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The aim of the present paper is to describe and analyze the professional activity of women in the university system. An analysis of this sector of population will be performed in order to determine their position in both, figures and percentages, for those working in Spanish universities. Finally, the study focuses in female faculty members by bringing data related to their distribution by Autonomous Communities, positions, age range, areas of knowledge, difficulties and leadership patterns, as well as their contribution to their Institution’s development in directing and managing the different areas of the universities.

Mit der fortschreitenden Entwicklung wasserstoffbasierter Energiesysteme geht die Notwendigkeit einher, die neuen Technologiekonzepte hinsichtlich deren Sicherheit zu analysieren und zu bewerten. Ziel des vorliegenden Papers ist daher zunächst die Beschreibung des aktuellen Standes zur Sicherheitsforschung für wasserstoffbasierte Energiesysteme. Die durchgeführte Literaturauswertung erfolgte mit den Schwerpunkten Analyseziele, Anwendungsbereiche und angewendete Methoden. Durch Unterschiede hinsichtlich dieser Schwerpunkte in der herangezogenen Literatur ist die Vergleichbarkeit und Verknüpfung der Ergebnisse erschwert. Zusätzlich liefern die ausgewerteten Studien gegensätzliche Schlussfolgerungen zur Bewertung der Sicherheit von wasserstoffbasierten Systemen. Eine beispielhafte Gegenüberstellung der Analyse eines Einzelsystems zu der Analyse eines Gesamtsystems verdeutlich darüber hinaus die Notwendigkeit für ganzheitliche Analysen in der Wertschöpfungskette von Wasserstoff. Ein einheitliches Fazit zur Sicherheit wasserstoffbasierter Energiesysteme ist anhand der ausgewerteten Studien aufgrund der großen Unsicherheiten und der Widersprüchlichkeiten in den Ergebnissen der Analysen aktuell nicht möglich. Hierfür sind weiterführende Arbeiten erforderlich. The progressive development of hydrogen-based energy systems is accompanied by the need to analyse and evaluate new technology concepts in terms of their safety. Therefore, the aim of this paper is therefore to describe the current state of the safety research for hydrogen-based energy systems. The literature analysis was carried out with a focus on analysis goals, areas of application and applied methods. Differences with regard to these focuses in the cited literature make it difficult to compare and link the results. In addition, the evaluated studies provide contradictory conclusions for the evaluation of the safety of hydrogen-based systems. In an exemplary comparison of the analysis of an individual system with the analysis of an overall system, the need for holistic analyses in the hydrogen value chain is further illustrated. A consistent conclusion on the safety of hydrogen-based energy systems is currently not possible on the basis of the analysed studies due to the large uncertainties and the contradictions in the results of the analyses. Consequently, further work is required. A consistent conclusion on the safety of hydrogen-based energy systems is currently not possible on the basis of the analysed studies due to the large uncertainties and the contradictions in the results of the analyses. Consequently, further work is required.

Konfrontiert mit kontinuierlich wachsender Nachfrage nach preiswertem Wohnraum, begann die Regierung Kolumbiens in den 1980er Jahren mit einer neuen privatisierten Wohnungsbaupolitik, die Hauseigentümerschaft ermöglichen und fördern soll. Dazu wurden staatliche Subventionen und spezielle Hypotheken für die unteren Einkommensklassen geschaffen, sowie Preislimits und Steuerfreiabkommen für die privaten Baufirmen eingeführt. Besonders seit der Baukrise zu Beginn des Jahrtausends setzen private Konstruktionsfirmen auf den sozialen Wohnungsbau. Seitdem entstehen massenweise großflächige, standardisierte Wohnsiedlungen an den Rändern Bogotás. Bewohner_innen sind Niedrigverdiener_innen, die zuvor in informellen Siedlungen lebten. Für die staatlich subventionierten Hypotheken, mit denen sie sich einkaufen, müssen Käufer_innen ein festes Arbeitsverhältnis nachweisen, was die Hälfte der kolumbianischen Bevölkerung ausschließt. Basierend auf mit diversen Forschungsmethoden in neun verschiedenen Sozialwohnungsbaugebieten erhobenen Daten, analysieren wir in diesem Artikel die gegenwärtige Wohnungsbaupolitik Kolumbiens und ihre Folgen. Wir argumentieren, dass die neue Politik tatsächlich mehr Menschen Zugang zu Eigentumswohnungen verschafft. Gleichzeitig zeigen wir, dass ohne weiterreichende soziale Reformen die Gefahr besteht, dass sich die isoliert liegenden Wohnsiedlungen in urbane Ghettos verwandeln, die ihre Bewohner_innen weiterhin stigmatisieren. Zugang zu Bildung, Jobs, Kultur und anderen urbanen Ressourcen ist notwendig, um langfristige soziale Mobilität zu ermöglichen bzw. zu garantieren.

Der stetige Ausbau von Wind- und Solarenergie in Deutschland erfordert effiziente Technologien zur räumlich-zeitlichen Flexibilisierung des Energieversorgungssystems. Infolge der Netzeinbindung fluktuierender Energien ergeben sich grundlegend neue Anforderungen an die bestehende, grundlastbasierte Energiewirtschaft und deren Infrastruktur. Technologien zur direkten Speicherung von Elektroenergie in relevanten Größenordnungen scheitern derzeit aus verschiedenen Gründen, bspw. der Standort-Limitierung von Pumpspeicherkraftwerken oder der Kostenineffizienz von Batterien. Im Rahmen des Verbundforschungsvorhabens „DELTA“ (EF-RE-Förderkennzeichen: 100240618) wird ein frei skalierbarer, dezentral einsetzbarer, modular aufgebauter, wirtschaftlich attraktiver und technisch flexibler Demonstrator zur chemischen Langzeitspeicherung von Elektroenergie (Power-to-Liquid) entwickelt und erprobt. Strom wird einem tubularen, protonenleitenden Dampf-Elektrolyseur zur Erzeugung von hochreinem Wasserstoff zugeführt. Dieser wird direkt unter stofflicher Verwertung von CO2 einer integrierten, heterogen katalysierten Methanolsynthese unterzogen. Durch die Kopplung stationärer CO2-Emittenten und -Verbraucher wird CO2 in einem geschlossenen Kreislauf nutzbar. Flüssige Kohlenwasserstoffe finden sektorübergreifend sowohl als synthetische Kraftstoffe als auch als Grundstoffe für weitere chemische Produkte oder zur Rückverstromung Verwendung und stellen somit eine interessante Wertschöpfungsalternative innerhalb der Chemie- und Energiewirtschaft dar. Die hohe Systemintegration innerhalb des Demonstrators ermöglicht eine energetisch optimierte Prozessführung sowie ein effizientes Energie- und Stoffstrom-Management, weshalb sich das Reaktorsystem durch geringe Energieverluste, hohe Systemwirkungsgrade, Kosteneffizienz und eine hohe Zuverlässigkeit sowie Lastwechselfähigkeit auszeichnet. Der Demonstrator stellt in einer späteren technischen Anwendung ein Basismodul dar, welches mit weiteren Modulen zu einer flexiblen Gesamtanlage verschaltet werden kann. Im Rahmen der Präsentation soll das grundlegende Anlagenkonzept sowie die ersten Ergebnisse des Basic Engineerings und der rechnergestützten Modellierung und Simulation vorgestellt werden.

Das Kompetenzzentrum Ost für Kerntechnik ist ein regionaler Zusammenschluss der kerntechnischen Einrichtungen mit dem Ziel, die kerntechnische, strahlentechnische und radiochemische Ausbildung an den sächsischen Ausbildungseinrichtungen wie bspw. der TU Dresden und der Hochschule Zittau/Görlitz zu erhalten und möglichst weiter zu entwickeln. Damit einhergehend werden für Lehre und Forschung Versuchseinrichtungen und andere Forschungsinfrastrukturen der Partner gemeinsam genutzt. Das Kompetenzzentrum Ost für Kerntechnik hat sich die Sicherung des akademisch gebildeten Fachkräftenachwuchses in Universitäten, Hochschulen, Instituten, bei Kernkraftwerksbetreibern und -herstellern sowie in Behörden und Gutachtern zum obersten Ziel gemacht. Dazu werden die einschlägigen Anstrengungen der Mitgliedsorganisationen durch die Vertreter der einzelnen Unternehmen des Kompetenzzentrums koordiniert, um für effizienten Wissenstransfer und Kompetenzerhalt Sorge zu tragen. Durch den politischen Beschluss bezüglich des Umbaus des Energieversorgungssystems in Deutschland und den damit verbundenen Entscheidungen zur Beendigung der Stromerzeugung aus Kernenergie bis Ende 2022 hat auch für die Mitglieder des Kompetenzzentrums Ost eine Zäsur im Bereich Lehre und Forschung zur Folge. Neben einer deutlichen Reduzierung der Forschungsförderung seitens der Industrie schlägt sich das auch in sinkenden Studenten- und Doktorandenzahlen nieder. Im Vortrag werden die aktuellen Lehr- und Forschungsaktivitäten der Mitglieder des Kompetenzzentrums Ost mit besonderem Augenmerk auf die gemeinsam bearbeiteten Projekte vorgestellt und Perspektiven zukünftigen Wirkens aufgezeigt.

Einleitung und Fragestellung: Die rheumatoide Arthritis (RA) ist mit einer Prävalenz von 1% in Westeuropa und in den USA die häufigste entzündlich rheumatische Erkrankung des Erwachsenenalters. Durch den Einsatz moderner Basistherapeutika konnte in den letzten Jahren eine allgemeine[for full text, please go to the a.m. URL], GMDS 2014; 59. Jahrestagung der Deutschen Gesellschaft für Medizinische Informatik, Biometrie und Epidemiologie e.V. (GMDS)

Hintergrund: Mit einer Prävalenz von etwa 1 % ist die rheumatoide Arthritis (RA) die häufigste entzündlich-rheumatische Erkrankung des Erwachsenenalters. Häufig müssen sich die Patienten während des Krankheitsverlaufes orthopädischen Eingriffen unterziehen. Rund[for full text, please go to the a.m. URL], 12. Deutscher Kongress für Versorgungsforschung

Die Analyse der Reaktivitätswirksamkeit der Boreinspeisung am SWR erfolgt im Rahmen einer sich im Abschluss befindlichen Dissertation an der Technischen Universität Dresden. Die Finanzierung dieses Vorhabens nahm Vattenfall Europe Nuclear Energy (VENE) GmbH über den Kompetenzverbund Kerntechnik wahr. Innerhalb dieses Projektes wurde die Flüchtigkeit des Bors aus Boratlösungen in Abhängigkeit der Einflussgrößen Borkonzentration, Temperatur, pH-Wert und Volumendampfgehalt aus Zweiphasenströmungen experimentell bestimmt. Aus den Messwerten erfolgte die Ableitung empirischer Funktionen, welche für Simulationsrechnungen mit System-Codes und einfache Abschätzungen nutzbar sind [BoB08].

Titelblatt und Inhaltsverzeichnis Einleitung Material und Methoden Ergebnisse Diskussion Zusammenfassung Summary Literaturverzeichnis Anhang, Danksagung Eidesstattliche Erklärung, Ziel dieser Arbeit war die Untersuchung der Ursachen, die zum Verlust der Spezifität der tumorzell- und gewebespezifischen Promotoren (ttsP) nach deren Integration in ein Adenovirusgenom führen und in welcher Form dadurch die Virusreplikation beeinflusst wird. Basierend auf dem Nachweis der unterschiedlichen Einwirkung viraler und nicht viraler Faktoren, konnte die Spezifität der Virusreplikation optimiert werden. Weiterhin erwies sich die Entwicklung eines replikationsdefizienten Adenovirus (rdAdV), welches durch zusätzliche Insertion eines proapoptotischen Dox-regulierbaren Gens Tumortoxizität erzielte, als vielversprechender Strategieansatz für die Tumortherapie. 1\. Nach dem Einsatz der ttsP in einem Luciferase- exprimierenden rdAdV zeigten die ttsP im Vergleich mit den entsprechenden zellulären Promotoren eine nur bedingte Zellspezifität (Expression auch in Nicht-Targetzellen). Die folgenden unterschiedlichen Elemente beeinflussten die ttsP-Aktivität: Der sich in der 5´-terminal adenoviral sequence befindliche virale E1A-Enhancer transaktivierte alle vier untersuchten Promotoren (CEA, SPB, Tyr und AFP). Die Insertion von transkriptionalen Regulatorsequenzen in der ttsP-Region führte zum Teil zu einer Veränderung der Promotoraktivität. Einerseits erhöhte ein muriner Tyrosinase-Enhancer (2mE- Tyr-Enhancer) die Tyrosinase-Promotoraktivität, andererseits zeigte ein humaner Tyrosinase-Enhancer (2hE-Tyr-Enhancer) dagegen keine Wirkung. Das [HRE]-Element hemmte die AFP-Promotoraktivität. Diese Unterschiede wirkten sich in gleichem Maße auf die ttsP-AdV-Replikation aus. Durch die unspezifische ttsP-Aktivität exprimierte das bedingt replikationskompetente Adenovirus (Ad5tetO7CEA-E1AΔpRB und Ad5tetO7SPB-E1AΔpRB) das E1A(13S)-Protein in Nicht-Targetzellen. Dieses Protein vermittelte die Transaktivierung der ttsP und führte durch Autoaktivierung zu einer verstärkten E1A(13S)-Expression sowie zu erhöhter Virusreplikation (Abb. 4 1). 2\. Um eine externe Regulation der Transgenexpression im ttsP-AdV zu ermöglichen, wurde das Tetrazyklin- abhängige Genexpressionssystem (Tet-System) eingeführt. Durch dieses System gelang die Steuerung der ttsP-Aktivität sowie die hiervon abhängige ttsP-RRCA- Replikation. Der gleichzeitige Einsatz von Transaktivator (rtTA-M2) und Silencer (tTS) bewirkte die höchsten Regulationsraten des Transgens. Der Doxyzyklin (Dox)-kontrollierte transkriptionale Silencer (tTS) unterdrückte die unspezifische ttsP-Aktivität sowie die E1A(13S)-vermittelte Transaktivierung der ttsP. Dadurch konnte die ttsP-RRCA-Replikation zwar begrenzt, jedoch nicht vollständig blockiert werden. Im Ergebnis bietet die Verwendung des Tet-Systems in der ttsP-RRCA eine nur begrenzte Sicherheit für die Nutzung in der Tumortherapie. 3\. Als weiteren möglichen Therapieansatz wurde die Anwendung des proapoptotischen FasL-Gens in einem Adenovektor getestet. Durch das Dox-induzierbare Tight-Genexpressionssystem (erzielt durch die Veränderung von Spacer-Sequenzen im tetO7-Operon sowie Verkürzung des CMVmin-Promotors vom TRE-Genexpressionsystem) gelang eine optimierte Regulation der FasL-Expression. Der entwickelte replikationsdefizienten Adenovirus Ad5Tight-FasL verursachte nach der Dox-Induktion durch die FasL- Expression eine effektive Apoptose in der Zelllinie HeLa, wobei in nicht induzierten Bedingungen im Gegensatz zum TRE-System keine Apoptose nachzuweisen war. In den Lungenkarzinomzellen H441, BEN und DMS53 gelang der Apoptosenachweis durch die Verwendung von Ad5Tight-FasL. Die Effektivität im Vergleich zu HeLa-Zellen war allerdings 200- bis 400-fache geringer. Insofern besteht eine relative Resistenz der untersuchten Lungenkarzinomzellen gegen FasL-induzierte Apoptose. Die Insertion des FasL-Gens in einen onkolytischen Adenovektor könnte dieses Problem beheben, weil sich durch Virusreplikation die Transgenmenge erhöht. Weiterführende Untersuchungen, die auf den spezifischen Eigenschaften des FasL-exprimierenden onkolytischen Adenovektors basieren, könnten somit die Eignung für die Krebstherapie erweisen., This study aims to analyse the cause of the leaky activity of the tumor- and tissue-specific promoters (ttsPs) after its integration in an adenoviral vector genome and how this affects the viral replication. We demonstrate which impact cause several viral and nonviral factors. Based on these findings, we were able to optimize the specificity of the virus replication. Furthermore the development of an replication deficient adenoviral vector (rdAdV) which express a proapoptotic Dox-controlled gene was proved to be a trend-setting for a new strategy approach in tumor therapy. 1\. By the insertion of the ttsPs (CEA Promoter, SPB Promoter, hTyr2E/P Promoter or [HRE]AFP Promoter) into a luciferase-expressing rdAdV shown the ttsP just a conditional cell specifity (expression also in non target cells) while its endogenous homologue kept the specificity. The analysed elements listed below influenced the ttsP activity: The 5´-terminal adenoviral E1A enhancers fused to the ttsP affected their leakiness. The insertion of transcriptional regulator elements in the ttsP region carried in part to a modification on the promoter activity. On the one hand increased the murine tyrosinase enhancer (2mE-Tyr) the tyrosinase promoter activity, on the other hand didn´t show the human tyrosinase enhancer (2hE-Tyr) any effect. The transcriptional element [HRE] inhibited the AFP promoter activity. All these effects affected to the same degree the ttsP-AdV replication. The restricted replication competent adenovirus (Ad5tetO7CEA- E1AΔpRB and Ad5tetO7SPB-E1AΔpRB) expressed through the leaky ttsP activity the E1A(13S) protein. This protein mediate the transactivation of the ttsP and induce via autoactivation feedback loop an increased E1A(13S) expression and virus replication. 2\. Based on these cognitions was introduced a tetracyclin- controlled system in the ttsP-AdV which enables a extrinsic transgene expression regulation. Through this system succeeded the control of the ttsP activity and ttsP-RRCA replication. Substantial findings of this work consist in the confirmation that the doxycyclin (Dox)-controlled transcriptional silencer (tTS) can inhibit the ttsP-RRCA replication through the blocking of the leaky ttsP activity and through the arresting of the E1A(13S) transactivation. The tTS showed itself as an universal inhibitor of the ttsP activity. As long as is not possible a complete blocking of the leaky ttsP- RRCA replication, offers the use of a tetracyclin system in the ttsP-RRCA only a limited security for its use in tumor therapy. 3\. Another therapy approach was tested by the insertion of the proapoptotic FasL gene in an adenoviral genome. Through the modified Dox-controlled gene expression system (Tight- system) succeeded an optimized regulation in the FasL expression. The new developed replication deficient adenoviral vector Ad5Tight-FasL caused effective apoptose via FasL expression under Dox induction in the cell line HeLa, whereas was not detect in non induction conditions, in contrast to the original TRE-system. By the trials in lung cancer cells (H441, BEN and DMS53) it was possible to detect apoptose by the application of Ad5Tight-FasL, however was the effectivity 200 to 400 fold lower than in HeLa cells. In this respect possess lung cancer cells a relativ resistance against FasL-induced apoptose. The insertion of the FasL gene in an oncolytic adenovector may remedy this problem. Further research on the basis of FasL-expressed oncolytic adenovectors could demonstrate its applicability for cancer therapy.

As pointed out by Matheson (2002) and Lee (2001), the validity of economic (and social) impact studies on sporting events is quite uncertain and inaccurate. Most of economists believe that they largely exaggerate real impacts on local communities since they are conducted by vested interest agents. Moreover, data availability problems join the issue, when local communities are analysed. Consequently, cities should instead rely on social and economic impact estimates carried out by research groups and/or research public institutions, which are expected to be impartial. As a result, jointly with the local government of the City of Seville, Spain, this paper provides a simple-to-use procedure to elaborate a yearly local system of occasional sporting events' ex ante evaluations of social and economic impacts. The empirical part has been developed for one of the tournaments of the XV Spanish National Championship of Beach-Volley 2005, hosted by the City of Seville., JRC.J.2-Competitiveness and Sustainability

Because of the increasing use of the internal mammaria artery (IMA) in bypass grafting pre- and postoperative angiography of the artery is more often necessary. Selective IMA angiography is frequently difficult and time- and fluoroscopy-consuming. Therefore, different procedures of nonselective angiography have been developed. We report on the improved nonselective visualization of the IMA by manual injection in the subclavian artery and simultaneous ipsilateral compression of the brachial artery by inflating a blood pressure cuff above systolic blood pressure. Thereby a reduction of fluoroscopy time is possible without significant loss of diagnostic information.

A simple device for the removal of anaesthetic gases from the Kuhn system is described. It does not interfere with the function of the system.

Concilium, Bd. 47 Nr. 2 (2011): Concilium: Internationale Zeitschrift für Theologie, Band 47, Heft 2

Diego Hurtado de Mendoza. [Übers. u. eingel.] von Dr. Rasch In Fraktur

Diakonia, Bd. 27 Nr. 5 (1996): Diakonia, Band 27, Heft 5

Nukleare Brennelemente werden nach ihrem Betrieb mehrere Jahre in Nasslagerbecken gelagert, wo ihre Nachzerfallswärme durch elektrisch betriebene Kühlsysteme abgeführt wird. Bei Ausfall der Stromversorgung droht eine Überhitzung der Brennelemente und im schlimmsten Fall die Schädigung der Brennstabhüllen und der Austritt von radioaktivem Material in die Umwelt. Im Mittelpunkt der vorliegenden Dissertation steht die Untersuchung des komplexen Zusammenspiels von Strömung und Wärmetransport bei solch einem angenommenen Unfall, der zu teilweise freigelegten Brennelementen führt. Eine Auswertung des aktuellen Forschungsstandes verdeutlicht, dass die zugrundeliegenden physikalischen Prozesse zwar theoretisch verstanden sind, aber bisher keine speziellen Simulationsprogramme zur präzisen Vorhersage der Temperaturverteilung für mögliche Unfallszenarien existieren. Für die detaillierte Analyse der Vorgänge werden deshalb erstmals numerische Strömungssimulationen unter Berücksichtigung der exakten Geometrie und aller relevanten Wärmetransportmechanismen für ein teilweise freigelegtes Brennelement durchgeführt. Zur Gewährleistung eines praktikablen Rechenaufwands wird der instationäre Verdampfungsvorgang in mehrere, eigenständige Simulationen mit stationären Randbedingungen und jeweils konstantem Füllstand unterteilt. Die Validierung mit experimentellen Daten zeigt, dass dieser Ansatz bei niedriger Nachzerfallsleistung geeignet ist, um die Stabtemperaturen mit ausreichender Genauigkeit vorherzusagen. Durch eine umfassende Sensitivitätsanalyse wird darüber hinaus der Einfluss zahlreicher unsicherer Faktoren auf die Temperaturverteilung und Zusammensetzung im Brennelement untersucht, der sich rein auf Grundlage des Experiments nicht beurteilen lässt. Die Simulationsergebnisse zeigen, dass die maximale Stabtemperatur hauptsächlich vom Füllstand und der Leistung der Brennstäbe abhängt. Eine horizontal gerichtete Luftströmung oberhalb des Brennelements führt insgesamt zu einem Temperaturgefälle in Strömungsrichtung innerhalb des Brennelements. Die Ursache dafür ist ein charakteristisches Strömungsfeld, bei dem kaltes Gas an der stromabwärts gelegenen Wand des Brennelements nach unten und heißes Gas an der stromaufwärts gelegenen Wand nach oben befördert wird. Die alleinige Variation der Geschwindigkeit der Luftströmung bewirkt jedoch keine nennenswerte Änderung der maximalen Stabtemperatur. Erst durch die Verwendung realitätsnaher Randbedingungen für Geschwindigkeit, Temperatur und Zusammensetzung, die aus großskaligen Simulationen des gesamten Lagerbeckens gewonnen wurden, wird der Einfluss der Querströmung auf die Temperaturverteilung im Brennelement deutlich. Bedingt durch das Verhältnis aus Auftriebs- zu Trägheitskräften, steigt die Temperatur im Brennelement bei einer Kombination aus geringer Temperatur, geringem Dampfmassenanteil und hoher Geschwindigkeit der Querströmung signifikant an. Diese Ergebnisse ermöglichen die Ableitung gezielter Beladungsstrategien von Lagerbecken, sofern die Randbedingungen oberhalb der Brennelemente hinreichend genau bekannt sind bzw. vorhergesagt werden können. Im letzten Schritt wird eine Methode zur skalenübergreifenden Modellierung eines Lagerbeckenbereichs vorgestellt. Durch die Kopplung zweier Modellierungsansätze wird eine teilweise geometrieauflösende Simulation ermöglicht, bei der das zentrale Brennelement geometrisch aufgelöst und die benachbarten Brennelemente als poröse Körper modelliert werden. Diese Vorgehensweise verbessert die Übertragbarkeit der Ergebnisse auf ein ganzes Lagerbecken, weil die Auswertung im geometrisch aufgelösten Brennelement unabhängiger von den mit Unsicherheit behafteten Randbedingungen wird.:1 Einleitung 1 1.1 Chancen und Risiken der Kernenergienutzung 1 1.2 Randbedingungen für den Wärme- und Stofftransport im Lagerbecken 3 1.2.1 Zerfallsleistung 3 1.2.2 Brennelement-Typ und Aufbau 4 1.2.3 Wärmetransportmechanismen 6 1.2.4 Verdampfungsrate 8 1.2.5 Grenztemperaturen 9 1.3 Simulation des Wärme- und Stofftransports im Lagerbecken 10 1.3.1 Das Lagerbecken als Multiskalenproblem 10 1.3.2 Systemcodes und Codes für schwere Störfälle 12 1.3.3 CFD-Simulation mit Brennelementen als poröse Körper 13 1.3.4 Geometrieauflösende CFD-Simulation 15 1.4 Zielstellung und Aufbau der Arbeit 16 2 Modell für ein ausdampfendes Brennelement 19 2.1 Vorbetrachtungen 19 2.1.1 Strömungsform 19 2.1.2 Form des Wärmeübergangs 22 2.2 Physikalische Modellierung 23 2.2.1 Simulationsstrategie 23 2.2.2 Physikalische Modellgleichungen 24 2.2.3 Rechengebiet und Randbedingungen 27 2.3 Numerische Modellierung 32 2.3.1 Örtliche Diskretisierung 32 2.3.2 Zeitliche Diskretisierung 34 3 Sensitivitätsanalyse für ein ausdampfendes Brennelement 37 3.1 Vorgehensweise 37 3.2 Einfluss der Strahlungsmodellierung 39 3.2.1 Motivation 39 3.2.2 Bestimmung des Absorptionskoeffzienten 40 3.2.3 Einfluss der Gasstrahlung 41 3.2.4 Einfluss der numerischen Parameter 44 3.3 Einfluss unsicherer Randbedingungen 46 3.3.1 Wärmeverlust über die Isolierschicht 46 3.3.2 Verteilung des Dampfmassenstroms an der Wasseroberfläche 51 3.4 Einfluss der effektiv freigelegten Länge der Heizstäbe 56 3.5 Einfluss der Stableistung 58 4 Wechselwirkung zwischen Querüberströmung und Wärmetransport im Brennelement 63 4.1 Rechengebiet und Randbedingungen 63 4.2 Physikalische und numerische Modellierung 65 4.2.1 Physikalische Modellierung 65 4.2.2 Numerische Einstellungen 67 4.3 Ergebnisse und Diskussion 67 4.3.1 Generelles Vorgehen 67 4.3.2 Temperaturentwicklung und Strömung im Stabbereich 69 4.3.3 Temperatur und Strömung im Überströmkanal 75 5 Ansätze zur skalenübergreifenden Modellierung eines Lagerbeckens 81 5.1 Einordnung 81 5.2 Co-Simulation des Wärme- und Stoffaustauschs zwischen Einzelbrennelement und Lagerbeckenatmosphäre 81 5.2.1 Konfiguration 81 5.2.2 Einfluss der Konvektionsströmung oberhalb der Brennelemente 86 5.3 Gekoppelte Simulation eines Lagerbeckenbereichs 92 5.3.1 Motivation 92 5.3.2 Parametrierung des porösen Körpers 92 5.3.3 Vergleich der Simulationsansätze 94 5.3.4 Simulation der Brennelement-Gruppe 96 6 Zusammenfassung und Ausblick 101 Literaturverzeichnis 115 Symbol- und Abkürzungsverzeichnis 119 After their operation, spent nuclear fuel assemblies are stored for several years in wet storage pools, where their decay heat is removed by electrically operated cooling systems. If the power supply fails, this poses the risk of overheating of the fuel assemblies and, in the worst case, damage to the fuel rod cladding and the release of radioactive material into the environment. This dissertation focuses on the investigation of the complex interaction of flow and heat transport in such an assumed accident, which leads to partially uncovered fuel assemblies. A review of the current state of research illustrates that although the underlying physical processes are theoretically understood, no specific simulation programmes exist to date to accurately predict the temperature distribution for possible accident scenarios. For the detailed analysis of the processes, numerical flow simulations taking into account the exact geometry and all relevant heat transport mechanisms are therefore carried out for a partially uncovered fuel assembly for the first time. To ensure a manageable computational effort, the transient evaporation process is subdivided into several, independent simulations with steady boundary conditions and a constant water level in each case. The validation with experimental data shows that this approach is suitable for predicting the rod temperatures with sufficient accuracy for low decay heat. A comprehensive sensitivity analysis also identifies the influence of numerous uncertain factors on the temperature distribution and composition in the fuel assembly, which cannot be assessed purely on the basis of the experiment. The simulation results show that the maximum rod temperature depends mainly on the water level and the power of the fuel rods. A horizontally directed air flow above the fuel assembly leads to an overall temperature gradient in the flow direction within the fuel assembly. This is caused by a characteristic flow field in which cold gas is transported down the downstream wall of the fuel assembly and hot gas is transported up the upstream wall. However, varying the velocity of the airflow alone does not cause a significant change in the maximum rod temperature. The influence of the crossflow on the temperature distribution in the fuel assembly only becomes clear by using realistic boundary conditions for velocity, temperature and composition, obtained from large-scale simulations of the entire storage pool. Determined by the ratio of buoyant to inertial forces, the temperature in the fuel assembly increases significantly with a combination of low temperature, low steam mass fraction and high velocity of the crossflow. These results provide information on how to best arrange fuel assemblies in spent fuel pools, provided that the boundary conditions above the fuel assemblies are known or can be predicted with sufficient accuracy. Finally, a method for modelling a larger part of the spent fuel pool is presented. The combination of two modelling approaches enables a partially geometry-resolving simulation in which the central fuel assembly is geometrically resolved and the neighbouring fuel assemblies are modelled as porous bodies. This approach improves the transferability of the results to an entire spent fuel pool, because the evaluation in the geometrically resolved fuel assembly becomes more independent from the uncertain boundary conditions.:1 Einleitung 1 1.1 Chancen und Risiken der Kernenergienutzung 1 1.2 Randbedingungen für den Wärme- und Stofftransport im Lagerbecken 3 1.2.1 Zerfallsleistung 3 1.2.2 Brennelement-Typ und Aufbau 4 1.2.3 Wärmetransportmechanismen 6 1.2.4 Verdampfungsrate 8 1.2.5 Grenztemperaturen 9 1.3 Simulation des Wärme- und Stofftransports im Lagerbecken 10 1.3.1 Das Lagerbecken als Multiskalenproblem 10 1.3.2 Systemcodes und Codes für schwere Störfälle 12 1.3.3 CFD-Simulation mit Brennelementen als poröse Körper 13 1.3.4 Geometrieauflösende CFD-Simulation 15 1.4 Zielstellung und Aufbau der Arbeit 16 2 Modell für ein ausdampfendes Brennelement 19 2.1 Vorbetrachtungen 19 2.1.1 Strömungsform 19 2.1.2 Form des Wärmeübergangs 22 2.2 Physikalische Modellierung 23 2.2.1 Simulationsstrategie 23 2.2.2 Physikalische Modellgleichungen 24 2.2.3 Rechengebiet und Randbedingungen 27 2.3 Numerische Modellierung 32 2.3.1 Örtliche Diskretisierung 32 2.3.2 Zeitliche Diskretisierung 34 3 Sensitivitätsanalyse für ein ausdampfendes Brennelement 37 3.1 Vorgehensweise 37 3.2 Einfluss der Strahlungsmodellierung 39 3.2.1 Motivation 39 3.2.2 Bestimmung des Absorptionskoeffzienten 40 3.2.3 Einfluss der Gasstrahlung 41 3.2.4 Einfluss der numerischen Parameter 44 3.3 Einfluss unsicherer Randbedingungen 46 3.3.1 Wärmeverlust über die Isolierschicht 46 3.3.2 Verteilung des Dampfmassenstroms an der Wasseroberfläche 51 3.4 Einfluss der effektiv freigelegten Länge der Heizstäbe 56 3.5 Einfluss der Stableistung 58 4 Wechselwirkung zwischen Querüberströmung und Wärmetransport im Brennelement 63 4.1 Rechengebiet und Randbedingungen 63 4.2 Physikalische und numerische Modellierung 65 4.2.1 Physikalische Modellierung 65 4.2.2 Numerische Einstellungen 67 4.3 Ergebnisse und Diskussion 67 4.3.1 Generelles Vorgehen 67 4.3.2 Temperaturentwicklung und Strömung im Stabbereich 69 4.3.3 Temperatur und Strömung im Überströmkanal 75 5 Ansätze zur skalenübergreifenden Modellierung eines Lagerbeckens 81 5.1 Einordnung 81 5.2 Co-Simulation des Wärme- und Stoffaustauschs zwischen Einzelbrennelement und Lagerbeckenatmosphäre 81 5.2.1 Konfiguration 81 5.2.2 Einfluss der Konvektionsströmung oberhalb der Brennelemente 86 5.3 Gekoppelte Simulation eines Lagerbeckenbereichs 92 5.3.1 Motivation 92 5.3.2 Parametrierung des porösen Körpers 92 5.3.3 Vergleich der Simulationsansätze 94 5.3.4 Simulation der Brennelement-Gruppe 96 6 Zusammenfassung und Ausblick 101 Literaturverzeichnis 115 Symbol- und Abkürzungsverzeichnis 119

Der Betrieb kerntechnischer Anlagen führt zur Kontamination von Oberflächen, das heißt der Verunreinigung mit Radionukliden, innerhalb des Containments. Die Stilllegung kerntechnischer Anlagen erfordert die Dekontamination metallischer Komponenten und Baustrukturen zur Minimierung von Masse und Volumen des radioaktiven Abfalls. Stand der Technik ist die Nutzung von chemischen und mechanischen Dekontaminationsverfahren. Die Reinigung von Oberflächen mittels gescannter Laserstrahlung ermöglicht die Bearbeitung großer Flächen bei hohen Flächenraten. Gleichzeitig ist der Laserabtrag ein kontaktloses, nahezu kräftefreies Verfahren, welches zur Minimierung oben genannter Abfälle durch Einsatz für die Dekontamination beitragen kann. In der vorliegenden Arbeit werden die Ergebnisse aus der internationalen Forschung für die Auswahl eines geeigneten Lasers aufgegriffen und auf ein praxistaugliches Lasersystem übertragen. Der ns-gepulste Nd:YAG-Laser mit einer mittleren Leistung von 150 W wird für den Einsatz im kerntechnischen Umfeld durch den Einschluss der Reaktionszone angepasst und so die Rekontamination durch mobilisierte Radionuklide verhindert. Die Nutzung kurzgepulster Laser führt zum Abtrag durch Schmelzen und Verdampfen auf metallischen Oberflächen, wobei eine maximale Schmelztiefe von 1,8 μm ermittelt wird. Durch Analysen an Querschliffen mittels Auflichtmikroskopie und Rasterelektronenmikroskopie kann die Gefügeänderung der metallischen Substrate unterhalb dieser Tiefe bei Pulsfolgefrequenzen von 12 kHz ausgeschlossen werden. Der Abtrag von Dekontaminationsanstrichen erfolgt ab einer Fluenz von 1,8 J/cm² bei hohen Abtragraten um 1,1 μm/(J cm²) im Vergleich zu sehr geringen Abtragraten um 0,006 μm/(J cm²) von ferritischem Stahl. Der vollständige Abtrag von Beschichtungen ist somit äußerst selektiv, was zur Abfallminimierung beiträgt. Der Dekontaminationseffekt wird in vergleichenden Untersuchungen zwischen stabilen und radioaktiven Isotopen geprüft. Für beide Verunreinigungen werden Präparationsroutinen zur reproduzierbaren Herstellung kontaminierter Proben entwickelt. Die Aktivität der radioaktiven Proben wird durch den Laserabtrag um mehr als 97 % reduziert, was auf die sehr gute Eignung des Laserverfahrens für die Dekontamination hinweist.:1 Einleitung 2 Kontamination in kerntechnischen Anlagen 3 Grundlagen der laserbasierten Dekontamination 4 Untersuchungen zur laserbasierten Dekontamination 5 Experimentelle Ergebnisse 6 Zusammenfassung und Ausblick The operation of nuclear sites results in contamination of surfaces within their containment. Decommissioning of nuclear sites requires decontamination of metal surfaces and building structures to minimize the mass and volume of radioactive waste products. State of the art decontamination technologies are based on chemical and mechanical approaches, which achieve high decontamination factors, but result in the generation of chemical and secondary radioactive waste. Cleaning of surfaces by scanned laser beams renders the processing of large surfaces at high surface rates possible. Laser cleaning is simultaneously free of contact and restoring forces and could lead to the further reduction of radioactive waste from decommissioning of nuclear sites. The results of international state of science are summarized and applied for the choice of a laser, which is able to comply with the demands for application in decontamination tasks. Within this thesis a ns-pulsed Nd:YAG-laser with a mean power of 150 W is modified for the utilization in nuclear sites by enclosing the process zone around the ablation area to omit the spread of the mobilized radionuclides. Laser/substrate-interaction results in metal removal via melting and vaporization and a maximum melt depth of 1,8 μm is detected. No further changes within the grain structure of metal substrates are found by the analysis of cross-sections using microscopy and scanning electron microscopy when pulse frequencies of 12 kHz are applied. The removal of decontamination paint is achieved for fluences above 1,8 J/cm² at high removal rates of 1,1 μm/(J cm²), compared to the very low removal rate for ferritic steel of 0,006 μm/(J cm²). Complete and selective removal of the paints can thus be realized, which contributes to the waste minimization in decontamination projects. Laser-based decontamination is exercised for stable as well as radioactive isotopes in comparative experiments. For this purpose, sample preparation methods are developed to provide replicable contaminated surfaces. The activity of radioactive samples is reduced to less than 3 % of the starting value by laser-based decontamination, which is proof of the very good suitability of the process for the application in nuclear decommissioning.:1 Einleitung 2 Kontamination in kerntechnischen Anlagen 3 Grundlagen der laserbasierten Dekontamination 4 Untersuchungen zur laserbasierten Dekontamination 5 Experimentelle Ergebnisse 6 Zusammenfassung und Ausblick

Mit deterministischen Sicherheitsanalysen werden Auslegungsstörfälle bei Kernkraftwerken anhand von Rechenmodellen am Computer berechnet, um damit die Funktionalität der installierten Sicherheitssysteme eines jeden Kraftwerkes zu überprüfen. Allerdings sind bei solchen Störfalluntersuchungen stets Unsicherheiten vorhanden, die den zu ermittelnden Störfallablauf stark beeinflussen können. Beispielsweise können aufgrund technisch bedingter Fertigungstoleranzen schwankende Geometrie- und Materialdaten entstehen, die bei der Modellierung des Rechenmodells zu Unsicherheiten führen. Weitere Unsicherheiten können auf die physikalischen Modelle eines Störfall-analyseprogrammes zurückgeführt werden. Insbesondere haben die empirischen Beziehungen Unsicherheiten, da diese aus experimentellen Daten ermittelt wurden. In der vorliegenden Arbeit wurden daher die empirischen Beziehungen des Programmes TRACE analysiert und dessen Unsicherheiten quantifiziert. Mit der entwickelten „Dynamic Best-Estimate Safety Analysis“-Methode (DYBESA-Methode) lässt sich diese programmspezifische Unsicherheit bei der Störfalluntersuchung berücksichtigen. Es wurden 13 verschiedene „Correlation, Identification and Ranking Table“ (CIRT) erstellt, die die relevanten Unsicherheiten bei den unterschiedlichen Auslegungsstörfällen für Druckwasserreaktoren kategorisieren. Damit können Unsicherheitsanalysen basierend auf dem statistischen Verfahren nach S. S. Wilks durchgeführt werden. Schlussendlich werden die sicherheitsrelevanten Rechenergebnisse realistisch und vor allem mit einer hohen Zuverlässigkeit, im Vergleich zu einer herkömmlichen konservativen Berechnungsmethode, ermittelt.:1 Einleitung 2 Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke 2.1 Einschluss radioaktiver Stoffe und Abschirmung ionisierender Strahlung 2.2 Störfallkategorien 2.3 Thermohydraulische Nachweiskriterien 3 Analysetechniken für die Durchführung von Störfalluntersuchungen 3.1 Das Störfallanalyseprogramm TRACE 3.2 Identifikation von Unsicherheiten bei Störfalluntersuchungen 3.3 Konservative Methode und Best-Estimate-Methode mit Unsicherheitsanalyse 3.4 Stand von Wissenschaft und Technik der wesentlichen Best-Estimate-Methoden 3.4.1 CSAU-Methode 3.4.2 UMAE-Methode 3.4.3 CIAU-Methode 3.4.4 GRS-Methode 3.4.5 ASTRU-Methode 4 Entwicklung der DYBESA-Methode für DWR-Störfalluntersuchungen 4.1 Thermohydraulische Phänomene beim Störfallablauf 4.2 Regressionsverfahren für die experimentelle Datenanalyse 4.2.1 Vertrauens- und Vorhersagebereich 4.2.2 Statistische Toleranzgrenzen 4.3 Identifikation von empirischen Beziehungen und deren Bewertung 4.4 Erzeugen und Kombinieren von geeigneten Stichproben 4.5 Programm zur Vorbereitung und Auswertung von Unsicherheitsanalysen 4.6 Modifikation des Störfallanalyseprogramms TRACE für die Berücksichtigung der programmspezifischen Unsicherheit 4.7 Verifikation der DYBESA-Methode 5 Ergebnisse 5.1 FEBA 5.1.1 Verifikation Rechenmodell 5.1.2 Verifikation CIRT 5.2 Marviken-Test-Station 5.2.1 Verifikation Rechenmodell 5.2.2 Verifikation CIRT 5.3 Druckwasserreaktor 5.3.1 Mittlerer Bruch einer Hauptkühlmittelleitung 5.3.2 Notstromfall 6 Diskussion und Ausblick 7 Zusammenfassung 8 Quellenverzeichnis 9 Anlagenverzeichnis

Die vorliegende Dissertationsschrift beinhaltet die Ergebnisse der Untersuchung von loka-len und globalen Prozessen der Wärmeübertragung beim unterkühlten Strömungssieden. Sie ist an der Schnittstelle zwischen Reaktorsicherheitsforschung und der experimentellen Thermofluiddynamik für Phasenübergänge einzuordnen. In technischen Anwendungen zur effizienten Übertragung großer Wärmemengen spielt der Prozess des Siedens eine wichtige Rolle. Dieser Vorgang bewirkt einen starken Anstieg des Wärmetransportes von der beizten Wand an das Fluid bei vergleichsweise geringem Anstieg der Wandtemperatur. Der maximal übertragbare Wärmestrom beim Sieden wird begrenzt durch die sogenannte kritische Wärmestromdichte, deren Überschreitung zum thermomechanischen Versagen der beheizten Komponente führen kann. Aufgrund der Komplexität dieser Prozesse ist es trotz intensiver Arbeiten in den letzten Jahrzehnten noch nicht gelungen, diese Vorgänge detailliert zu modellieren. Eine Weiter-entwicklung der Modelle zur realistischen Beschreibung des unterkühlten Strömungssie-dens erfordert neuartige Untersuchungen, welche eine genaue Klassifizierung der partiellen Wärmeübergänge des Blasensiedens ermöglichen. Die Analyse partieller Wärmetransportgrößen beim unterkühlten Strömungssieden sowie der Einfluss variierender thermohydraulischer Randbedingungen ist Schwerpunkt dieser Arbeit. In der entwickelten Versuchsanlage erfolgt die Erfassung der Siedevorgänge bei Strömungsgeschwindigkeiten von 0,1 – 2 m/s und Eintrittstemperaturen von 60 - 98 °C. Mit Hilfe empfindlicher Temperaturmessungen in einem elektrisch beheizten Kapillarrohr innerhalb des Strömungskanals werden die globalen Vorgänge beim Übergang von Kon-vektion zum Sieden erfasst. Durch eine modellbasierte Bestimmung der Oberflächentem-peratur lassen sich Phänomene nachweisen, welche bisher weitestgehend unbeachtet ge-blieben sind. Die transparente Versuchsstrecke ermöglicht eine Erfassung der lokalen Sie-devorgänge mit optisch und zeitlich hochauflösenden Messverfahren. Durch die Entwick-lung neuer Algorithmen der digitalen Bildverarbeitung wurde eine umfangreiche, kenngrö-ßenorientierte Auswertung der in großem Umfang entstandenen Datenmengen realisiert. Der Einsatz transparenter und elektrisch leitfähiger Beschichtungen ermöglicht die mikro-skopische Erfassung des Blasenwachstums in weiten thermohydraulischen Parameterberei-chen. Mit erweiterten Bildverarbeitungsalgorithmen erfolgt die detaillierte und dynamische Bewertung des Blasenwachstumsverhaltens. Die statistische Auswertung der Verläufe er-möglicht die Ableitung eines Blasenwachstumsmodells für unterkühltes Strömungssieden. In einer weiteren Versuchsanordnung werden die lokalen Wärmetransportvorgänge bei der Ablösung quasistatisch gewachsener Blasen mit Hilfe der Infrarot-Thermographie be-stimmt. Dadurch können erstmalig die aus der lokalen Abkühlung der beheizten Oberfläche durch Blasenablösung resultierenden Wärmeströme unter Vernachlässigung der Bla-senbildung experimentell quantifiziert werden. Weiterhin können die bisher theoretisch beschriebenen Driftströmungen beim Aufstieg der Blase experimentell nachgewiesen wer-den. Die ermittelten Größen und Zusammenhänge tragen zur Weiterentwicklung und zum Abbau von Unsicherheiten bei der Modellierung von Wärmetransportvorgängen beim unterkühlten Strömungssieden bei.

Der VHTR als Weiterentwicklung des HTR gilt als eines von sechs aussichtsreichen Reaktorkonzepten für Kernkraftwerkte der Generation IV. Im Rahmen dieser Arbeit wird ein CFD-Modell des HTR-Moduls entwickelt und durch die Simulation eines postulierten Lufteinbruchszenarios die Anwendbarkeit unter Beweis gestellt. Zunächst wird eine Bestandsaufnahme bestehender HTR-Rechenprogramme vorgestellt und die Methodik CFD in ihren Grundzügen erläutert. Anhand der Grundgleichungen werden die zur Berechnung des Störfalls zu modellierenden, HTR-spezifischen Parameter diskutiert, die verwendeten empirischen Korrelationen vorgestellt und die umfangreiche Validierung des entwickelten Modellansatzes zusammengefasst. Anschließend wird die Anwendbarkeit des HTR-Modells auf ein konkretes Lufteinbruchszenario eines HTR-Moduls gezeigt. Dabei werden die einzelnen Phasen des Szenarios anhand der Simulationsergebnisse intensiv diskutiert. Abschließend erfolgt eine Diskussion der Modellunsicherheiten und der numerischen Fehler.

Ziel dieser Arbeit war es, die Auswirkungen der im Kühlmittel von Leichtwasserreaktoren zur Reaktivitätssteuerung eingesetzten Borverbindungen auf Siedeprozesse – und damit indirekt auf die Wärmeabfuhr der Brennelemente – zu untersuchen. Bei den Siedeversuchen, die Gegenstand der vorliegenden Arbeit sind, wurde besonders auf eine realitätsnahe Annäherung an die Reaktorparameter Wert gelegt. Als Unterstützung zur Interpretation der Ergebnisse dienten eigene Messungen von signifikanten physikalischen Stoffdaten an wässrigen Borsäure- und Pentaboratlösungen. Die Siedeprozesse wurden in einer eigens für diese Analysen konzipierten und errichteten Versuchsanlage SECA unter Verwendung eines Leitfähigkeitsgittersensors sowie einer Hochgeschwindigkeitskamera bei Drücken von maximal 40 bar und Temperaturen bis zu 250 °C untersucht. Entsprechend der in den Untersuchungen gewonnenen Erkenntnis wird für reale Reaktoren fol-gendes angenommen: Die Anwesenheit von Borsäure hat keinen Einfluss auf großvolumige Sie-devorgänge im betrachteten Störfallszenario eines Druckwasserreaktors, und die Auswirkungen auf das unterkühlte Sieden sind vernachlässigbar gering. Es ist nicht zu erwarten, dass der Wärmeübergang von den Brennelementen an das Kühlmittel beeinflusst wird. Bei einer Einspeisung von Pentaborat in Siedewasserreaktoren kann jedoch davon ausgegangen werden, dass der Wärmeübergang durch eine Verkleinerung der Blasen verbessert wird. Weitere Untersuchungen bezüglich des Austrages von Pentaborat an der Phasengrenze sowie der Bildung von Schäumen sind jedoch notwendig, und es ist den Fragen nachzugehen, ob sich diese Schäume auch bei der Einspeisung von Pentaborat in einen Siedewasserreaktor bilden können und welche Auswirkungen diese auf die oberhalb des Kerns befindlichen Dampfabscheiderzyklone und Dampftrockner haben.

In Siedewasserreaktoren ist ein Boreinspeisesystem diversitär wirkend zur Reaktorschnellabschaltung installiert. Dieses System garantiert, dass der Reaktor beim Versagen des Schnellabschaltesystems in einen unterkritischen Zustand überführt werden kann. Der aufgrund der Nachzerfallsleistung entweichende Dampf trägt jedoch ständig einen Teil des eingespeisten Bors in Form von Borsäure mit sich. Da dieser Prozess bisher nicht quantifiziert wurde, ist somit das Eintreten einer Rekrititkalität während der Transiente ohne weitere Untersuchungen nicht auszuschließen. In der vorliegenden Arbeit erfolgt die Erstellung einer fundierten Datenbasis zur Quantifizierung des Borverlusts an verschiedenen Betriebspunkten. Dazu stehen nach vorheriger Konstruktion und Inbetriebnahme zwei Versuchsanlagen zur Verfügung, ein Versuchsautoklav und der Siedewasserreaktor-Simulator BORAN. Das in diesen Versuchsanlagen enthaltene und als Kühlmedium genutzte entionisierte Wasser wird wie bei einem Siedewasserreaktor mit einer hochkonzentrierten Lösung der Borverbindung Dinatrium-Pentaborat-Dekahydrat versetzt. Für weiterführende Untersuchungen findet auch Borsäure Verwendung. Die Bestimmung des Borgehalts der Kondensate des entwichenen Dampfes erfolgt mit Massenspektrometrie mit induktiv gekoppeltem Plasma (ICP-MS). Die durch Variation von Borkonzentration, Temperatur, pH-Wert und Volumendampfgehalt erzeugten Messdaten fließen in einem Flüchtigkeitsmodell in Form einer empirischen Gleichung zusammen, welches in den Thermohydraulikcode ATHLET implementiert wird. Experimente am SWR-Simulator BORAN und entsprechende Rechnungen mit dem modifizierten Code ATHLET von Langzeit-Deborierungstransienten bei unterschiedlichen Randbedingungen bestätigen das Flüchtigkeitsmodell. Gleichzeitig erfolgt mittels dieser Experimente die Validierung des Modells im ATHLET mit hinreichender Genauigkeit. Mit den Ergebnissen aus Rechnungen und Experimenten wird das Boreinspeisesystem in seiner aktuellen Konfiguration bewertet und mit zukünftigen Konzepten verglichen. Schlussendlich erfolgt der Nachweis, dass die Funktionalität des Boreinspeisesystem aus dem Blickwinkel der durchgeführten Analysen, trotz der nachgewiesenen Borflüchtigkeit, die Forderungen der KTA 3103 erfüllt und aufgrund der nachgewiesenen Borflüchtigkeit binnen der ersten beiden Stunden der Transiente keine Rekritikalität verursacht wird.:1 Einleitung und Motivation 1 A Theoretische Vorbetrachtung 2 Die Borchemie 9 2.1 Bor 9 2.2 Borverbindungen 9 2.3 Beeinflussung der Ionenzusammensetzung gelöster Borat-Ionen 15 2.4 Flüchtigkeit von Borsäure und Boraten 18 2.5 Veränderungen der Oberflächenspannung von Wasser durch Borverbindungen 23 3 Probenpräparation 24 4 RAMAN-Spektroskopie und Thermogravimetrie / Differenzthermoanalyse 25 B Beschreibung der Versuchsanlagen und des Simulationsprogramms 5 Versuchsanlage – Autoklav 29 6 Versuchsanlage – Umlaufschleife BORAN 31 7 Zweiphasenmesstechnik und Phasenschlupf 40 8 Leitfähigkeit und pH-Messungen an Borlösungen 46 9 Konzentrationsbestimmung 48 10 Konzentrationsmesssystem in der Umlaufschleife BORAN 51 C Messwerteerfassung und Modellbildung 11 Borausbreitung in einphasiger und zweiphasiger Strömung 55 12 Flüchtigkeit des Bors mit Wasserdampf 57 12.1 Vorbetrachtungen 57 12.2 Flüchtigkeitsmessungen am Autoklav 59 12.2.1 Einfluss von Substanz, Konzentration und Temperatur 59 12.2.2 Einfluss vom pH-Wert 62 12.2.3 Einfluss des Füllstandes 63 12.3 Flüchtigkeitsmessungen an der BORAN – Anlage 64 12.3.1 Vorteile gegenüber dem Autoklav 64 12.3.2 Einfluss von Temperatur und Dampfgehalt 64 12.3.3 Einfluss des Massenstroms 67 12.3.4 Einfluss des pH-Wertes 70 12.3.5 Transiente Messpunkte 71 13 Modellbildung – Beschreibung über empirische Gleichungen 73 14 Borflüchtigkeit mit eingeperltem Dampf oder Luft 77 14.1 Einperlung von Dampf in die BORAN – Anlage 77 14.2 Lufteinperlung in borsaure Lösung in Lufteinperlanlage 81 15 Ergebnisvergleich von BORAN – Anlage und Autoklav 84 16 Einordnung der Experimente in das Flüchtigkeitsmodell 85 17 Zusammenfassende Ergebnisdarstellung – Diskussion 87 17.1 Volumendampfgehalt und Phasengrenzflächendichte 89 17.2 Bormassenstromdichte 91 D Simulationen mit ATHLET und Deborierung 18 ATHLET – ein Simulationsprogramm der Thermohydraulik 93 18.1 Einführung in das Simulationsprogramm 93 18.2 Erstellen und Anpassen des Eingabedatensatzes für BORAN 96 19 Modifikation des ATHLETs für Deborierungsrechnungen 99 20 Flüchtigkeitsverhalten bei zeitlich langem Ausdampfen 101 21 Bewertung der bisherigen Ergebnisse 103 E Bezug zur Realanlage 22 Abschätzung des Borverlustes bei Transienten 105 23 Möglichkeiten der Reduktion der Borflüchtigkeit 107 24 Zukünftige Einspeisekonzepte 108 F Zusammenfassung 25 Zusammenfassung der Ergebnisse 113 26 Danksagung 117 27 Quellen- und Literaturverzeichnis 119 28 Tabellenverzeichnis 125 29 Abbildungsverzeichnis 126 G Anhänge 30 Anhang 1 Exakte Berechnung des pH-Wertes der Lösung beim Erwärmen 133 31 Anhang 2 ATHLET-Rechnung für Autoklav 135 32 Anhang 3 Konstruktionsbeschreibung der Versuchsanlage BORAN 137 In boiling water reactors a boron injection system as an alternative system is installed to guarantee that the reactor shut down in case of a total or partial ATWS accident. Because of the heat generated by the fission products after shutting down a part of the injected boron is evaporated as boron acid. This process is not characterized quantitatively yet. This is the reason that the incidence of recriticality during a transient cannot be excluded without further research. In the following studies a funded database quantifying the loss of boron is established. The volatility of the boron solution was measured by experiments in a small autoclave and in a boiling water reactor simulator called BORAN after construction. The deionised water used as coolant in the facilities will be enriched with boron by a high concentrated solution of Disodium-Pentaborate-Decahydrate. The measurement of the boron concentration in the condensates of the exhausted vapour is carried out by inductively-coupled-plasma mass-spectrometry (ICP-MS). For additional analysis boron acid is also used. The boron concentration in the vapour mainly depends on the temperature and void fraction of the two-phase-flow. This volatility model in form of an empiric equation is implemented in the thermo hydraulic ATHLET-code. Furthermore the reason of the volatility of the analysed solutions will be discussed within a chemical and physical background. Experiments at the BORAN facility and corresponding calculation with the modified ATHLET-code of long time deboration transients with different boundary conditions prove the volatility model. Thereby the code will be validated with sufficient accuracy. The modified code with an adapted Input-Dataset provides the possibility to calculate transients with the loss of boron. With the consideration of the volatility the demand of the KTA-rule 3103 on the Boron injection system is also grantable.:1 Einleitung und Motivation 1 A Theoretische Vorbetrachtung 2 Die Borchemie 9 2.1 Bor 9 2.2 Borverbindungen 9 2.3 Beeinflussung der Ionenzusammensetzung gelöster Borat-Ionen 15 2.4 Flüchtigkeit von Borsäure und Boraten 18 2.5 Veränderungen der Oberflächenspannung von Wasser durch Borverbindungen 23 3 Probenpräparation 24 4 RAMAN-Spektroskopie und Thermogravimetrie / Differenzthermoanalyse 25 B Beschreibung der Versuchsanlagen und des Simulationsprogramms 5 Versuchsanlage – Autoklav 29 6 Versuchsanlage – Umlaufschleife BORAN 31 7 Zweiphasenmesstechnik und Phasenschlupf 40 8 Leitfähigkeit und pH-Messungen an Borlösungen 46 9 Konzentrationsbestimmung 48 10 Konzentrationsmesssystem in der Umlaufschleife BORAN 51 C Messwerteerfassung und Modellbildung 11 Borausbreitung in einphasiger und zweiphasiger Strömung 55 12 Flüchtigkeit des Bors mit Wasserdampf 57 12.1 Vorbetrachtungen 57 12.2 Flüchtigkeitsmessungen am Autoklav 59 12.2.1 Einfluss von Substanz, Konzentration und Temperatur 59 12.2.2 Einfluss vom pH-Wert 62 12.2.3 Einfluss des Füllstandes 63 12.3 Flüchtigkeitsmessungen an der BORAN – Anlage 64 12.3.1 Vorteile gegenüber dem Autoklav 64 12.3.2 Einfluss von Temperatur und Dampfgehalt 64 12.3.3 Einfluss des Massenstroms 67 12.3.4 Einfluss des pH-Wertes 70 12.3.5 Transiente Messpunkte 71 13 Modellbildung – Beschreibung über empirische Gleichungen 73 14 Borflüchtigkeit mit eingeperltem Dampf oder Luft 77 14.1 Einperlung von Dampf in die BORAN – Anlage 77 14.2 Lufteinperlung in borsaure Lösung in Lufteinperlanlage 81 15 Ergebnisvergleich von BORAN – Anlage und Autoklav 84 16 Einordnung der Experimente in das Flüchtigkeitsmodell 85 17 Zusammenfassende Ergebnisdarstellung – Diskussion 87 17.1 Volumendampfgehalt und Phasengrenzflächendichte 89 17.2 Bormassenstromdichte 91 D Simulationen mit ATHLET und Deborierung 18 ATHLET – ein Simulationsprogramm der Thermohydraulik 93 18.1 Einführung in das Simulationsprogramm 93 18.2 Erstellen und Anpassen des Eingabedatensatzes für BORAN 96 19 Modifikation des ATHLETs für Deborierungsrechnungen 99 20 Flüchtigkeitsverhalten bei zeitlich langem Ausdampfen 101 21 Bewertung der bisherigen Ergebnisse 103 E Bezug zur Realanlage 22 Abschätzung des Borverlustes bei Transienten 105 23 Möglichkeiten der Reduktion der Borflüchtigkeit 107 24 Zukünftige Einspeisekonzepte 108 F Zusammenfassung 25 Zusammenfassung der Ergebnisse 113 26 Danksagung 117 27 Quellen- und Literaturverzeichnis 119 28 Tabellenverzeichnis 125 29 Abbildungsverzeichnis 126 G Anhänge 30 Anhang 1 Exakte Berechnung des pH-Wertes der Lösung beim Erwärmen 133 31 Anhang 2 ATHLET-Rechnung für Autoklav 135 32 Anhang 3 Konstruktionsbeschreibung der Versuchsanlage BORAN 137