Qucosa – Hemholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf
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Entwicklung des Neutronentransportcodes TransRay und Untersuchungen zur zwei- und dreidimensionalen Berechnung effektiver Gruppenwirkungsquerschnitte
Get PDFStandardmäßig erfolgt die Datenaufbereitung der Neutronenwirkungsquerschnitte für Reaktorkernrechnungen mit 2D-Zellcodes. Ziel dieser Arbeit war es, einen 3D-Zellcode zu entwickeln, mit diesem Code 3D-Effekte zu untersuchen und die Notwendigkeit einer 3D-Datenaufbereitung der Neutronenwirkungsquerschnitte zu bewerten. Zur Berechnung des Neutronentransports wurde die Methode der Erststoßwahrscheinlichkeiten, die mit der Ray-Tracing-Methode berechnet werden, gewählt. Die mathematischen Algorithmen wurden in den 2D/3D-Zellcode TransRay umgesetzt. Für den Geometrieteil des Programms wurde das Geometriemodul eines Monte-Carlo-Codes genutzt. Das Ray-Tracing in 3D wurde auf Grund der hohen Rechenzeiten parallelisiert. Das Programm TransRay wurde an 2D-Testaufgaben verifiziert. Für einen Druckwasser-Referenzreaktor wurden folgende 3D-Probleme untersucht: Ein teilweise eingetauchter Regelstab und Void (Vakuum oder Dampf) um einen Brennstab als Modell einer Dampfblase. Alle Probleme wurden zum Vergleich auch mit den Programmen HELIOS (2D) und MCNP (3D) nachgerechnet. Die Abhängigkeit des Multiplikationsfaktors und der gemittelten Zweigruppenquerschnitte von der Eintauchtiefe des Regelstabes bzw. von der Höhe der Dampfblase wurden untersucht. Die 3D berechneten Zweigruppenquerschnitte wurden mit drei üblichen Näherungen verglichen: Lineare Interpolation, Interpolation mit Flusswichtung und Homogenisierung. Am 3D-Problem des Regelstabes zeigte sich, dass die Interpolation mit Flusswichtung eine gute Näherung ist. Demnach ist hier eine 3D-Datenaufbereitung nicht notwendig. Beim Testfall des einzelnen Brennstabs, der von Void umgeben ist, erwiesen sich die drei Näherungen für die Zweigruppenquerschnitte als unzureichend. Demnach ist eine 3D-Datenaufbereitung notwendig. Die einzelne Brennstabzelle mit Void kann als der Grenzfall eines Reaktors angesehen werden, in dem sich eine Phasengrenzfläche herausgebildet hat
Annual Report 2007 - Institute of Safety Research
Get PDFThe Institute of Safety Research (ISR) is one of the six Research Institutes of Forschungszentrum Dresden-Rossendorf e.V. (FZD e.V.), which is a member institution of the Wissenschaftsgemeinschaft Gottfried Wilhelm Leibniz (Leibniz Association). Together with the Institute of Radiochemistry, ISR implements the research programme Safety and Environment, which is one of the three scientific programmes of FZD. In the framework of this research programme, the institute is responsible for the programme areas Plant and Reactor Safety and Thermal Fluid Dynamics, respectively (see Table 1). By participating in the development and operation of a pulsed photo-neutron source at the radiation source ELBE (Electron linear accelerator for beams of high brilliance and low emittance), we also contribute to the project Neutron Induced Processes, which is part of the FZD programme dedicated to the structure of matter
Air-water experiments in a vertical DN200-pipe
Get PDFThe extensive experimental results presented in this report provide a high-quality database for air-/water flows in a vertical pipe with a nominal diameter of 200 mm. This database can be used for the development and validation of CFD-like models for two-phase flows, e.g. for bubble coalescence and fragmentation. In particular, the investigations aim on the evolution of the two-phase flow along the pipe height. Therefore, up to 18 single measurements with varying distances between the gas injection and measurement plane were realised for each of the 92 combinations of gas and water flow rates. The pressure at the position of the activated gas injection was kept constant at 0.25 MPa(a). This boundary condition has the advantage that the measured data represent exactly the evolution of the flow along the pipe, i.e. they reflect a configuration at which the gas injection is at a fixed height position, while the measurement plane varies. Important results of this test series are time averaged radial profiles of the gas fraction, and the gas velocity, as well as the time and cross-section averaged bubble size distributions. Furthermore, gas fraction data resolved regarding the bubble size and spatial distribution are presented. As in previous test series, flow patterns were analysed, whereby the classification results from the bubble size. A substantial part of these new air/water experiments were quality and plausibility checks of the measured data. In the result, a clear and consistent trend regarding their evolution with increasing distance from the position of the gas injection was found. Comparisons of the trend of time and cross section averaged gas volume fraction along the pipe height with the theoretically expected values were carried out. The influence of the orifice diameter of the gas injection on flow patterns is also discussed in the report
Thermo-mechanische Finite-Elemente-Modellierung zur Schmelzerückhaltung im RDB nach Verlagerung von Corium in das untere Plenum Thermo-mechanical finite element modelling of in-vessel melt retention after corium relocation into the lower plenum
Get PDFBezüglich eines hypothetischen Kernschmelzeszenarios in einem Leichtwasserreaktor ist es notwendig, mögliche Versagensformen des Reaktordruckbehälters sowie Versagenszeiträume zu untersuchen, um die Belastung für das Containment bestimmen zu können. Vom Institut für Sicherheitsforschung des FZD wurden Finite-Elemente-Modelle erstellt, die sowohl die Temperaturfeldberechnung für die Wand als auch die elastoplastische Mechanik der Behälterwand beschreibt. Die thermischen und mechanischen Berechnungen sind gekoppelt. Das Modell ist in der Lage, Versagenszeit und Versagensposition eines Behälters mit beheiztem Schmelzepool zu berechnen. Es existieren Modelle für die Druckwasserreaktortypen KONVOI und WWER-1000. Es wurden prototypische Szenarien mit und ohne externe Flutung des RDB untersucht, wobei die homogen und die segregierte Schmelzepoolkonfiguration betrachtet wurden. Zusätzlich wurde eine bruchmechanische Bewertung des Thermoschocks, der durch die externe Flutung entsteht, vorgenommen. Auf Grundlage der Experimente im Rahmen des ISTC-Projekts METCOR wurde außerdem die Auswirkung der thermochemischen Wechselwirkung zwischen Corium-Schmelze und RDB-Wand auf das Versagensverhalten des RDB untersucht. Das wichtigste Ergebnis ist, dass eine erfolgreiche Schmelzerückhaltung im RDB auch bei größeren Reaktoren möglich erscheint, wenn eine rechtzeitige Flutung der Reaktorgrube gelingt. Mittels einer statistischen Analyse wurden die Empfindlichkeiten von Ergebnissen gegenüber den Eingangsparametern und die Unsicherheiten der Ergebnisse quantifiziert. Considering the hypothetical core melt down scenario for a light water reactor (LWR) a possible failure mode of the reactor pressure vessel (RPV) and its failure time has to be investigated for a determination of the loadings on the containment. Several experiments have been performed accompanied with material properties evaluation, theoretical, and numerical work. At the Institute of Safety Research of the FZD finite element models have been developed simulating the thermal processes and the viscoplastic behaviour of the vessel wall. The thermal hydraulic and the mechanical calculations are coupled. The model is capable of evaluating fracture time and fracture position of a vessel with an internally heated melt pool. Models exist for the pressurised water reactor types KONVOI and VVER-1000. Prototypic scenarios with and without external flooding were investigated with consideration of homogeneous and segregated melt pool configurations. Additionally a fracture mechanic evaluation of the thermal shock, originating from the external flooding, was performed. Based on the experimental results of the ISTC project METCOR, the effects of the thermal chemical interaction between corium melt and vessel steel were investigated in the IVR scenarios. An important result of the project is that a successful in-vessel melt retention seems to be possible even for large reactors if the reactor pit can be filled with water before the corium melt is relocated to the lower plenum. By means of statistical analysis the sensitivity of results against input parameter variations was studied. The uncertainty of results was quantified
Thermal Analysis of EPOS components
Get PDFWe present a simulation study of the thermal behaviour of essential parts of the electron-positron converter of the positron source EPOS at the Research Center Dresden-Rossendorf. The positron moderator foil and the upper tube element of the electrostatic extraction einzellens are directly exposed to the primary electron beam (40 MeV, 40 kW). Thus, it was necessary to prove by sophisticated simulations that the construction can stand the evolving temperatures. It was found that thin moderator foils (< 20...40 µm) will not show a too strong heating. Moreover, the temperature can be varied in a wide range by choosing an appropriate thickness. Thus, the radiation-induced lattice defects can at least partly be annealed during operation. The wall of the extraction lens which is made from a stainless steel tube must be distinctly thinned to avoid damage temperatures. The simulations were performed time dependent. We found that the critical parts reach their final temperature after less than a minute
Experiments on two-phase flow in a vertical tube with a moveable obstacle
Get PDFA novel technique to study the two-phase flow field around an asymmetric diaphragm in a vertical pipe is presented, that enables producing data for CFD code validation in complex geometries. Main feature is a translocation of the diaphragm to scan the 3D void field with a stationary wire-mesh sensor. Besides the measurement of time-averaged void fraction fields, a novel data evaluation method was developed to extract estimated liquid velocity profiles from the wire-mesh sensor data. The flow around an obstacle of the chosen geometry has many topological similarities with complex flow situations in bends, T-junctions, valves, safety valves and other components of power plant equipment and flow phenomena like curved stream lines, which form significant angles with the gravity vector, flow separation at sharp edges and recirculation zones in their wake are present. In order to assess the quality of the CFD code and their underlying multiphase flow and turbulence models pre-test calculations by ANSYS CFX 10.0 were carried out. A comparison between the calculation results and the experimental data shows a good agreement in term of all significant qualitative details of the void fraction and liquid velocity distributions. Furthermore, the report contains a method to assess the lateral components of bubble velocities in the form of a basic theoretical description and visualisation examples. The plots show the deviation of the flow around the obstacle in term of vectors represented the average velocities of the instantaneous cross-sections of all bubbles in the time interval when they pass the measuring plane. A detailed uncertainty analyse of the velocity assessments concludes the presented report. It includes remarks about the comparison with a second method for calculating bubble velocity profiles - the cross-correlation. In addition, this chapter gives an overview about the influence of acceleration and deceleration effects on the velocity estimation
