Verweilzeitverteilungen werden zur Charakterisierung verfahrenstechnischer und speziell reaktionstechnischer Prozesse herangezogen. In dispersen Systemen existiert für jede Phase eine Verweilzeitverteilung, die sich stark voneinander unterscheiden können. Verweilzeitverteilungen werden häufig auf der Basis des Dispersionsmodells oder mittels einer Rührkesselkaskade beschrieben, wobei die Anpassung nicht immer gut ist. Deshalb werden zunächst halbempirische Gleichungen vorgestellt, die mittels charakteristischen Parametern (mittlere, minimale, maximale Verweilzeit; Exponent) eine flexible Nachbildung erlauben. Die Brauchbarkeit dieser Gleichungen wird für fluide und disperse Phase anhand der Nachrechnung veröffentlichter Verweilzeitverteilungskurven in unterschiedlichen Apparaten nachgewiesen, wobei auch ein Vergleich mit den Ergebnissen anderer Modelle erfolgt. Unter der Annahme einer stationären Sinkgeschwindigkeit gelingt für stark vereinfachte Fälle die Ableitung analytischer Ausdrücke für die Verweilzeitverteilung der dispersen Phase. Realere Fälle werden mit dem stochastischen Modell ZEMP (Zellenmodell mit Platzerwechselwahrscheinlichkeit), das um die Einbeziehung der Relativgeschwindigkeit der Partikeln erweitert wurde, erfasst. Dadurch wird es möglich, den Einfluss des Dispersionskoeffizienten, der Zugabeart, des Geschwindigkeitsprofils und des Vorliegens von Eigenschaftsverteilungen auf die Verweilzeitverteilung separat auszuweisen. Für das sich entwickelnde Geschwindigkeitsprofil des laminar durchströmten Rohrs und Kanals werden Gleichungen aufgestellt, in die die Werte von Literaturen eingingen. Damit wird der Einfluss der Einlaufstrecke auf die sich ausbildende Verweilzeitverteilung ermittelt.

Accident conditions involving significant core degradation are termed severe accidents /IAEA: NS-G-2.15/. Despite the low probability of occurrence of such events, the investigation of severe accident scenarios is an important part of the nuclear safety research. Considering a hypothetical core melt down scenario in a VVER-1000 light water reactor, the early in-vessel phase focusing on the thermal-hydraulic phenomena, and the late in-vessel phase focusing on the melt relocation into the reactor pressure vessel (RPV) lower head, are investigated. The objective of this work is the assessment of severe accident management procedures for VVER-1000 reactors, i.e. the estimation of the maximum period of time available for taking appropriate measures and particular decisions by the plant personnel. During high pressure severe accident sequences it is of prime importance to depressurize the primary circuit in order to allow for effective injection from the emergency core cooling systems and to avoid reactor pressure vessel failure at high pressure that could cause direct containment heating and subsequent challenge to the containment structure. Therefore different accident management measures were investigated for the in-vessel phase of a hypothetical station blackout accident using the severe accident code ASTEC, the mechanistic code ATHLET and the multi-purpose code system ANSYS. The analyses performed on the PHEBUS ISP-46 experiment, as well as simulations of small break loss of coolant accident and station blackout scenarios were used to contribute to the validation and improvement of the integral severe accident code ASTEC. Investigations on the applicability and the effectiveness of accident management procedures in the preventive domain, as well as detailed analyses on the thermal-hydraulic phenomena during the early in-vessel phase of a station blackout accident have been performed with the mechanistic code ATHLET. The results of the simulations show, that the effectiveness of the procedures strongly depends on the ability of the passive safety systems to inject as much water as possible into the reactor coolant system. The results on the early in-vessel phase have shown potentially delayed RPV failure by depressurization of the primary side, as slowing the core damage gives more time and different possibilities for operator interventions to recover systems and to mitigate or terminate the accident. The ANSYS model for the description of the molten pool behaviour in the RPV lower plenum has been extended by a model considering a stratified molten pool configuration. Two different pool configurations were analysed: homogeneous and segregated. The possible failure modes of the RPV and the time to failure were investigated to assess the possible loadings on the containment. The main treated issues are: the temperature field within the corium pool and the RPV and the structure-mechanical behaviour of the vessel wall. The results of the ASTEC calculations of the melt pool configuration were applied as initial conditions for the ANSYS simulations, allowing a more detailed and more accurate modelling of the thermal and mechanical behaviour of the core melt and the RPV wall. Moreover, for the late in-vessel phase, retention of the corium in the RPV was investigated presuming external cooling of the vessel wall as mitigative severe accident management measure. The study was based on the finite element computer code ANSYS. The highest thermomechanical loads are observed in the transition zone between the elliptical and the vertical vessel wall for homogeneous pool and in the vertical part of the vessel wall, which is in contact with the molten metal in case of sub-oxidized pool. Assuming external flooding will retain the corium within the RPV. Without flooding, the vessel wall will fail, as the necessary temperature for a balanced heat release from the external surface via radiation is near to or above the melting point of the steel.

Verweilzeitverteilungen werden zur Charakterisierung verfahrenstechnischer und speziell reaktionstechnischer Prozesse herangezogen. In dispersen Systemen existiert für jede Phase eine Verweilzeitverteilung, die sich stark voneinander unterscheiden können. Verweilzeitverteilungen werden häufig auf der Basis des Dispersionsmodells oder mittels einer Rührkesselkaskade beschrieben, wobei die Anpassung nicht immer gut ist. Deshalb werden zunächst halbempirische Gleichungen vorgestellt, die mittels charakteristischen Parametern (mittlere, minimale, maximale Verweilzeit; Exponent) eine flexible Nachbildung erlauben. Die Brauchbarkeit dieser Gleichungen wird für fluide und disperse Phase anhand der Nachrechnung veröffentlichter Verweilzeitverteilungskurven in unterschiedlichen Apparaten nachgewiesen, wobei auch ein Vergleich mit den Ergebnissen anderer Modelle erfolgt. Unter der Annahme einer stationären Sinkgeschwindigkeit gelingt für stark vereinfachte Fälle die Ableitung analytischer Ausdrücke für die Verweilzeitverteilung der dispersen Phase. Realere Fälle werden mit dem stochastischen Modell ZEMP (Zellenmodell mit Platzerwechselwahrscheinlichkeit), das um die Einbeziehung der Relativgeschwindigkeit der Partikeln erweitert wurde, erfasst. Dadurch wird es möglich, den Einfluss des Dispersionskoeffizienten, der Zugabeart, des Geschwindigkeitsprofils und des Vorliegens von Eigenschaftsverteilungen auf die Verweilzeitverteilung separat auszuweisen. Für das sich entwickelnde Geschwindigkeitsprofil des laminar durchströmten Rohrs und Kanals werden Gleichungen aufgestellt, in die die Werte von Literaturen eingingen. Damit wird der Einfluss der Einlaufstrecke auf die sich ausbildende Verweilzeitverteilung ermittelt.

Accident conditions involving significant core degradation are termed severe accidents /IAEA: NS-G-2.15/. Despite the low probability of occurrence of such events, the investigation of severe accident scenarios is an important part of the nuclear safety research. Considering a hypothetical core melt down scenario in a VVER-1000 light water reactor, the early in-vessel phase focusing on the thermal-hydraulic phenomena, and the late in-vessel phase focusing on the melt relocation into the reactor pressure vessel (RPV) lower head, are investigated. The objective of this work is the assessment of severe accident management procedures for VVER-1000 reactors, i.e. the estimation of the maximum period of time available for taking appropriate measures and particular decisions by the plant personnel. During high pressure severe accident sequences it is of prime importance to depressurize the primary circuit in order to allow for effective injection from the emergency core cooling systems and to avoid reactor pressure vessel failure at high pressure that could cause direct containment heating and subsequent challenge to the containment structure. Therefore different accident management measures were investigated for the in-vessel phase of a hypothetical station blackout accident using the severe accident code ASTEC, the mechanistic code ATHLET and the multi-purpose code system ANSYS. The analyses performed on the PHEBUS ISP-46 experiment, as well as simulations of small break loss of coolant accident and station blackout scenarios were used to contribute to the validation and improvement of the integral severe accident code ASTEC. Investigations on the applicability and the effectiveness of accident management procedures in the preventive domain, as well as detailed analyses on the thermal-hydraulic phenomena during the early in-vessel phase of a station blackout accident have been performed with the mechanistic code ATHLET. The results of the simulations show, that the effectiveness of the procedures strongly depends on the ability of the passive safety systems to inject as much water as possible into the reactor coolant system. The results on the early in-vessel phase have shown potentially delayed RPV failure by depressurization of the primary side, as slowing the core damage gives more time and different possibilities for operator interventions to recover systems and to mitigate or terminate the accident. The ANSYS model for the description of the molten pool behaviour in the RPV lower plenum has been extended by a model considering a stratified molten pool configuration. Two different pool configurations were analysed: homogeneous and segregated. The possible failure modes of the RPV and the time to failure were investigated to assess the possible loadings on the containment. The main treated issues are: the temperature field within the corium pool and the RPV and the structure-mechanical behaviour of the vessel wall. The results of the ASTEC calculations of the melt pool configuration were applied as initial conditions for the ANSYS simulations, allowing a more detailed and more accurate modelling of the thermal and mechanical behaviour of the core melt and the RPV wall. Moreover, for the late in-vessel phase, retention of the corium in the RPV was investigated presuming external cooling of the vessel wall as mitigative severe accident management measure. The study was based on the finite element computer code ANSYS. The highest thermomechanical loads are observed in the transition zone between the elliptical and the vertical vessel wall for homogeneous pool and in the vertical part of the vessel wall, which is in contact with the molten metal in case of sub-oxidized pool. Assuming external flooding will retain the corium within the RPV. Without flooding, the vessel wall will fail, as the necessary temperature for a balanced heat release from the external surface via radiation is near to or above the melting point of the steel.

Das Ziel der vorliegenden Arbeit ist es, in Hinsicht auf Folgereaktion das Verhalten der auf der Basis der mathematischen Bilanzgleichungen abgeleiteten Modelle der verschiedenen Reaktortypen systematisch zu untersuchen. Dabei können die bei betrachteten Reaktoren zu berücksichtigenden Einflussgrößen folgendermaßen charakterisiert werden: Bezüglich der thermischen Betrachtungsweise im Rohrreaktor werden die isotherme, adiabate und polytrope Reaktionsführung vorausgesetzt. Bei der Betrachtung des Geschwindigkeitsfelds im Strömungsreaktor werden laminare Strömung und Pfropfenströmung ausgewählt. Zur Bestimmung der Reaktionsgeschwindigkeitskonstante kommt neben dem Arrhenius-Ansatz auch ein von Temperatur linear abhängiger Geschwindigkeitskonstantenansatz zur Anwendung. Variiert werden Reaktionssystem, Geometrie und Betriebsbedingungen. Da hinsichtlich einer Folgereaktion in der Literatur bereits Modelle für die nichtisothermen Rohrreaktoren, die meist numerischen zu lösen sind, existieren, sollte vor allem die Frage geklärt werden, ob mit neuen analytischen Modellen weitere sinnvolle Zugänge möglich sind. Um die Güte mathematischer Modelle hinsichtlich der Wiedergabe experimenteller Werte beurteilen zu können, soll zunächst eine diesbezügliche Validierung mitbetrachtet werden. Außerdem lassen sich so auch die verwendeten numerischen Methoden basierend auf dem kommerziellen Berechnungsprogramm MATLAB testen. Danach werden die besprochenen Modelle unter Berücksichtigung der oben vorgegeben Prozessvariablen ausgewertet, wobei es sich im Wesentlichen um die optimale Reaktorlänge und die maximal erzielbare Konzentration der Reaktionskomponente B beim Ablauf einer Folgereaktion in einem Strömungsreaktor handelt. Anschließend werden die Relationen zwischen den auf idealen Betriebszuständen basierenden einfachen Modellen und den für realen Reaktortypen abgeleiteten komplizierten Modellen ermittelt. Da es oft schwierig ist, sich an ideale Betriebsbedingungen in der Technik anzunähern, dienen die in dieser Arbeit basierend auf sowohl analytischen als auch numerischen Lösungen untersuchten realeren Prozesse dazu, die Auslegung eines chemischen Reaktors zu unterstützen. Dabei sind die wichtigen Betriebsparameter zu identifizieren und das Betriebsregime zu optimieren.

Das Ziel der vorliegenden Arbeit ist es, in Hinsicht auf Folgereaktion das Verhalten der auf der Basis der mathematischen Bilanzgleichungen abgeleiteten Modelle der verschiedenen Reaktortypen systematisch zu untersuchen. Dabei können die bei betrachteten Reaktoren zu berücksichtigenden Einflussgrößen folgendermaßen charakterisiert werden: Bezüglich der thermischen Betrachtungsweise im Rohrreaktor werden die isotherme, adiabate und polytrope Reaktionsführung vorausgesetzt. Bei der Betrachtung des Geschwindigkeitsfelds im Strömungsreaktor werden laminare Strömung und Pfropfenströmung ausgewählt. Zur Bestimmung der Reaktionsgeschwindigkeitskonstante kommt neben dem Arrhenius-Ansatz auch ein von Temperatur linear abhängiger Geschwindigkeitskonstantenansatz zur Anwendung. Variiert werden Reaktionssystem, Geometrie und Betriebsbedingungen. Da hinsichtlich einer Folgereaktion in der Literatur bereits Modelle für die nichtisothermen Rohrreaktoren, die meist numerischen zu lösen sind, existieren, sollte vor allem die Frage geklärt werden, ob mit neuen analytischen Modellen weitere sinnvolle Zugänge möglich sind. Um die Güte mathematischer Modelle hinsichtlich der Wiedergabe experimenteller Werte beurteilen zu können, soll zunächst eine diesbezügliche Validierung mitbetrachtet werden. Außerdem lassen sich so auch die verwendeten numerischen Methoden basierend auf dem kommerziellen Berechnungsprogramm MATLAB testen. Danach werden die besprochenen Modelle unter Berücksichtigung der oben vorgegeben Prozessvariablen ausgewertet, wobei es sich im Wesentlichen um die optimale Reaktorlänge und die maximal erzielbare Konzentration der Reaktionskomponente B beim Ablauf einer Folgereaktion in einem Strömungsreaktor handelt. Anschließend werden die Relationen zwischen den auf idealen Betriebszuständen basierenden einfachen Modellen und den für realen Reaktortypen abgeleiteten komplizierten Modellen ermittelt. Da es oft schwierig ist, sich an ideale Betriebsbedingungen in der Technik anzunähern, dienen die in dieser Arbeit basierend auf sowohl analytischen als auch numerischen Lösungen untersuchten realeren Prozesse dazu, die Auslegung eines chemischen Reaktors zu unterstützen. Dabei sind die wichtigen Betriebsparameter zu identifizieren und das Betriebsregime zu optimieren.