Abgeschlossene Projekte


Analyse der Reaktivitätswirksamkeit der Einspeisung von Bor in SWR-Brennelemente bei transienten Kernzuständen

   Mitarbeiter: Dipl.-Phys. Steffen Böhlke
   Laufzeit: 01/2006 -12/2008
   Finanzierung:            Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH
   Kooperationen: Forschungszentrum Dresden Rossendorf
VKTA Rossendorf e. V.

Kurzbeschreibung:
Die Einspeisung einer Natriumpentaboratlösung in den Kern eines Siedewasserreaktors dient als diversitäre Maßnahme, um den Reaktorkern unterkritisch zu halten oder bei transienten Ereignissen unterkritisch zu machen, wenn die Steuerstäbe nicht oder nicht mehr zur Verfügung stehen. Die Reaktivitätsbindung erfolgt durch die hohe Neutronenabsorption des Isotops B-10. Da die Abfuhr der Nachzerfallswärme aus den Brennelementen insbesondere bei transienten Reaktorzuständen durch Verdampfung des Kühlmittels erfolgt, hängt die axiale Reaktivitätswirksamkeit des eingespeisten Bors von der Ausbildung eines axialen Konzentrationsprofils in einer Zweiphasenströmung Wasser/Wasserdampf und vom Austrag von Bor aus dem Brennelement mit dem abströmenden Dampf ab. Das axiale Konzentrationsprofil wird durch den Volumendampfgehalt und die Struktur der Zweiphasenströmung innerhalb des Brennstabgitters bestimmt, wobei der Einfluss der Systemtemperatur (des Systemdruckes) zu beachten ist. Der Austrag von Bor ist deshalb bedeutungsvoll, weil die insgesamt zur Verfügung stehende Natriumpentaboratlösung begrenzt ist und damit mittelfristig mit einer Konzentrationsverringerung innerhalb des Reaktorkerns einhergehend mit der Möglichkeit einer Rekritikalität gerechnet werden muss.

Die gegenwärtig verfügbaren und in Systemcodes wie ATHLET angewendeten Modelle berücksichtigen das Bor ausschließlich in der flüssigen Phase des Kühlmittels. Eine Konzentrationsverringerung des Bors im Kern infolge Bortransport mit der Dampfphase kann daher mit diesen Codes nicht berechnet werden. Die geplanten Untersuchungen müssen deshalb vor allem in einer experimentellen Analyse der zeitabhängigen Borkonzentration in der flüssigen und dampfförmigen Phase des Kühlmittels in einem Modellkühlkanal , dessen Geometrie sich am Brennelement eines SWR orientiert, bestehen. Darauf aufbauend können neue Modelle für axiale Profile und Transportprozesse innerhalb der Zweiphasenströmung sowie den Austrag von Bor mit Wasserdampf entwickelt werden. Für diese Experimente wird die Versuchsanlage BORAN errichtet, die den Anforderungen der Experimente unter Beachtung der im SWR vorhandenen Randbedingungen entspricht.

Die stationäre Borkonzentration in der flüssigen und dampfförmigen Phase des Kühlmittels wird mittels Autoklav-Experimenten bis hin zu SWR-Betriebsdrücken bestimmt. Damit gewinnt man eine Matrix an Konzentrationsdaten, die als Basis für die Messung der Borkonzentration in Zweiphasenströmungen bei bestimmten Temperaturen, Volumendampfgehalten und Strömungsregimes in der Versuchsanlage BORAN dient und zur Ermittlung der zeitabhängigen Borkonzentration in einer SWR-ähnlichen Geometrie führt. Daraus lassen sich die Auswirkungen auf einen SWR mittels  Übertragbarkeitsmodellen schlussfolgern.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSB)


 




Dekontamination silikatischer Oberflächen mittels Laserablation bei gleichzeitiger Abproduktkonditionierung - LASABA II

   Mitarbeiter:                   Dr.-Ing. habil. Wolfgang Lippmann
Dr.-Ing. Anne-Maria Reinecke
Dipl.-Ing. Marion Herrmann
Dipl.-Ing. Carmen Hille
Dipl.-Ing. Regine Wolf
Dr. rer. nat. habil. Albert Zeuner
Andreas Andris
Oliver Just
   Laufzeit: 07/2005 - 06/2008
   Finanzierung: BMBF
   Kooperationen: LIM LaserInstitut Mittelsachsen
VKTA Dresden

Kurzbeschreibung:

Beton nach Abtrag

Beton nach Abtrag

Entwicklung und Erprobung eines Verfahrens zur Dekontamination radioaktiv belasteter Beton- und Sedimentoberflächen. Dazu werden Laser so eingesetzt, dass Abtragung durch Abschmelzen und Konditionierung in einem Technologieschritt erfolgen.

Einzelzielstellung

  • Charakterisierung kontaminierter/aktivierter silikatischer Strukturen von kerntechnischen Anlagen über Materialeigenschaften, Nuklidvektoren, Nuklidverteilung
  • Ermittlung technisch technologischer Parameter der Laserablation an inaktiven Referenzproben
  • Untersuchungen zur Konditionierung der Ablationsprodukte, gegebenfalls unter Einsatz von Additiven
  • Erprobung der Laserablation mit simultaner Konditionierung radioaktiver Referenzproben
  • Bewertung des Verfahrens hinsichtlich Anwendungsgebieten, verfahrenstechnischer Durchführbarkeit und Produktgüte

Weiter Informationen zum Projekt: "Lasaba I" 

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Stilllegung kerntechnischer Anlagen (FSP)


 




Vertiefte nichtlineare Analyse des Stabilitätsverhaltens von Siedewasserreaktoren

   Mitarbeiter:           Dipl.-Phys. Carsten Lange
   Laufzeit: 10/2004 - 03/2008
   Finanzierung: BMWi
   Kooperationen: Paul-Scherrer-Institut (Schweiz)
TU Valencia (Spanien)

Kurzbeschreibung:
Siedewasserreaktoren sind insbesondere wegen der inneren Rückkopplungsprozesse nichtlineare dynamische Systeme. Die Lösungsmannigfaltigkeit der Gleichungen, die die Physik dieser Systeme beschreiben, enthält sowohl stabile als auch instabile oszillatorische Lösungen, die auch experimentell nachgewiesen werden können. Für den sicheren und wirtschaftlichen Betrieb von SWR ist eine möglichst genaue Kenntnis der Stabilitätsgrenzen notwendig. SWR sind Reaktoren mit Leichtwasserkühlung, wobei Sieden des Kühlmittels im Reaktor zugelassen wird. Da das Wasser auch gleichzeitig als Neutronenmoderator wirkt, hat die Dampfbildung einen wesentlichen Einfluss auf das Multiplikationsverhalten der Spaltzone und somit auf das Zeitverhalten der Reaktorleistung. Folglich ist der dominante Rückkopplungsparameter, der das Stabilitätsverhalten des dynamischen Systems SWR bestimmt,  eine Funktion des Dampfgehalts.

Instabile Leistungsoszillationen sind sowohl aus sicherheitstechnischer als auch betriebstechnischer Sicht zu vermeiden. Dazu muss das Gebiet in der Arbeitscharakteristik der SWR (die power-flow map), in dem diese Oszillationen auftreten können, möglichst genau bekannt sein. Der Instabilitätsbereich wird derzeit experimentell und rechnerisch durch Analyse des Stabilitätsverhaltens einiger Arbeitspunkte auf dem angenommenen Rand des Gebietes ermittelt und dann konservativ als ein Ausschlussgebiet in der Arbeitscharakteristik festgelegt.

Experimente und Rechnungen mit Systemcodes, mit denen man das Zeitverhalten von SWR simulieren kann, werden wegen des hohen Aufwandes nur für einige Arbeitspunkte durchgeführt. Um genauere Vorstellungen vom mathematischen Verlauf der Stabilitätsgrenzen zu erhalten und um die physikalischen Prozesse, die das Stabilitätsverhalten bestimmen, genauer zu verstehen, werden vereinfachte SWR-Modelle (reduced order model) entwickelt, in denen die physikalischen Vorgänge im Reaktor in einem angemessenen Detaillierungsumfang beschrieben werden. Das Stabilitätsverhalten eines derartigen SWR-Modells kann dann mit Hilfe besonderer Methoden der nichtlinearen Dynamik (Bifurkationsanalyse) untersucht werden, die für die Analyse geometrisch komplexer Modelle, wie sie in Systemcodes mit 3D-Reaktorkernmodellen verwendet werden, nicht ohne weiteres angewendet werden können.

Ziel der Arbeiten ist es, das Stabilitätsverhalten von SWR im Detail zu untersuchen. Dazu werden sowohl moderne Systemcodes als auch vereinfachte SWR-Modelle eingesetzt. Letztere vermitteln eine Vorstellung von den mathematischen Stabilitätsgrenzen und den nichtlinearen Phänomenen, die im Ausschlussgebiet der SWR-Arbeitscharakteristik zu erwarten sind. Die Ergebnisse dieser Untersuchungen sind dann Grundlage für gezielte Systemcodeanalysen mit komplexen Anlagenmodellen.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)

Publikationen

In depth analysis of the nonlinear stability behavior of BWR-Systems
Carsten Lange, Dieter Hennig, Antonio Hurtado, Vicent Garcia i Llorens, Gumersindo Verdù
PHYSOR'08, 15-18 September 2008, Interlaken, Schweiz   Poster   

 




Entwicklung von Werkstoffen und Technologien für effiziente Aluminiumschmelzetiegel

   Mitarbeiter:                Dr.-Ing. habil.  Wolfgang Lippmann
Dipl.-Ing. Marion Herrmann
Dipl.-Ing. Carmen Hille
Dipl.-Ing. Regine Wolf
Andreas Andris
Oliver Just
   Laufzeit: 05/2006 - 11/2007
   Finanzierung: SAB
   Kooperationen: Aluminium-Gießerei Rackwitz GmbH
Rackwitzer Industrieanlagenbau GmbH Rackwitz
P-D Industries GmbH
Fraunhofer IKTS Dresden

Kurzbeschreibung:
Ziel ist es, die werkstofftechnischen und fertigungstechnischen Grundlagen für einen hocheffizienten Schmelztiegel für Aluminiumschmelzen zu schaffen. Schwerpunkt der TU Dresden ist dabei die Entwickwung einer Lasertechnologie zum Fügen der elektrisch leitfähigen Keramikheizer.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Laserfügen von Oxid- und Nichtoxidkeramiken (FSP)


 




Experimentelle Untersuchung des Verhaltens eines langsam ausdampfenden Brennelement-Lagerbeckens

   Leiter: Dr.-Ing. habil.  Wolfgang Lippmann
   Mitarbeiter:         Dr.-Ing. Christoph Schuster
Herr cand.-Ing. Felix O. Langer
   Laufzeit: 04/2006 - 08/2007
   Finanzierung: Vattenfall Europe Nuclear Energy GmbH

Kurzbeschreibung:
Bestrahlte Brennelemente (BE) werden nach ihrer Einsatzzeit im Kernreaktor im Brennelement-Lagerbecken abgestellt. Dort verbleiben sie bis zum Abtransport zur Zwischenlagerung. Das BE-Lagerbecken ist bis weit über die Oberkante der BE mit Wasser gefüllt, welches zur Strahlungsabschirmung und zur Abfuhr der in den Brennstäben erzeugten Nachwärme dient. In bestimmten hypothetischen Störfallszenarien wird angenommen, dass die Beckenkühlung ausfällt und eine Nachspeisung in das Becken nicht möglich ist. Dadurch kann sich das Beckenwasser bis zum Sieden erwärmen und ausdampfen, was zu einem sinkenden Wasserspiegel führt. Von besonderem Interesse sind die thermohydraulischen Zustände, wenn der Wasserspiegel die BE erreicht und weiter sinkt. Die Abfuhr der Nachzerfallswärme von der Brennstabwand erfolgt dann über Konvektion und Strahlung an eine Zweiphasenströmung oder an eine reine Dampf- oder Luftströmung.
Da die zuverlässige Vorhersage der auftretenden Phänomene schwierig ist, wurde das Ausdampfen des BE-Lagerbeckens experimentell untersucht. Die dazu geschaffene Versuchsanlage ADELA bildet ein Stabbündel in einer 3 x 3 - Geometrie axial im Maßstab 1:1 nach. Es wurden Experimente zum langsamen Ausdampfen des Kanals bis hin zu einem völlig trockengelegten Bündel sowie mit ausschließlicher Luftkühlung bei unterschiedlichen Stableistungen durchgeführt. Dabei stellen sich charakteristische axiale Wandtemperaturprofile ein, die gegen leistungsabhängige Grenzwerte konvergieren.

 




Entwicklung einer Entwurfsmethodik für integrierte Analog- und Mixed-Signal-Schaltungen

Mitarbeiter:                       Dr.-Ing. habil. Wolfgang Lippmann
Dipl.-Ing. Marion Herrmann
Dipl.-Ing. Carmen Hille
Dipl.-Ing. Regine Wolf
Herr Oliver Just
Laufzeit: 08/2005 - 12/2006


 




Weiterführende Untersuchungen an der Niedertemperatur-Stirling-Maschine

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Noureddine Boutammachte
Dipl.-Ing. Qui Tra Phan
Dipl.-Ing. Dejin Chen
Dr.-Ing. habil. Manfred Schwarz
Laufzeit: 04/2000 - 06/2005
Finanzierung: DFG (Deutsche Forschungsgemeinschaft)
Kooperationen:                 Enerlyt GmbH
Enviromental Technologies EnviTech GmbH
LÄTZSCH GmbH Kohren-Sahlis

Kurzbeschreibung:
Ziel des Projektes ist die Entwicklung und Optimierung einer einfachen und billigen solaren Niedertemperatur-Stirling-Maschine. Ihr Einsatz ist für Wasserpumpsysteme, insbesondere in äquatornahen Regionen mit hoher solarer Einstrahlung, vorgesehen.
Diese Maschine wurde im Juni 2002 auf der Weltmesse für Erneuerbare Energien Solar Energy in Berlin vorgeführt und ist bei vielen Besuchern des In- und Auslandes auf reges Interesse gestoßen.
Auf der Basis umfangreicher theoretischer und experimenteller Untersuchungen wurde ein verbesserter Typ der solaren Niedertemperatur-Stirling-Maschine entwickelt und gebaut. Diese Maschine wurde im Labor unter unterschiedlichen Bedingungen getestet.
Mit der Fa. EnviTech GmbH erfolgte der Abschluss eines Projektvertrages mit dem Ziel, die solare Niedertemperatur-Stirling-Maschine zu einem marktreifen Produkt zu entwickeln.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Anlagen für regenerative Energien (FSP)
  • Lokale innovative Energiesysteme (IFP)


 




Erweiterung und Verifikation von TRAMO zur Lösung von Neutronen/Gammatransportproblemen und Überprüfung von Kerndatenbibliotheken

Leiter: Dr. rer. nat. Wolfgang Hansen
Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Phys. Dietmar Hinke
Dr.-Ing. Ingrid Stephan
Dipl.-Ing. Ralf Schneider
Weitere Mitarbeiter: Dr. Siegfried Unholzer (TU Dresden)
Dr. Klaus Noack (FZ Rossendorf)
Dipl.-Phys. Bertram Böhmer (FZ Rossendorf)
Dipl.-Ing. Jörg Konheiser (FZ Rossendorf)
Dipl.-Phys. Anatoli Rogov (FZ Rossendorf)
Prof. Dr. H.-Chr. Mehner (HS Zittau/Görlitz)
Dipl.-Phys. Martin Grantz (HS Zittau/Görlitz)
Laufzeit: 03/2000 - 09/2005
Finanzierung: DFG (Deutsche Forschungsgemeinschaft)
Kooperationen:                FZ Dresden-Rossendorf
HS Zittau/Görlitz
Institut für Kern- und Teilchenphysik (TU Dresden)

Kurzbeschreibung:
Jüngste Ergebnisse der Materialforschung haben gezeigt, dass der Einfluss der Gammastrahlung auf Materialschädigungen von Leichtwasser-Reaktorbehältern nicht zu vernachlässigen ist. Für Berechnungen zur Reaktormaterialdosimetrie existiert im FZ Rossendorf das verifizierte, international anerkannte Monte-Carlo-Programmsystem TRAMO, das allerdings bisher auf das Neutronenfeld der Reaktorstrahlung beschränkt ist und auf die Berechnung von Gammafeldern ausgedehnt werden muss. Zur Verifikation dieser Erweiterungen finden an den Bestrahlungskanälen des Ausbildungskernreaktors AKR der TU Dresden und des ZLFR der HS Zittau/Görlitz Transmissionsexperimente an variablen Eisen/Wasser-Schichtungen statt, die die Verhältnisse an einem Reaktordruckkessel eines LWR simulieren und hinter denen mit einem kalibrierten NE213-Szintillationsspektrometer simultan Neutronen- und Gamma-Energiespektren gemessen werden. Ein innovativer Aspekt der Untersuchung ist der absolute Bezug zwischen Experiment und Rechnung über die ebenfalls gemessenen absoluten Neutronenflussdichten in den Spaltzonen der Versuchsreaktoren.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)
  • Kernreaktortechnik (FSP)





Dekontamination silikatischer Oberflächen mittels Laserablation bei gleichzeitiger Abproduktkonditionierung - LASABA I

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dr.-Ing. habil. Wolfgang Lippmann
Dipl.-Ing. Regine Wolf
Dipl.-Ing. Roland Rasper
Dr.-Ing. Anne-Maria Reinecke
Andreas Andris
Oliver Just
Laufzeit: 08/2002 - 07/2005
Finanzierung: BMBF
Kooperationen:                 LIM Mittweida
VKTA Rossendorf

Kurzbeschreibung:
Beim Rückbau kerntechnischer Anlagen sind radioaktiv kontaminierte Betonoberflächen abzutragen, zu konditionieren und so in ein endlagerfähiges Produkt zu überführen. Bisher werden die dafür erforderlichen Verfahrensschritte separat durchgeführt
Das Ziel der Forschungsarbeiten ist die Entwicklung und Erprobung einer produktorientierten Technologie zum Abtragen von kontaminierten Betonoberflächen mittels Laserablation. Das Verfahren soll dabei so gestaltet werden, dass der reale Materialabtrag an die lokalen Erfordernisse angepasst wird, die prozessbedingte Freisetzung radioaktiver Substanzen in die Kontrollraumatmosphäre minimiert wird und das Endprodukt in einem verglasten und damit endlagerfähigem Zustand vorliegt. Diese Prozessstufen sollen in einem einzigen Arbeitsgang realisiert werden.
Das Erreichen der Zielstellung eröffnet ein völlig neuartiges, innovatives und nicht nur auf den nuklearen Bereich reduziertes Marktsegment.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Stilllegung kerntechnischer Anlagen (FSP)


 




Untersuchungen zur Effektivität katalytischer Rekombinatoren während instationärer Betriebszustände

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Martin Buchmann
Laufzeit: 10/1999 - 09/2002
Finanzierung:                   BMBF

Kurzbeschreibung:
Während eines schweren Störfalls in einem Kernkraftwerk mit Leichtwasserreaktor kann es zur Zerstörung der Spaltzone und des Reaktordruckbehälters kommen. In dessen Folge entsteht durch Oxydation metallischer Konstruktionsmaterialien sowie durch Radiolyse eine nicht unwesentliche Menge an Wasserstoff, die in die Containmentatmosphäre freigesetzt werden kann. Diese reicht aus, um mit dem vorhandenen Luftsauerstoff ein zündfähiges Gemisch zu bilden. Die Auswirkungen einer somit möglichen Deflagration oder Detonation stellen eine Gefährdung für die Integrität des Sicherheitseinschlusses, der letzten Barriere zur Rückhaltung von radioaktivem Material, dar.
Zur Beherrschung dieser Störfallsituation wird gegenwärtig in deutschen Kernkraftwerken ein duales Sicherheitskonzept realisiert. Zum einen erfolgt die Installation von Zündern zum Wasserstoffabbau nahe möglicher Entstehungsorte. Zum anderen werden schachtförmige Rekombinatorboxen zum Wasserstoffabbau in großen Räumen eingebaut.
Beim Rekombinator wird das Prinzip der heterogenen Analyse genutzt, bei der Wasserstoff und Sauerstoff auf dem Wege der "kalten Verbrennung" zu Wasser reagieren. Die dazu geeigneten Katalysatormaterialien sind Platin und Pallatium. Diese Teilschritte der heterogenen Katalyse sind dabei mit Strömungs- und Wärmeübergangsprozessen gekoppelt.
Es soll das Verhalten eines katalytischen Rekombinators unter realen Einsatzbedingungen modelliert werden. Zur numerischen Simulation des Rekombinators kommt der CFD-Code CFX 5.5 zur Anwendung.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)


 




Entwicklung von lasergeschweißten, korrosions- und hochtemperaturbeständigen Keramikkapselungen für den sicheren Einschluss radioaktiver Materialien

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dr.-Ing. habil. Wolfgang Lippmann
Dipl.-Ing. Regine Wolf
Dipl.-Ing. Roland Rasper
Dr.-Ing. Michael Umbreit
Dr.-Ing. Rainer Nöring
Laufzeit: 06/2000 - 12/2002
Finanzierung: SMWK
Kooperationen:                 LIM Mittweida
TKC Meißen

Kurzbeschreibung:

Sinterkeramiken, wie z. B. Siliziumkarbid (SiC), besitzen sehr gute Materialeigenschaften hinsichtlich Temperaturbeständigkeit, Korrosionsfestigkeit, langzeitstabiler Dichtheit und Strahlenresistenz. Sie eignen sich deshalb zum sicheren Einschließen radioaktiven Materials. Die einzigen bisher zur Verfügung stehenden Einschließungstechnologien bestehen im Zusammensintern von Keramikhalbschalen bzw. im Aufbringen von multiplen Keramikschichten auf Kleinpartikel. Beide Technologien sind zwangsläufig mit einer vollständigen Aufheizung des einzubringenden radioaktiven Materials bis auf Sintertemperatur verbunden. Dies kann bei hochschmelzenden Stoffen zu Wechselwirkungen mit der umschließenden Keramik führen. Das wiederum kann einen vollständigen bzw. teilweisen Verlust der positiven Eigenschaften der Hüllkeramik nach sich ziehen.
Niedrigschmelzendes Material kann mit diesen Technologien grundsätzlich nicht gekapselt werden.
Dieses Problem kann gelöst werden, wenn Keramikhüllen zur Verfügung stehen, die unter Beibehaltung der positiven Materialeigenschaften mittels Laser schweißbar sind. Die beim Schweißen über den Laserstrahl eingebrachte Energie kann lokal so dosiert werden, dass das zu umhüllende Material nicht oder nur sehr gering thermisch belastet wird.
Das Ziel der Forschungsarbeiten ist die Entwicklung einer produktorientierten Technologie zum Herstellen von keramischen Kapseln, die mittels Laser gasdicht gefügt werden können.
Diese Kapseln sollen sich primär zum Einschluss radioaktiven Materials eignen.
Das Erreichen der Zielstellung eröffnet ein völlig neuartiges, innovatives und nicht nur auf den nuklearen Bereich beschränktes Marktsegment.
Die Zielstellung wurde mit Abschluss des Projektes in vollem Umfang erreicht.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)

Lasergefügte Kapsel

Lasergefügte Kapsel

Querschliff der Fügezone (50x)

Querschliff der Fügezone (50x)

Glasig erstarrtes Lot im Interferenzbild (200x)

Glasig erstarrtes Lot im Interferenzbild (200x)

Querschliff der Fügezone (500x)

Querschliff der Fügezone (500x)




Comparative Review of Methods and Techniques for Safeguards of Research Reactors

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Alexander Ellinger
Laufzeit: 01/2002 - 12/2002
Finanzierung: BMWi
Kooperationen:                 IAEA
FZ Jülich

Kurzbeschreibung:
Die IAEA hat sich zum Ziel gesetzt, die Methoden zur Kernmaterialkontrolle ständig an den neuesten Stand von Wissenschaft und Technik anzupassen, wobei die vorhandenen Ressourcen möglichst effektiv genutzt werden sollen. Dazu ist es notwendig, die entsprechenden Aktivitäten zur Verifizierung von Kernmaterial in bestimmten Zeitabständen zu evaluieren, um letztlich die vorhandenen Routineinspektionsmethoden zu optimieren sowie neue geeignete Kontrollverfahren zu implementieren.
Durch die im Rahmen des Projektes durchgeführten Arbeiten soll insbesondere die Kernmaterialkontrolle auf der Grundlage der Beobachtung von Tscherenkowstrahlung bewertet werden. Es sollen dabei aus theoretisch erarbeiteten Erkenntnissen, die durch umfangreiche Computersimulationen mit dem international anerkannten Rechencode MCNP unterstützt werden, konkrete und praxisnahe Hinweise bezüglich der Durchführung von Kernmaterialkontrollen auf der Grundlage der Beobachtung von Tscherenkowstrahlung abgeleitet werden.
Die Methode wird häufig an Forschungsreaktoren angewendet. Sie kommt aber auch bei Kernbrennstoff zum Einsatz, welcher in Lagerbecken aufbewahrt wird.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)


 




Inspector Training on Application of Criticality Tester

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Alexander Ellinger
Dipl.-Ing. Ralf Schneider
Laufzeit: 07/1999 - 12/2001
Finanzierung: BMWi
Kooperationen:                 IAEA Wien
Forschungszentrum Jülich
Euratom Luxemburg
Technische Universität Prag

Kurzbeschreibung:
1997 konnte das Projekt "Entwicklung eines Kritikalitätstesters" mit der Übergabe eines neuen Messgerätes und allen für den Einsatz erforderlichen Dokumentationen erfolgreich abgeschlossen werden. Um die Anwendung des Kritikalitätstesters bei der IAEA und EURATOM optimal zu gewährleisten, wurde das Projekt "Inspector Training on Application of Criticality Tester" im Juli 1999 gestartet. Nach der Erstellung der Kursunterlagen wurden im Zeitraum Nov. 1999 - Dez. 2001 mehrere Trainingskurse an der TU Dresden durchgeführt. Im Vordergrund steht die praktische Ausbildung der Inspektoren am AKR der TU Dresden. Als Abschluss der Trainingskurse wird eine praktische Prüfung am Forschungsreaktor VR1 der Technischen Universität Prag durchgeführt.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)
  • Kernreaktortechnik (FSP)


 




Integration of the CT Analysis Software TREND99 and WinMCS

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Alexander Ellinger
 
Weitere Mitarbeiter: Herr André Birnbaum (GBS-Elektronik GmbH)
Laufzeit: 09/2000 - 08/2001
Finanzierung: BMWi
Kooperationen:                 IAEA Wien
Forschungszentrum Jülich
GBS-Elektronik GmbH

Kurzbeschreibung:
1997 stimmte die IAEA einer Verwendung des Kritikalitätstesters für Kernmaterialkontroll-Inspektionen zu.
Bisher wurde dabei ein Messsystem eingesetzt, welches unter Verwendung eines Vielkanalanalysators, des MiniMCA, und der WinMCS-Software, beides Produkte der GBS-Elektronik GmbH, die erforderlichen Messdaten aufnahm und speicherte. Die automatische Auswertung der Daten erfolgte gesondert durch die TREND 99-Software, welche an der TU Dresden entwickelt wurde.
Zur Erhöhung der Effektivität der Inspektionen, bei denen der Kritikalitätstester zum Einsatz kommt, wurde eine Integration der entsprechenden Mess- und Auswertesoftware vorgenommen.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)
  • Kernreaktortechnik (FSP)


 




Modellierung turbulenzinduzierter Flammenbeschleunigungen

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Math. Jens Bastian
Dipl.-Ing. Rainer Nöring
Dr.-Ing. Michael Umbreit
Laufzeit: 08/1996 - 04/2000
Finanzierung: BMBF / BMWi
Kooperationen:           GRS Köln
TU München
Battelle Ingenieurtechnik GmbH
Los Alamos National Laboratory (USA)
Forschungszentrum Karlsruhe

Kurzbeschreibung:
Die Anwendung von Gegenmaßnahmen zur Reduzierung der Wasserstoffmenge in einem Containment nach einem schweren Störfall (Rekombinatoren und Zünder) erfordert detaillierte Kenntnisse über die möglichen Verbrennungsabläufe. Es wird ermittelt, welche Möglichkeiten und Grenzen Lumped Parameter Codes für eine hinreichend genaue mathematische Modellierung der turbulenzinduzierten Flammenbeschleunigung bieten. Demonstrationsrechnungen mit dem weiterentwickelten Code RALOC-HYDRA zeigen die Eignung systematischer Modellvereinfachung für hindernisinduzierte Flammenbeschleunigungen.
Eine wesentliche Verbesserung der Vorhersagefähigkeit instationärer turbulenter Wasserstoffverbrennungsvorgänge, insbesondere in Bezug auf turbulenzinduzierende Einflüsse, ist mit dem Einsatz von CFD-Codes gegeben. Die Verwendung komplexer Reaktionskinetikmodelle in diesen Codes führt schon bei nicht sehr umfangreichen Problemstellungen zu extrem großen Rechenzeiten. Ausgehend von bekannten Mehrschrittreaktionskinetikmodellen und unter Nutzung verfügbarer experimenteller Daten, die die während eines schweren Störfalls möglichen Parameterkombinationen (Druck, Temperatur, Atmosphärenzusammensetzung) charakterisieren, wird ein für die Integration in CFD-Codes geeignetes reduziertes Mehrstufen-Modell entwickelt.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)


 




Hochtemperaturverhalten SSiC-gekapselter UO2-Pellets und Absorberelemente

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dr.-Ing. habil. Wolfgang Lippmann
Dr.-Ing. Rainer Nöring
Dr.-Ing. Michael Umbreit
Dipl.-Ing. Martin Buchmann
Dipl.-Ing. Alexander Ellinger
Laufzeit: 03/1998 - 10/2000
Finanzierung: BMBF / BMWi
Kooperationen:     RWTH Aachen
GRS Köln

Kurzbeschreibung:
Im Rahmen der Forschungsarbeiten zur nuklearen Sicherheit werden Möglichkeiten zur Verbesserung der Hochtemperaturbeständigkeit der Kernreaktorspaltzone untersucht. Für den Brennstab ist eine zusätzliche Kapselung des UO2-Pellets aus drucklos gesintertem Siliziumkarbid (SSiC) im Zircaloyhüllrohr vorgesehen.Für die konstruktive Gestaltung des Absorberstabes werden verschiedene Lösungsvarianten erarbeitet, um eine funktionale Versagenstemperatur deutlich über 1200 °C zu erreichen.
Von der RWTH Aachen sind in einer Kleinserie abgereicherte UO2-Pellets mittels Reaktionssintern in SSiC-Kapseln gasdicht eingeschlossen worden. Diese Kapseln wurden hinsichtlich ihrer Dichtheit sowie ihres thermomechanischen Verhaltens nach einer Temperaturbelastung bis 1800 °C (max. 2070 °C) in oxidierendem Wasserdampf und in Luft analysiert. Gegenstand weiterer Versuchsserien war das chemische Verhalten der SSiC-Pellets gegenüber verschiedenen Reaktormaterialien im Hochtemperaturbereich. Dazu wurde das SSiC in Kontakt mit folgenden Verbindungen bis 1800 °C aufgeheizt: Zircaloy, Stahl, Corium, UO2, Ag-In-Cd-Legierung, HfO2, Dy2O3, Eu2O3, Gd2O3, Sm2O3, BN und B4C. Bis auf Stahl- und stahlhaltige Choriumschmelze verhielten sich die getesteten Verbindungen relativ reaktionsträge gegenüber dem verwendeten SSiC, so daß ihr Einsatz in Verbindung mit SSiC positiv bewertet werden kann.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)
  • Kernreaktortechnik (FSP)


 




Externe Validation des Programmsystems ATHLET-CD anhand der Nachrechnung von ausgewählten Bündelversuchen

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Detlef Hell
Dipl.-Ing. (FH) Rüdiger Rohr
Laufzeit: 07/1996 - 02/2000
Finanzierung: BMBF / BMWi
Kooperationen:    GRSmbH
IKE Stuttgart
Ruhr-Uni-Bochum

Kurzbeschreibung:
Das Programmsystem ATHLET-CD simuliert den Verlauf schwerer Störfälle bei Leichtwasserreaktoren. Den Schwerpunkt der Untersuchungen bilden die übernommenen KESS-Module, die das Verhalten der Spaltzonenstrukturen unter Kernschmelzbedingungen beschreiben. Zielsetzung des Programmsystems ATHLET-CD ist ein hoher Detaillierungsgrad der Modelle für physikalische Phänomene und thermohydraulische Vorgänge in der Übergangs- und Spätphase eines schweren Störfalls mit Kernschmelze. Die Überprüfung der Modelle und deren Anwendungsbereiche erfordert zahlreiche Validationsrechnungen. Die externe Validation des Programmsystems, die mit den Forschungsprojekten an der TU Dresden und der Ruhr-Universität Bochum begann, hat die Nachrechnung der Bündelversuche CORA-5, Phebus-AIC, CORA-31, CORA-28 und PBF SFD 1.4 zum Inhalt. Die Nachrechnungen der Versuche CORA-28, CORA-31 und PBF SFD 1.4wurden mit der neuen ATHLET-CD-Version ( 1.2 A/1.0 A) nachgerechnet und abgeschlossen. Derzeit wird der Projekt-Abschlussbericht erstellt.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Thermohydraulik (FSP)
  • Nukleare Sicherheit (FSP)


 




Core Inventory Verifier for Research Reactors

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Uwe Filges
Dipl.-Ing. Alexander Ellinger
Dipl.-Ing. Ralf Schneider
Laufzeit: 06/1997 - 05/2000
Finanzierung: BMWi / BMBF
Kooperationen:        IAEA Wien
Forschungszentrum Jülich
Euratom Luxemburg
Jozef Stephan Institut Ljubljana

Kurzbeschreibung:
Ziel des Projektes ist die Bereitstellung eines Verfahrens zur Kernmaterialkontrolle von kleinen und mittelgroßen Forschungsreaktoren für die Inspektionen der IAEA und Euratom. Das Verfahren beinhaltet, daß von den zu kontrollierenden Anlagen ein reaktor-physikalischer 'Fingerprint' genommen wird, welcher in nachfolgenden Inspektionen bestätigt werden muß. Die Grundlage für das zu entwickelnde Verfahren ist der Kritikalitätstester. Mit diesem Gerät kann überprüft werden, ob mindestens eine kritische Masse in der Spaltzone vorhanden ist. Diese Aussage ist für Nulleistungsreaktoren sehr genau, dagegen bei größeren Reaktoren ist der Kritikalitätstester zwar für eine qualitative Aussage geeignet, aber die Zielsetzung muß sein, eine genauere Aussage zu erhalten über die Masse an Kernmaterial.
Deshalb wird der Kritikalitätstester kombiniert mit einem Meßsystem, welches die Orts- und Energieabhängigkeit der Neutronenflußdichte messen kann. Diese Meßwerte enthalten anlagenspezifische Charakteristiken, welche als 'Fingerprint' bezeichnet werden können.
Es wird untersucht, ob Änderungen in der Geometrie einer Spaltzone meßtechnisch und analytisch festgestellt werden können. Dazu werden entsprechende Computercodes (MCNP) eingesetzt und das neue Meßverfahren wird am AKR der TU Dresden sowie am TRIGA Reaktor in Ljubljana (Slowenien) erprobt. Außerdem werden Nachrechnungen für den Münchner Forschungsreaktor (FRM-II) durchgeführt, welcher als Referenzanlage vorgesehen ist.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)


 




Entwicklung einer solaren Niedertemperatur-Stirling-Maschine

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. (FH) Johannes Eickhoff
Laufzeit: 04/1997 - 03/2000
Finanzierung: DFG
Kooperationen:        Bomin Solar Research Lörrach
Fa. Lätzsch Kohren-Sahlis

Kurzbeschreibung:
Bei dem Thema geht es um die Entwicklung einer solaren Niedertemperatur-Stirling-Maschine. Mit experimentellen Untersuchungen werden die verschiedenen Baugruppen , wie Dichtung, Regenerator, Wärmeübertrager und Arbeitsauskopplung, optimiert. Die Ergebnisse werden in einem Prototyp umgesetzt. Am Motor werden u. a. dynamische Temperaturmessungen vorgenommen, zwecks Beschreibung der Thermodynamik im Motor. Die Anwendung des Motors liegt im Fördern und Umwälzen von Wasser, insbesondere in südlichen Ländern als Wasserpumpsystem. Der Prototyp der solaren Niedertemperatur-Stirling-Maschine wird an der Universität Aden / Jemen erprobt mit dem Ziel der Sammlung von Betriebserfahrungen sowie der weiteren Optimierung von Motor und Pumpe.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Anlagen für regenerative Energien (FSP)
  • Lokale Innovative Energiesysteme (IFP)


 




Untersuchungen zur Optimierung von Passiven Impulsgebern

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Heiko Ringel
Laufzeit: 07/1997 - 06/2000
Finanzierung: Vereinigung Deutscher Elektrizitätswerke e.V. (VDEW) Frankfurt
Bayernwerk AG, Bereich Nukleare Kraftwerke, München
Kooperationen:        Siemens / Kraftwerk Union (KWU)

Kurzbeschreibung:
Das Sicherheitskonzept des innovativen Siedewasserreaktors SWR 1000 basiert auf dem Zusammenwirken von aktiven und passiven Sicherheitseinrichtungen. Zur diversitären Auslösung sicherheitstechnischer Funktionen sollen Passive Impulsgeber (PIG) eingesetzt werden.
Der Passive Impulsgeber ist ein kleiner Wärmetauscher, dessen Primärseite über eine nicht abzusperrende Rohrleitung mit dem Dampf- und dem Wasserraum des Reaktordruckbehälters verbunden ist. Bei normalem Füllstand im Reaktor ist der Wärmetauscher primärseitig mit Wasser gefüllt und überträgt keine Wärme. Bei einer Füllstandsabsenkung läuft die Primärseite leer und der nachströmende Dampf kondensiert. Dabei wird das sekundärseitig gespeicherte Wasser so weit erhitzt, daß es zur Bildung von Dampfblasen und somit zu einem Druckaufbau im Schaltgefäß kommt.
Umfangreiche experimentelle Untersuchungen der thermohydraulischen Eigenschaften des PIG bestätigen dessen gefordertes Verhalten während des Störfallablaufes. Die an der TUD durchgeführten Experimente verdeutlichen die prinzipielle Funktionsweise und haben zu detaillierten Kenntnissen der einzelnen thermohydraulischen Prozesse geführt.
Mit einem SIMULINK -Modell wird das thermohydraulische Ansprechverhalten des Passiven Impulsgebers simuliert. Der modulare Aufbau der Simulation ermöglicht eine Erweiterung und Modifizierung bezüglich geänderter Geometrien und verbesserter physikalischer Modelle und Parameter.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)
  • Thermohydraulik (FSP)


 




Radiation Spectrometry in Mixed Neutron-Photon Fields

Leiter: Dr. rer. nat. Wolfgang Hansen
Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Laufzeit: 09/1998 - 12/2001
Finanzierung: Commission of European Communities, DG XII
Kooperationen:               NPL Teddington - UK
NRPB Chilton - UK
IPSN Fontenay-aux-Roses - France
DCMN Pisa - Italy
PTB Braunschweig - Germany
BfS Berlin - Germany

Kurzbeschreibung:
Radiation Spectrometry in Mixed Neutron-Photon FieldsUntersuchung und Weiterentwicklung der Eigenschaften von Neutronenspektrometern zur Anwendung im Bereich niedriger Flußdichten. Abschließende Bewertung durchgeführter Interlaborvergleiche an kerntechnischen Anlagen und in Kalibrier-Neutronenfeldern.
Organisation und Durchführung des internationalen Workshops "Neutron Spectrometry in Science, Technology and Radiation Protection" einschließlich Vorbereitung des wissenschaftlichen Programms, Auswahl der Beiträge, Veröffentlichung der Proceedings als Sonderband in "Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A". Die Konferenz fand vom 4.-8. Juni 2000 in Pisa statt. 113 Teilnehmer aus 20 Ländern präsentierten 92 Beiträge in 12 Sektionen. Der NIMA-Sonderband erscheint in Kürze.
Erstellung und Publikation eines Handbuchs "Radiation Spectrometry in Working Environments" zum Aufbau, der Spezifikation und Anwendung aktueller neutronenspektrometrischer Meßsysteme für Strahlenschutzanwendungen. Das Handbuch ist eine praxisbezogene Anleitung für potentielle Nutzer dieser Meßsysteme und eine Zusammenfassung bestehender Kompetenz.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Kernreaktortechnik (FSP)


 




OPSA - Oxidation Phenomena in Severe Accidents

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Martin Buchmann
Dipl.-Ing. Ralf Schneider
Weitere Mitarbeiter: Dipl.-Ing. Ralph Kaltofen
Laufzeit: 01/1997 - 06/1999
Finanzierung: EU, Euratom Research Framework Programme 1994-1998 "Nuclear Fission Safety", Activity B.1.1
Kooperationen:               Commissariat à l`Energie Atomique, Cadarache, Frankreich
Forschungszentrum Karlsruhe, Deutschland
Università degli Studi di Pisa, Italien
Joint Research Centre Ispra, Italien
AEKI KFKI, Budapest, Ungarn

Kurzbeschreibung:
Das Forschungsprojekt widmet sich dem Oxidationsverhalten in der fortgeschrittenen Phase der Core-Zerstörung während schwer Reaktorstörfälle. Hauptaugenmerk gilt dabei dem Lufteintritt bei Transienten-Störfällen und der Oxidation von U-Zr-O-Legierungen in Dampfatmosphäre.
Dazu ist eine Vielzahl von Experimenten an Einzelstab- und Bündelversuchsständen geplant, welche im Anschluss mit dem französischen Störfallrechencode ICARE nachgerechnet werden sollen.
An der TUD sind am Versuchsstand DRESSMAN Parameterstudien durchzuführen, wofür die Einzelstabgeometrie der Anlage optimale Voraussetzungen bietet. Der bestehende Aufbau wurde den neuen Anforderungen in Abstimmung mit den Projektpartnern angepasst und die Instrumentierung verbessert. Nachdem die Vorversuche in Dampf- und Argonatmosphäre erfolgreich durchgeführt worden sind, wurden die vertraglich vorgeschrieben Testserien in oxidierender Atmosphäre gestartet. Für Air-ingress Experimente waren konstruktive Änderungen notwendig.
Die Proben werden am Institut metallographisch ausgewertet.
Das Projekt wurde erfolgreich abgeschlossen. Ein gemeinsamer Abschlussbericht ist veröffentlicht worden.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)


 




Investigation of Core Degradation: Experimental and computational modelling of corium formation and behaviour during a severe accident in a light water reactor

Leiter: Prof. Dr. rer. nat. Jürgen Knorr
Weitere Mitarbeiter: Dr. rer. nat. Sabine Kretschmer
Laufzeit: 02/1996 - 01/1999
Finanzierung: European Commission
Kooperationen:               Commissariat à l`Energie Atomique, Cadarache, Frankreich
Forschungszentrum Karlsruhe, Deutschland
Università degli Studi di Pisa, Italien
Joint Research Centre Ispra, Italien
AEKI KFKI, Budapest, Ungarn

Kurzbeschreibung:
The objective of the programme is to gain a better understanding of core degradation phenomena during a severe accident and of the interaction with the coolant. Beyond the participants of project want to be able to predict them quantitatively so that the impact of accident management measures can be assessed. The contribution of TU Dresden is the investigation of the influence of the absorber to the global behavior of the core of Light Water Reactors. In frame of the project the absorber model in the code KESS-III-Mod 2.0 was improved. The new model describe the failure behavior of control rod enclosing the melting, spraying-out, candling and interactions with other core materials.

Einordnung in Forschungsschwerpunkte (FSP) und interdisziplinäre Forschungsprojekte (IFP):

  • Nukleare Sicherheit (FSP)





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Redaktion WKET
Letzte Änderung: 14.07.2016