Verbundprojekt: CHF und Post-CHF Wärmeübergang unter sehr hohen Drücken (CPC- HD); Teilprojekt: Modellierung und experimentelle Analysen zu Dry-Out und Wärmeübergang nahe des kritischen Drucks (MEADOW)

Abstract

Derzeitiger Stand von Wissenschaft und Technik: Für CHF- und Post-CHF-Phänomene bei hohen Drücken bestanden Daten- und Wissenslücken, insbesondere für Sicherheitsbewertungen innovativer nuklearer Systeme mit Fluiden in der Nähe des kritischen Punktes.

Begründung/Zielsetzung der Untersuchung: Ziel war die experimentelle und numerische Untersuchung von CHF und Post-CHF zur Verbesserung von Vorhersagemodellen sowie zum Ausbau sicherheitstechnischer Kompetenz und zur Grundlagenforschung.

Methode: Experimentelle Untersuchungen verschiedener Einflussgrößen (Druck, Massenstromdichte, Temperatur, Leistung…) auf CHF/Post-CHF, Aufbau einer Datenbank sowie Entwicklung und Validierung numerischer Modelle.

Ergebnis: Umfangreiche Datengrundlage, verbesserte und validierte CHF-Modelle sowie die Entwicklung einer Dryout-Korrelation mit Implementierung in den Systemcode ATHLET.

Schlussfolgerung/Anwendungsmöglichkeiten: Die Ergebnisse verbessern Sicherheitsbewertungen innovativer Reaktorkonzepte, unterstützen Forschung und Ausbildung und stärken die nukleare Sicherheitskompetenz national und international. Bezüglich der wissenschaftlichen Anschlussfähigkeit wurde bereits die Projektskizze eingereicht.

Current State of the art: There were gaps in data and knowledge regarding CHF and post-CHF phenomena at high pressures, particularly for safety assessments of innovative nuclear systems using fluids near the critical point.

Rationale/Objective of the Study: The objective was the experimental and numerical investigation of CHF and post-CHF to improve prediction models, expand safety engineering expertise, and conduct fundamental research.

Method: Experimental investigations of various influencing factors (pressure, mass flow rate, temperature, power, etc.) on CHF/post-CHF, creation of a database, and development and validation of numerical models.

Results: An extensive data set, improved and validated CHF models, and the development of a dryout correlation implemented in the ATHLET system code.

Conclusion/Potential Applications: The results improve safety assessments of innovative reactor designs, support research and education, and strengthen nuclear safety expertise both nationally and internationally. A project proposal has already been submitted regarding potential follow-up research.