Auf der Grundlage der in Preprint 98-11 dieser Reihe gegebenen Dokumentation des Dateiformats wird hier eine Programmschnittstelle beschrieben, die das Einlesen solcher Gebietsdatenfiles ermöglicht. Die Struktur der internen Datenbasis wird beschrieben.

Auf der Grundlage der in Preprint 98-11 dieser Reihe gegebenen Dokumentation des Dateiformats wird hier eine Programmschnittstelle beschrieben, die das Einlesen solcher Gebietsdatenfiles ermöglicht. Die Struktur der internen Datenbasis wird beschrieben.

Gas-liquid two-phase flows are encountered in different industrial applications such as, chemical reactors, wastewater treatment, oil and gas exploration and nuclear reactors. In nuclear reactors, boiling two-phase flows occur under both normal and accident conditions. For the design and safety operation of nuclear reactors, Computational Fluid Dynamics (CFD) based on the Euler−Euler framework has become a popular tool. However, accurate CFD prediction for a fuel assembly geometry is still a challenge. The reason is that the accuracy of two-phase flow simulations is highly dependent on adequate modelling of phase interactions including interfacial forces (i.e. drag, lift, wall lubrication, turbulent dispersion and virtual mass), bubble-induced turbulence (BIT) and bubble breakup/coalescence. Through the Euler−Euler framework, modelling of these phase interactions is provided by different approaches. These approaches include closure equations, most of which have been determined empirically. These closures are important for the accurate prediction of mean flow profiles, including void fraction and phase velocity distributions. A variety of closure models has been proposed by different researchers. However, it is difficult to differentiate them and make an appropriate choice for a particular problem without knowing their predictive properties in detail. While an extensive number of models have been developed and have meanwhile been well validated for simple pipe and column geometries, there is yet limited analysis and qualification for more complex three-dimensional flow domains. One reason for this is the lack of suitable experimental validation data. In addition, it is important to mention that most of the available models were generally obtained considering laminar or low turbulence conditions. Therefore, it is necessary to further investigate the modelling capabilities for two-phase flows with flow complexity/high turbulence as they occur in nuclear reactors. For this purpose, additional validations are required in the CFD modelling of two-phase flows. However, studies on the capabilities of two-phase flow models directly for rod bundles are very complicated and time-consuming. Hence, a capability analysis of the models for the three main phenomena, i.e. breakup/coalescence, drag and turbulence, was first carried out for the case of a semi-obstructed pipe under adiabatic flow conditions. The results were validated using the experimental data obtained by Neumann-Kipping (2022) on the void fraction, mean bubble diameter, bubble size distribution, liquid velocity and gas velocity for two different turbulence conditions. Subsequently, experiments were conducted in a 3 x 3 rod bundle with a spacer and vanes using X-ray computed tomography (CT), which provides high quality void data without disturbing the flow. The effects of different mass and heat fluxes on the void fraction and its distribution downstream of the spacer were analyzed. In addition, the effects of different vane angles on the distribution of the void fraction were discussed. Furthermore, an experimental database was obtained in a rod bundle with a spacer under different flow conditions to validate the numerical modelling. Finally, the improved CFD model obtained from the semi-obstructed pipe geometry was applied to the 3 x 3 rod bundle geometry under two different turbulence conditions. The numerical results were compared with the X-ray CT data on the void fraction. / Gas-Flüssig-Zweiphasenströmungen kommen in verschiedenen industriellen Anwendungen wie Blasensäulen, Rührkesseln und Kernreaktoren vor. In Kernreaktoren treten siedende Zweiphasenströmungen sowohl unter Normal- als auch unter Störfallbedingungen auf. Für die Auslegung und den sicheren Betrieb von Kernreaktoren ist die numerische Strömungsmechanik (engl. Computational Fluid Dynamics, CFD) auf der Grundlage des Euler−Euler-Konzepts zu einem wichtigen Instrument geworden. Eine genaue CFD-Vorhersage für eine Brennelementgeometrie ist jedoch nach wie vor eine Herausforderung. Der Grund dafür ist, dass die Genauigkeit von Zweiphasenströmungssimulationen in hohem Maße von einer genauen Modellierung der Phasenwechselwirkungen abhängt, einschließlich der Grenzflächenkräfte (d. h. Widerstand, Lift, Wand, turbulente Dispersion und virtuelle Masse), der blaseninduzierten Turbulenz (BIT) und des Aufbrechens/Koaleszierens von Blasen. Durch den Euler−Euler-Rahmen wird die Modellierung dieser Phasenwechselwirkungen durch verschiedene Ansätze ermöglicht. Zu diesen Ansätzen gehören Schließungsgleichungen, von denen die meisten empirisch ermittelt wurden. Diese Schließungsgleichungen sind wichtig für die genaue Vorhersage von mittleren Strömungsprofilen, einschließlich Gasgehalt und Phasengeschwindigkeitsverteilungen. Es gibt eine Vielzahl von Schließungsmodellen, die von verschiedenen Forschern innerhalb ihrer experimentellen Bereiche vorgeschlagen wurden. Es ist jedoch schwierig, sie zu unterscheiden und eine geeignete Wahl für ein bestimmtes Problem zu treffen, ohne ihre Vorhersageeigenschaften im Detail zu kennen. Während für einfache Rohr- und Säulengeometrien eine große Anzahl von Modellen entwickelt und inzwischen gut validiert wurde, gibt es für komplexere dreidimensionale Strömungsgebiete noch wenig Analyse und Qualifizierung. Ein Grund dafür ist der Mangel an geeigneten experimentellen Validierungsdaten. Darüber hinaus ist es wichtig zu erwähnen, dass die meisten der verfügbaren Modelle im Allgemeinen unter laminaren oder geringen Turbulenzbedingungen erstellt wurden. Daher ist es notwendig, die Modellierungsmöglichkeiten für Zweiphasenströmungen mit komplexer Strömung/hoher Turbulenz, wie sie in Kernreaktoren auftreten, weiter zu untersuchen. Zu diesem Zweck sind zusätzliche Validierungen bei der CFD-Modellierung von Zweiphasenströmungen erforderlich. Untersuchungen zur Leistungsfähigkeit von Zweiphasenströmungsmodellen direkt für Stabbündel sind jedoch sehr kompliziert und zeitaufwändig. Daher wurde zunächst eine Fähigkeitsanalyse der Modelle für die drei Hauptphänomene, d. h. Aufbrechen/Koaleszenz, Widerstand und Turbulenz, für den Fall eines halbgeschlossenen Rohrs unter adiabatischen Strömungsbedingungen durchgeführt. Die Ergebnisse wurden anhand der von Neumann-Kipping (2022) gewonnenen experimentellen Daten über den Gasgehalt, den mittleren Blasendurchmesser, die Blasengrößenverteilung, die Flüssigkeitsgeschwindigkeit und die Gasgeschwindigkeit für zwei verschiedene Turbulenzbedingungen validiert. Anschließend wurden Experimente in einem 3 x 3-Stabbündel mit einem Abstandshalter und Fahnen unter Verwendung der Röntgen-Computertomographie (CT) durchgeführt, die qualitativ hochwertige Gasgehaltdaten liefert, ohne die Strömung zu stören. Die Auswirkungen unterschiedlicher Massen- und Wärmeströme auf den Gasgehalt und seine Verteilung stromabwärts des Abstandshalters wurden analysiert. Außerdem wurden die Auswirkungen verschiedener Fahnenwinkel auf die Verteilung des Gasgehaltes diskutiert. Darüber hinaus wurde eine experimentelle Datenbasis in einem Stabbündel mit einem Abstandshalter unter verschiedenen Strömungsbedingungen gewonnen, um die numerische Modellierung zu validieren. Schließlich wurde das verbesserte CFD-Modell, das aus der halbgeschlossenen Rohrgeometrie gewonnen wurde, auf die 3 x 3 Stabbündelgeometrie bei zwei verschiedenen Turbulenzbedingungen angewendet. Die numerischen Ergebnisse wurden mit den Röntgen-CT-Daten für den Gasgehalt verglichen.

Das THEREDA-Journal ist die Zeitschrift zur „Thermodynamischen Referenz-Datenbasis“ (THEREDA). Die Datenbasis erlaubt in Verbindung mit geeigneten Programmen die Berechnung von Löslichkeiten und Mineralumwandlungen in wässrigen Elektrolytlösungen bis zu hohen Konzentrationen. Im Mittelpunkt der Arbeit stehen geochemische Randbedingungen, wie sie für die Bewertung von Nah- und Fernfeldprozessen in verschiedenen Gesteinsformationen, welche als potenzielle Endlager für radioaktive Abfälle in der Diskussion stehen, relevant sind. THEREDA stellt derzeit für das Wirtsgestein Salz die weltweit einzige polytherme Datenbasis dar. Sie wird mit dem Stand von Wissenschaft und Technik kontinuierlich von etablierten Forschungsinstitutionen, welche auf dem Gebiet der Endlagerung von radioaktiven Abfällen bzw. den potenziellen Wirtsgesteinen arbeiten, weiterentwickelt. Das THEREDA-Journal beinhaltet Beiträge zu Datensituation und Datenbestand, Neuanpassungen, Weiterentwicklungen sowie auch Bewertungen zur Anwendbarkeit. Alle Beiträge durchlaufen einen Review-Prozess innerhalb des THEREDA-Verbundes. Auch Gastbeiträge externer THEREDA-Nutzer sind willkommen. Die Datenbasis ist frei zugänglich unter www.thereda.de.