Experimente zum Versagen des Dichtkastens für die Materialschleusenverschraubung im Containment des KKW Philippsburg II

Bei der Schwachstellenanalyse zum Containmentversagen unter Innendruck stellte sich die Frage, bei welchem Druck der Dichtkasten, der die Materialschleusenverschraubung im Sicherheitsbehälter abdichtet, versagt. Zur Untersuchung des Dichtkastenversagens wurden Streifenmodelle des Dichtkastenquerschnittes im Maßstab 1:1 als Zugproben angefertigt. Eine Variation der Dichtblechnähte wurde vorgenommen. An 6 Proben wurden die Versagensart und die dabei auftretenden Kräfte und Verformungen ermittelt. Die Arbeit wurde bereits im Jahr 1986 durchgeführt

Overview of thermohydraulic simulations for the development of a helium-cooled divertor

Überblick über die thermohydraulischen Simulationsrechnungen zur Entwicklung eines heliumgekühlten Divertors Am Forschungszentrum Karlsruhe wird ein Divertor für Fusionskraftwerke der Generation nach ITER entwickelt. Ziel ist es, Wärmelasten von mindestens 10 MW/m² bei akzeptablem Druckverlust abzuführen. Ein heliumgekühltes, modulares Konzept mit Prallstrahlkühlung wird vorgeschlagen. Der Entwicklungsprozess wird von strömungsmechanischen Simulationsrechnungen begleitet. Dieser zusammenfassende Bericht gibt einen Überblick über die Simulationsrechnungen und die Validierung der Ergebnisse. Mögliche Fehlerquellen wie z. B. Modellfehler oder numerische Fehler wurden systematisch eliminiert. Eine Netzstudie wurde durchgeführt, um vernetzungsunabhängige Ergebnisse zu erhalten. Schließlich wurden die simulierten Ergebnisse mit experimentellen aus der HEBLO–Anlage verglichen. Die Übereinstimmung, besonders bei den Temperaturwerten war gut. Der Druckverlust wird von den CFD-Programmen um ca. 30 % überschätzt, im Falle des 1:1 Modells um 20 % unterschätzt. Diese Diskrepanz konnte bisher nicht geklärt werden. Global betrachtet zeigen die Ergebnisse die Anwendbarkeit des numerischen Models für Design und Auslegung des HEMJ Divertor-Konzepts, wie auch für andere gasgekühlte Komponenten des Fusionsreaktor

The COMET-L3 experiment on long-term melt - concrete interaction and cooling by surface flooding

民族生态审美叙事的关键是科技隐喻与民族生态隐喻交合互动 ,它在正义性原则指导下可保证民族生存与文化具有可持续生存指标 ,一种吸收变革而不丧失认同性活力的能指 ,从而使人与自然及民族间的交往灵活地进行。进而 ,在科技隐喻与民族生态隐喻等“多重隐喻”的功能交合辐射的过程中 ,人类超越自身而形成把握实在意义的方式与前景 ,最终形成对科技导致的生态危机与民族冲突的超越

HETRA experiment for investigation of heat removal from the first wall of helium-cooled-pebble-bed test blanket module

This paper presents an experimental test section which has been developed at the Institute for Neutron Physics and Reactor Technique in Karlsruhe Institute of Technology for investigations of heat removal from the first wall (FW) of the Helium-Cooled-Pebble-Bed Test Blanket Module (HCPB TBM). The test section named HETRA is attached to HEBLO facility which can provide Helium parameters relevant for HCPB TBM conditions-pressure of 8 MPa and inlet temperature of 300 degrees C. The purpose of planned investigations is to verify numerically found decrease of heat transfer coefficient due to a pronounced asymmetry of heat loads at the first wall of HCPB TBM. This paper describes how HETRA test section has been built: from its design over fabrication to the assembling. The planned measurements are also explained by presentation of a detailed measuring scheme. Finally, the first results concerning experimental and computational determination of pressure losses in HETRA cooling channel are presented