Qucosa – Hemholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf
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A Small Angle X-ray Scattering Method to Investigate the Crack Tip in Metals
Get PDFThe work in this report, financed by the European Union through the Marie Curie Fellowship Association, was carried out at the FZ-Rossendorf. The subject of the research was to develop a method to investigate the damage, the high defect gradients at the tip of a ductile crack by means of Small Angle X-ray Scattering. The work explains the objectives and entails a brief introduction and background; it portrays and discusses the results which can be summarized as follows. Different damage parameters were investigated: the integral intensity, the total intensity on the detector, the anisotropy parameter and the fractal dimension. Of these, the anisotropy parameter is the most robust and most clearly depicts a damage region and the fractal dimension provides an idea of the structure of the scattering defect. The integral and total intensity provide comparable results only in some cases and are therefore not reliable. From supportive investigations: Scanning and Transmission Electron Microscopy (S-TEM), Finite Element Analysis and X-Ray Diffraction, it is suggested that the scatterer created after deformation is related to large oriented dislocation networks
Electric Field and Drift Characteristics Studies for the Multiwire Chambers of the Third Plane of HADES
Get PDFAim of this report is the investigation of suitable operational conditions for the drif{}t chambers MDC III installed in the HADES setup. The simulations performed showed that operating the drif{}t chambers in a mode with nearly constant electron drif{}t velocity in a predominant part of the cell allows a more precise and fast tracking. This is particularly important for electrons and positrons; here the invariant dilepton mass must be reconstructed with high precision to get a resolution of for the and mass peaks and thus a chance to verify also small in-medium mass shif{}ts. This helps to realize the physics program at HADES which focuses on the search for such mass shif{}ts to get insight into the in-medium behaviour of hadrons in dense strongly interacting matter
Optimierung der Positronen-Emissions-Tomographie bei der Schwerionentherapie auf der Basis von Röntgentomogrammen
Get PDFDie Positronen-Emissions-Tomographie (PET) bei der Schwerionentherapie ist eine wichtige Methode zur Qualitätskontrolle in der Tumortherapie mit Kohlenstoffionen. Die vorliegende Arbeit beschreibt die Verbesserungen des PET-Verfahrens, wodurch sich in der Folge präzisere Aussagen zur Dosisapplikation treffen lassen. Aufbauend auf den Grundlagen (Kap. 2) werden die Neuentwicklungen in den drei darauf folgenden Abschnitten (Modellierung des Abbildungsprozesses bei der PET, Streukorrektur für PET bei der Schwerionentherapie, Verarbeitung der rekonstruierten PET-Daten) beschrieben. Die PET-Methode bei der Schwerionentherapie basiert auf dem Vergleich zwischen den gemessenen und vorausberechneten Aktivitätsverteilungen. Die verwendeten Modelle in der Simulation (Erzeugung der Positronenemitter, deren Ausbreitung, der Transport und der Nachweis der Annihilationsquanten) sollten so präzise wie möglich sein, damit ein aussagekräftiger Vergleich möglich wird. Die Genauigkeit der Beschreibung der physikalischen Prozesse wurde verbessert und zeiteffiziente Algorithmen angewendet, die zu einer erheblichen Verkürzung der Rechenzeit führen. Die erwarteten bzw. die gemessenen räumlichen Radioaktivitätsverteilungen werden mit einem iterativen Verfahren rekonstruiert [Lau99]. Die gemessenen Daten müssen hinsichtlich der im Messobjekt auftretenden Comptonstreuung der Annihilationsphotonen korrigiert werden. Es wird ein geeignetes Verfahren zur Streukorrektur für die Therapieüberwachung vorgeschlagen und dessen Realisierung beschrieben. Zur Einschätzung der Güte der Behandlung wird die gemessene und die simulierte Aktivitätsverteilung verglichen. Dazu wurde im Rahmen der vorliegenden Arbeit eine Software entwickelt, das die rekonstruierten PET-Daten visualisiert und die anatomischen Informationen des Röntgentomogramms mit einbezieht. Nur durch dieses Auswerteverfahren war es möglich, Fehler im physikalischen Strahlmodell aufzudecken und somit die Bestrahlungsplanung zu verbessern
Crack initiation determination for Charpy size specimens
Get PDFAn investigation in the field of the crack initiation determination for Charpy size specimens was carried out. An extensive literature survey of published methods for the crack initiation was performed. Methods based on the stretch zone width measurement, blunting line, multiple gauge measurement, electric potential drop, compliance changing rate, acoustic emission, ultrasonic method and magnetic emission are discussed in the theoretical part of the report. Analytical methods for the critical J-integral evaluation were also taken into account, as well as the expressions for the J-integral calculation. On the basis of the theoretical survey suitable measurement methods were chosen and applied in the experimental programme to several different materials. Namely blunting line related methods, multiple gauge methods, electric potential drop and compliance changing rate methods were used. The initiation J-integrals were evaluated with use of wide range of evaluation procedures and compared together in order to find a reliable method for the crack initiation determination. There was not found a universal method for the crack initiation determination. The performance of the methods was varying in dependence on the investigated material, so the results enable to choose perspective method for considered case
Nachweis, Interpretation und Bewertung bestrahlungsbedingter Gefügeänderungen in WWER-Reaktor-Druckbehälterstählen
Get PDFIm kernnahen Bereich verändert der Reaktordruckbehälter unter dem Einfluss der Neutronenbestrahlung seine Eigenschaften. Das Phänomen ist als Neutronenversprödung bekannt und insbesondere für die Reaktoren vom Typ WWER von hoher sicherheitstechnischer Relevanz. Zur Vertiefung des Verständnisses und zur quantitativen Beschreibung der Zusammenhänge zwischen Gefüge, mechanischen Eigenschaften und der Strahlenbelastung wurden an WWER-Reaktordruckbehälterwerkstoffen Mikrostrukturuntersuchungen durchgeführt
Qualifizierung des Kernmodells DYN3D im Komplex mit dem Störfallcode ATHLET als fortgeschrittenes Werkzeug für die Störfallanalyse von WWER-Reaktoren - Teil 2
Get PDFBenchmark calculations for the validation of the coupled neutron kinetics/thermohydraulic code complex DYN3D-ATHLET are described. Two benchmark problems concerning hypothetical accident scenarios with leaks in the steam system for a VVER-440 type reactor and the TMI-1 PWR have been solved. The first benchmark task has been defined by FZR in the frame of the international association "Atomic Energy Research" (AER), the second exercise has been organised under the auspices of the OECD. While in the first benchmark the break of the main steam collector in the sub-critical hot zero power state of the reactor was considered, the break of one of the two main steam lines at full reactor power was assumed in the OECD benchmark. Therefore, in this exercise the mixing of the coolant from the intact and the defect loops had to be considered, while in the AER benchmark the steam collector break causes a homogeneous overcooling of the primary circuit. In the AER benchmark, each participant had to use its own macroscopic cross section libraries. In the OECD benchmark, the cross sections were given in the benchmark definition. The main task of both benchmark problems was to analyse the re-criticality of the scrammed reactor due to the overcooling. For both benchmark problems, a good agreement of the DYN3D-ATHLET solution with the results of other codes was achieved. Differences in the time of re-criticality and the height of the power peak between various solutions of the AER benchmark can be explained by the use of different cross section data. Significant differences in the thermohydraulic parameters (coolant temperature, pressure) occurred only at the late stage of the transient during the emergency injection of highly borated water. In the OECD benchmark, a broader scattering of the thermohydraulic results can be observed, while a good agreement between the various 3D reactor core calculations with given thermohydraulic boundary conditions was achieved. Reasons for the differences in the thermohydraulics were assumed in the difficult modelling of the vertical once-through steam generator with steam superheating. Sensitivity analyses which considered the influence of the nodalisation and the impact of the coolant mixing model were performed for the DYN3D-ATHLET solution of the OECD benchmark. The solution of the benchmarks essentially contributed to the qualification of the code complex DYN3D-ATHLET as an advanced tool for the accident analysis for both VVER type reactors and Western PWRs
Einfluss der Gammastrahlung auf die Schädigung von Druckbehältermaterialien und auf reaktordosimetrische Messungen
Get PDFDie Strahlenversprödung von Druckbehältermaterialien heutiger Kernreaktoren, die durch die anliegenden Neutronen- und Gammafelder verursacht wird, ist meistens durch die Neutronen dominiert. Durch experimentelle Befunde ist aber belegt, dass unter bestimmten Umständen die Gammastrahlung nicht zu vernachlässigen ist und sogar den Hauptbeitrag liefern kann. Die Materialforschung konnte bis heute nicht klären, mit welcher Effektivität beide Strahlungsarten zur Versprödung beitragen. Im Bericht sind die wesentlichen Ergebnisse, die im Vorhaben Nr. 150 1221 der Reaktorsicherheitsforschung erziellt wurden, dargelegt. Es hatte das Ziel, den aktuellen Kenntnisstand der Materialforschung aufzuarbeiten und auf dessen Grundlage für jeweils zwei russische und deutsche Reaktortypen den Einfluss der Gammastrahlung auf die Versprödung ihrer Druckbehälter abzuschätzen. Die notwendigen Neutronen/Gamma-Fluenzberechnungen wurden mit den SN-Programmen DORT/ANISN unter Verwendung der Gruppendatenbibliothek BUGGLE-96T und mit dem Monte-Carlo-Code MCNP4C mit den Kerndaten aus der Bibliothek ENDF/B-VI Rev. 3 durchgeführt. Beide Programm- und Datenpakete stellen den heutigen Entwicklungsstand der reaktordosimetrischen Fluenzberechnungen dar. Aus den erzielten Ergebnissen wurden die Konsequenzen für die Bewertung der Druckbehälterversprödungen abgeleitet, Fehlerbetrachtungen dazu durchgeführt und der Einfluss der Gammastrahlung auf reaktordosimetrische Messungen ausgewiesen
Erzeugung und Nutzung von Bibliotheken von Zwei-Gruppen-Diffusionsparametern zur Berechnung eines KWU-Konvoi-Reaktors mit dem Reaktordynamik-Programm DYN3D
Get PDFLibraries of two-group neutron-diffusion parameters for a Siemens-KWU-Konvoi Pressurized Water Reactor have been generated at Forschungszentrum Rossendorf and TÜV Bau und Betrieb GmbH by using the codes HELIOS and CASMO, respectively. The libraries have been coupled to the reactor-dynamics code DYN3D. For a generic PWR core containing MOX fuel elements, DYN3D macro-burnup calculations and the calculation of different operation states have been carried out. The results will be used for the investigation of possible accident scenarios. Reactivity coefficients calculated by DYN3D are needed for accident analyses by the 1-D thermal-hydraulic code ATHLET. Using the cross section data, more detailed analyses can be carried out by applying the coupled-code system DYN3D-ATHLET, considering 3D neutron kinetics. The comparison of the results calculated by DYN3D with two different diffusion-parameter libraries can give an idea of how uncertainties in diffusion data influence the accuracy of reactor simulation