Thermohydraulische nukleare Sicherheitsforschung

Zukünftige Kernkraftwerke werden mit fortschrittlichen passiven Sicherheitssystemen ausgestattet sein. Derartige Sicherheitssysteme für z. B. Kühlungsprozesse benötigen keine externe Energie oder Signalverarbeitung und funktionieren unabhängig von menschlichen Aktionen oder beweglichen Komponenten, wie z. B. Pumpen. Stattdessen basieren die treibenden Kräfte auf physikalischen Gesetzen. Es kann zum Beispiel die Konvektionswärmeübertragung ausschließlich durch natürliche Zirkulation auf der Grundlage von Schwerkraft, Dichte- oder Druckunterschieden realisiert.

Versuchsanordnung im Druckausgleich zur Untersuchung der Fluiddynamik des Thermoshocks bei Notkühlszenarien.

Hierbei treten mehrphasige Gemische (z. B. Dampf/Wasser-Strömungen) auf, welche für komplexe Stoff-, Wärme und Impulsübergänge bekannt sind. Fortschrittliche Systemcodes oder CFD-Codes (Computational Fluid Dynamic Codes) können derartige Phänomene nur dann korrekt vorhersagen, wenn die zugrundeliegenden Modelle mit Experimentaldaten validiert wurden. Die dafür nötige experimentelle Charakterisierung von Mehrphasenphänomenen muss also unter möglichst anwendungsnahen Betriebsbedingungen und Dimensionen erfolgen und gleichzeitig möglichst unterschiedliche Strömungszustände abbilden.

Hierfür werden an der TOPFLOW-Anlage anwendungsnahe Versuche bei Drücken bis zu 70 bar und Temperaturen bis zu 286 °C durchgeführt. Ziel dieser experimentellen Untersuchungen ist es, die auftretenden Phänomene und Prozesse abzubilden und somit eine Datenbasis zur Validierung von numerischen Codes zu generieren. Die darauf aufbauenden numerischen Codes werden genutzt, um das Verhalten von Strömungen in Kernkraftwerken vorherzusagen und die zukünftigen Kraftwerksprozesse sicher auszulegen.

TOPFLOW

Die Thermo­hydraulik-Versuchsanlage TOPFLOW (Transient TwO Phase FLOW Test Facility) dient der Untersuchung von thermohydraulischen Phänomenen in Luft/Wasser- bzw. Dampf/Wasser-Strömungen unter realitätsnahen Bedin­gungen in für die Industrie relevanten Geometrien der chemischen Verfahrenstechnik, der konventionellen und der nuklearen Kraftwerkstechnik.

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Flüssig-Gas-Strömungen in ­ver­tikalen Rohren

In den beiden ­ver­tikalen Teststrecken der TOPFLOW-Versuchsanlage (DN50, DN200) werden Strömungs­formen bei der adiabaten (Wasser/Luft) und nicht adiabaten (Wasser/Wasserdampf) Durchströmung aufgeklärt. Mit Hilfe bildgeben­der Mess­verfahren können so Validie­rungs­daten bereitgestellt werden und Einzelmechanismen untersucht werden.

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Zweiphasige Umströmung von Hindernissen

Experimente in Blasenströmungen in einem ­verengten Rohr, bei denen mithilfe ultrahochauflösen­der Röntgen­tomo­graphie und Hitzdrahtanemometrie detaillierte Informa­tionen zu Phasen­vertei­lungen, Blaseneigen­schaften und Flüssig­keits­geschwin­dig­keiten zur Weiterentwick­lung und Validie­rung numerischer Modelle er­mittelt wurden.

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Gegenstrombegrenzung bei Reflux-Condenser-Betrieb im heißen Strang eines Druckwasserreaktors

Während Notkühlszenarien können im heißen Strang von Druckwasserreak­tionen Gegenstrom von Dampf und Kondensat auftreten. Um Instabilitäten derartiger Strömungen zu simulieren wurden am HZDR grundlegende Experimente zur Gegenstrombegrenzung durchgeführt.

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Thermo­fluiddynamik bei Thermo­schock unter Druck

Bei der Einspei­sung von kaltem Notkühlwasser in die Hauptkühllei­tung eines Kernreaktors treten aufgrund der Temperaturunterschiede lokal hohe thermomechanische Beanspruchungen auf. In einer experimentellen Studie wurden die Wärme -und Phasenwechsel­übergänge analysiert und im Rahmen numerischer Validie­rungs­daten bereitgestellt.

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Fluiddynamik bei Direkt-Dampfkondensation unter Druck (DENISE)

An der Kontaktfläche zwischen kaltem Kühlwasser und Sattdampf treten Kondensations­effekte auf. Die dabei wirksamen Mechanismen wurden in Einzeleffektstudien an geschichteten Strömungen, Freistrahlen und Gasmitriss aufgeklärt. Hierzu wurden bildgebende Mess­verfahren bei Betriebsdrücken bis 50 bar qualifiziert.

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Kondensations­phänomene in geneigten Rohren

Einem störfallbedingten Absinken des Füllstandes im Reaktordruckbehäl­ter soll durch ein passives Notkondensations­system gegengewirkt werden. In den leicht geneigten Kondensations­rohren auftretende Strömungs­formen und Phasen­vertei­lungen wurden ­mittels eines bildgebenden Tomographiesystems aufgeklärt und der Wärmedurchgang mit einer eigens entwickelten Sonde gemessen

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