das Reaktormodell die Forderung nach einem heliumgekühlten Divertor mit einer Maximallast von 10 MW/m 2 erhoben. Das daraufhin entwickelte Divertorkonzept benutzt im Bereich der größten Wärmeflüsse Wolfram wegen seiner guten Leitfähigkeit und Hochtemperatureigenschaften. Thermomechanische Analysen unterstützen die Machbarkeil des Konzeptes. Diese Konzept hat ein intensives Arbeitsprogramm zur detaillierten Weiterentwicklung an anderer Stelle im Forschungszentrum angestoßen. Auf der Basis von Blanke! und Divertor wurde das Wärme" abfuhrsystem des Fusionsreaktors ausgelegt. Hauptergebnis dieser Analyse ist, dass das HCPB-Reaktormodell im Vergleich mit konkurrierenden Modellen das Potenzial hat, akzeptable Wirtschaftlichkeit bei beschränkter technologischer Extrapolation zu erzielen. Die in der Reaktorstudie gewählte modulare Blanketsegmentierung hat das Augenmerk auf die Problematik einer Belastung eines Blanketmoduls mit dem vollen Kühlmitteldruck im Falle eines internen Bauteilversagens gerichtet. Aus diesem, aber auch aus anderen Gründen, wie (1) einer verstärkten Gemeinsamkeit - im Hinblick auf ITER Testbianketmodule - mit dem heliumgekühlten Flüssigmetallblanket, (2) einer verstärkten internen Modularität und (3) einer verbesserten thermischen Auslegung wurde mit der Revision des HCPB-Biankets begonnen. Ein Konzept für ein solches Blanke! wurde vorgeschlagen und wird konstruktiv weiterentwickelt sowie neuironischen und mechanischen Analysen unterzogen. Abschätzung der MHD Druckverluste in selbstgekühlten Pb-17Li Blankets Im Rahmen der Europäischen Reaktorstudie wurden Druckverluste für ein selbstgekühltes Flüssigmetallblanket (SCLL) mit keramischen SiC/SiC Wänden und für das so genannte Dual Coolant (DC) Blanke! mit isolierenden SiC/SiC Einsätzen durchgeführt. Berechnungen für ein SCLL Outboard-Bianket in einem konstanten Magnetfeld von 4T ergaben akzeptable Druckverluste in den engen Spalten hinter der ersten Wand bei Strömungsgeschwindigkeiten bis zu 4.5 m/s. Der Druckverlust im zentralen Kanal ist viel geringer, sodass der Gesamtdruckabfall sich hauptsächlich aus der Spaltströmung ergibt. Werte für Top- und lnboard-bianket wurden durch eine Extrapolation abgeschätzt. Die Geschwindigkeitsprofile zeigen einen Abfall in der Nähe der radialen Wände, die den kreisförmigen Ringspalt in mehrere Unterkanäle aufteilen. Diese "periodische" Geschwindigkeitsverteilung hat Temperaturschwankungen entlang der ersten Wand zur Folge, was bei mechanischen Spannungsrechnungen berücksichtigt werden sollte. Für das DC Blanke! wurden Geschwindigkeitsverteilungen und Druckverluste in den langen poloidalen Rechteckkanälen bestimmt. Das Fluid in diesen Kanälen ist von den elektrisch leitenden Wänden durch keramische Strömungskanaleinsätze isoliert, um den Druckverlust zu reduzieren. Der Druckverlust in den poloidalen Kanälen bleibt selbst bei einer nicht perfekten Isolation klein. Die Geschwindigkeitsvertei- lung ist jedoch in Bezug auf die abzuführende volumetrisch freigesetzte Wärme nicht optimal, falls die elektrische Leitfähigkeit der Strömungskanaleinsätze zu groß wird. ln einem solchen Fall wird der größte Teil des Fluids entlang der Seitenwände in Jets mit relativ hohen Geschwindigkeiten geführt. Solche Strömungen neigen gewöhnlich zur Ausbildung hydrodynamischer lnstabilitäten, was dann wiederum e)ne intensive Vermischung zur Folge hätte. Der größte ft;nteil am Gesamtdruckverlust entsteht im Bereich von ~xpansionen und Kontraktionen. Zur Ermittlung dieser Anteile wurden empirische Korrelationen angewandt, die für andere Geometrien entwickelt wurden. 3D-Analyse für Wasserstoffverhalten in ITER-FEAT Unfallszenarien Für den Fall nicht öffnender Überdruckventile beim ITER FEAT Vakuumbehälter wurde der Einfluss des Wärmeübergangs an der Wand auf die Eigenschaften der Torus Atmosphäre mit einer fusionsspezifischen GASFLOW Version parametrisch untersucht. Dabei wurde die Toruswand einmal als Stahlwand, dann als mehrschichtige Wand (Be Cu-Stahl) mit und ohne Wärmestrahlung modelliert. Betrachtet wurde ein Unfall mit Kühlmittelleck in der Ersten Wand ohne Plasmazusammenbruch. Die Quellterme für die Gase entstammen MELCOR-Rechnungen. Wie sich zeigt, findet in keinem der betrachteten Fälle Dampf-Kondensation statt. Unter Verwendung eines mit ATHENA berechneten Quellterms, der sich durch relativ frühen Lufteintritt auszeichnet, wurden inzwischen weitere 3D Verteilungsrechnungen begonnen. Sicherheitsanalysen bei ITER-FEAT haben ergeben, dass die beim Betrieb auftretenden unterschiedlichen Staubarten die Sicherheit des Tokamak erheblich beeinträchtigen können. Da zum reaktiven Verhalten von Tokamak-typischem Kohlestaub zur Zeit noch keinerlei Daten verfügbar und diese auch nicht aus dem Verhalten anderer Stäube übertragbar sind, wurde ein Versuchsprogramm gestartet. Dabei sollen die explosiven Eigenschaften ITER-relevanter Stäube untersucht werden. Die ersten Tests sind mit Kohlestaub vorgesehen. Eine Versuchsanlage mit einem 20-1-Behälter wurde aufgebaut und mithilfe von Standardstäuben kalibriert. Als Versuchsparameter werden der maximale Explosionsdruck, die Kinetik-Kennzahl (Pa/s) und die minimale Explosionskonzentration gemessen. Zur Zeit sind Tests mit Graphitstaub im Gange. Veröffentlichungen 47401 47825 47828 48316 V 51377 V 51378 V 51432 V 51491 V 51492 V 51493 V 52238 V 52239 53039 V 53052 V 53204 V 53205 Beteiligte Mitarbeiter Dr. W. Baumann Dr. L. Boccaccini Dr. W. Breitung Dr. L. Bühler Dr. V. Denkevits Prof. S. Doroleev Dr. S. Hermsmeyer B. Kaup V. Krautschick Dl. S. Malang G. Necker (Pro Science) Dr. R. Redlinger Dr. P. Royl Dr. J.R. Travis (lngenieurbüro) 8

31.07 31.07.021KET Tritiumtechnologie Tritiumprozesstechnik und -Sicherheit Im Rahmen der SERF Studie (Socio-Economic Reserach on Fusion) wurden Tritiumfreisatzungen aus potentiellen europäischen Standorten von zukünftigen Fusionsreaktoren im Hinblick auf die Dosisbelastung der Bevölkerung und ihre wirtschaftlichen Konsequenzen hin untersucht. Von besonderem Interesse war die Kontamination der Nahrungsmittel mit Tritium. Da es für Tritium zur Zeit noch keine europaweiten Höchstwerte an Aktivität in Nahrungsmitteln gibt, wurden zwei verschiedene Vorschläge untersucht. Zum einen Werte, die um den Faktor 10 höher sind als die, die für Cesium 137 gelten und zum anderen Werte, die aus der IAEA-Richtlinie 81 abgeleitet wurden. Letztere sind etwa um den Faktor 200 höher als die von Cesium 137. Bei einer unfallbedingten Freisatzung von 50 Gramm HTO, wurde der niedrigere der beiden Höchstwerte für zumindest einen Tag und ein Nahrungsmittel auf einer Fläche von etwa 30000 km 2 überschritten. Wird der aus der IAEA-Richtlinie abgeleitete Höchstwert benutz, verringert sich die Fläche um den Faktor 30. Werden Nahrungsmittel verzehrt, deren Kontamination gerade unterhalb der beiden Grenzwerten liegt, so ist in beiden Fällen die Dosisbelastung der Bevölkerung geringer als die, die bei dem Verzehr von mit Cesium belasteten Nahrungsmitteln, deren Kontamination ebenfalls nahe an ihrem gültigen aktuellen EU-Höchstwert liegt, auftritt. Sowohl für potentiell Freisetzungen aus ITER als auch aus zukünftigen Fusionsanlagen muss aufgezeigt werden, dass bestehende Grenzwerte für Notfallschutz- und Strahlenschutzvorsorgemaßnahmen nicht überschritten werden. Da die Materialien sich im Laufe der Zeit ändern, wurde eine Methodik entwickelt, die es erlaubt Dosisbeiträge von Quelltermanteilen separat zu berechnen und den zusammengesetzten Quellterm mit den jeweiligen Grenzwerten zu vergleichen. Allerdings ist dies nur mit deterministischen Freisatzungsszenarien möglich. Zur Unterstützung von Institutionen in Spanien, die Dosisabschätzungen für den potentiellen ITER-Standort Vandellos im Rahmen des dortigen Genehmigungsverfahren durchführen, werden meteorologische Daten aufbereitet sowie Rechnungen für den Normalbetrieb und unfallbedingte Freisetzungen durchgeführt. Veröffentlichungen Beteiligte Mitarbeiter 50604 Drmet W. Raskob (Fa. D.T.I.) I. Hasemann 32 Programm Nukleare Sicherheitsforschung (NUKLEAR) 32.21 Sicherheitsforschung für Kernreaktoren 32.21.01 IKET Wasserstoffverhalten und Gegenmaßnahmen Übergeordnetes Ziel der Arbeiten ist der Schutz von Umwelt und Öffentlichkeit vor radiologischen Belastungen bei auslegungsüberschreitenden Unfällen in laufenden Reaktoranlagen. Dieses Vorhaben untersucht die Wasserstoffentstehung, -Verteilung, und -Verbrennung, insbesondere im Hinblick auf Gegenmaßnahmen, die die Containmentintegrität gewährleisten können. Zur weiteren Entwicklung und Anwendung einer durchgehenden Analysemethodik wurden in 2002 folgende Beiträge geleistet. GASFLOW-Programm /Entwicklung, Implementierung und Test eines Spray-Modells (in das 3D-Fluiddynamikprogramm GASFLOW. Das neue Programm wird von Framatome zum Nachweis der Wasserstoffbeherrschung beim EPR eingesetzt (Drittmittelprojekt). Die GASFLOW-Modelle für Thermohydraulik, Kondensation und Wärmeübergang wurden in drei Benchmark-Projekten anhand von neuen 3D-Daten überprüft (TOSQAN, MISTRA, ThAI). Die blinde ThAI-Rechnung ergab sehr gute Übereinstimmung im berechneten Druck. Weitere Vergleiche sind in Vorbereitung. Für das holländische Kernkraftwerk Borssela wurde ein SB LOCA mit einem detaillierten Geometriemodell analysiert (ca. 88.000 Rechenzellen). Die 3D-Rechnungen zeigten das Auftreten von schnell brennbaren H 2 -Luft-Dampfmischungen. Durch aktives Betätigen der Barstklappen könnten die Mischungsprozesse verbessert und das Gefahrenpotenzial von Verbrennungen wirksam reduziert werden. Innerhalb des EU-Projekts TEMPEST wurde mit der Simulation des PANDA-Versuchs BC-4 begonnen, um ein verifiziertes Modell für einen SWR-Gebäudekondensator zu entwickeln und um seine Wirkung als passives Sicherheitselement zu verifizieren. Erste Testrechnungen wurden erfolgreich durchgeführt.. Für das Kernkraftwerk Krümme! wurde die Radiolysegasverteilung in Abblaserohren untersucht, um die Wirksamkeit von Gegenmaßnahmen zu überprüfen. Für fast alle Betriebszustände wurde eine hinreichende Abführung von Radiolysegas nachgewiesen. Für die verbleibenden Fälle wurde gezeigt, dass Öffnen der S & E-Ventile, Kompression des Radiolysegasinventars, postulierte Zündung und Ausbrand nicht zu Schädigungen der Abblaserohre führen. Flammenbeschleunigungs-Kriterien Aus den vorhandenen Versuchsdaten wurde die minimale Wegstrecke der Flamme zum Erreichen des Überschallregimes als ein weiteres notwendiges Kriterium abgeleitet. Das Modell erlaubt eine Vorhersage des Flammenbeschleunigungsweges in weitgehend eingeschlossenen Hindernisstrecken als Funktion von Mischungs- und Geometrieparametern. Im Rahmen des EU-Projekts EIHP wurde die PET-Anlage weiter ausgebaut, um den Effekt von Abströmöffnungen auf den Flammenbeschleunigungsprozess zu untersuchen. Eine erste Experimentserie wurde abgeschlossen, eine zweite ist derzeit in Vorbereitung. COM3D Programm Bei langsamen Wasserstoffverbrennungen haben konvektive Wärmeverluste an den Wänden einen erheblichen Einfluss auf die Verbrennungsdynamik, den Verbrennungsgrad und die Druckentwicklung. Ein theoretisches Modell wurde erstellt, in COM3D implementiert und an analytischen Lösungen getestet. Das PDF-Reaktionsmodell (PDF = Probability Density Function) in COM3D wurde weiter verbessert und im Rahmen des EU-Projekts HYCOM auf mittel- und großskalige Verbrennungsversuche mit gutem Erfolg angewendet. 9

- Mit dem EBU-Reaktionsmodell (Eddy-Break-Up) wurden umfangreiche Rechnungen für das EU-HYCOM-Benchmark durchgeführt. ln diesem Benchmark haben verschiedene europäische Partner ein gemeinsam definiertes Containment-Verbrennungsproblem mit unterschiedlichen Programmen simuliert. Die Radiolysegasexplosion im Kernkraftwerk Brunsbüttel wurde mit COM3D eingehend simuliert, um a) globale Drucklasten im Containment und b) lokale Lasten im Nahbereich der versagenden Deckelsprühleitung zu berechnen. Die Daten erlaubten es, weitere Sekundärschäden in der Anlage auszuschließen. Ausgehend von COM3D wird eine Version mit adaptiver Gitterverfeinerung für massiv-parallele Rechner elltwickelt (COMPA), um großskalige Probleme mit komplexer Geometrie effizienter lösen zu können. Die Entwicklung des Verfahrens ist für statische Gitter abgeschlossen. Derzeit wird die Wechselwirkung der Gitterauflösung mit dem EBU Modell anhand von RUT-Versuchen systematisch untersucht (Beitrag zu EU-HYCOM-Projekt). FLAM3D-Programm ln 2002 wurden innerhalb des HYCOM-Projekts Studien zur Eichung der freien Parameter für H 2 -Luftgemische durchgeführt. Die an Experimenten eingestellten Parameter wurden im HYCOM-Benchmark verwendet, um blinde Voraussagen für den definierten Wasserstoffbrand im Containment zu machen. Außerdem wurden damit vier blinde Vorausrechnungen von RUT-Versuchen mit sehr guten Ergebnissen durchgeführt. DNS Rechnungen Mittels direkter numerischer Simulation (DNS) wurden statistische Spezieskorrelationen in turbulenten H 2 -Luft Fiammen berechnet. Die Daten dienen zur Ableitung von mechanistisch begründeten Eingabegrößen für das ß-PDF Reaktionsmodell in COM3D. Die DNS Rechnungen sind abgeschlossen und werden derzeit ausgewertet. DET3D-Programm Für das Kernkraftwerk Philippsburg wurde die Druckentwicklung bei Radiolysegasdetonationen in kleinen Anschlussleitungen zum Primärkreis untersucht. Die mehrdimensionale Simulation zeigte Chapmann-Jouguet-Spitzendrücke, die in vielen Fällen unter den erwarteten statischen Grenzlasten von kleinen Rohren liegen. Die Auslegung kleiner Anschlussleitungen auf dynamische Detonationslasten scheint in weiten Parameterbereichen möglich, allerdings sind zur Absicherung Verifikationsexperimente notwendig. Radiolysegas-Experimente Zwei Unfälle mit Radiolysegasexplosionen in SWR-Anlagen im vergangenen Jahr haben die Notwendigkeit verbesserter Radiolysegaskontrolle deutlich gemacht. Zur Ableitung von gesicherten Eingreifkriterien sind neue Verbrennungsversuche mit Radiolysegas bei typischen SWR-Bedingungen notwendig (Po= 70 bar, T 0 = 285 oc). Geeignete Versuche wurden einem Konsortium von deutschen SWR-Betreibern vorgestellt. Die Setreiber werden sich an dem Versuchsprogramm in 2003 beteiligen. Vorbereitende Arbeiten betrafen bisher die Beschaffung von geeigneten Sicherheitsbehältern und Druckaufnehmern. Veröffentlichungen 51024 51139 51227 51851 51852 51933 52258 52259 52260 52261 52262 52263 52510 52715 53057 53083 53084 53272 53273 V 52237 V 53156 V 53263 V 53264 V 53265 V 53266 V 53271 Beteiligte Mitarbeiter Dr. U. Bielert Dr. W. Breitung Dr. B. Burgeth Dr. S.B. Dorofeev Dr. A. Kotchourko Dr. A. Lelyakin Dr. P. Royl Fr. B. Kaup Dr. J. Starflinger Dl. W. Tsai (Doktorandin) Dr. Z. Xu 32.21.02 IKET Thermische Wechselwirkung von Kernschmelze und Kühlmittel Theoretische Untersuchungen Es bestehen immer noch große Unsicherheiten bei der Abschätzung der möglichen Folgen von Dampfexplosionen, d. h. explosionsartigen thermischen Wechselwirkungen. Daher hat das Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) der OECD/NEA zum Jahresbeginn 2002 die Phase 1 des Forschungsprogramms SERENA (Steam Explosion Resolution for Nuclear Applications) gestartet, in der zunächst die Zuverlässigkeit der verfügbaren Rechenprogramme untersucht werden soll. An dem Forschungsprogramm nehmen 11 Institutionen aus 7 Ländern teil. Das Forschungszentrum Karlsruhe beteiligt sich mit dem im IKET entwickelten Rechenprogramm MATTINA. ln diesem Jahr war zuerst Einigung darüber zu erzielen, welche Unfallsituationen am kritischsten sind und welche Experimente dementsprechend nachzurechnen sind. Für die Vorvermischungsphase wurden die FARO Experimente L-28 und L-33 ausgewählt, optional FARO L-31 und PREMIX PM 16. Alle vier Experimente wurden mit MATTINA nachgerechnet. Dazu waren erhebliche Modifikationen an den Modellen für Fragmentation, Verdampfung und Kondensation erforderlich. Trotzdem treten bislang bei L-28 immer noch zu heftige Reaktionen auf, wenn sich größere Schmelzemassen am Boden des Versuchsgefäßes sammeln. Durch diese wird zu viel Wasser ausgeworfen. Nach einer verbesserten Modeliierung wird noch gesucht. Veröffentlichungen 52265 Dr. H. Jacobs DM B. Stehle Beteiligte Mitarbeiter 10

32.21.03 IKET Versagen des Reaktordruckbehälters und Dispersion der Kernschmelze Wenn bei einem Kernschmelzeunfall der Reaktordruckbehälter bei leichtem Überdruck von 1-2 MPa versagt, wird die Schmelze ausgetrieben und ein Teil kann fein fragmentiert in die Reaktorräume gelangen. Die Materialtransportprozesse sowie die thermischen und chemischen Wechselwirkungen werden mit dem Ziel untersucht, mögliche Gefährdungen für die Integrität des Reaktorsicherheitsbehälters und Gegenmaßnahmen dazu aufzuzeigen. Experimentelle Untersuchungen ln der Versuchsanlage DISCO-H (Maßstab 1 :18) wurden vier Tests mit Eisen-Aluminiumoxid-Schmelze (10.6kg, skaliert 16m 3 ) und Dampf bzw. Stickstoff als Treibgas durchgeführt. Die Öffnung im Druckbehälter wurde durch ein Loch (0 56 mm, skaliert 1 m) im Zentrum der unteren Kalotte modelliert. Zum Vergleich mit einem ähnlichen Experiment, das im Maßstab 1 :1 0 in Sandia, USA durchgeführt worden war, war bei den Tests H01 und H02 ein direkter Strömungspfad in den Reaktorsicherheitsbehälter vorhanden. Die Schmelze wurde durch Dampf ausgetrieben und die Atmosphäre im Sicherheitsbehälter bestand je zur Hälfte aus Luft und Dampf bei 100 oc und 0.2 MPa. Beim Test H03 war der direkte Weg in den Sicherheitsbehälter verschlossen, der einzige Ausgang aus der Reaktorgrube war der Weg entlang den Hauptkühlmittelleitungen in die angrenzenden Reaktorräume, die wiederum durch kleine Öffnungen mit dem Sicherheitsbehälter verbunden waren. Die thermodynamischen Bedingungen waren wie in den vorangegangenen Tests. Bei diesen Experimenten wurde Wasserstoff produziert und verbrannt. Bei dem Test H04 wurde die Schmelze durch Stickstoff ausgetrieben und im Sicherheitsbehälter herrschte eine reine Luftatmosphäre. Dadurch gab es keine Wasserstoffbildung. Der Druckanstieg im Sicherheitsbehälter ist am größten mit einer offenen Grube und Wasserstoffverbrennung. Wesentlich weniger Wasserstoff wurde produziert und verbrannt beim Test H03, ohne direkten Weg in den Sicherheitsbehälter, und entsprechend gering ist der Druckanstieg. Beim Test H04, ohne Dampf und Wasserstoff, aber mit offener Grube, wurde eine großer Teil der Schmelze in Form feiner Partikel (Hauptanteil liegt zwischen 0.3 und 3 mm) in den Sicherheitsbehälter transportiert. Es fand ein effizienter Wärmeübergang an die Luft im Sicherheitsbehälter statt, was einen großen Temperatur- und Druckanstieg zur Folge hatte. Theoretische Arbeiten Die DISCO Experimente werden von einem analytischen Programm mit einem Code der SIMMER-Familie begleitet. Nachdem der Code AFDM ein im Maßstab 1:1 0 durchgeführtes Thermitexperiment, das in den U.S.A. in Zusammenarbeit mit CEA und FZK ausgeführt wurde, nachgerechnet hatte, wurden die DISCO Experimente im Maßstab 1:18 bearbeitet. Der Vergleich der experimentellen Resultate mit den Vorausrechnungen zeigte, dass es notwendig war, die Geometrie des Druckbehälters und des angeschlossenen Volumens des Reaktorkühlsystems genau abzubilden, da dies einen Einfluss auf die Drücke im Sicherheitsbehälter hat. Der in diesen Volumina vorhandene Wasserdampf trägt zur Oxidation des metallischen Anteils der Kernschmelze bei und beeinflusst die Wasserstoffproduktion. Der Unterschied zwischen DISCO-H02 und H03 besteht darin, dass in H03 die vertikale Austrittsöffnung zwischen Reaktorgrube und Sicherheitsbehälter verschlossen war. ln H03 bleibt die Schmelze vornehmlich in den Reaktorräumen. ln H02 wird die Schmelze über ein großes Volumen des Sicherheitsbehälters verteilt und reagiert dort zusätzlich mit dem vorhandenen Wasserdampf. Der dadurch erzeugte Wasserstoff addiert sich zu dem in der Reaktorgrube erzeugten und verbrennt ebenfalls im Sicherheitsbehälter. Die Verbrennung ist der Hauptgrund für die Druckerhöhung im Sicherheitsbehälter. ln H02 ist sie größer als in H03. Die beiden Abbildungen zeigen jeweils die Drücke im Druckbehälter, die bei ungefähr 1.2 MPa beginnen, die Drücke in der Reaktorgrube, die Druckspitzen bis zu einer Zeit von 0.5 s zeigen, und die im Sicherheitsbehälter. 1.2 '-;;;' 1 ll.. 3 0.8..':4 C) 0.6 ;:; ~ ""' 0.4 0.2 0o~~~~~1~~~~~2~~~~~3 Zeit (s) DISCO-H02: Vergleich gemessener und gerechneter Drücke 1.2 0.4 & :;; :;;; 0.3 2 0 0.2 0.1 0 2 3 4 5 Zeit (s) (a) H02 H03 H04 1111 Grube!il Raum 0 ssl Druckanstieg im Sicherheitsbehälter (a), Verteilung der Schmelzepartikel (b), Berst Druck:H02 und H03: 1.2 MPa, H04:0.9 MPa (b) '-;;;' 1 ll.. 3 0.8..':4 C) 0.6 ;:; ~ ""' 0.4 0.2 Rechenergebnis Experiment 0o~~~~~1~~~~~2~~~~~3 Zeit (s) DISCO-H03: Vergleich gemessener und gerechneter Drücke 11

Untersuchung von Schichtenströmungen in einem rechteckigen Kanal Der Versuchsstand WENKA zur Untersuchung von Einzeleffekten bei Schichtenströmung in Gleich- und Gegenströmung wurde in Betrieb genommen. Einerseits können lokale Größen des Flüssigkeitsmitrisses in einer Gasströmung bestimmt werden (Masse, Größe und Geschwindigkeit von Tropfen), wie sie bei Schmelzedispersionsvorgängen auftritt, und andererseits kann das Fluten eines ausgedampften Reaktordruckbehälters untersucht werden. Bei "Lass Of Coolant Accidents" (LOCA) strömt unterkühltes Wasser aus dem Noteinspeisesystem durch eine sekundäre Leitung in den heißen Strang der Hauptkühlmtttelleitung entgegen dem Dampf, der sich im überhitzten Kern bildet. Es liegt eine horizontale, gegengerichtete Schichtenströmung vor. Ist die Dampfströmung so stark, dass das Einströmen des Notkühlwassers erschwert wird und eventuell eine Strömungsumkehr des Wassers stattfindet, kann eine ausreichende Kühlung des Reaktorkerns nicht mehr garantiert werden. Ziel der Messungen an der Versuchsanlage WENKA ist es, eine experimentelle Datenbank für Schichtenströmungen zu erstellen, die die Berechnung dieser und ähnlicher Vorgänge mit numerischen Verfahren (CFD-CODES) unterstützt. Temperatureffekte werden jedoch nicht berücksichtigt. Experimente wurden mit Wasser und Luft in einem rechteckigen Kanal (Breite 110 mm, Höhe 90 mm und Länge 440 mm) mit einer Geometrie ähnlich dem Reaktorfall durchgeführt. Horizontale gegengerichtete zweiphasige Schichtenströmungen mit Wasserhöhen zwischen 2 und 20 mm und Wasser und Luft Geschwindigkeiten bis jeweils 5 und 18 m/s wurden untersucht. Diejenigen Strömungsbedingungen, bei denen Strömungsumkehr des Wassers stattfindet, wurden festgestellt. Ein konstanter Wasserdurchsatz wurde eingestellt und der Luftdurchsatz wurde kontinuierlich erhöht. Das Wasser wird von der Luftströmung durch Schubspannung an der Phasengrenze abgebremst. Die Phasengrenze wird gestört und wellig. Je höher die Luftgeschwindigkeit ist, um so höher muss der Wasserdurchsatz sein, um die Geschwindigkeit des Wassers beibehalten zu können. Wird eine kritische Luftgeschwindigkeit erreicht, dann strömt ein Teil des Wassers in Richtung der Luft, d. h. nur ein Rest des Wassers erreicht den Wasserablauf. Der Zeitpunkt, bei dem Wasser anfängt, teilweise in Richtung der Luft zu strömen, wird als Partieller Strömungsumkehrungspunkt definiert (Partial Flow Reversal oder Partial Flooding in der englischen Literatur). Bei genügend hoher Luftgeschwindigkeit strömt das ganze Wasser in Richtung der Luft, d. h. kein Wasser strömt in den Wasserablauf des Kanals. ln diesem Fall spricht man vom totalen Strömungsumkehrungspunkt (oder Total Flow Reversan. Tests haben gezeigt, dass die Strömungsumkehr nicht nur vom Wasser- und Luftdurchsatz abhängig ist, sondern dass die Wassertiefe auch eine bedeutende Rolle spielt. Darüber hinaus haben experimentelle Beobachtungen gezeigt, dass die Strömungsumkehr nur in unterkritischen Wasserströmungen (Froude-Zahl < 1) statt finden kann. Wird eine überkritische Strömung eingestellt, findet zuerst ein Wassersprung im Kanal statt, der die Strömungsumkehr einleitet. Dieser Wassersprung kann mit einem eindimensionalen theoretischen Modell vorhergesagt werden. Bekannt müssen die Anfangswassertiefe, die Anfangs-Freude Zahl, die Wasser-Reynolds-Zahl und die Luftgeschwindigkeit sein. Wassertiefe 16 mm : Wassertiefe 8 mrn i Totaler Totaler 1!- ~~~:~~~sumkehrungspunkt 1- Strömungsumkehrungspunkt 1 Partieller ----- Stromungsumkehrungspunkt ----- Strömungsumkehrungspunkt 0.08 0.12 0.16 0.2 0.24 Wasser Leerrohrgeschwindigkeil [m/s] (a) ~ 18 ~Totale :; ~ Slrömungsumkehr ~ 16!(Trockener ~ 14 i ' ~ J _J-5 12~ iß f1 g ~ 0.04 0.08 0.12 0.16 0.2 Wasser Leerrohrgeschwindigkeil [m/s] Strömungsbereiche mit Strömungsumkehr, (a) 16 mm Wassertiefe, (b) 8 mm Wassertiefe Veröffentlichungen 51935 52266 52267 V 52785 32.21.04 IKET Dl G. Albrecht Dl M. Gargallo M. Kirstahler Dr. L. Meyer M. Schwall E. Wachter Dr. D. Wilhelm G. Wörner (b) Beteiligte Mitarbeiter Thermischer Angriff durch Kernschmelze und deren langfristige Kühlung Definition und Aufbau von Experimenten zum Kernabschmelzen (LIVE-Programm) Im Rahmen der LIVE-Experimente (Late in-vessel phase Experiments) sollen wichtige Phänomene während der späten Phase des Kernabschmelzens und der transienten Verlagerung der Schmelze bis ins untere Plenum untersucht werden. Ziel ist, die wesentlichen Phasen des Unfallablaufs zu erfassen und Eingriffsmöglichkeiten zur Beherrschung des Unfalls aufzuzeigen. Die Experimente konzentrieren sich zunächst auf Untersuchungen eines Schmelzsees im unteren Plenum des Druckbehälters in 3-d Geometrie. ln der ersten Versuchsphase werden vor allem die Wärmestromverteilung an den Halbkugelboden und die mögliche Krustenbildung der Schmelze in Abhängigkeit von Leistungsdichte und Kühlung des Halbkugelbodens bestimmt. Darüber hinaus werden auch Spaltenbildung zwischen Behälterwand und Schmelzenkruste und das Erstarrungsverhalten der mehrkomponentigen Schmelze untersucht. Die LIVE Versuchsanlage besteht aus einem im Maßstab 1 :5 verkleinerten Druckbehälter. Für die ersten Versuche wird nur der Halbkugelboden verwendet, der einen Durchmesser von 1 m bei 30 mm Wandstärke hat. Die simulierte Kernschmelze wird in einem separaten Ofen erzeugt und dann kontrolliert in den Halbkugelboden abgegossen. Aufgrund von verschiedenen Öffnungen im Deckel des Halbkugelbodens können unterschiedliche Abschmelzszenarien untersucht werden. Im Halbkugelboden wird die Schmelze zur Simulation der nuklearen Nachwärme über koaxiale Widerstandsheizer kontinuierlich beheizt. Die Heizer sind spiralförmig in 6 verschiedenen Ebenen angeordnet und ermöglichen damit eine homogene Volumenheizung der Schmelze. Alle Heiz- 12

ebenen zusammen liefern eine maximale Leistung von ca. 28 kw und jede Heizebene kann separat geregelt werden. Um nach den Versuchen die gebildete Schmelzenkruste an der Kalottenwand untersuchen zu können, kann der verbleibende flüssige Teil der Schmelze über eine Absaugung in den Ofen zurückgesaugt werden. Krustendeteklion Wärmeflusssensoren und Thermoelemente E '.. ; : : :! : : : ~ : : :! :! :I,., -~ - -~ ----~----~---: t ~ -: -~.. :~::: ':::.. ~ - t-~:j :'I _...:..t..:...: -~ ~ ~ ~.:-./ ~. :. ""'..::: --~--~~t.--~, -: :{.-~.--~.---~.~---! :; i:". rj:s~:t:~... r. ;,... '....,.-.1.. :... ~ :::'''""" ;.::('"!] + Bi-Sn: T _,=398 K, Vlt =1.08 Vs, t"=38s...,. :... /,o... ;... ;l... Abgeschätzte Vikosilät ~ =1.3x10. 5 m 2 /s fi=o.. :...,.::::.. ~... /:.~... )... ) a Bi-Sn: V/t =3.41 Vs, \,.,=1 5.2s, :...'. ~J(~ :! : - Approx. Lösung: ~~Q=1.3x1 0' 5 mz/s, ~=0.4 :7''" -~~~::.-.. ~ ~... t.. ~ e Bi-Sn: V/t =0.97 Us, t"" 1 =41s" + _- : - -- - Approx. Lösung: ~,=1.3x10"m'/s, ß=1 a.z +-t'l/ ---;...-_.;._;..._.;.:: :;:::;=;:::::=t==::::;:=:::::;:=:;:=;::r 10 60 Zeit, s Vergleich von Näherungslösungen rnit Messungen LIVE-Untersuchungen in der Bodenkalotte des RDB Die Auswahl der Simulationsschmelze erfolgte so, dass die Schmelze ein ähnliches Verhalten in Bezug auf die Erstarrung und die Krustenbildung aufweist wie die oxidische Goriumschmelze. Außerdem soll der Temperaturbereich der Simulationsschmelze aufgrund der technischen Handhabbarkeil nicht über 1000 ag liegen. Für die erste Versuchsreihe wurde eine binäre Mischung aus NaN0 3 und KN0 3 ausgewählt, die im Bereich von 350 og vollständig flüssig ist. Diese Schmelze wird unter trockenen Bedingungen verwendet, da sie wasserlöslich ist. Für weitere Versuchsreihen wird eine binäre oxidische Schmelze eingesetzt, die auch Untersuchungen in Anwesenheit von Wasser zulässt. Nach umfangreichen Voruntersuchungen wurde eine binäre Mischung mit V 2 0 5 als ein Schmelzenbestandteil ausgewählt, deren Einsatzbereich bei 900 ag liegt. Die LIVE Experimente beginnen 2003. Ausbreitung von Schmelzen im Fundamentbereich Die gleichmäßige Ausbreitung der Kernschmelze ist eine wichtige Vorbedingung, um deren Kühlung zu erzielen. Hierzu werden theoretische Modelle an Hand von Experimenten entwickelt. Im Rahmen des GOAlNE-Programms (GEA, Frankreich) wurde eine Reihe von nicht isothermen Ausbreitungsexperimenten mit einer nicht eutektischen Bi-Sn Legierung durchgeführt. 40--50 I Schmelze wurden mit jeweils konstantem Volumenstrom in einem Sektor mit einem Öffnungswinkel von 19 ausgebreitet. Auf Grund der hohen Wärmeleitfähigkeit der verwendeten Schmelze (32 W/mK) eignen sich diese Experimente für einen Vergleich mit Näherungslösungen, die für eine zeitabhängige Viskosität von der Form ~~ = ~10 (1 + tlt 0 )ß, ß~ 0 hergeleitet wurden. ln einem Experiment mit V= 1.081/s wurde die Ausbreitungsfläche auf 398 K erhitzt, so dass für t < 10 s eine isotherme Ausbreitung stattfand. Für ß = 0 lässt sich mit Hilfe der Näherungslösungen aus den gemessenen Frontpositionen die Viskosität abschätzen.!f!. E Abgeschätzter Viskositätsanstieg Zeit, s Der so erhaltene Wert ist in guter Übereinstimmung mit den ersten Zähigkeitsmessungen, die bei GEA durchgeführt wurden. Der gemessene Frontfortschritt in den verbleibenden Experi-menten kann gut mit den Näherungslösungen für ß = 0.4 bzw. ß = 1 beschrieben werden. Im Rahmen des EU-geförderten EGOSTAR Programms hat das IKET die Aufgabe übernommen, abschließende Großexperimente zur Schmelzenausbreitung durchzuführen. Diese Experimente werden zur Zeit vorbereitet, wobei speziell die Erzeugung charakteristischer Simulationsschmelzen zu lösen ist. Langfristige Kühlbarkelt einer Kernschmelze Zur Kühlung der Kernschmelze im Fundamentbereich des Sicherheitsbehälters werden international verschiedene Kühlkonzepte untersucht. Eine Bewertung des Kenntnisstandes und noch offener Fragen wurde im EU-geförderten Vorhaben EUROGORE vorgenommen. ln vorhandenen Reaktoren ist wegen der engen Platzverhältnisse die Kühlung besonders schwierig. Allein durch Wasseraufgabe auf die Schmelzen-oberfläche konnte eine wirksame Kühlung bisher nicht nachgewiesen werden. Die Kühlung verbessert sich jedoch erheblich, wenn das Kühlwasser der Schmelze von unten zugeführt wird. Eine weitergehende Flutung bis über Mitte Druckbehälter würde das Restcore im Druckbehälter zurückhalten und damit die Kühlbarkeil verbessern. 13

- Zur Kühlung durch Wasserzufuhr von unten wird im IKET das Konzept CometPCA weiterentwickelt, das den passiven Eintritt von Wasser nach Erosion einer Betonopferschicht nutzt, um durch die schnelle Verdampfung des Kühlwassers die Schmelze in eine poröse Struktur aufzubrechen und damit die sichere Abfuhr der Nachwärme zu erzielen. Die Verwendung einer wasserführenden, porösen Betonschicht unter der Schmelze vereinfacht den Aufbau und schützt die tragenden Betonstrukturen vor Angriff durch die Schmelze und vor thermischer Belastung. Unter Einsatz von metallischer und oxidischer Schmelze von bis zu 1300 kg wurden zwei weitere Großexperimente zur Fortentwicklung des Kühlkonzepts durchgeführt, wobei die nukleare Nachwärmeleistung durch induktive Beheizung der Schmelze simuliert wird. Der Schwerpunkt lag dabei auf einer Steigerung der kühlbaren Höhe der Schmelze. Hierzu wurden zusätzliche Strömungskanäle eingefügt, die einen ausreichend gleichmäßigen Zutritt des Kühlwassers ermöglichen sollen. Veröffentlichungen 45871 45898 51026 51027 51656 51934 51936 52268 52269 52271 52982 52983 Beteiligte Mitarbeiter Dr. H. Alsmeyer 01 (FH) T. Cron Dl (FH) B. Eppinger Dr. J. Foit G. Merkel S. Schmidt-Stiefel Dr. W. Tromm T. Wenz 32.21.071KET Analysen zum Containmentverhalten Experiment zur Schmelzekühlung durch Flutung von unten Für den im Experiment vorgegebenen Überdruck des Kühlwassers von nur 0,1 bar zeigte sich die Grenze der vollständigen Kühlbarkeil bei einer Höhe der Schmelze von etwa 50cm. Im eindimensionalen Experiment, das einem Ausschnitt aus einer größeren ebenen Fläche entspricht, wurden Teilbereiche der Schmelze nur langsam abgekühlt und erodierten lokal die obere Schicht des Porösbetons. Schließlich drang eine geringe Menge metallischer Schmelze in einen wasserführenden Kanal ein. Günstiger verlief das Experiment in 2-dimensionaler zylindrischer Anordnung, bei dem trotz anfangs stark inhomogener Kühlvorgänge die Schmelze zuverlässig gestoppt und gekühlt wurde. Die durch Verdampfung des Kühlwassers abgeführte Kühlleistung liegt anfangs bei über 2 MW/m 2 und sinkt mit Fortschreiten der Erstarrung auf das stationäre Niveau der Nachwärmeleistung ab. Die Zuverlässigkeit der Kühlanordnung kann durch erhöhte Zahl der Kühlkanäle und durch Optimierung von Druck und Flutrate des Kühlwassers gesteigert werden. Im 2-dimensionalen Experiment wurde auch bestätigt, dass die Erosion des Betons bei trockenem Angriff der Schmelze, also vor Einsetzen der Kühlung, etwa doppelt so schnell nach unten ist wie zur Seite. 100r---~~-----~~--~~~~---~~-----~ E 80+-------~-----+----~RF--~~~~---1 E c 60+-----~------~~~~;-~~--r-----~ 0 '(jj 40 +-----~e w 20'1----~ 0 ~~~~~~~~~~~~~~ 0 100 200 300 400 500 Zeit, s Verlauf der Betonerosion nach unten(-) und zur Seite(---) Zur Bewertung des Unfallrisikos existierender deutscher Leichtwasserreaktoren werden die wichtigsten Prozesse während des Unfallablaufs auf dem Computer simuliert Der radiologische Quellterm an die Umgebung wird als Maß für die Schwere des Unfalls betrachtet. Detaillierte Rechencodes (z. B. MELCOR, ASTEC) und parametrisierte, schnelle Codes (z. B. STEPS, ASTRID) werden dazu getestet und entwickelt. Sie werden schließlich anhand von experimentellen Daten validiert. Die schnellen Codes (wesentlich rascher als Echtzeit) werden im Rahmen eines EU-Programms entwickelt, um während des Unfallablaufs das Notfallmanagement zu unterstützen. Dabei werden gemessene Reaktordaten verwendet, die während des Unfallablaufs direkt aus der Anlage an die Krisenzentren übertragen werden, um die Auswirkungen auf die Umwelt so früh und so genau wie möglich zu ermitteln. STEPS und ASTRIO Damit der EU-Code STEPS alle Benutzeranforderungen erfüllen kann, wurde zunächst das DELPHI Quellprogramm von STEPS weiter verbessert. Für ASTRIO wurde ein thermohydraulisches Modell zur Quantifizierung von Leckstellen in Reaktorsystemen (BWR, PWR und VVER) erstellt und programmiert. Es kann sowohl den Ort sowie auch die Größe von Lecks mittels Anlagendaten, die während des Unfalls an das Krisenzentrum übertragen werden, bestimmen. Für den Fall des Eintretens von Kernschmelzen im Reaktordruckbehälter wurde ein in-vessel Modell entwickelt, programmiert und getestet. PHEBUS und PHEBEN 2 Das PHEBUS Experiment FPT1 ist relativ prototypisch für das Spaltgasverhalten in deutschen Druckwasser-Reaktoren. Mit der neuasten Version 1.8.5 von MELCOR wurde das Experiment ausgewertet, insbesondere im Hinblick auf das komplexe Jodverhalten. Arbeiten zur Übertragbarkeit auf bestehende Reaktoranlagen wurden gernäss dem EU Programm PHEBEN2/WP-3 fortgeführt und die fünf wichtigsten Schlüsselphänomene für den Quellterm identifiziert 14

Veröffentlichungen 51025 52273 52286 V 52014 V 52015 V 52016 V 53048 V 53049 V 53050 V 53051 G. Hennegas J. Miettinen Dr. P. Schmuck Beteiligte Mitarbeiter Oberfläche für Benutzer der Kategorie A ergänzt und einen plattform-unabhängigen Zugriff auf das RODOS System ermöglicht. Sie wird im nächsten Jahr für die Version PV5.0 angepasst; aufgrund der Erfahrungen im operationeilen Einsatz sind Modifikationen und Erweiterungen zu erwarten. Darüber hinaus wurden die Softwareentwicklungen zur Verbesserung der Ergebnisse von Modellrechnungen durch die Einbeziehung von Messdaten (Datenassimilation) und zum schnellen Daten- und Informationsaustausch zwischen Nachbarstaaten durch Netzwerkverbindungen zwischen Entscheidungshilfesystemen der Notfallschutzzentralen unterstützt. Funktionserweiterungen und Fehlerkorrekturen erforderten es, im Berichtszeitraum drei Software-Patches für die RODOS Version 4.0 zu erstellen. 32.21.09 IKET Entwicklung von Methoden zur Abschätzung und Minimierung der radiologischen Folgen von Reaktorunfällen Entwicklungsarbeiten zum Entscheidungshilfesystem RODOS Die operationeile Version PV4.0 des Entscheidungshilfesystems RODOS für den externen Notfallschutz nach kerntechnischen Unfällen wird mit Unterstützung der Europäischen Kommission im 5. Rahmenprogramm im Hinblick auf seine anwendungsorientierte Nutzung in Notfallschutzzentralen europäischer Länder sowohl inhaltlich als auch funktionell weiterentwickelt. Die entsprechenden Arbeiten werden derzeit im Rahmen von vier Verträgen mit insgesamt 18 europäischen Partnerinstituten durchgeführt. Im Berichtszeitraum konzentrierten sich die Entwicklungsarbeiten auf die Fertigstellung der RODOS Version PV5.0, die zum Ende des Jahres 2002 mit folgenden Verbesserungen und Erweiterungen vorliegt: - Der verbesserte meteorologische Präprozessor MPP mit erweiterter Anwendbarkeit für ein weites Spektrum von gemessenen und prognostizierten meteorologischen Eingabedaten und für Ausbreitungsmodelle unterschiedlicher Komplexität und Parametrisierung (Puff- und Partikelmodelle). - Erweiterte Anwendbarkeit von RODOS auf radioaktive Freisetzungen, die sich über mehr als 12 Stunden bis zu 47 Tage erstrecken. Hierzu mussten sowohl die Funktionalitäten und Schnittstellen der Module zur Berechnung der atmosphärischen Ausbreitung, der Katastrophen- und Strahlenschutzvorsorgemaßnahmen und der Strahlendosen erheblich erweitert bzw. modifiziert als auch die Benutzereingabe und Eingabeverarbeitung von Quellterm und Meteorologie neu konzipiert werden. - Die vervollständigte hydrologische Modellkette mit benutzerfreundlicher Benutzeroberfläche zur Modellauswahl und Ergebnisdarstellung. - Das Softwarepaket RtGraph zur graphischen Darstellung von radiologischen und meteorologischen Echtzeit-Messdaten und Prognosen. - Einheitlicher europaweiter geographischer Datensatz für alle RODOS Benutzer basierend auf den kommerziellen Datensätzen der Fa. Digital Data Service, Karlsruhe. Für die RODOS Version PV4.0 wurde eine neue auf der Web-Technologie basierende Oberfläche für Benutzer der Kategorien B und C entwickelt, die die derzeitige X-Windows Installationen von RODOS zum operationeilen Betrieb in Notfallschutzzentralen Der zentrale Betrieb des RODOS Systems bei der Stabsstelle AR des Bundesamtes für Strahlenschutz (BIS), Bonn, wurde im Rahmen eines Wartungs- und Service-Vertrags unterstützt. Ebenso wurden Anfragen zu Hardware- und Software-Problemen der das RODOS System betreibenden Benutzer beantwortet. Hierzu gehörten vor allem die Notlallschutzzentralen in Polen, der Slowakischen Republik und Ungarn sowie der Ukraine, wo die Installationsarbeiten im März 2002 beende! wurden. ln 2003 wird das RODOS System mit Unterstützung der Europäischen Kommission in der Tschechischen Republik und in Slowenien, darauf folgend in Rumänien und Bulgarien installiert. Die Installationen werden im Rahmen von Unteraufträgen vom IKET unterstützt. ln einer Reihe von westeuropäischen Ländern ist die (test-) operationeile Installation des RODOS Systems bereits erfolgt bzw. befindet sich in Vorbereitung, wie z. B. Finnland, den Niederlanden, Spanien, Portugal, Österreich und Belgien. Ebenfalls mit Unterstützung der Europäischen Kommission wurde ein Trainingskurs für RODOS Operaleure im europäischen Raum entwickelt; er wurde zum dritten Mal im April 2002 im FTU durchgeführt. Auf die gesamten Kursunterlagen kann über die RODOS Hornepage als Basis zur Durchführung entsprechender Kurse in anderen Ländern zugegriffen werden. Netzwerk von Benutzern und Entwicklern von Entscheidungshilfesystemen Im Rahmen des von der Europäischen Kommission finanzierten und vom IKET koordinierten Netzwerks DSSNET aus 36 Institutionen wird die Interaktion zwischen den an der Entwicklung beteiligten Instituten und den jetzigen und zukünftigen Benutzern der Entscheidungshilfesysteme RO DOS und ARGOS organisiert, um durch gemeinsame Auswertung der Erfahrungen des operationeilen Einsatzes Verbesserungen an den Systemen selbst und dem Notfallschutzmanagement generell zu initiieren. Hierzu werden jährliche Notfallschutzübungen mit den beteiligten Institutionen unter Einsatz der Entscheidungshilfesysteme durchgeführt und ausgewertet. Aufgrund des starken Interesses der Netzwerk-Mitglieder wurde die im April 2001 durchgeführte Übung mit verändertem Unfallszenario im Februar 2002 wiederholt. Das Szenario und der Ablauf der zweiten Übung mit grenzüberschreitender Thematik wurden ebenfalls im IKET entwickelt; sie wurde Ende Mai 2002 unter Verwendung der EMERCON Meldeformulare über die DSSNET Hornepage durchgeführt, ausgewertet und dokumentiert und während des DSSNET Meetings im Juli 2002 15

- mit den Teilnehmern diskutiert. Darüber hinaus ist das IKET für die Koordination und die Organisation des Netzwerks (Meetings des Advisory Committee und der Task Leader sowie aller Netzwerk-Mitglieder, Erstellung und Pflege der RODOS und DSSNET Homepages, Adresslisten, etc.) zuständig. Sonstige Aktivitäten Für den von der Europäischen Kommission durchgeführten Aufruf zur Abgabe eines "Expression of lnterest" für zukünftige Integrierte Projekte im 6. Rahmenprogramm wurde der mit möglichen zukünftigen Projektpartnern abgestimmte Vorschlag "Towards an integrated approach of offsite nuclear emergency management and response in Europe" eingereicht. Aufgrund der positiven Bewertung wurde mit strategischen und inhaltlichen Überlegungen zur Formulierung eines Projektvorschlags begonnen. 32.23 Veröffentlichungen 52284 52945 51426 51427 51420 51421 51423 51424 51425 V 52596 E 51436 V 52650 32.23.01 IKET Beteiligte Mitarbeiter Dlnf. G. Benz (Fa. D.T.I.) Dr. J. Ehrhardt Dr. F. Fischer Ch. Haller (Fa. D.T.I.) Dlnf. I. Hasemann E. Hesselschwerdt Dr. C. Landman A. Müller Dr. J. Päsler-Sauer Dr. M. Rafat (Fa. D.T.I.) DMet. W. Raskob Dr. T. Schichte! (Fa. D.T.I.) Studien zur Actinidenumwandlung Neutronenphysikalische Untersuchungen zur Transmutation von Actiniden und Spaltprodukten Die Zerfallsdaten der Basisdateien des Rechenprogramms KORIGEN wurden auf der Grundlage der von ITU verfügbar gemachten Zerfallsdatei NUTAB97 aktualisiert. Von Korrekturen betroffen waren überwiegend kurzlebige Spaltprodukte; es wurden aber auch Fehler bei längerlebigen Nukliden beseitigt. Die Visualisierungsmoduln des Rechenprogramm KorMol wurden um die grafische Darstellung von Teilchenzahlendichten, Radioaktivitäten (gesamt und a-zerfälle separat), Zerfallsleistungen (gesamt und y-leitung separat) erweitert. Auch die Darstellung von Summenwerten (Massen, Aktivitäten etc.) der Struktur- und Aktivierungsmaterialien, der Aktiniden und der Spaltprodukte wurde ermöglicht. Im Rahmen des Vorhabens Transmutation and Burning of Actinides in TRIUX (TRABANT) wurden zur Entsorgung des (U, Pu)-Brennstabes Inventarrechnungen vor allem im Hinblick auf das erzeugte Cm-244 durchgeführt. Der DIN-Code CALOR zur Bestimmung der Zerfallsleistung von bestrahlten DWR MOX-Brennelementen wurde auf die Erweiterung auf UOX-Brennelemente vorbereitet. Der Bericht "Bestimmung des Aktivitätsinventars des DWR KKI2 mit Gleichgewichtsbeladung" wurde fertig gestellt. Die Nachfolge des ausscheidenden Autors wurde seitens der Institutsleitung IKET sichergestellt. Die Einarbeitung der Nachfolgerin und die Übernahmearbeiten haben begonnen. Veröffentlichungen 52300 32.23.031KET Beteiligte Mitarbeiter Dr. A. Schwenk-Ferrero Dr. H.W. Wiese D. Woll Sicherheitsuntersuchungen zum dynamischen Verhalten von Kernen mit Actinidenanteil Im Bereich der Sicherheitsuntersuchungen zu Transmutationsreaktoren konzentrierten sich die Arbeiten auf Beschleuniger getriebene Systeme (ADS) mit Festbrennstoffen sowie neuironisch kritische Salzschmelzereaktoren. Alle Arbeiten sind in die EU-Programme PDS-XADS und FUTURE, sowie MOST integriert. Für das Programm PDS-XADS wurde mit ersten Sicherheitsuntersuchungen zu einem kleinen Demo ADS mit einer thermischen Leistung von 80 MW und Pb/Bi Kühlung begonnen. Da die Kernauslegung noch nicht vollständig vorliegt, sind dies zunächst orientierende Analysen, die den Einfluss der verschiedenen Sicherheitskriterien und entsprechenden Unterkritikalitätsniveaus untersuchen. Der unterkritische Reaktorkern des ADS enthält (U,Pu)02 Brennstoff, aber noch keine Minore Aktiniden. Für die Sicherheitsanalysen wurde vor allem der SIMMER-111 Code eingesetzt. Neben Störungen und Störfallinitiatoren auf der Beschleunigerseite, z. B. Strahlabbruch und Erhöhung der Strahlleistung, wurden verschiedene klassische Störfallszenarien, wie der Kühlmitteldurchsatzstörfall und der Reaktivitätsstörfall, untersucht. Diese orientierenden Rechnungen zeigen, dass die Demo-Anlage insensitiv auf Leistungserhöhung durch die externe Neutronenquelle reagiert, dass aber gewisse Unterkritikalitätswerte nicht überschritten werden dürfen, wenn lokales Brennstoffschmelzen verhindert werden soll. Der Kühlmitteldurchsatzstörfall verläuft wegen des starken Naturkonvektionsanteils der Kühlung ebenso unproblematisch. Es werden keine Hüllrohrschmelzbedingungen erreicht. Für größere Transmutatoren und Brennstoffen mit hohem Mineren Aktinidenanteil ändert sich dieses Bild, da Pinversagen auftreten kann, und damit die Beschreibung von Multiphasen-Strömungsvorgängen in 10 15 20 Zelt (s) 25 30 35 40-2800 -2903 E ~ -3000 i -3100 & Nuklearer Leistungs- und Reaktivitätsverlauf bei einer schnellen Strahlabschaltung in einem ADS mit (U,Pu)0 2 Brennstoff 16