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Thermohydraulik von Schwermetallschmelzen

Im KArlsruhe Liquid Metall LAboratory (KALLA) werden verschiedene grundlagen- und anwendungs­orientierte Versuche zur Thermofluiddynamik von flüssigen Metallen durchgeführt. Hierzu stehen meh­rere Flüssigmetallkreisläufe mit den Arbeitsmedien Blei, Blei-Wismuth, Natrium und Indium-Gallium-Zinn zur Verfügung. Die Größe der KALLA-Flüssigmetallkreisläufe ermöglicht unter anderem 1:1-Modellversuche für die Stabbündelkühlung mit Blei-Wismut. Zudem verfügt das Labor über zwei Wasserkreisläufe. Eine umfassende Mess­tech­nik­ausstattung mit Laser-Doppler-Ane­mo­metrie (s. Abb. Geschwindigkeitsmessung in einem Stabbündel), Particle-Image-Velocimetry, Durch­fluss- und Druck­mess­technik, Tempe­ratur­messtech­nik sowie laser­ge­stütz­ter Oberflächenmesstechnik ermög­licht die umfas­sen­de Cha­rak­­te­ri­sierung der untersuchten thermofluiddynamischen Effekte.

 

Thermofluiddynamik

 

Forschungsziel
Das Spektrum der Arbeiten reicht von der Meßtechnikentwicklung über Grundlagenversuche zu Strömung und Wärmeübergang in generischen (s. Abb. beheizter Stab im zylindrischen Rohr) und komplexen Geometrien bis zur Erforschung des Verhaltens von freien Oberflächenströmungen. Ziel ist dabei immer die Entwicklung von Modellbeschreibungen für die untersuchten Phänomene, die dann die Basis für die Auslegung von Komponenten z.B. für spaltmaterialfreie Neutronenquellen für Material- und Medizinforschung oder zur Sicherheitsbewertung von in europäischen Verbundprogrammen untersuchten Konzepten zur Transmutation langlebiger in kurzlebige Spaltprodukte bilden.

 

Referenzen:

[1] Pacio, J., Daubner, M., Fellmoser, F., Litfin, K. & Wetzel, T. (2016). Experimental study of heavy-liquid metal (LBE) flow and heat transfer along a hexagonal 19-rod bundle with wire spacers, Nuclear Engineering and Design 301 (2016), 111–127.

[2] Pacio, J., Daubner, M., Fellmoser, F., Litfin, K. & Wetzel, T. (2018). Heat transfer experiment in a partially (internally) blocked 19-rod bundle with wire spacers cooled by LBE, Nuclear Engineering and Design 330 (2018), 225–240.

 

Kontakt:
Prof. Dr.-Ing. Thomas Wetzel
Tel. 0721/608-46447
thomas.wetzel∂kit.edu