Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten...

KfK 3481 Februar 1983

E r g e b n i s b e r i c h t ü b e r F o r s c h u n g s - u n d E n t w i c k l u n g s a r b e i t e n

1 9 8 2

des Instituts für Neutronenphysik und Reaktortechnik

Kern forschungszent rum Kar lsruhe

KERNFORSCHUNGSZENTRUM KARLSRUHE

In s t i t u t für Neutronenphysik und Reaktortechnik

KfK 3481

Ergebnisbericht über

Forschungs- und Entwicklungsarbeiten 1982

Als Manuskript vervielfältigt Für diesen Bericht behalten wir uns alle Rechte

Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

I S S N 0 3 0 3 - 4 0 0 3

Das I n s t i t u t für Neutronenphysik und Reaktortechnik

b e a r b e i t e t Forschungsaufgaben der Kerntechnik, vor

allem im Zusammenhang mit der Entwicklung natriumge-

kühlter s c h n e l l e r Reaktoren und der Fusionsreaktor-

Technologie. Die Aktivitäten s i n d zu etwa g l e i c h e n

T e i l e n experimenteller und t h e o r e t i s c h e r A r t . Der

größte T e i l d i e s e r Forschungsarbeiten wird i n Zu-

sammenarbeit mit anderen I n s t i t u t e n und I n d u s t r i e -

gruppen im Rahmen von Projekten durchgeführt.

Für das Projekt S c h n e l l e r Brüter a r b e i t e t das I n s t i -t u t an r e a k t o r p h y s i k a l i s c h e n Auslegungs- und S i c h e r -h e i t s f r a g e n des Kerns großer s c h n e l l e r Reaktoren. Fragen, d i e d i e Auswirkungen von Unfällen b e i L e i c h t -wasserreaktoren auf d i e Umgebung und die Bevölkerung b e t r e f f e n , werden im Rahmen des Projektes Nukleare S i c h e r h e i t b e a r b e i t e t . Am Pr o j e k t Wiederaufarbeitung b e t e i l i g t s i c h das I n s t i t u t mit Rechnungen zur Physik des B r e n n s t o f f k r e i s l a u f s und mit der Entwicklung von Überwachungsgeräten für eine Wiederaufarbeitungsanla-ge, d i e auf Neutronenzählungen beruhen. Im Rahmen des Projektes Fusion befaßt s i c h das I n s t i t u t mit neutro-nenphysikalischen und technologischen Fragen des Brut-mantels. A l s p r o j e k t f r e i e Institutsvorhaben werden te c h n i s c h - p h y s i k a l i s c h e Fragestellungen zur Fusion durch Trägheitseinschluß b e a r b e i t e t . Außerdem wird die Anwendung der Kernenergie im Verkehrsbereich mit Wasserstoff a l s Energieträger untersucht.

Mit der Universität Karlsruhe und F o r s c h u n g s i n s t i t u t e n des In- und Auslandes besteht eine fruchtbare Zusam-menarbeit. Studierenden der Universität Karlsruhe und jüngeren Wissenschaftlern aus dem Ausland wird Gele-genheit zur Teilnahme an interessanten Entwicklungs-aufgaben gegeben.

Am 31. Dezember 1982 waren im I n s t i t u t 117 M i t a r b e i -t e r beschäftigt, darunter 67 Akademiker, 22 Ingenieu-re und 28 Sonstige M i t a r b e i t e r . Hinzu kommen e i n Eu-ratom-Bediensteter, e i n Bediensteter der Universität Karlsruhe, 5 ausländische Gastwissenschaftler und 8 Doktoranden.

Die w i c h t i g s t e n Ergebnisse, d i e 1982 i n den v e r s c h i e -denen Arbeitsschwerpunkten e r a r b e i t e t wurden, s i n d :

a) für das Pr o j e k t S c h n e l l e r Brüter:

- Für die Handhabung von bestrahltem Kernbrennstoff

i s t d i e Kenntnis der Wirkungsquerschnitte der Trans-

plutoniumisotope (Neutronen- und Alphaemitter) be-

sonders w i c h t i g . Die empfohlenen Kerndaten wurden

durch Messungen am Van-de-Graaff Beschleuniger

nachträglich bestätigt und z e i g t e n auch mit i n t e -

g r a len Experimenten sehr gute Übereinstimmung, so

daß e i n Großteil der Daten i n die von der NEA auf-

gebaute Kerndatendatei (JEF) aufgenommen wurde.

- Die b i s h e r i g e n SNEAK-12-Experimente und deren Nach-

INSTITUT FÜR NEUTRONENPHYSIK UND REAKTORTECHNIK L e i t e r : Prof. G. Keßler

rechnung mit 2-dimensionalen Neutronen-Diffusions-

und Transportprogrammen zeigten gute Übereinstim-

mung zwischen Experiment und Theorie. Jedoch muß

b e i größeren Brennstoffbewegungen unbedingt d i e

Neutronentransporttheorie angewandt werden, da die

D i f f u s i o n s t h e o r i e zu krassen Fehlern führt.

- Die Nachrechnung der Reaktivitätsbeiträge von Kon-

trollstäben mit B,C . Absorbermaterial i n den 4 nat

BIZET-D-Experimenten (große ringförmig aufgebaute Reaktorkerne) ergab mit 2- und 3-dimensionalen D i f f u -sionsmethoden nur noch Abweichungen zwischen +4 b i s +8% zwischen Theorie und Experiment. Dies läßt darauf schließen, daß früher f e s t g e s t e l l t e größere Abwei-chungen von t e i l w e i s e >20% für große Plutonium-bela-dene Reaktorkerne d i e s e r Bauart n i c h t zu befürchten si n d .

- Neben der Erprobung des weiter verbesserten KAPROS-Systemkerns und der Pflege der d a r i n enthaltenen Mo-duln wurden neue Programme entwickelt und e x i s t i e r e n d e weiterverbessert; u.a. wurden die Programme COLRAB zur Energiegruppenkondensation mit b i l i n e a r e r Wich-tung, DIAMANT-2 zur Lösung der Transportgleichung i n Dreiecksgeometrie und die dreidimensionalen D i f f u -sionsprogramme D3D und D3E neu en t w i c k e l t bzw. ver-bessert und erprobt. Von den i n der Entwicklung be-g r i f f e n e n Programmen zur mehrdimensionalen Abbrand-verfolgung und zur Behandlung von Langzeitproblemen im B r e n n s t o f f k r e i s l a u f wurde das 2-dimensionale Ver-fahren b e r e i t s e r f o l g r e i c h e i n g e s e t z t .

- Für d i e EnquSte-Kommission "Zukünftige Kernenergie-p o l i t i k " des Deutschen Bundestages wurde d i e r i s i k o -o r i e n t i e r t e Studie zum SNR-300 i n Zusammenarbeit mit dem IRE, GRS, IA und SAI f e r t i g g e s t e l l t . Es konnte geze i g t v/erden, daß durch den Betrieb des SNR-300 nur e i n sehr geringes R i s i k o für die Bevölkerung entsteht. Die U n f a l l f o l g e n und R i s i k e n des SNR-300 werden n i c h t über denen eines LWR l i e g e n .

- Analysen der Übergangsphase und der Phase i n t e g r a -l e r Kernmaterialbewegung b e i einem u n k o n t r o l l i e r -ten Kühlmitteldurchsatzstörfall mit H i l f e des Re-chenprogramms SIMMER zeigten, daß d i e Energetik von Sekundärexkursionen durch V e r l u s t von Spaltmate-r i a l aus dem Kernbereich und durch Einschmelzen von Brutmaterial (des oberen a x i a l e n Mantels) i n den Kernbereich e r h e b l i c h gemildert wird.

- Durch d i r e k t e Beobachtung konnte i n e i n e r deutsch-amerikanischen S e r i e von i n - p i l e Experimenten im ACRR bestätigt werden, daß hohe Aufheizraten (die t y p i s c h für den SNR-300 sind) zu stark dispersivem B r e n n s t o f f v e r h a l t e n und damit zu milden Störfall-verläufen führen.

- Bei den deutsch-französischen i n - p i l e CABRI-Versu-chen zum Versagensmechanismus von Schnellbrüter-Brennstäben unter Bedingungen e n e r g i e r e i c h e r L e i -stungstransienten gelang es mit dem im INR entwik-k e l t e n Neutronenhodoskop, d i e B r e n n s t o f f v e r t e i l u n g im Kühlkanal a l s Funktion der Z e i t nach Brennstab-versagen mit guter Genauigkeit zu messen.

- Mit einem Hochdruckreflektometer konnten die o p t i -schen Konstanten von Urankarbid und Thoriumkarbid gemessen werden. E r s t e Messungen an Stahl i n e i n e r Hochdruck-Verdampferkammer ergaben eine m i t t l e r e Verdampfungswärme von 360 kJ/Mol im Temperaturbe-r e i c h zwischen 2800-4000 °K.

- E i n Rechenprogramm zur Berechnung des Cäsium-Dampf-druckes über Cs-Uranaten a l s Funktion der Tempe-r a t u r und der Brennstoffstöchiometrie wurde e r -s t e l l t . Rechnungen zeigen, daß b e i typischen L e i -stungstransienten Dampfdrücke b i s 200 bar e r r e i c h t werden.

- Die a l s KNK-Nachladekerne vorgeschlagenen Einzonen-cores mit MOX-Brennstoff und e i n e r ständigen Expe-r i m e n t i e r e i n r i c h t u n g nahe dem Corezentrum konnten h i n s i c h t l i c h i h r e r experimentellen Nutzung weiter o p t i m i e r t werden, so daß p r a k t i s c h a l l e Benutzer-anforderungen erfüllt werden können.

- Hervorzuheben i s t f e r n e r d i e experimentelle V e r i -f i k a t i o n der Methoden und Daten zur Bestimmung von Pu-236 und damit der harten y-Strahlung aus Tl-208 i n der Z e r f a l l s k e t t e von Pu-236a,in SBR-Brerinelemen-ten, d i e mit LWR-Plutonium g e f e r t i g t werden. Die Pu-236-Bildung wurde bi s h e r um einen Faktor 2-3 unterschätzt.

- Grundsätzliche Untersuchungen an homogenen und hete-rogenen modulartig aufgebauten FDWR-Kernen haben ge-z e i g t , daß b e i Berücksichtigung von Abbrandeffekten die Voidreaktivität ungünstiger wird. A l s neuer Entwurf s c h e i n t eine z o n i e r t angeordnete Heteroge-nität, ähnlich derjenigen b e i heterogenen schnellen Reaktoren, d e u t l i c h e V o r t e i l e zu b i e t e n .

b) Projekt Fusion

- Systematische neutronenphysikalische Studien an Fu-sionsreaktorblanket s führten zum Vorschlag eines Blanketkonzeptes aus keramischen L i t h i u m - B r u t s t o f f - „ kugeln mit Stahlhülle, d i e mit siedendem Wasser ge-kühlt werden können.

c) Projekt Nukleare S i c h e r h e i t

- Mit dem verbesserten Rechenprogramm UFOMOD/B3 wur-den Unfallfolgenrechnungen und Risikoabschätzungen für einen HTR-1160 am Standort Hamm durchgeführt.

- Die Arbeiten zur Verbesserung der Programmversion ' SSYST-3 zur Beschreibung des Brennstabverhaltens b e i LWR-Störfällen wurden abgeschlossen.

d) Pr o j e k t Wiederaufarbeitung

- Die Anwendung des Brennelement-Monitors für Zwecke der Kernmaterial-Überwachung wurde untersucht. Mit e i n e r Meßgenauigkeit von +0.3 kg Pu j e Tonne Schwer-m e t a l l eignet er s i c h für d i e grobe B i l a n z i e r u n g

im Head-end Bereich der Wiederaufarbeitungsanlage und kann zur V e r i f i k a t i o n von Betreiberangaben v e r -wendet werden.

- Mit dem Faßmonitor durchgeführte Messungen l a s s e n eine Nachweisgrenze von 20 mg Plutonium je 200 1 Faß möglich erscheinen.

- Gute Übereinstimmung zwischen Rechnungen mit dem f e r t i g g e s t e l l t e n Zellabbrandverfahren für DWR und neueren Präzisionsmessungen wurden auch für Trans-plutone unter Einsatz neu e v a l u i e r t e r Am- und Cm-Daten e r z i e l t .

e) Kernfusion durch Trägheitseinschluß

- Der Pulsgenerator KALIF zur Erzeugung von L e i c h t -i onenstrahlen wurde aufgebaut und d u r c h l i e f e r s t e F u n k t i o n s t e s t s . Die für Experimente e r f o r d e r l i c h e Datenverarbeitungsanlage und Diagnostik wurde i n B e t r i e b genommen und ausgetestet.

- MEDUSA-KA, e i n Rechenprogramm zur Simulation des Targetverhaltens b e i Beschuß mit energetischen l e i c h t e n oder schweren Ionen, wurde weiter v e r b e s s e r t und dokumentiert. Eine Parameterstudie ergab, daß für d i e E r z i e l u n g eines für Reaktorentwürfe a u s r e i -chend hohen Energiegewinnfaktors ( z e n t r a l e Zündung des Deuterium-Tritium-Gemisches) eine geeignete Pulsform (Vorpuls) des lonenbeschusses entscheidend w i c h t i g i s t .

- Untersuchungen mit dem Transportprogramm ONETRAN ze i g t e n (in q u a n t i t a t i v e r Weise), daß mit zunehmen-der Target-Kompression der A n t e i l der von den Neu-tronen t r a n s p o r t i e r t e n Energie beträchtlich abnimmt und das zugehörige Target-Neutronenspektrum erheb-l i c h weicher wird.

3 —

01.02.01

SNEAK 12

INR Messungen und Analysen zur Physik von Brutreaktoren

t m

+ 200

In den Reaktorkernen d i e s e r Reihe werden hauptsäch-l i c h S t r u k t u r m a t e r i a l - und BrennstoffUmverteilungen, wie s i e b e i p o s t u l i e r t e n Schnellbrüter-Störfällen vor-kommen, s i m u l i e r t . Im B e r i c h t s j a h r wurde der zweite T e i l der Messungen im Uran-Kern SNEAK 12A durchge-führt. Das Meßprogramm umfaßte:

- symmetrische a x i a l e Materialbewegungen zur Kern-Mittelebene h i n über Distanzen von 5 und 20 cm (Slump-in Experimente, Abb. a)

- Simulation des Niederschmelzens durch Kompaktierung von Kernbrennstoff i n der Nähe der a x i a l e n Kernbe-grenzung und im a x i a l e n Blanket (Molten-Pool-Expe-rimente, ftbb. b).

al Brennstoffansamm-lung in der Kern-mirre

b) Niederschmetz-konfiguration j Brutmantel

1 kompostiertes Kernmaterial

I kornpaktiertes Kern-u Brutmantelmaterial

S i m u l i e r t e BrennstoffVerschiebungen i n SNEAK 12A

Die Ergebnisse von Eigenwertberechnungen mit Trans-p o r t t h e o r i e stimmen gut mit den Messungen überein, während Rechnungen mit Störungstheorie und mit D i f f u -s i o n s t h e o r i e i n v i e l e n Fällen zu größeren Abweichun-gen führten.

Folgende Abb. z e i g t d i e Reaktivitätsänderungen durch s i m u l i e r t e s Niederschmelzen i n Abhängigkeit vom Ra-dius der gestörten Zone. Für k l e i n e Radien e r g i b t s i c h eine Abnahme der Reaktivität, wenn Brennstoff aus der Kernmitte herausbewegt wird. Sammelt s i c h jedoch i n zunehmendem Maße Brennstoff an der Grenze von Kern und Brutmantel an, so führt d i e s zu einem p o s i t i v e n Reaktivitätsbeitrag, der für sehr große gestörte Zo-nen den negativen E f f e k t überwiegt.

Messungen von Reaktivitätswerten verschiedener Borab-sorber, d ie im Vorjahr i n SNEAK 12A durchgeführt wur-den, s i n d mit Rechnungen v e r g l i c h e n worden. Diese Ar-b e i t e n konnten jedoch noch n i c h t abgeschlossen werden.

Das Experimentierprogramm SNEAK 12A wurde im Oktober 1982 beendet. Anschließend begann der Aufbau von SNEAK 12B. Diese Anordnung b e s i t z t eine z e n t r a l e Testzone, d ie mit Plutonium-Uran-Mischoxidstäben be-laden i s t . Die Stäbe s i n d so angeordnet, daß d i e Kom-paktierung von Bündeln b e i u n f a l l b e d i n g t e n M a t e r i a l v e r -schiebungen sehr gut s i m u l i e r t werden kann. Das Ex-

0

-20

-200

X Experiment + S;- Transportrechnungen O Diffusionsrechnungen

Anzahl der modifizierten SNEAK -Elemente->• 32 0

/ Radius der / gestörten

Zone, r (cm)

a.

Reaktivität a l s Funktion der Größe der Niederschmelzzone

perimentierprogramm wird im Jahr 1983 durchgeführt.

BIZET Die Experimente im Rahmen des deutsch-englischen BIZET-Programms i n der englischen Anlage ZEBRA wurden 1980 abgeschlossen. 1982 wurden Arbeiten zur Auswertung und Dokumentation durchgeführt. Sie bezogen s i c h be-sonders auf d i e Reaktivität von Kontrollstäben und auf d i e u n t e r s c h i e d l i c h e n neutronenphysikalischen Eigenschaften von Plättchen- und Stäbchenbeladungen im ringförmig angeordneten Reaktorkern BZD.

Die Nachrechnung der Kontrollstabwirksamkeiten i n BZD ergab für Einzelstäbe, Paare von Stäben und Gruppen

von Stäben mit Diffusionsrechnung i n 4 Energiegruppen Werte für das Verhältnis Rechnung/Messung von

1.00 - 1.04 für 2-dimensionale XY-Rechnungen und 1.04 - 1.08 für 3-dimensionale XY/Z-Synthese-

Rechnungen. Die geringe Streuung d i e s e r Werte sowie i h r e gute Übereinstimmung mit den Resultaten für d i e vorausge-henden (homogenen und heterogenen) BIZET-Anordnungen läßt den Schluß zu, daß d i e verwendeten Daten und Rechenmethoden für Absorberstäbe mit natürlichem Bor i n großen Schnellbrüterkernen mit Plutoniumbrennstoff verläßliche Ergebnisse l i e f e r n .

Die sowohl von UKAEA W i n f r i t h a l s auch von KfK gefun-dene Diskrepanz zwischen dem gemessenen und gerechne-ten Reaktivitätsunterschied von Stäbchen- und Plätt-chenzonen i n BZD wurde ausführlich untersucht.

Der Reaktivitätsunterschied, e x t r a p o l i e r t auf d i e ge-

samte Kernbeladung, beträgt

k e f f(Stäbchen) - k (Plättchen) = +1% (Standard-rechnung ohne Korrekturen)

= -1% (Messung)

Es wurde nun darauf h i n g e a r b e i t e t , durch Berücksichti-gung der Zellheterogenität und eine möglichst genaue D a r s t e l l u n g der neutronenphysikalischen Verhältnisse i n den Stäbchen- und Plättchenzellen diese Diskrepanz zu v e r r i n g e r n . Insbesondere umfaßten d i e Untersuchun-gen :

- eine Bestimmung des E i n f l u s s e s des globalen Neutro-nenflußverlaufs b e i der Erzeugung von Wirkungs-querschnitten

- d i e Anwendung verschiedener geometrischer Modelle b e i der Beschreibung der E i n h e i t s z e l l e n

- d i e Berücksichtigung anisotroper D i f f u s i o n .

Die Korrektur für Zellheterogenität brachte eine Re-duktion der Diskrepanz um etwa die Hälfte, weitere Modifikationen der Rechenmethoden l i e f e r t e n nur un-wesentliche Beiträge. Es v e r b l e i b t a l s o eine D i s k r e -panz von etwa 1% i n k „„.

ef f In Vorbereitung der Berechnung von Na-Void-Effekten im heterogenen Kern BZD wurden die Na-Void-Rechnungen i n den homogenen Kernen BZA/1 und BZB mit b i l i n e a r kondensierten Gruppenwirkungsquerschnitten wieder-h o l t . Die neuen Ergebnisse stimmen besser mit den Feingruppenwerten (nur für BZA/1 möglich) und mit den Meßwerten überein a l s i n der ersten Auswertung, i n welcher nur eine Neutronenfluß-Wichtung zur Kondensa-t i o n der Gruppenwirkungsquerschnitte verwendet wurde.

RACINE

Beim deutsch-französischen Programm RACINE i n der französischen Anlage MASURCA wurde d i e P r o j e k t l e i t u n g durch einen D e l e g i e r t e n des KfK wahrgenommen. Er wur-de von September b i s Dezember 1982 von einem weite-ren KfK-Delegierten unterstützt.

Die Messungen befaßten s i c h 1982 f a s t ausschließlich mit der Wirksamkeit von Kontrollstäben.

Zunächst wurde, ausgehend vom Doppelring-Kern RACINE 1A B i s , d i e z e n t r a l e B r u t i n s e l durch S p a l t m a t e r i a l e r s e t z t (RACINE 1D, Referenz-Kern). Anschließend wur-de im Zentrum eine K o n t r o l l s t a b p o s i t i o n von 280 cm!

Querschnittsfläche e i n g e r i c h t e t und mit Absorberma-t e r i a l bzw. dessen Nachfolgermaterial Natrium gefüllt. Die j e w e i l i g e n Reaktivitätsänderungen wurden durch Änderungen der äußeren Kernzone ausgeglichen. Für den z e n t r a l e n K o n t r o l l s t a b wurden Reaktivität und Einfluß auf d i e Neutronenflußverteilung und auf den Na-Void-Effekt im umgebenden Kernbereich gemessen. Von DeBeNe-Seite wurden für diese Konfigurationen d i e Kritikalität, Neutronen-Spaltratentraversen und Na-Void-Ef f e k t e gerechnet. Die Dokumentation der Ergeb-

n i s s e i s t i n Vorbereitung.

Die nächste Anordnung (RACINE iE) hatte 12 e x z e n t r i -sche K o n t r o l l s t a b p o s i t i o n e n . Der äußere Kernradius wurde vergrößert, so daß auch mit t e i l w e i s e eingefah-renen Absorbern Kritikalität e r r e i c h t werden konnte. Für verschiedene k r i t i s c h e Konfigurationen wurde d i e V e r t e i l u n g des Neutronenflusses bestimmt.

Vorbereitende Rechnungen wurden für das weitere RACINE-Programm durchgeführt. Es umfaßt u n t e r k r i t i s c h e Messungen von Kontrollstabreaktivitäten i n RACINE i E , Experimente zur Simulation der Erstbeladung des SUPER-PHENIX (RACINE IS) und Bestimmung des E i n f l u s s e s der Brüterringdicke auf verschiedene neutronenphysikali-sche Parameter (RACINE 1F).

Die Beendigung des RACINE-Experimentierprogramms i s t für Mi t t e 1984 vorgesehen.

Veröffent- Primär- B e t e i l i g t e lichungen : b e r i c h t e : M i t a r b e i t e r :

17543 01.02 .01P81A Dr. R. Böhme 17659 01.02.01P81B Dr. G. Buckel 17660 01.02.01P81C Dr. V. Brandl 17663 01.02 01P81D Dr. E.A. F i s c h e r

01.02 01P81E H> F r i e s

01.02 01P81F DP. H. Giese

01.02 01P81G Dr. F. Helm

01.02 01P83A E. Heneka 01.02 01P83B DP. G, Henneges

01.02 01P83C DM. W. Höbel 01.02 01P84A Dr. F. Kappler

Dr. E. Kiefhaber

J . Lebkücher

Dr. w. Maschek Dr. U.v. Möllendorff H.-J. Peter

DP. W. Scholtyssek

DM. B. Stehle

01.02.03 INR Auswertung und Überprüfung von Kerndaten

Z i e l i s t d i e B e r e i t s t e l l u n g maschinell l e s b a r e r , f o r -mal und p h y s i k a l i s c h k o n s i s t e n t e r Dateien von e v a l u -i e r t e n Neutronenquerschnitten u n d verwandten Kerndaten für Reaktorrechnungen a l l e r A r t . Die Bedeutung der eigenen Ar b e i t e n an KEDAK wurde besonders d e u t l i c h s e i t wichtige T e i l e der größten Datei mikroskopischer Kern-daten, ENDF/B-V, a l s kommerziell w e r t v o l l nur noch US-Benutzern zur Verfügung s t e h t . Deshalb wird s e i t Ende 1981 von den westeuropäischen OECD-Ländern und Japan eine eigene Datei JEF ( J o i n t Evaluated F i l e ) im ENDF-Format neu aufgebaut. V i e l e der i n den l e t z t e n Jahren im KfK für S t r u k t u r m a t e r i a l i e n und A k t i n i d e n /V17992, V18117/ und b e i ECN Petten für Spaltprodukte erzeug-

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ten KEDAK-Auswertungen wurden für JEF a k z e p t i e r t ; d i e nötige Umformatierung übernahm d i e NEA Data Bank. Eine e r s t e JEF-Version mit 70 Nukliden und Elementen wird 1983 formalen und r e a k t o r p h y s i k a l i s c h e n Tests unterzo-gen.

Auswertemethodik und Kernmodelle

Zur I n t e r p r e t a t i o n nichtaufgelöster Resonanzquer-s c h n i t t e im keV-Bereich mit H i l f e der Hauser-Feshbach-Theorie wurde das Programm FITACS entwickelt. Es e r -laubt automatische Anpassung modelltheoretischer Kur-ven simultan an a l l e experimentellen Querschnitte durch Adjustierung der Stärkefunktionen und der m i t t l e r e n S p a l t - und Str a h l u n g s b r e i t e n für 1 = 0,1,2,3. Neuartig i s t d i e Methode, aus dem Bereich aufgelöster Resonan-zen oder aus g l o b a l e r Systematik stammende a - p r i o r i -Information über d i e a d j u s t i e r t e n Parameter gemäß dem Theorem von Bayes b e i der Anpassung mit zu berücksich-t i g e n /V18119/. Soweit v e r g l e i c h b a r , stimmen FITACS-Ergebnisse mit Ergebnissen des Programms HAUSER-4 über-e i n . Hauser-Feshbach-Kurven s i n d i n der folgenden Ab-bi l d u n g zusammen mit Meßdaten gez e i g t /V17992/.

2 5 10 20 50 100 200 keV

2 Z , 3Am(n,Y>

KEDAK1981 ENDF/B-V Wisshak+Köppeler1982:

Hauser-Feshbach-Kurven und Meßdaten. Bei Am(n,y) wurden die Meßwerte e r s t nach Abschluß der Berech-nungen verfügbar.

Die für Hauser-Feshbach-Rechnungen benötigten Niveau-d i c h t e n lassen s i c h am zuverlässigsten aus aufgelösten Resonanzdaten gewinnen, wobei s t e t s bezüglich schwa-

cher, n i c h t erkannter Resonanzen k o r r i g i e r t werden muß. Für den p r a k t i s c h wichtigen F a l l e i n e r P o r t e r -Thomas-Verteilung r e d u z i e r t e r B r e i t e n , d i e durch eine Beobachtungsschwelle mit bekannter r e l a t i v e r Energie-abhängigkeit, aber unbekannter absoluter Höhe m o d i f i -z i e r t i s t , wurde eine strenge (Bayessche) Lösung des Schätzproblems gefunden und im Rahmen eines,allgemeine-ren Überblicks präsentiert /V17991/.

Mikroskopische Kerndaten (KEDAK)

Die neue Version KEDAK-4 wurde f e r t i g g e s t e l l t . S ie ent-hält 117 Isotope und Elemente, 60 davon aus fremden Dateien i n das KEDAK-Format k o n v e r t i e r t . Dazu kommen 60 Spaltprodukte i n der von ECN Petten betreuten Datei KEDECN. Die thermischen und Resonanzquerschnitte auf KEDAK-4 si n d für a l l e wichtigen M a t e r i a l i e n überholt und verbessert worden. Bei den Ak t i n i d e n wurden dafür umfangreiche Ve r g l e i c h e mit E f f e k t i v q u e r s c h n i t t e n , Re-sonanzintegralen, Reaktionsratenmessungen sowie Ab-branddaten herangezogen /V18117/. A l s B e i s p i e l der e r -z i e l t e n Übereinstimmung z e i g t d ie folgende T a b e l l e Resonanzintegrale für Einfang für d i e w i c h t i g s t e n Am-und Cm-Isotope:

Nuklid l"(b) Y

Experiment KEDAK-4

241 Am 1538+135 1580

243, Am 2210...2300 1847 244

Cm 639+36 637

Die mit KEDAK-4 für thermische Reaktoren gerechneten 235 244

Aktiniden-Konzentrationen (von U b i s Cm) stimmen mindestens b i s zu Abbränden von 35 GWd/t gut mit Mes-sungen überein (s. 04.01.10). Für ZEBRA-Anordnungen mit schnellem Fluß wurden folgende Ergebnisse e r z i e l t (C: Rechnung, E: Experiment); a) E f f e k t i v e r E i n f a n g q u e r s c h n i t t (b)

ZEBRA 241 Am 243, Am

Core C E C E

12 1 34 1.46 14 1 22 1.28 1.46 1 .61

b) S p a l t r a t e r e l a t i v zu Pu i n Core 21

241 Am 243, Am Zone C E C E Spaltzone 0.2040 0.2043 0.1775 0.1539

Brutzone 0.0303 0.0298 0.0194 0.0215

Die Cr-, Fe- und Ni-Punktquerschnitte im unteren Re-

sonanzbereich wurden neu berechnet, so daß s i e zu neu-

en thermischen Querschnitten (Köster undRaüsch, 1981)

passen.

Gruppenkonstanten

Entsprechend der Verfügbarkeit der benötigten Kernda-ten wurden Gruppenkonstanten für weitere M a t e r i a l i e n erzeugt und für den KPKINR-2-Satz b e r e i t g e s t e l l t . Die bi s h e r stark eingeschränkte L i s t e der Reaktionstypen wurde - e i n e r Anforderung der künftigen Benutzer f o l -gend - e r h e b l i c h e r w e i t e r t . Dadurch war es e r f o r d e r -l i c h , d i e zugehörigen Verarbeitungsprogramme zu erwei-ter n und für GRÜCAL zusätzliche Berechnungsvorschrif-ten zur B e r e i t s t e l l u n g von e f f e k t i v e n mikroskopischen und makroskopischen Gruppenwirkungsquerschnitten für Materialmischungen und d i e d a r i n enthaltenen E i n z e l -m a t e r i a l i e n zu implementieren.

Veröffent- Primär- B e t e i l i g t e lichungen: b e r i c h t e : M i t a r b e i t e r :

V17991 01.02.03P82A Ing. J . Braun V17992 01.02.03P82B Dr. F. Fröhner V18117 01.02.03P82C Dr. B. Goel V18119 01.02.02P82D Dr. H. Jahn 16354 Dr. E. Kiefhaber 17993 B. K r i e g 17162 A. Mateeva

DP. E. S t e i n D. Woll

E. Wiegner

01.02.04 INR Methoden- und Rechenprogrammentwick-lung zur Auslegung und zum B e t r i e b von Leistungsreaktoren

Hauptzielsetzung i s t die Entwicklung, Erprobung, An-wendung und Pflege von zuverlässigen, e f f e k t i v e n und benutzerfreundlichen neutronenphysikalischen Berech-nungsmethoden für die Auslegung von Leistungsreakto-ren und zur Untersuchung i h r e s Langzeit- und S i c h e r -h e i t s v e r h a l t e n s sowie für d i e Planung und Analyse von entsprechenden Experimenten.

Eine große Anzahl von Rechenprogrammen steht für neu-tronenphysikalische Untersuchungen zur Verfügung. Der geometrische Aufbau der Reaktoren kann b e i den Unter-suchungen angemessen berücksichtigt werden ( Z y l i n d e r - , Rechtecks- oder Hexagonalquerschnitt) und entsprechend der Genauigkeitsanforderung können u n t e r s c h i e d l i c h e Verfahren e i n g e s e t z t werden (1-, 2-, 3-dimensionale M o d e l l d a r s t e l l u n g , D i f f u s i o n s - oder Transportnäherung). Für besonders genaue Untersuchungen z.B. im Zusammen-hang mit der Planung und Analyse von Experimenten i n k r i t i s c h e n Anordnungen oder b e i unkonventionellen Reaktorkonfigurationen, d i e b e i der Analyse hypothe-t i s c h e r Störfälle und deren experimenteller Simula-t i o n b e t r a c h t e t werden müssen, werden aufwendige ver-f e i n e r t e Rechenverfahren benötigt, d i e t e i l w e i s e neu ent w i c k e l t oder von auswärtigen I n s t i t u t i o n e n über-nommen werden müssen oder durch geschickte Verknüp-

fung b e r e i t s vorhandener Codes r e a l i s i e r t werden kön-nen. A l s geeignetes H i l f s m i t t e l s t e h t für solche Ver-knüpfungen das modulare Programmsystem KAPROS zur Ver-fügung, dessen Benutzung durch das neu geschaffene zu-gehörige Informationssystem KSINFO e r l e i c h t e r t wurde.

In ca. 2000 Anwendungen und Testläufen wurde der neue, weiter verbesserte KAPROS-Systemkern einem b r e i t e n Benutzertest unterzogen. Dabei z e i g t e s i c h , daß Rechen-z e i t und -Kosten für den neuen Systemkern stark redu-z i e r t werden. Im Laufe des Tests wurden zusätzliche Systemfunktionen, wie z.B. KSVAR zur Verarbeitung stan-d a r d i s i e r t e r Eingaben sowie e i n Auswerteprogramm für die J o b s t a t i s t i k b e r e i t g e s t e l l t . Damit s i n d sowohl für den E r s t e l l e r neuer a l s auch für den Anwender b e r e i t s bestehender KAPROS-Moduln weitere wirksame H i l f s m i t t e l zur A r b e i t s e r l e i c h t e r u n g , zur e f f e k t i v e n Anwendung und zur Übersicht über d i e Systembenutzung verfügbar. So wurden im Jahr 1982 von etwa 30 Benutzern ca. 8.500 Jobs mit den a l t e n und ca. 2.000 Jobs mit dem neuen Systemkern mit e i n e r Gesamtrechenzeit von etwa 320 Stun-den r e i n e r CPU-Zelt durchgeführt. Neuaufnahmen und Än-derungen von Moduln e r f o r d e r n d i e ständige Verwaltung der B i b l i o t h e k e n und d i e Dokumentation der durchgeführ-ten Änderungen sowie d i e entsprechende Information der Benutzer. Eine ganze Reihe von Hilfsprogrammen wurde zur Vereinfachung der Arbeiten mit KAPROS b e r e i t g e -s t e l l t .

Zur E r l e i c h t e r u n g des Anschlusses von "Stand alone" Programmen an KAPROS wurde das Unterprogramm-Paket READKO für z e n t r a l i s i e r t e E i n - und Äusgabeoperationen überarbeitet und mit neuen Optionen versehen.

Der E i n s t i e g und die O r i e n t i e r u n g i n KAPROS wurde durch die B e r e i t s t e l l u n g eines Satzes von Musterprozeduren e r l e i c h t e r t . Die dazu e r f o r d e r l i c h e n Hilfsprogramme so-wie der Modul P3SPL0 zur graphischen D a r s t e l l u n g der Ergebnisse wurden neu entwickelt.

Das Rechenprogramm KAPER zur B e r e i t s t e l l u n g von Grup-penkonstanten unter Berücksichtigung von Heterogeni-täten i n der Mischungsanordnung wurde v e r b e s s e r t und um e i n i g e wesentliche Optionen e r w e i t e r t . Außerdem wur-de KAPER4 i n KAPROS i n t e g r i e r t .

Zur verbesserten Berechnung der Gruppenwirkungsquer-s c h n i t t e für d i e e l a s t i s c h e Ausstreuung i n d i e Nach-bar-Energiegruppe (der sogenannten REMO-Korrektur) wurden KAPROS-Prozeduren e r s t e l l t , d i e d i e routinemäs-sige B e r e i t s t e l l u n g der dazu benötigten r e a k t o r s p e z i -f i s c h e n Stoßdichten e r l e i c h t e r n . Hierzu werden 1-di-mensionale Diffusionsrechnungen durchgeführt, deren Eingabe aus der vorliegenden 2-dimensionalen DIXY-Ein-gabe zusammengestellt wird. Die Dokumentation der Pro-zeduren und der i n diesem Zusammenhang entwickelten Moduln sowie d i e erst e n Resultate aus umfangreichen 2-dimensionalen Vergleichsrechnungen für 208 Energie-

gruppen der Erprobungsphase s i n d kurz vor der F e r t i g -

s t e l l u n g .

Das Rechenprogramm COLRAB, das neben der üblichen r e -

alen Wichtung auch adjungierte und b i l i n e a r e Wichtung

b e i der Energiegruppenkondensation zuläßt, wurde i n

umfangreichen Untersuchungen für s c h n e l l e Reaktoren

typische Anwendungen im Rahmen der Diffusionsnäherung

gründlich erprobt. Die dabei gewonnenen Erfahrungen

wurden ausführlich dokumentiert, so daß dieses Pro-

gramm nunmehr a l s Standard-Berechnungsverfahren, z.B.

zur Bestimmung des Natrium-Void-Effektes für 2- und

3-dimensionale Reaktormodelle unter Verwendung weni-

ger Energiegruppen e i n g e s e t z t werden kann.

Mit dem Rechenprogramm DIAMANT2 zur Lösung der Neutro-nen-Transportgleichung i n S^-Näherung für 2-dimensio-nale Dreiecksgeometrie wurden aufv/endige T e s t - und Ver-gleichsrechnungen für verschiedene D i s k r e t i s i e r u n g s -methoden durchgeführt, die ausführlich dokumentiert wurden. Der Hilfsmodul REFINE zur automatischen G i t -t e r v e r f e i n e r u n g des O r t s - und Winkelnetzes mit Fluß-vorschätzung i n DIAMANT2-Rechnungen wurde im Rahmen der bestehenden Personalknappheit weiter e n t w i c k e l t . Der j e t z i g e Stand wird 1983 dokumentiert.

Für das 2d-Diffusionsprogramm DIXY für Rechtecksgeo-metrien wurde eine neue Version DIXY2 e r s t e l l t und erprobt. Durch Verbesserung des internen Datenzu-g r i f f s und durch Einführung e f f e k t i v e r e r I t e r a t i o n s -s t r a t e g i e n rechnet DIXY2 gegenüber dem Vorgänger um einen Faktor 1,7-4 s c h n e l l e r und um einen Faktor 1,5-7 b i l l i g e r b e i g l e i c h z e i t i g e r Erhöhung der Genau-i g k e i t .

Wesentliche Erweiterungen wurden für d i e 3-dimensio-nalen Diffusions-Rechenprogramme D3D und D3E b e r e i t -g e s t e l l t . Rechnungen können mit äußeren Quellen und unter Berücksichtigung der Aufwärtsstreuung von Neu-tronen durchgeführt v/erden. Dabei kann eine inhomoge-ne Rechnung durch d i e Wahl der homogenen Lösung a l s Vorausschätzung mit optimalem Proportionalitätsfaktor wesentlich beschleunigt werden. Inhomogene Rechnungen s i n d auch für Anordnungen ohne spaltbares M a t e r i a l möglich. Die äußeren I t e r a t i o n e n können durch asympto-t i s c h e E x t r a p o l a t i o n und Überrelaxation beschleunigt werden.

Zur Auswertung von Neutronen-Flußverteilungen und zur Durchführung von Störungsrechnungen wurden d i e Rechen-programme T P l , TP2 mit den KAPROS-Versionen KATPl und KTP2 sowie AUDI3 und TRIPOD den g e s t e i g e r t e n Anfor-derungen der Benutzer angepaßt. Das Rechenprogramm RATES zur Berechnung von Reaktionsraten aus KAPER4 Wirkungsquerschnitten und e i n e r globalen Flußvertei-lung wurde neu e n t w i c k e l t . Außer TRIPOD wurden sämt-l i c h e Programme ausführlich dokumentiert.

Zur graphischen D a r s t e l l u n g von Ergebnissen wurden d i e beiden Plotprogramme PLOT1V und QUAPLO neu e r s t e l l t . Durch gesteuerte Aufrufe des g e n e r e l l e n Plotsystems PLOTEASY e r s t e l l t PLOTlV Zeichnungen i n Abhängigkeit von e i n e r V a r i a b l e n . Dabei wurde auf eine möglichst einfache Eingabeerstellung und eine möglichst f l e x i b l e Verknüpfung der graphisch darzustellenden Größen ge-achtet. QUAPLO e r s t e l l t Zeichnungen von Reaktorquer-sch n i t t e n i n Rechtecksgeometrie. U n t e r s c h i e d l i c h e Be-r e i c h e können durch verschiedene Schraffuren und Sym-bole k e n n t l i c h gemacht werden. Die Reaktorquerschnitte können mit Höhenlinien (z.B. für Flußverteilungen) überlagert werden. Die Abb. z e i g t a l s B e i s p i e l e i n abge-wandeltes Rechtecksmodell des SNR-300, überlagert mit Höhenlinien der Neutronenflußverteilung der 4. Energie-gruppe (1 keV-thermisch) e i n e r 4-Gruppen-Diffusions-rechnung. Außerdem können i n das G i t t e r der Grundstruk-tur des Reaktorquerschnitts b i s zu 5 Zahlenwerte oder Buchstaben/Ziffernkombinationen eingetragen werden.

INNERE COREZONE fttrfiHfHfl NACHFOLGER

AEUSSERE CBRE20NE 11111111 ABSORBER

RADIALES BLANKET

B e i s p i e l einer graph. D a r s t e l l u n g des Reaktor-qu e r s c h n i t t s (abgewandeltes Rechtecksmodell des SNR 300) mit Höhenlinien der Neutronen-Flußver-t e i l u n g

Die von der U n i v e r s i t y of I l l i n o i s , Urbana, USA, über-nommenen Rechenprogramme zur Lösung der Neutronen-Diffu s i o n s g l e i c h u n g e n i n 2- und 3-dimensionaler Recht-ecksgeometrie durch e i n Grobmaschenverfahren unter Benutzung von Greenschen Funktionen wurden auf i h r e

— 8 —

Verwendbarkeit für LMPBR-Reohnungen untersucht. Durch Verwendung ei n e r geeigneteren Subroutine konnte eine f e h l e r f r e i e M a t r i x i n v e r s i o n i n a l l e n untersuchten Fällen s i c h e r g e s t e l l t werden. Zur K o n t r o l l e der im Ver l a u f des It e r a t i o n s p r o z e s s e s e r r e i c h t e n Genauigkeit für d i e nodalen Flußwerte wurde e i n zusätzliches Kon-vergenzkriterium eingebaut, das d i e a k t u e l l e Abwei-chung mit der eingegebenen gewünschten Genauigkeit v e r g l e i c h t . Die gegenwärtigen Bemühungen konzentrie-ren s i c h darauf, d ie Ursachen der für die LMFBR-Rech-nungen extrem langsamen Konvergenz herauszufinden und wenn möglich durch geeignete Verbesserungen zu be-s e i t i g e n .

Neben der ständigen Beratung und Unterstützung der Benutzer b e i z a h l r e i c h e n Einsätzen der verschiedenen Rechenprogramme wurden auch Kommandoprozeduren er-s t e l l t , d i e das Arbeiten am B i l d s c h i r m und den Umgang mit dem KAPROS-Informationssystem wesentlich e r -l e i c h t e r n .

Veröffent- Primär- B e t e i l i g t e lichungen: b e r i c h t e : M i t a r b e i t e r :

16846 Ol .02.04P83A DI (FH) G. Amecke 17214 01.02.04P83B Dr. R. Böhme 18129 Ol .02.04P83C Dr. V. Brandl

Ol .02.04P83D DI. c. Broeders Ol .02.04P83E Dr. G. Buckel Ol .02.04P83F H. Gerlach (Ma.t.A. Ol .02.04P83G zur Ausbildung)

01.02.04P83H W. Götzmann

01.02.04P83I R. Heger

Ol 02.04P83J DM. W. Höbel

Ol 02.04P83K Dr. E. Kiefhaber

Ol 02.04P83L DM. K. Küfner

Ol 02.04P83M DP. M. Manolova 02.04P83M (IAT5A S t i p e n d i a t i n )

Ol 02.04P81A D.Inf.(grad) 02.04P81A D.Inf.(grad) Ol 02.04P81B N. Moritz Ol 02.04P81C Ing. A. Polch Ol. 02.04P81D E. Schnepf (Ma.t.A. 01.02.04P81E zur Ausbildung)

01.02.04P81F DM. B. Stehle

Ol. 02.04P81G DP. D. Thiem

01.02.04P81H E. Wiegner

Ol. 02.04P81I D. woll

O l . 02.04P8U

01.02.05 INR Nachrechnen der Betriebsdaten von Leistungsreaktoren

Auf der Basis der b i s h e r durchgeführten Untersuchun-gen zu KNK-Nachladecores mit n i e d r i g e r U-235-Anreiche-rung entstand e i n ve r b e s s e r t e r Entwurf mit folgenden Eigenschaften:

- Einzonencore mit -20 G/O U-235-Anreicherung und

-30 G/O P u - A n t e i l ; Brennstabdurchmesser: 9 mm.

- Instrumentierbare, permanente E x p e r i m e n t i e r p o s i t i o n i n der d r i t t e n Brennelementreihe

- Moderatorzusatz i n den Reflektorelementen der 5. und 6. Reihe.

Dieser Entwurf erfüllt a l l e für stationäre Bestrah-lungen geforderten Bedingungen. Na-Void- und Doppier-E f f e k t s i n d i n a l l e n Brennelementen negativ. Die Wirk-samkeit der Absorberelemente ließe s i c h durch Modera-torzusatz noch erhöhen.

Die Bestrahlung von A k t i n i d e n - und Spaltproduktproben im Zentralelement und im Materialtestelement MTE2 von KNK II/2 werden 1983 beginnen. Die Abbildung z e i g t Anordnung und Zusammensetzung der A k t i n i d e n p e l l e t s im MTE2. Für d i e Genehmigung d i e s e r Bestrahlung wurden die i n den P e l l e t s erzeugten Stablängenleistungen b e i Bestrahlungsbeginn und für verschiedene Abbrandzustän-de berechnet (PB 01.02.05P82A). Die Rechnungen l i e f e r n auch d ie i n den Proben erzeugte Nachwärme sowie d ie Änderung der Isotopenzusammensetzung der Proben wäh-rend der Bestrahlung und si n d damit schon e i n e r s t e r w i c h t i g e r S c h r i t t zur neutronenphysikalischen Auswer-tung des Experiments.

CPu,Np237,Uab)02

Np2370 2 ® © ((f)) (Pu,U a b)O z

(U233,U a b)0 2 ( P u , u a b ) 0 2 T hnat°2 CTh n a (,Pu)0 2 © ©

ö © (Pu,Am241,Uab)02

U 3b°2 CAm241,Uab)02Vi

© ®

Anordung und Materialzusammensetzung der Proben im MTE2

Veröffent-lichungen:

17161

Primär-b e r i c h t e :

01.02.05P82A

B e t e i l i g t e M i t a r b e i t e r :

Dr. I. Broeders B. K r i e g Dr. H. Küsters DP. E. Ste'in E. Wiegner

01.02.06 INR Theoretische Arbeiten zur Reaktordy-namik und - S i c h e r h e i t natriumgekühl-t e r s c h n e l l e r Brutreaktoren

Die Zuarbeit für d i e Enquete-Kommission "Zukünftige

K e r n e n e r g i e p o l i t i k " des Deutschen Bundestages brachte

im Jahre 1982 einen erheblichen Arbeitsaufwand mit

s i c h . Es erwies s i c h aber auch h i e r , daß e i n f o r t g e -

s c h r i t t e n e r Stand von Rechenprogrammen für d i e Analyse

von Reaktorstör fällen von großem Nutzen i s t , da auf-

kommende Fragen je w e i l s i n r e l a t i v kurzer Z e i t q u a n t i -

t a t i v beantwortet werden können. Trotzdem mußte gera-

de diese Modell- und Rechenprogrammentwicklung und

d i e Störfallanalyse von großen natriumgekühlten Brü-

t e r n im Jahre 1982 wegen der oben erwähnten Zuarbeit

für d i e Enquete-Kommission zurückstehen.

Im folgenden s o l l zunächst über d i e wesentlichen As-pekte und Ergebnisse unserer Zuarbeit für d i e En-quete-Kommission b e r i c h t e t werden. Im Anschluß daran wird kurz über den Fortgang des SNR-300 Genehmigungs-verfahrens b e r i c h t e t . Dann wenden wir uns der Modell-und Rechenprogrammentwicklung und den mit diesen H i l f s m i t t e l n durchgeführten Studien zu: Dabei r e f e -r i e r e n wir zunächst über e i n i g e wichtige Beiträge zu Schlüsselphänomenen der Einleitungsphase von schweren hypothetischen Störfällen (Hüllrohrmaterialbewegung, Brennstoffbewegung); a l s Nächstes befassen wir uns mit der Simulation und dem besseren Verständnis der Schlüsselphänomene der späteren Störfallphasen, d.h. der Übergangsphase und der Phase i n t e g r a l e r Kernmate-rialbewegung sowie der Postdisassembly-Expansions-phase; schließlich werden d i e Ergebnisse e i n i g e r Ar-b e i t e n zur Brennstoff-Natrium Reaktion d a r g e s t e l l t .

Z u a r b e i t für d i e EnquSte-Kommission_"Zukünftige_Kern-

e n e r g i e p o l i t i k " des Deutschen Bundestages

Für d i e Enquete-Kommission haben wir an d r e i größeren Studien m i t g e a r b e i t e t :

o K r i t i s c h e L i t e r a t u r s t u d i e zu hohen mechanischen Energiefreisetzungen b e i schweren Reaktorstörfällen unter besonderer Berücksichtigung i h r e r Relevanz für das Kernkraftwerk Kalkar ("Obergrenzenstudie")

o Risikountersuchungen für den Kühlmitteldurchsatz-störfall im SNR-300

o R i s i k o o r i e n t i e r t e Studie zum SNR-300.

Außerdem wurden etwa 10 weitere (z.T. k l e i n e r e ) Gut-

achten für d i e Enquete-Kommission e r s t e l l t .

Die beiden R i s i k o s t u d i e n und i h r e Ergebnisse werden

unter 01.02.13 abgehandelt.

In der sogenannten "Obergrenzenstudie" wurden a l l e r e levanten w i s s e n s c h a f t l i c h e n Veröffentlichungen und A r b e i t e n der i n t e r n t i o n a l e n Fachwelt, die hohe mecha-nische Energiefreisetzungen b e i schweren Störfällen i n s c h n e l l e n natriumgekühlten Brutreaktoren zum Gegen-

stand haben oder zumindest das P o t e n t i a l hoher Ener-g i e f r e i s e t z u n g aufzeigen, k r i t i s c h d i s k u t i e r t und im H i n b l i c k auf i h r e Relevanz für d i e Auslegungsgrenz-werte des SNR-300 bewertet. Die Prüfung der Gesamt-h e i t d i e s e r Information führte zu dem Schluß, daß für den SNR-300 mit an S i c h e r h e i t grenzender Wahrschein-l i c h k e i t , d.h. damit p r a k t i s c h , ausgeschlossen werden kann, daß schwere Störfälle a u f t r e t e n , deren mechani-sche E n e r g i e f r e i s e t z u n g den Auslegungswert von 370 MJ/ sec überschreiten.

Die "Obergrenzenstudie" enthält - was h i e r besonders hervorgehoben werden s o l l - auch eine systematische Bewertung des E n e r g e t i k p o t e n t i a l s durch Brennstoff-Na-trium-Reaktionen unter r e a k t o r t y p i s c h e n Bedingungen. Insbesondere werden die sogenannten thermischen Deto-nationen i n einigem D e t a i l behandelt.

Diese "Obergrenzenstudie" e r f o r d e r t e auch e i n i g e zu-

sätzliche Analysen von Störfallszenarien, um aufgetre-

tene Fragen durch q u a n t i t a t i v e Resultate zu beantwor-

ten:

a) Es wurde e i n p o t e n t i e l l a u t o k a t a l y t i s c h e r Neutronen-streaming-Effekt beim Brennstabaufbrechen im F a l l e eines u n k o n t r o l l i e r t e n Kühlmitteldurchsatzstörfalles (gemeinsam mit dem IRE) a n a l y s i e r t . Es z e i g t e s i c h , daß d i e mechanische E n e r g i e f r e i s e t z u n g b e i r e a l i -s t i s c h e r Simulation der Vorgänge nur ganz unwesent-l i c h erhöht werden kann.

b) Es wurde e i n p o t e n t i e l l a u t o k a t a l y t i s c h e r Implo-s i o n s e f f e k t durch eine ( r a d i a l ) periphere Brenn-stoff-Natrium-Reaktion unter extremen Annahmen ana-l y s i e r t . Auch h i e r b e i z e i g t e es s i c h , daß b e i rea -l i s t i s c h e r Simulation keine großen E n e r g i e f r e i s e t -zungen a u f t r e t e n können.

Überhaupt erwies es s i c h i n der Diskussion vor der Enquete-Kommission a l s sehr nützlich und h i l f r e i c h , daß wir Sekundärexkursionen mit dem f o r t s c h r i t t l i c h e n - wenn auch noch n i c h t ausreichend experimentell v e r i -f i z i e r t e n - SIMMER-II Rechenprogramm für den SNR-300 i n t e n s i v untersucht hatten.

Nach ausführlicher Diskussion, unter Heranziehung

z a h l r e i c h e r Gutachter aus dem In- und Ausland, hat d i e

Enquete-Kommission im September 1982 mit 11 gegen 5

Stimmen dem Deutschen Bundestag empfohlen, den Vorbe-

h a l t gegen d i e Inbetriebnahme des SNR-300 aufzuheben;

l e t z t e r e s i s t dann schließlich Anfang Dezember 1982

geschehen.

Störfallanalysen für das SNR-300 Genehmigungsverfahren

Für das SNR-300 Genehmigungsverfahren wurden e i n i g e zusätzliche Störfallanalysen durchgeführt im H i n b l i c k auf a u t o k a t a l y t i s c h e Neutronenstreaming E f f e k t e i n siedenden Brennstoff-Stahl-Anordnungen; insbesondere wurde der Einfluß der Brennstoffexpansion b e i e i n e r

— 10 —

Sekundärexkursion abgeschätzt. Die Störfallanalysen wurden damit zum Abschluß gebracht. Dies fand auch da-rin seine Bestätigung, daß die Teilerrichtungsgeneh-migung TG 7/5 im Herbst 1982 erteilt wurde. Diese Ge-nehmigung deckt alle Arbeiten für den SNR-300 bis zur Inbetriebnahme - und damit auch den Komplex schwerer hypothetischer Störfälle - ab.

2i5Hi5ii22_Y22_§£^13sSeiPhänomenen i n d e r Einleitungs-E2a52_2i2:!2_HE!S22i:£0illerten Kühlmitteldurchsatzstör-falles

a) Simulation von Hüllrohrmaterialbewegung; Entwicklung des CMOT-Codes.

Die Untersuchung möglicher Strömungsformen von ge-schmolzenem Hüllrohrmaterial mit Hilfe des CMOT-Codes wurde im Berichtszeitraum fortgesetzt. Die Nachrech-nung von Modellexperimenten, bei denen die Wechsel-wirkung des Natriumdampfes mit der Hüllrohrschmelze simuliert wurde, führte zu Modellerweiterungen und einem tieferen Verständnis wesentlicher Phänomene. Ne-ben einer filmähnlichen Strömung kommt es bei höheren Gasdurchsätzen (U >25 m/sec) oder bei schlechter Be-

g netzung des Brennstoffs durch den Hüllenstahl zur Dis-person der Hülle und zur Ausbildung einer Tropfen-strömung. Durch die Modellierung des Tropfenabrisses von der Filmoberfläche und der Wiederanlagerung der Tropfen an benachbarten Strukturen konnten für eine Reihe von Versuchen mit guten Benetzungsbedingungen

1 sowohl Druckverluste als auch Materialverteilungen be-friedigend nachgerechnet werden. 20

18

16

14

12

10

8

6

4

2

0

+ -+-L / L O

-f- -+- -I h

0 . 0 0 .4

T I ME ( S E C ) -I -

Dazu mußten die numerischen Instabilitäten - die in • der ersten Äusgabe des Codes auftraten - beseitigt wer-den. Dies wurde erreicht indem man - die Berechnung der Impulsänderungen während eines

Zeitschrittes umstellte auf ein Verfahren, daß die Zeitzentrierung dieser Größen zuließ, und indem man

- bei der Berechnung des neuen Gas-Impulses die zu-künftige abgeschätzte Änderung des Druckes (infolge der Massenverschiebungen im Gas) als Korrektur in die Impulsgleichung einsetzte.

Eine ausführliche Code-Beschreibung steht jetzt eben-falls zur Verfügung. Diese umfaßt - die dem Modell zugrunde liegenden Annahmen, - das Gleichungssystem und - den im Code angewandten Algorithmus.

10 20 30 10 50 70 80 90 KANAL - HDEHE ( )

1— 0 . 8 1.2 1.6 2 . 0

Verteilung der Gasgeschwindigkeiten im Kühlkanal kurz nach dem Beginn der Aufheizung; Ergebnisse einer KANDY Simulation.

§i mBi2ii22_Y2D_§22l u s s e^E n a n o m e n e n der Übergangsphase, 3SE_E^5S2_i2522Eäi2E KerI™ater:'-a-'-be.we9un9 sowie der E25i:l2i5üS52ü*-'-£ Expansionsphase

Die Risikoanalysen für den SNR-300 haben bestätigt, daß es in diesen späteren Störfallphasen bei weitem die größten Unsicherheiten gibt. Daher kommt diesen Untersuchungen für große Brutreaktoren eine ganz er-hebliche Bedeutung zu, die nur in einem kombiniert theoretisch/experimentellen Programm zum Erfolg führen kann (siehe auch 01.02.27).

Vergleich gerechneter ( ) und experimenteller ( ) Druckverluste; Rechenergebnisse wurden mit CMOT gewonnen; experimentelle Ergebnisse stammen aus dem IRB (01.02.07)

b) Simulation von Kernmaterial-Bewegung im Brennele-ment; Entwicklung des Kanaldynamik-Codes KANDY.

Der Kanaldynamik-Code KANDY - der die Ereignisse im Kühlkanal eines gevoideten Brennelements simuliert -wurde fertiggestellt.

a) SIMMER-II Programmentwicklung und -betreuung

Die neuesten Versionen (8 und 9) des Hydrodynamik-Neutronik-Codes SIMMER wurden vom LANL (Los Alamos National Laboratory) übernommen und auf der KfK-Rechen-anlage implementiert.

Die Umstellung des SASSIM-Programms - eines LANL-Pro-gramms, das zum Zwecke der Kopplung von Analysen SIMMER-Eingaben aus SAS3D-Ergebnissen erzeugt - auf die KfK-Rechenanlage wurde abgeschlossen; das Programm wurde in einem Primärbericht dokumentiert.

— 1 1 —

Mit der Analyse der Struktur des SIMMER-Codes wurde begonnen. Ausgangspunkt dafür war eine unbefriedigen-de Dokumentation des Codes. E i n besseres Verständnis der Code-Details i s t jedoch Voraussetzung für d i e k r i t i s c h e Bewertung von Ergebnissen, für eigene Mo-dellentwicklungen und Codeverbesserungen sowie für eine Anpassung des Codes an Vektorrechner. Es wird deshalb, a l s Ergänzung zum LANL-Manual, zunächst der F l u i d d y n a m i k t e i l des Codes kommentiert und g e g l i e -d e r t , und der Ablauf i n Flußdiagrammen d a r g e s t e l l t .

b) SIMMER-Analysen der Übergangsphase und Phase i n t e -g r a l e r Materialbewegung; Sekundärexkursionen

Im Rahmen der SIMMER-Analysen der Übergangsphase und Phase i n t e g r a l e r Materialbewegung konnte e i n a l t e r -n a t i v e r Störfallpfad für einen SNR-typischen Reak-torkern aufgezeigt werden. Dieser mit hoher Wahr-s c h e i n l i c h k e i t auftretende Störfallpfad führt von der E i n l e i t u n g s - über die Übergangs- d i r e k t i n d i e Nach-wärmeabfuhr-Phase /V17381/. Die Phase i n t e g r a l e r Ma-terialbewegung - mit dem große T e i l e des Kerns oder den Gesamtkern umfassenden und durch Kernmaterial-blockaden d i c h t abgeschlossenen sog. B r e n n s t o f f / S t a h l -pool - t r i t t dabei n i c h t auf. Dadurch v e r r i n g e r t s i c h das P o t e n t i a l für energetische Rekritikalitäten und Sekundärexkursionen beträchtlich, da nun die spe-z i e l l i n s o l c h großen Pools mögliche kohärente Bewe-gung großer I n v e n t a r a n t e i l e und die damit verbundene energetische Sekundärexkursion n i c h t mehr a u f t r i t t .

Bei dem a l t e r n a t i v e n Störfallpfad wird i n der frühen Übergangsphase d i e kohärente Materialbewegung durch d i e noch vorhandenen Brennelementkastenwände v e r h i n -d e r t . Nach Kastenwandschmelzen im Kernbereich (und der dann vorhandenen Möglichkeit für kohärente Mate-r i a lbewegung) v e r l i e r t jedoch der obere Brutmantel seine mechanische Unterstützung und beginnt i n den Reaktorkern hineinzusacken. Dadurch r e d u z i e r t s i c h e i n e r s e i t s rasch das Reaktivitätsniveau (auch etwaige Reaktivitätsrampen werden k l e i n e r wegen der nun schwächeren neutronisch-thermohydraulischen Kopplung) a n d e r e r s e i t s führt d i e Beimischung des k a l t e n Brut-m a t e r i a l s auch zu einer raschen Temperaturabsenkung im Kern. Am Ende d i e s e r mit dem SIMMER-II Code simu-l i e r t e n Störfallabläufe s i n d d i e Kerntemperaturen unter den BrennstoffSchmelzpunkt abgesunken.

Es b l e i b t dann im wesentlichen e i n Nachwärmeabfuhr-problem zurück. Kritikalitätsuntersuchungen des dann noch im Kern vorhandenen B r e n n s t o f f / B r u t s t o f f g e -misches zeigen nach Wiederaufschmelzen des Brenn-s t o f f e s d i e t h e o r e t i s c h e Möglichkeit für erneute Re-kritikalitäten auf, wenn beide Corezonen mit unter-s c h i e d l i c h e r Anreicherung s i c h völlig vermischen und es außerdem zu e i n e r Abseparation der l e i c h t e r e n Stahlphase kommt. Eine Analyse der Z e i t s k a l e n d i e s e r

Prozesse bzw. der Zuschmelzvorgänge des unteren Brut-

mantels führen jedoch zu dem Schluß, daß keine weite-

ren Rekritikalitäten a u f t r e t e n werden.

Neben den Untersuchungen zu a l t e r n a t i v e n Störfallsze-narien wurden auch d i e Analysen zum Verhalten großer Brennstoff/Stahlpools i n der Phase i n t e g r a l e r M a t e r i a l -bewegung v/eitergeführt /V17021, 17380, 17091/.

Für die mechanistischen Analysen mit dem SIMMER-II-Code i s t e i n Anschluß an den SAS3D Code, mit dem die Einleitungsphase eines hypothetischen Störfalls ana-l y s i e r t werden kann, notwendig. Der Transfer der sehr umfangreichen c h a r a k t e r i s t i s c h e n Kerndaten (Dichte-, Temperatur-, Geschwindigkeitsfelder etc.) wird durch einen von LANL stammenden, jedoch neu überarbeiteten Code SASSIM vorgenommen. Der Datentransfer wird h i e r b e i wegen der stark u n t e r s c h i e d l i c h e n Modelle i n SAS3D und SIMMER-II außergewöhnlich k o m p l i z i e r t . Erste Testläufe wurden mit dem Code durchgeführt.

Es wurde e i n Auswerte-Programm e r s t e l l t , welches das mechanische A r b e i t s p o t e n t i a l (isentrope Expansion des heißen Brennstoff-Zweiphasengemisches) der mit SIMMER berechneten Leistungsexkursionen auswertet.

Im Rahmen der Rekritikalitätsuntersuchungen wurden nochmals sog. Rekritikalitäten durch a u t o k a t a l y t i s c h e Materialbewegung untersucht, b e i denen Kernmaterialbe-wegung i n d i e P e r i p h e r i e n i c h t zu e i n e r nuklearen Ab-schaltung, sondern zu e i n e r erneuten Reaktivitätser-höhung führt (und damit a u t o k a t a l y t i s c h w i r k t ) . Diese nur i n s p e z i e l l e n Reaktorkernen (sehr hohe oder sehr f l a c h e Kerne) möglichen Rekritikalitätsphänomene können e i n er h e b l i c h e s E n e r g e t i k p o t e n t i a l enthalten.

Für den SNR-300 konnte diese Form der Rekritikalität ausgeschlossen werden. Die Analysen z e i g t e n jedoch, daß beim Entwurf heterogener Reaktorkerne auf das Auftreten s o l c h a u t o k a t a l y t i s c h e r Materialbewegung ge-achtet werden muß.

D i c h t e des a x i a l kompak-t l e r t e n K e r n m a t e r i a l s (%) , 0 20 40 60 80 100 4, , 1 , 1 1

- 6 l 1 1 1 L

Reaktivitätsverlauf b e i a x i a l e r Kernmaterial-umverteilung und Kompaktion am oberen und un-teren Kernrand

— 12 —

c) V e r i f i k a t i o n der ortsabhängigen Neutronenkinetik i n SIMMER-II

Zur experimentellen V e r i f i k a t i o n von SIMMER-II wurden

di e neutronischen Optionen (Transport und D i f f u s i o n )

des Codes an dem Karlsruher C r i t i c a l SNEAK-12B getes-

t e t . Im einzelnen wurden sog. "slump-in"-Konfigura-

tionen nachgerechnet, b e i denen der Brennstoff i n der

Kernmittelebene kompaktiert wurde; des weiteren wurden

"slump-out"-Konfigurationen, b e i denen s i c h kompak-

t i e r t e r Brennstoff a x i a l i n der oberen und unteren

Corehälfte b e f i n d e t , sowie "pool"-Konfigurationen, b e i

denen v e r d i c h t e t e r Brennstoff auf dem Kernboden l i e g t ,

a n a l y s i e r t . Mit Transporttheorie (S^P Q) l a s s e n s i c h

d i e Kritikalitätsänderungen b e i a l l e n Konfigurationen

gut bestimmen (Abweichungen

— 13 —

den Natriumdampf im oberen Kühlmittelplenum berechnet. Dies konnte auf die starke Überschätzung der Kondensa-tionsoberflächen und auf d i e sehr hohen Kondensations-massenflüsse zurückgeführt werden /V17384/, /17385/.

f) E r s t e l l u n g eines Filmauswertesystems

Zur Auswertung von Filmen aus fluiddynamischen E x p e r i -menten wurde e i n computer-unterstütztes Filmauswerte-system aus Komponenten verschiedener H e r s t e l l e r auf-gebaut. Mit diesem System können die d i g i t a l i s i e r t e n Koordinatenwerte eines F i l m b i l d e s (z.B. von zusam-menhängenden Konturen) auf e i n e r D i s k e t t e gespeichert und rechnerisch ausgewertet werden. E i n Konzept für di e Anwendersoftware wurde ausgearbeitet und d i e e r -sten Programme e r s t e l l t .

Theoretische Untersuchungen zur Brennstoff-Natrium-Reaktion_(BNR)

" Neben den die BNR betreffenden Zuarbeiten für d i e Diskussion i n der Enquete-Kommission wurden nur zwei k l e i n e r e , a k t u e l l e Aufgaben behandelt:

a) Die Dokumentation von Abschätzungen für d i e i n geplanten Kühlmittelblockade-Experimenten (Mol-7C-Nachfolgeprogramm) maximal zu erwartende Druck-belastung durch BNR;

b) eine noch n i c h t abgeschlossene, eingehende Diskus-s i o n e i n e r Experimentserie, die i n den USA durch-geführt worden i s t , um das P o t e n t i a l der BNR zur Rekompaktion von Brennstoff (mit der möglichen F o l -ge e i n e r Sekundärexkursion) zu erkunden. In diesem Zusammenhang wurden auch Vorschläge für weitere durchzuführende Experimente ausgearbeitet.


01.02.09 INR I n - p i l e Versuche zum Transienten-Verhalten



V17022 01.02.06P98A V17378 01.02.06P98B

V17384 01.02.06P94A 17385 01.02.06P94B

V17381 01.02.06P94C V17021 01.02.06P94D

17380 01.02.06P87A 17091 01.02.06P83A 17659 01.02.06P82A

V18106 V17416

V17377 V18112

18161 V18136

DI (FH) G. Amecke

M.W. Asprey (als Gast von LANL)

Dr. E.A. F i s c h e r

Dr. R. Fröhlich

R. Heger

DP. P. Henkel

DM. W. Höbel

Dr. H. Jacobs

DM. K. Küfner

DI. S. Kl e i n h e i n s

Dr. W. Maschek DI. H. Massier

Dr. P. Schmuck DP. D. Thiem DP. K. Thurnay

Das INR i s t an t r a n s i e n t e n Überlastversuchen im f r a n -zösischen Testreaktor CABRI und im ACRR des Sandia National Laboratory (USA) a k t i v b e t e i l i g t . Die Ver-suche dienen zur Aufklärung des Brennstabverhaltens i n der Einleitungsphase des U n f a l l a b l a u f s b e i e x t r e -men Störfällen s c h n e l l e r natriumgekühlter Brutreak-toren. Dazu werden L e i s t u n g s t r a n s i e n t e n i n einem wassergekühlten Tes t r e a k t o r gefahren, i n dessen Zen-trum s i c h eine natriumgekühlte Teststrecke mit einem Brüter-Brennstab b e f i n d e t . Die Versuche im CABRI-Reak-to r wurden 1978 begonnen, an den ACRR-Experimenten i s t das INR s e i t 1979 d i r e k t b e t e i l i g t . Beschreibungen des CABRI-Reaktors und der Versuche finden s i c h i n den Jahresberichten 1975 b i s 1980.

Nachdem 1981 e i n neues Testloop e i n g e s e t z t worden war, wurde 1982 der Reaktor damit neu k a l i b r i e r t . A n s c h l i e s -send wurden erstmals i n einem Jahr 6 Tests durchge-führt: d r e i mit frischem Brennstoff (A4, B4, B5) und d r e i mit vorbestrahltem Brennstoff (AI2, AI3, BI2). In a l l e n Fällen konnten d i e für d i e Tests geforderten Bedingungen sehr genau e i n g e s t e l l t und d i e erwarteten Z i e l e e r r e i c h t werden. Die gesamte Instrumentierung f u n k t i o n i e r t e einwandfrei. Damit i s t mehr a l s d i e Hälf-te des CABRI-Programms abgewickelt und es können der Einfluß der E n e r g i e t r a n s i e n t e n , der Natriumtemperatur und der Bestrahlung auf das Brennstabversagen und die nachfolgenden Phänomene separat bestimmt und mit Vor-ausberechnungen v e r g l i c h e n werden.

Bei a l l e n Tests wurde d i e Brennstoffbewegung mit dem Hodoskop r e g i s t r i e r t . Durch das neue Loop hat s i c h das Signal-zu-Untergrund-Verhältnis d e u t l i c h verbes-s e r t . Daher i s t es j e t z t möglich, den K o l l i m a t o r so e i n z u s t e l l e n , daß eine Kanalreihe d i e l i n k e Hälfte des Brennstabes, die andere d i e rechte Hälfte des Brennstabes beobachtet. In der Abbildung i s t a l s B e i -s p i e l für den Test BI2 d i e so gemessene a x i a l e Brenn-s t o f f v e r t e i l u n g zu verschiedenen Zeiten nach dem Brennstabversagen d a r g e s t e l l t .

Die Abszisse z e i g t von der Achse aus nach l i n k s und nach rechts d i e Brennstoffmasse, d i e Ordinate g i b t d i e a x i a l e Lage gemäß der Skizze am B i l d r a n d an. Das Rechteck z e i g t j e w e i l s d i e Ausgangsverteilung. Man er-kennt d e u t l i c h wie der Brennstoff nach oben transpor-t i e r t wird und t e i l s an den Abstandshaltern hängen b l e i b t .

Die Auswertung der Hodoskop-Daten wurde wesentlich ver-b e s s e r t , so daß Darstellungen wie i n der Abbildung be-r e i t s wenige Tage nach dem Test v o r l i e g e n . Durch Ver-g l e i c h mit Massenverteilungen, d i e aus Röntgendurch-s t r a h l u n g s b i l d e r n nach dem Ausbau der T e s t s t r e c k e ge-wonnen wurden, konnte d i e Umrechnung von Zählraten

— 14 —

Mit dem Hodoskop beim Test BI2 zu ver-schiedenen Z e i t e n nach dem Stabversagen gemessene a x i a l e B r e n n s t o f f v e r t e i l u n g

auf Massen k o n t r o l l i e r t und v e r b e s s e r t werden. Ver-sagensort und Versagenszeitpunkt wurden unabhängig und weitgehend übereinstimmend a k u s t i s c h und mit H i l f e des Hodoskops bestimmt.

Die Transientenexperimente FD2/4 im ÄCRR b e i SANDIA Na t i o n a l L a b o r a t o r i e s wurden 1982 durchgeführt /18083, V18116/. Dabei wurden im wesentlichen d r e i verschiedene, für LOF-Störfälle typi s c h e Transienten gefahren (siehe Abbildung), und das Versagensverhal-ten durch eine Hochgeschwindigkeitskamera g e f i l m t .

2 01 18-16-14-12-

cn c D

10-W 8-'5 8-g 6-c 4-

2-0-

, Oiipmion Slumping

\

\ Schwalten '. \ \

f . . / / J

1 2 3 4 5 6 j" 8 4 10 11 Zeit (sec)

Für LOF-Störfälle t y p i s c h e Transienten

Im F a l l A ( t y p i s c h für den heterogenen CRBR-Reaktor)

s c h m i l z t das Hüllrohr vor dem Versagen ab; Versagen

e r f o l g t durch starkes r a d i a l e s Schwellen (ca. 5-fache Yolumenzunahme) nach Schmelzbeginn. Im F a l l B ( t y p i s c h für den SNR-300) b r i c h t der Brennstoff im noch f e s t e n Zustand auf, wobei das Hüllrohr noch a n l i e g t . F a l l C l i e g t dazwischen. Damit wurden die für LOF-Bedingungen typischen Versagensarten beobachtet und i h r e Abhängig-k e i t von den wichtigen Parametern "Aufheizrate" und "Clad on/Clad o f f " i d e n t i f i z i e r t . Die Ergebnisse s i n d mit früheren Experimenten, z.B. DEH von ANL mit we-s e n t l i c h n i e d r i g e r e n Aufheizraten, verträglich. Bei den erst e n Analysen der tr a n s i e n t e n Proben wurden stark u n t e r s c h i e d l i c h e Spaltgasfreisetzungen f e s t g e -s t e l l t .

Programme von KfK und SANDIA wurden für d i e erst e n Nachrechnungen e i n g e s e t z t . Für die weiteren Auswertun-gen s o l l das Codesystem URANUS-LAKU benutzt werden. Im Rahmen der E r s t e l l u n g dieses Systems wurden noch e i n i g e Modellverbesserungen an LAKU angebracht, der Code sodann beschleunigt und mit URANUS gekoppelt.

Das Verfahren zur Beschichtung der Niob-Rohre, die Gleichmäßigkeit der Schichtdicken und d i e Qualitäts-k o n t r o l l e wurden v e r b e s s e r t . Es z e i g t e s i c h , daß diese Schutzschicht hält und d i e Rohre der Schmelze stand-h a l t e n . Damit s i n d d i e Entwicklungsarbeiten zu den Schutzschichten abgeschlossen.


V17908 01.02.09P86A Ing. H. Bachmann 16842 01.02.09P93A Dr. K. Baumung 17180 01.02.09P93C Dr. W. Breitung

V17658 Dr. E.A. F i s c h e r 18083 R. Heger

V18116 Dr. P. Hoppe

R. Huber

Dr. G. Kußmaul DP. M. Küchle I. Schub

Dr. G. Schumacher Dr. L. Väth DP. J . Wolff

01.02.13 S i c h e r h e i t s - und Zuverlässigkeits-untersuchungen

Risikountersuchungen für den SNR-300

Die R i s i k o s t u d i e für den Kühlmitteldurchsatzstörfall im SNR-300 wurde i n Zusammenarbeit mit SAI (Science A p p l i c a t i o n s , Inc., Palo Alto/USA) und IA (Interatom GmbH, Bergisch Gladbach) f e r t i g g e s t e l l t . Von Seiten des KfK war neben dem INR auch das IRE daran b e t e i l i g t . E i n zusammenfassender B e r i c h t wurde im Herbst 1982 an di e Enquete-Kommission "Zukünftige K e r n e n e r g i e p o l i t i k " des Deutschen Bundestages übergeben.

— 15 —

Im Rahmen d i e s e r Studie wurde zur Bestimmung der we-

s e n t l i c h e n Arten des Containmentverhaltens im Anschluß

an eine Kernzerstörung des SNR-300 eine d e t a i l l i e r t e

E r e i g n i s - und Pehlerbaumanalyse für d i e relevanten

Sicherheitssysteme durchgeführt. Für d i e dominanten

Arten des Containmentverhaltens wurden d i e damit ver-

bundenen Freisetzungen von Radionukliden mit dem Pro-

grammsystem CACECO/HAARM-3/COMRADEX e r m i t t e l t .

Das R i s i k o für die Bevölkerung wurde mit dem Rechen-

programm UF0M0D/B3 (siehe auch 06.03.03) abgeschätzt.

Die Studie hat nachgewiesen, daß t r o t z a l l i h r e r Be-

schränkungen und Unsicherheiten e i n äußerst geringes

R i s i k o für d i e Bevölkerung durch den B e t r i e b des

SNR-300 e x i s t i e r t . Frühschäden s i n d n i c h t zu erwarten.

Bei j e w e i l s 100 u n k o n t r o l l i e r t e n Kühlmitteldurchsatz-

störfällen i s t im M i t t e l mit einem somatischen Spät-

schaden zu rechnen. Die ungünstigsten, äußerst unwahr-

s c h e i n l i c h e n U n f a l l f o l g e s i t u a t i o n e n führen zu höchstens

etwa 400 späten Todesfällen. Dieses Ergebnis der Stu-

d i e wird auf d i e z a h l r e i c h e n Sicherheitssysteme des i

SNR-300, d i e eine wirksame Rückhaltung der Spaltpro-

dukte innerhalb der Anlage gewährleisten, und auf d i e

günstigen Bedingungen am Standort Kalkar zurückge-

führt.

T e i l e d i e s e r Studie, nämlich d i e Analysen der Vorgän-

ge im Reaktortank b i s zu seinem eventuellen Versagen

wurden auf der Sicherheitskonferenz i n Lyon ( J u l i

1982) vorgetragen /V17430/.

Außerdem wurden im Rahmen der von der Enquete-

Kommission "Zukünftige K e r n e n e r g i e p o l i t i k " des Deut-

schen Bundestages i n i t i i e r t e n " R i s i k o o r i e n t i e r t e n Ana-

l y s e zum SNR-300" der G e s e l l s c h a f t für Reaktorsicher-

h e i t (GRS) im INR Unfallfolgenrechnungen und R i s i k o -

abschätzungen mit dem Rechenprogramm UF0M0D/B3 durch-

geführt. Diesen Untersuchungen lagen Freisetzungskate-

g o r i e n zugrunde, d i e von der GRS i n Zusammenarbeit mit

SAI und KfK e r m i t t e l t worden waren. Auch h i e r b e i erga-

ben s i c h keine Frühschäden. Die komplementären

kumulativen Häufigkeitsverteilungen der somatischen

Spätschäden s i n d i n der folgenden Abbildung - aufge-

schlüsselt nach den einzelnen Freisetzungskategorien -

d a r g e s t e l l t . Der V e r g l e i c h mit den für Druckwasser-

reaktoren vom Typ B i b l i s B durchgeführten R i s i k o a b -

schätzungen (siehe 06.03.03, Abb. 2a+b) z e i g t , daß

d i e U n f a l l f o l g e n und R i s i k e n des SNR-300 n i c h t über

denen eines Leichtwasserreaktors l i e g e n .

«2 1.0E-0S A 3 l.OE-06

SNR-300

l.OE'OO l.OE'01 1.01'Oi 1.0E.03 l.OE'CN l.OE'OS l.0E*O6 K i l l i l l M U t i KS ItuiUl

Komplementäre kumulative Häufigkeitsver-t e i l u n g der somatischen Spätschäden


V17430 18159 18164


01.02.13P85A

01.02.13P85B

01.02.15 INR


Prof. Dr. A. Bayer

Dr. J . Ehrhardt

Dr. W.M. Schikorr

Dr. W. Maschek

Dr. P. Schmuck

Dr. H. Jacobs

Dr. R. Fröhlich

Thermo- und Fluiddynamik von Kern-schmelzen

Das Verhalten geschmolzenen Brennstoffs nach einem

schweren U n f a l l s t e l l t e i n Schlüsselproblem für d i e

S i c h e r h e i t s c h n e l l e r Brutreaktoren dar. Z i e l der A r b e i -

ten auf diesem Gebiet i s t eine q u a n t i t a t i v e B e s c h r e i -

bung des Wärme- und Massentransports e i n i g e r , für den

weiteren U n f a l l a b l a u f entscheidender Phänomene.

Die Austragung von Brennstoff aus dem Kernbereich i s t

e i n w i c htiger Mechanismus für d i e Verhinderung von

Sekundärkritikalitäten. Z i e l der experimentellen Unter-

suchungen /Vi8113/, d i e von Arb e i t e n zur Entwicklung

t h e o r e t i s c h e r Modelle b e g l e i t e t werden, i s t 1.) e i n

besseres Verständnis von Phänomenen^ d i e für t h e o r e t i -

sche Beschreibungen entscheidend s i n d (z.B. Krusten-

stabilität) und 2.) Bestimmung der E i n d r i n g t i e f e a l s

Funktion der w i c h t i g s t e n Parameter zur Uberprüfung der

Modelle. Wenn d i e Bewegung der Schmelze im wesentlichen

von der Schwerkraft herrührt, i s t d i e Strömung i n s t a -

b i l und d i e Werte für d i e E i n d r i n g t i e f e streuen sehr

st a r k . Wenn d i e Schmelze dagegen durch eine D r u c k d i f f e -

renz nach oben bewegt wird, i s t d i e E i n d r i n g t i e f e sehr

gut reproduzierbar und daher s i n d diese Versuche a l s

Grundlage für d i e t h e o r e t i s c h e n Arbeiten sehr gut

geeignet. E i n wichtiges Ergebnis d i e s e r Versuche i s t ,

— 16 —

r i l

0 0 © © © . © . © ®

Eindringtiefe bei einer Serie gleichartiger Versuche. Schmelze (Fe, 2100 °C), bewegt sich in Stahlrohren (

— 17 —

Die im Rahmen von Core-Catcher-Untersuchungen durch-geführten Messungen der Viskosität von reinem N a t r i -umtetraborat/Borax) und Natriummetaborat sowie deren Mischungen mit zwei verschiedenen Mengen von U0 2 wurden abgeschlossen /17372, V17374/. Die Messungen wurden mit e i n e r m o d i f i z i e r t e n Haake Viskositätswaage durchgeführt.

M o d i f i z i e r t e s Haake-Viskosimeter für hohe Temperaturen

I 3 Vi

VIS AND

:osity ( BORAX

>F BORA - uo 2

X

\

X.

V

X.

BORAX 0 a B

PRESENT 1 WORK 1

! VOLAROvTCH PRESENT WORK ROD 1 PRESENT WORK ROD 2 BORAX WITH 7,9 % WT BORAX WITH tS.B % WT

"-N. —


17063 V17056

17366 17367

17372 V17374

17664 V18113 V18114

01.02.18


01.02.15P81A 01.02.15P81B 01.02.15P83A 01.02.15P81C 01.02.15P81D


Dr. M. D a l l e Donne Dr. S. Dorner

Dr. G. Eck Dr. G. Fieg

Dr. D. Kuhn

M. Möschke A. Roth

Dr. H. Werle

S t a t i s t i s c h e Detektionsverfahren

Tfc]

Viskosität von Borax und Borax-U0 2-Mischungen a l s Funktion der Temperatur

Die Arbeiten des INR auf diesem Gebiet befaßten s i c h

1982 hauptsächlich mit zwei Themen:

1. Brennelement-Temperaturüberwachung

2. Untersuchung von Brennelement-Schwingungen i n KNK I I .

Die experimentelle BE-Überwachungsanlage KASUMOS wurde an der KNK II b e i stationärem Reaktorbetrieb erprobt. Hierfür wurde i h r e Softvrare um Programme zur s t a t i s c h e n Auswertung der ursprünglichen und der kompensierbaren BE-Austrittstemperaturen e r w e i t e r t . Die Methode der Temperaturkompensation zur K o n t r o l l e der i n d i v i d u e l l e n BE-Kühlmitteldurchsätze wurde zur Untersuchung der mit dem Kühlmittel durch das Core gespülten Schutzgasbla-sen e r f o l g r e i c h angewandt. Sie hat e x p l i z i t g e z e i g t , daß dadurch d i e Kühlung der BE n i c h t beeinträchtigt wird.

Die für d i e Temperaturkompensation e r f o r d e r l i c h e Be-stimmung der thermohydraulischen BE-Parameter war mit zunehmender Betriebsdauer n i c h t mehr durch K o r r e l a -tionsanalyse des normalen inhärenten Leistungsrauschens möglich. Die Rauschleistung des Reaktors mußte hierfür künstlich durch pseudostochastische Regelstabbewegungen angehoben werden, da s i e aus b i s h e r ungeklärten Gründen im Lauf der Z e i t s t a r k abgenommen h a t t e .

Zur Erprobung der Temperäturkompensation an einem Brü-ter-Prototyp wurden zunächst vom CEN Cadarache zur Verfügung g e s t e l l t e Bandaufnahmen von Phenix unter-sucht und später eigene Messungen am Reaktor Phenix durchgeführt. Dabei z e i g t e s i c h , daß dort d i e an KNK I I verwendeten Methoden zur Bestimmung der BE-Parameter n i c h t anwendbar s i n d , da d i e Rauschleistung von Phenix e b e n f a l l s zu ge r i n g i s t und n i c h t künstlich erhöht wer-den kann (wie an KNK I I ) . Zur Bestimmung von R e a k t i v i -tätskoeffizienten wurden aber von Z e i t zu Z e i t L e i -stungs- und Kühlmitteldurchsatzrampen gefahren. Aus der 'Sprungantwortfunktion" der A u s t r i t t s t e m p e r a t u r e n konnten nach Entwicklung entsprechender Programme d i e BE-Parameter auch am Phenix sehr gut mit KASUMOS be-stimmt werden. Die Abbildung z e i g t Phenix-Signale wäh-rend der Stufenanregungen von Leistung und Kühlmittel-

— 18 —

durchsatz im Primär- bzw. Sekundärkreis.

i i i i i I I i i i i i i i i i i — i — i — r ~ i — r n — i — r i i i i i i j

- i j

POWER [X] r f) (' Z1MR41')

1 7 H

C h a r a k t e r i s t i s c h e P h e n i x - S i g n a l e w ä h r e n d r a m -p e n f ö r m i g e r Ä n d e r u n g e n d e r R e a k t o r l e i s t u n g bzw. d e r K ü h l m i t t e l d u r c h s ä t z e i m P r i m ä r u n d S e k u n -d ä r k r e i s l a u f

I n d e r F o r t s e t z u n g d e r A r b e i t e n zum Thema B E - S c h w i n -

g u n g e n a n KNK I I w u r de d i e A b h ä n g i g k e i t d e r S c h w i n -

g u n g s f r e q u e n z e n v o n v e r s c h i e d e n e n R e a k t o r z u s t a n d s g r ö s -

s e n u n t e r s u c h t . D a z u w u r d e n M e s s u n g e n b e i v e r s c h i e d e -

n e n B e t r i e b s z u s t ä n d e n , d i e vom R o u t i n e B e t r i e b a b -

w i c h e n , d u r c h g e f ü h r t . D a b e i z e i g t e s i c h , d a ß d i e

S c h w i n g u n g s f r e q u e n z e n a l l e r b e t e i l i g t e n BE p r o p o r t i o -

n a l zum N a - D u r c h s a t z im P r i m ä r k r e i s u n d u n t e r p r o p o r -

t i o n a l z u r N a - A u f h e i z s p a n n e s i n d . D a g e g e n w urde - w i e

z u e r w a r t e n - k e i n e A b h ä n g i g k e i t v o n d e r m i t t l e r e n

N a - T e m p e r a t u r f e s t g e s t e l l t . Das S c h w i n g u n g s v e r h a l t e n

d e r BE k a n n w i d e r s p r u c h s f r e i d u r c h e i n n i c h t - l i n e a r e s

F l u i d o s z i l l a t o r m o d e l l b e s c h r i e b e n w e r d e n , w o b e i d i e

A n r e g u n g z.B. d u r c h W i r b e l a b l ö s u n g e r f o l g t . D a m i t

k a n n z u m i n d e s t q u a l i t a t i v a u c h d i e A b h ä n g i g k e i t d e r

S c h w i n g u n g s f r e q u e n z e n v o n d e r A u f h e i z s p a n n e e r k l ä r t

w e r d e n .

D e r m ö g l i c h e Zusammenhang d e r b e o b a c h t e t e n B E - S c h w i n -

g u n g e n m i t d e n R e i b m a r k e n a n d e n B r e n n s t ä b e n w u r de

g e p r ü f t . Z w e i I n d i z i e n s p r e c h e n f ü r e i n e n Zusammen-

h a n g :

1. D i e S c h w i n g u n g s a m p l i t u d e u n d d i e R e i b m a r k e n s i n d

am o b e r e n Ende d e r BE d e u t l i c h e r a u s g e p r ä g t .

2. E i n e d e t a i l l i e r t e A u s w e r t u n g d e r R e i b m a r k e n m u s t e r

l i e ß i n e i n e m F a l l ( v o n s e c h s m ö g l i c h e n ) e i n d e u t i g

e i n e b e v o r z u g t e S c h w i n g u n g s r i c h t u n g e r k e n n e n , d i e

m i t d e r a u s d e r R a u s c h a n a l y s e e r s c h l o s s e n e n ü b e r -

e i n s t i m m t .

Veröffent-lichungen :

12300

17998

V17382

V18105

18144

01.02.23


01.02.18P54A

01.02.18P64A

01.02.18P85A

01.02.18P85B


D r . M• E d e l m a n n

I n g . H. M a s s i e r

D r . F. M i t z e l

D r . W. V ä t h

R T h e r m o - u n d F l u i d d y n a m i k g e s t ö r t e r K e r n e l e m e n t e

D i e e x p e r i m e n t e l l e n U n t e r s u c h u n g e n d e r G e s c h w i n d i g -

k e i t s - , T u r b u l e n z - u n d W a n d s c h u b s p a n n u n g s v e r t e i l u n g e n

i n W a n d k a n ä l e n v o n S t a b b ü n d e l n w u r d e n f o r t g e f ü h r t . D i e

M e s s u n g e n m i t H i t z d r a h t - A n e m o m e t r i e e r f o l g t e n a n e i n e m

S t a b b ü n d e l a u s v i e r p a r a l l e l e n S t ä b e n i n e i n e m R e c h t -

e c k k a n a l . H a u p t z i e l d e r U n t e r s u c h u n g e n i s t , f e s t z u -

s t e l l e n , o b u n d w i e s i c h d i e T u r b u l e n z s t r u k t u r i n A b -

h ä n g i g k e i t v o n d e r G e o m e t r i e ä n d e r t u n d M e ß e r g e b n i s s e

z u g e w i n n e n , d i e i n d i e R e c h e n p r o g r a m m - E n t w i c k l u n g e i n -

f l i e ß e n k ö n n e n . F ü r d a s S t a b a b s t a n d s v e r h ä l t n i s p / d =

1.071 w u r d e n f ü n f v e r s c h i e d e n e W a n d a b s t a n d s v e r h ä l t n i s s e

w/d u n t e r s u c h t /17092, 17215, 17383, 17662/. D a b e i e r -

g a b s i c h a l s b e m e r k e n s w e r t e s E r g e b n i s , d a ß d i e a x i a l e

( s . A b b i l d u n g ) u n d d i e a z i m u t a l e T u r b u l e n z i n t e n s i t ä t

im S p a l t z w i s c h e n dem S t a b u n d d e r K a n a i w a n d m i t s i n k e n -

d e r S p a l t w e i t e s t a r k a n s t e i g t /V17999/. D e r f e s t g e -

s t e l l t e s t a r k e I m p u l s a u s t a u s c h z w i s c h e n b e n a c h b a r t e n Un-

t e r k a n ä l e n f ü h r t z u r e l a t i v f l a c h e n W a n d s c h u b s p a n n u n g s -

v e r t e i l u n g e n i n e n g e n S p a l t e n . M e s s u n g e n d e r K o r r e l a -

t i o n s k o e f f i z i e n t e n z w i s c h e n d e n S c h w a n k u n g s g e s c h w i n d i g -

k e i t e n i n a z i m u t a l e r R i c h t u n g a n z w e i b e n a c h b a r t e n P o -

s i t i o n e n a u f b e i d e n S e i t e n d e s S p a l t e s e r g e b e n s e h r h o h e

W e r t e u n d z e i g e n , d a ß e i n b e s o n d e r e r M e c h a n i s m u s f ü r

d e n I m p u l s t r a n s p o r t z w i s c h e n d e n U n t e r k a n ä l e n v e r a n t -

w o r t l i c h i s t / V 1 7 9 9 4 / ( A b b i l d u n g ) . R e c h e n p r o g r a m m e , w i e

VELASCO, s i n d d a h e r n i c h t i n d e r L a g e , d i e s e s V e r h a l t e n

v o r a u s z u s a g e n . N e u e n t w i c k l u n g e n v o n P r o g r a m m e n z u r Be-

r e c h n u n g v o n l o k a l e n G e s c h w i n d i g k e i t s - u n d W a ndschub-

s p a n n u n g s v e r t e i l u n g e n , d i e d i e s e n M e c h a n i s m u s m o d e l l i e -

r e n , s i n d d a h e r n o t w e n d i g .

D i e A n l a g e z u r e x p e r i m e n t e l l e n U n t e r s u c h u n g d e r S t r u k -

t u r d e r t u r b u l e n t e n S t r ö m u n g im N a c h l a u f h i n t e r e i n e m

A b s t a n d s h a l t e r g i t t e r i n S N R - t y p i s c h e n A b m e s s u n g e n wurde

a u t o m a t i s i e r t . D i e v o n e i n e m D E C - R e c h n e r g e s t e u e r t e M e ß -

w e r t e r f a s s u n g w i r d g e t e s t e t .

— I 9 -

60 70 •&5

0 001 0.02 Q03 004 0.05 0.06 0.07 0,08 0.09 01 T i m e ( s e c )

Schwankungsgeschwindigkeiten i n a x i a l e r (Ul, U4) azimutaler (Wl, W4) Richtung gemessen mit zwei Hitzdrahtsonden auf beiden Seiten des Spaltes zwischen zwei Stäben

Durch d i e Delegation eines M i t a r b e i t e r s zum Argonne N a t i o n a l Laboratory konnte an der Entwicklung des COMMIX-Rechenprogramms m i t g e a r b e i t e t v/erden /18082/. Die einphasige Version COMMIX-lA wurde auf einem Workshop v o r g e s t e l l t /V18091, V18093/. Die zweipha-sige Version i s t i n der Entwicklung. COMMIX löst die dreidimensionalen t r a n s i e n t e n Erhaltungsgleichungen für kompressible Strömung i n e i n e r "porous-body"-For-mulierung und kann zur Behandlung thermo- und f l u i d -dynamischer Probleme von Reaktorkomponenten unter no-m i n e l l e n und nicht-nominellen Betriebsbedingungen verwendet werden /18138/.


17092 01.02.23P84A Dr. W. Baumann 17215 01.02.23P84B Dr. J . D. Hooper 17383 01.02.23P85A (Gastwissenschaftler)

17662 01.02.23P85B M. K i r s t a h l e r

VI 7994 01.02.23P85C Ing. J . Marek

VI 7999 E. Mensinger

18082 Prof. Dr. K. Rehme

V18091 G. Wörner

V18093 18138

01.02.25 INR Kernauslegung von natriumgekühlten Brutreaktoren

Der sog. inverse Streaming-Effekt, d.h. die mögliche, r e l a t i v k l e i n e Kritikalitätserhöhung, d i e a u f t r i t t , wenn - anschließend an einen angenommenen Kühlmittel-v e r l u s t (Natrium-Void-Zustand) - d i e zunächst nahezu l e e r e n Kühlmittelkanäle durch das Eindringen von Brenn-s t o f f i h r e Wirksamkeit a l s günstige Flugwege für d i e den Reaktorkern verlassenden Neutronen v e r l i e r e n , wur-de Ende 1981 i n umfangreichen Studien ausführlich un-te r s u c h t . Diese A r b e i t e n wurden 1982 f o r t g e s e t z t mit dem Z i e l der Sicherung der Daten und Programme, der Vervollständigung der Programme und der hierfür ge-schaffenen KAPROS-Prozedur sowie der Dokumentation und p h y s i k a l i s c h e n Analyse. S p e z i e l l wurde i n diesem Zu-sammenhang der KAPROS-Modul DIABLO e r s t e l l t und doku-mentiert, der den DIXY-Ausgabeblock INTEG-2D i n größen-s p e z i f i s c h e Datenblöcke wie Leckagen, Flußspektren, u n t e r s c h i e d l i c h e Bücklings, Reaktionsraten und Zonen-volumina z e r l e g t und damit diese Größen auch für ande-re Programme d i r e k t zugänglich macht. Das Eingabevorbe-r e i t u n g s - und Ausgabeverarbeitungsprogramm TRIPOD wurde e r h e b l i c h ausgebaut, programmtechnisch ve r b e s s e r t und b e i Erprobung von COLRAB (siehe 01.02.04) und i n Koope-r a t i o n mit Belgonucleaire b e i der Ve r g l e i c h s a n a l y s e der aus KASY- bzw. D3E-Ergebnissen berechneten Natrium-Void- und D o p p l e r - K o e f f i z i e n t e n e i n g e s e t z t .


17995


01.02.04P81I


Dr. E. Kiefhaber Ing. A. Polch DP. D. Thiem

01.02.26 INR Materialdaten für Störfallanalysen

Mit dem Programm LANGZEIT/KURZZEIT wurde e i n SILENE-

Experiment mit guter Übereinstimmung nachgerechnet.

Zur Ergänzung der Messungen des Reflexionsvermögens

von flüssigem UO^ für si c h t b a r e s L i c h t wurde e i n

Hochdruckreflektometer gebaut und es wurden Messungen

b e i Schutzgasdrücken um 10 bar durchgeführt /15989,

Vi 7368/. Dabei kann d i e s i c h b e i hoher Temperatur

ausbildende Dampfwolke k l e i n e r gehalten werden und

der an der Dampfwolke r e f l e k t i e r t e L i c h t a n t e i l wird

geringer. Die Hochdruckmessungen bestätigen d i e Er-

gebnisse der früheren Niederdruckmessungen.

Aus weiteren Reflexionsmessungen an geschmolzenem UC und ThC wurden die optischen Konstanten d i e s e r Mate-r i a l i e n bestimmt (s. Abbildung). ThC z e i g t eine gleichmäßige Abnahme von n und k mit steigender Tem-peratur und zunehmender Strahlungsenergie, während UC ei n ausgeprägtes Absorptionsmaximum b e i ei n e r Photo-nenenergie von etwa 2 eV (620 mm) aufweist.

10

10

Brechungsindex n, UC

Brochunqsindex n, ThC

Absorptionskonstante k, UC

Absorptionskonstante k, ThC

3000 35O0 4000 T/K 3000 3500 »000 T/K

Optische Konstanten, n und k, von UC und ThC im schmelzflüssigen Zustand

Zur Bestimmung der Zustandsgieichung von flüssigem Stahl nach der Siedepunktmethode wurde eine Höchdruck-verdampferkammer gebaut. Der s i c h e i n s t e l l e n d e Tem-p e r a t u r v e r l a u f wird mit einem s c h n e l l e n Mikropyrome-t e r r e g i s t r i e r t . E r s t e Meßreihen an St a h l 1.4970 im Temperaturbereich zwischen 2800 und 4000 K ergaben eine m i t t l e r e Verdampfungswärme von ca. 360 kj/mol.

und FD 1.8 der Brennstoffversagensexperimente im ACPR (SANDIA La b o r a t o r i e n ) , i n den Heißen Z e l l e n des KfK wurden abgeschlossen. Sie ze i g t e n , daß d i e Spaltgas-f r e i s e t z u n g während der Transienten etwa 50% betragen h a t t e .

E i n Programm zur Berechnung des Cäsiumdampfdrucks über den Cs-Uranaten a l s Funktion der Temperatur und der Brennstoffstöchiometrie wurde e r s t e l l t . Es ergab s i c h , daß der Cs-Dampfdruck während der Transienten b e i t y -pischen Temperaturen im Brennstoff 200 bar e r r e i c h t .

Zur Bestimmung der Zustandsgieichung von Kernbrenn-s t o f f wurden im ACRR i n den Sandia-Laboratorien i n Albuquerque/NM eine Dampfdruckmessung an reinem und an rea k t o r t y p i s c h e n U0 2~ und Mischoxidproben durchge-führt /16840/. Die für d i e Experimente benötigten Druckkapseln aus Z r 0 2 wurden nach einem Heißpressver-fahren h e r g e s t e l l t . Zur Auswertung der Experimente wur-de e i n Rechenprogramm (REAP) e r s t e l l t . Die Auswertung i s t noch n i c h t abgeschlossen.

Eine t h e o r e t i s c h e Begründung des Anstiegs der s p e z i f i -schen Wärme von U0 2 und Pu0 2 i n der Nähe des Schmelz-punktes wurde veröffentlicht.


18078 16840

17368 17913

18077 V18110 V18133

01.02.27


Oi.02.26P82A


Dr. M. Bober Dr. W. Breitung Dr. E.A. F i s c h e r R. Heger R. Huber Dr. K.A. Long Dr• K. Sehretzmann I. Schub Dr• G• Schumacher DI. J . Singer DP. K. Thürnay Dr. L. Väth DP. K. Wagner

Experimente zur Kernentladungsphase (SIMMER-Verifikation)

Die Experimente zur Untersuchung der einphasigen Na-triumströmung, d ie b e i e i n e r hypothetischen nuklearen Exkursion an der p e r f o r i e r t e n Tauchplatte von SNR-ty-pischen Reaktoren entstehen könnte , s i n d abgeschlos-sen und dokumentiert /17369, Vi7370/. Es konnten Korre-l a t i o n e n über instationäre Widerstandskoeffizienten (siehe Abbildung) sowie über d i e Kräfte auf d i e obere P l a t t e und deren Z

Ergebnisbericht über Forschungs- und Entwicklungsarbeiten...

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