Forschungszentrum Karlsruhe Technik und Umwelt, Hauptabteilung Ingenieurtechnik. Ergebnisbericht ueber Forschung und Umwelt 1996

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Forschungszentrum Karlsruhe Technik und Umwelt, Hauptabteilung Ingenieurtechnik. Ergebnisbericht ueber Forschung und Entwicklung 1997

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Tritium recovery from an ITER test blanket Assessment of process options and identification of critical R and D issues (ITER Task no. EU-TR6)

Das Tritium-Extraktionssystem (TES) ist ein Gaskreislauf mit einem Helium/Wasserstoff Gemisch als Traegergas, mit dem das im Blanket erbruetete Tritium extrahiert wird. Nach der Darstellung der Anforderungen an ein solches System fuer ein ITER Testblanket werden zehn verschiedene Verfahren diskutiert und dann ein weiteres Verfahren vorgeschlagen, in das verschiedene Prozessschritte der anderen Optionen uebernommen wurden. Das als HTO vorliegende Tritium wird darin in einer Kaltfalle bei #>=#100 C abgetrennt und das als HT vorliegende Tritium zusammen mit H_2 in einem Molekularsieb Bett (MSB). Beide Verfahrensschritte sollen in der Pilotanlage PILATUS im Karlsruher Tritiumlabor (TLK) erprobt und optimiert werden. Die wichtigsten Ziele dieser Versuche sind: - Vermeidung der Bildung von Eisaerosolen in der Kaltfalle, die zur Verringerung des Abscheidegrades fuehren koennen, - Untersuchung der Adsorption und Desorption von H_2, HT, O_2 und N_2 im MSB unter realistischen Betriebsbedingungen bzgl. Gasdurchsatz und Gaszusammensetzung, - Auswahl und Test geeigneter analytischer Methoden, die sowohl fuer die Demonstration des Verfahrens als auch fuer die spaetere Prozesskontrolle benoetigt werden. (orig.)The Tritium Extraction System (TES) is a gas loop with a helium/hydrogen mixture as carrier gas which is used to extract the tritium generated in the blanket by a nuclear breeding process. In addition to a description of the operational requirements of a TES for an ITER test blanket, ten process options are discussed. Then an additional procedure is proposed which includes several process steps of the approaches mentioned above. This method uses a cold trap operated at #>=#-100 C to extract HTO and a molecular sieve bed (MSB) operated at -195 C to extract HT/H_2. Both process steps will be tested and optimized in the pilot plant PILATUS at the Tritium Laboratory of Karlsruhe, TLK. The most important objectives of the corresponding tests are: - To prevent the formation of ice aerosol in the cold trap which could lead to a decreasing removal efficiency for H_2O/HTO, - to investigate the adsorption/desorption of H_2, HT, O_2, and N_2 in the MSB under realistic conditions with respect to gas flow rate and gas composition, - to select and test reliable analytical techniques, which are needed to demonstrate the feasibility of the extraction method as well as to supply appropriate methods for process control. (orig.)Available from TIB Hannover: ZA 5141(6269) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman

Sensor-Aktorsysteme fuer den Einsatz in der laparoskopischen Chirurgie

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FE-Analysen und Vergleich mit den Testergebnissen der verstaerkten LCT-Spule

Die verstaerkte LCT-Spule wurde bis zu einem Betriebsstrom I=19.6 kA bei 11 Tesla belastet. Das Experiment sollte nachweisen, dass grosse supraleitende Magnetspulen aus NbTi bis 11 Tesla sicher betrieben werden koennen. Der Vergleich der experimentellen Verformungsdaten mit denen der FE-Analysen, die das Experiment begleiteten, zeigten recht gute Uebereinstimmung. Die Vorhersagen der maximalen Spannungen fuer das Gehaeuse und fuer die Wicklung konnten somit bestaetigt werden. (orig.)The reinforced LCT-coil was loaded up to a current of I=19.6 kA corresponding to a magnetic field of 11 Tesla. The experiment was to demonstrate that large superconducting NbTi coils are capable for reliable operation at levels up to 11 Tesla. All the measured values like strains and displacements are in very good agreement with the FE-analysis. The prediction of the maximum stresses at the coil case and at the winding could be confirmed. (orig.)SIGLEAvailable from FIZ Karlsruhe / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Monte Carlo analysis of the low-temperature adsorption facility TITAN and its pumping characteristics

Within the framework of the European Fusion Technology Programme, the Karlsruhe research centre (FZK) has been charged with the development of the primary vacuum pumping system for the International Thermonuclear Experimental Reactor ITER. To support the design and operation of the cryopump, an experimental campaign for pump component testing was started at the TITAN test facility available in FZK. The primary objective was to investigate, under ITER-relevant conditions, the pumping speed of the designed cryosorption panels coated with activated carbon. The experiments performed at TITAN allow to determine the relationship between the pumping speed of the gas, the gas load and the pressure during pumping. The pumping speed strongly depends on the arrival rate of the gas, the geometry of the pumping system, the cold surface, the type of sorbent used, the temperature and the gas load. In order to quantify the geometry impact on the measured pumping speed in the molecular flow regime, the Monte Carlo method was applied. To analyse the rarefied gas flow in the TITAN test facility, the general Monte Carlo code MOVAK3D was employed. A series of simulations was performed to determine the conductance of the entire TITAN vacuum structure, to evaluate the capture probability depending on the panel pumping characteristics, to gain an insight into the relative pressure variation within the structure and finally to study the influence of panel arrangement on the TITAN overall pumping performance. (orig.)Available from TIB Hannover: ZA 5141(6074) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman

Tests of dry mechanical forepumps for use in the ITER vacuum pumping system

This report is a description of the design and construction of FORTE (Forepumps Test Facility) which has been built in order to enable testing of the pumping speeds of prototypical mechanical forepumps connected in series, as proposed for the ITER forepump system. Three NORMETEX pumps (1300, 600, 60 m"3/h) and one METAL BELLOWS pump (6m"3/h) have been integrated into the test bench. Measurements of the pumping characteristics were performed, both with the single pumps and with trains of series connected pumps, using the gases N_2, H_2, D_2, He as well as ITER typical gas mixture. The results of the tests are presented. (orig.)Available from TIB Hannover: ZA 5141(5578) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman

Tests on fast heating for the regeneration process of ITER cryopumps

Im Rahmen des 'European Fusion Technology Programme' werden Arbeiten zur Entwicklung einer Primaervakuumpumpe fuer den ITER-Reaktor durchgefuehrt. Weil das in den Pumpen akkumulierte Tritiuminventar begrenzt werden muss, sind kurze Pumpzyklen noetig. Somit ergeben sich fuer die diskontinuierlich arbeitenden Kryopumpen Regenerationszeiten von nur ca. 4 min; davon stehen fuer die Heizung von LHe-Temperatur (4.2 K) auf LN_2-Temperatur (77 K) etwa 60 s zur Verfuegung. In Komponententests wurden dazu schnelle Heiztechniken getestet. Die Versuche fanden in der Anlage TITAN statt. Wie im urspruenglichen Konzept festgelegt, wurde als Testgegenstand ein aus 7 Stroemungskanaelen bestehendes LHe-gekuehltes Panel in 'quilted design' (500 x 350 mm"2) verwendet. Im weiteren Planungsfortschritt ergab sich inzwischen, dass Panels mit weniger Kanaelen ausreichen. Das Testpanel wurde in einer Umgebung bei LN_2-Temperatur eingebaut, die als erste Pumpstufe wirkt. Nach dem Erstellen einer Vorstudie wurden ausfuehrliche Testreihen mit drei verschiedenen Heizverfahren durchgefuehrt. (orig.)Within the framework of the European Fusion Technology Programme, a primary vacuum pump for the ITER reactor is being developed. As the tritium accumulated by the pumps must be limited, short pumping cycles are necessary and as a consequence to that regeneration times of about 4 min only are required by the intermittently working cryopumps; approximately 60 s are available for the heating process from LHe temperature (4.2 K) to LN_2 temperature (77 K). Methods for fast heating were tested in component tests. The heating tests were performed at the TITAN test facility. According to the basic planning, the LHe-cooled panel consisted of seven flow channels in quilted design (500 x 350 mm"2); the detailed planning meanwhile showed that a smaller number of channels per panel will be sufficient. The panel was mounted in a LN_2-cooled rig, which worked as first pumping stage. After having worked out a screening study comprehensive test series with three different heating methods were performed. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(5806) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Irradiation of motors for in-vessel handling equipment

Das Vielgelenkarmsystem (ABS) gehoert zu den moeglichen Komponenten einer Grundausruestung, um Anlagenteile instandhalten zu koennen, die innerhalb des Vakuumgefaesses der NET/ITER Fusionsmaschine angeordnet sind. Infolge der hohen #gamma#-Strahlung und Nachwaerme der aktivierten Komponenten sind das ABS und seine Bauteile Belastungen ausgesetzt, die ihre Lebensdauer einschraenken und wegen ihrer notwendigen Instandhaltung die Verfuegbarkeit der Anlage verringern. Es ist das Ziel von Bestrahlungstests, eine Grundlage zur Verbesserung von strahlungs- und temperaturempfindlichen Fernhantierungskomponenten zu schaffen und somit deren Lebensdauer zu erhoehen. Dies erfolgt durch die Modifikation von Standardkomponenten in Zusammenarbeit mit den Herstellern. Neben Sensoren, Resolvern, elektronischen und optischen Komponenten, die nicht Gegenstand dieses Berichtes sind, zaehlen Motoren und deren Komponenten zu den empfindlichsten Bauteilen. Sie wurden daher in einem ausgedehnten Versuchsprogramm getestet. Die Ergebnisse der Experimente sind in diesem Bericht beschrieben. (orig.)The articulated boom system (ABS) is an optional part of the basic equipment to maintain invessel components of the NET/ITER fusion device during shutdown phases. Due to the high #gamma#-radiation and after-heat of the activated components in-vessel handling equipment is subject of degradation which limits the lifetime of the equipment and thus also its availability due the necessary equipment maintenance. It is the aim of irradiation tests to provide the basis for the qualification of radiation and temperature sensitive equipment components by modification of standard components in collaboration with the suppliers in order to enhance their life expectancy. Besides sensors, resolvers, electronic and optical components which are not subject of this document, motors and related components are the most sensitive elements and were tested in an extensive program. The results of the experiments leading to a motor radiation hard up to 80 MGy-Si at winding temperatures of 250 C are described in this document. (orig.)SIGLEAvailable from FIZ Karlsruhe / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

A nuclear simulation experiment for the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF)

For studying neutronic and nuclear characteristics of the projected International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF), a saturation thick target of natural lithium was irradiated with 40 MeV deuterons from the Karlsruhe Isochronous Cyclotron. The resulting neutron spectrum and yield were measured by multi-foil activation. The production rates of the radionuclides tritium and beryllium-7 in the lithium were also measured. They are (6.85 g #+-# 7%) tritium and (1.85 g #+-# 12%) Be-7 per IFMIF full power year at 40 MeV and 250 mA; these values supersede preliminary results given earlier. Further, samples of two different steels, pure vanadium, and a vanadium alloy were activated in the neutron field, and specific activities of many radionuclides in becquerel per kg of material subsequently determined by gamma spectrometry. The report gives all experimental results together with sufficient experimental details to enable calculations for testing nuclear data. (orig.)Zur Untersuchung von neutronischen und nuklearen Charakteristika der projektierten international fusion materials irradiation facility (IFMIF) wurde ein saettigungsdickes natuerliches Lithiumtarget mit 40-MeV-Deuteronen aus dem Karlsruher Isochronzyklotron bestrahlt. Spektrum und Ausbeute der entsiehenden Neutronen wurden mittels Multifolien-Aktivierung gemessen. Auch die Erzeugungsraten der Radionuklide Tritium und Beryllium-7 im Lithium wurden gemessen. Sie betragen (6.85 g #+-# 12%) Tritium and (1.85 g #+-# 12%) Be-7 pro IFMIF-Volleistungsjahr bei 40 MeV and 250 mA; diese Werte ersetzen frueher angegebene vorlaeufige Ergebnisse. Ausserdem wurden Proben von zwei verschiedenen Staehlen, reinem Vanadium und einer Vanadiumlegierung in dem Neutronenfeld aktiviert und anschliessend durch Gammaspektrometrie spezifische Aktivitaeten vieler Radionuklide in Becquerel pro kg Material bestimmt. Der Bericht enthaelt alle Messergebnisse zusammen mit genuegend experimentellen Einzelheiten, um Vergleichsberechnungen zur Pruefung von Kerndaten zu ermoeglichen. (orig.)SIGLEAvailable from: http://bibliothek.fzk.de/zb/abstracts/6764.htm / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman