Description: Der neue Forschungsreaktor Muenchen II (FRM-II) enthaelt einen Kompaktkern, welcher einen hohen Neutronenfluss bei geringer Reaktorleistung ermoeglicht. Das Brennelement ist dabei aus zwei konzentrischen Rohren aufgebaut, zwischen denen 113 evolventenfoermig gebogene Brennstoffplatten rotationssymmetrisch angeordnet sind. Am Lehrstuhl fuer Nukleare und Neue Energiesysteme der Ruhr-Universitaet Bochum wurde ein Versuchsstand errichtet, der die zentralen Bereiche des Primaerkuehlkreislaufs des FRM-II im Massstab 1:1 nachbildet. Zur Erprobung des Brennelements wurden das Schwingungsverhalten und der Stroemungswiderstand des Brennelements untersucht. Ebenso wurden An- und Abfahrvorgaenge der Primaerpumpen simuliert sowie das Stroemungsprofil am Brennelementaustritt und die Stroemungsaufteilung im Bereich des Brennelements analysiert. Ein Dauerbelastungstest ueber 60 Tage (entsprechend 1,2 Betriebszyklen) ergaenzte das Pruefprogramm. Die Ergebnisse der Untersuchungen bestaetigen die hydraulische Auslegung des FRM-II-Brennelements und weisen die Kuehlbarkeit des Kerns auch bei teilweise blockiertem Brennelementsieb sowie die Langzeitintegritaet des Brennelements nach.
Types:
SupportProgram
Origins:
/Bund/UBA/UFORDAT
Tags:
Bochum
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Brennelement
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Forschungsreaktor
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Hydraulik
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Kernreaktor
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Energiesystem
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Langzeituntersuchung
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Erschütterung
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Analyse
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Modellierung
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Forschungseinrichtung
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Kühlung
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Versuchsanlage
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Brennelementesieb
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FRM
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FRM-II
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Forschungsreaktor-Muenchen-II
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Kompaktkern
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Neutronen
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Reaktorkern
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Stroemungswiderstand
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Thermohydraulik
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compact core
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stoemungsprofil
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thermohydraulic
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Region:
Nordrhein-Westfalen
Bounding boxes:
6.76339° .. 6.76339° x 51.21895° .. 51.21895°
License: cc-by-nc-nd/4.0
Language: Deutsch
Organisations
Time ranges:
1994-08-01 - 1998-09-30
Alternatives
-
Language: Englisch/English
Title: Thermohydraulic and Mechanical Analysis of a Full Scale FRM Core Dummy
Description: The new research reactor Munich II (Forschungsreaktor Muenchen II, FRM-II) contains a compact reactor core, which enables a high neutron flux at low thermal power. The core consists of a single fuel element, assembled of two concentric tubes between which 133 involutely bent fuel plates are located rotationally symmetric. A test facility was built at the Department for Nuclear and New Energy Systems of the Ruhr-University Bochum, which mocks up the central region of the reactor coolant system of the FRM-II in a 1 to 1 scale. In the course of the testing of the FRM-II core the vibration behaviour and the flow resistance of the core were investigated. Likewise start-up and shut down tests of the main pump unit werre simulated and the flow profile at the outlet of the element as well as the flow division inside the core were determined. Furthermore an endurance test lasting 60 days (equivalent to 1.2 operating cycles) was performed, too. The results of the tests performed proved the hydraulic design of the FRM-II compact core as well as the feasibility of the core cooling in case of a partly obstructed fuel element sieve and the fatigue strength of the fuel element.
https://ufordat.uba.de/UFORDAT/pages/PublicRedirect.aspx?TYP=PR&DSNR=47150
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