Validation of Advanced Computer Codes for VVER Technology: LB-LOCA Transient in PSB-VVER Facility

The OECD/NEA PSB-VVER project provided unique and useful experimental data for code validation from PSB-VVER test facility. This facility represents the scaled-down layout of the Russian-designed pressurized water reactor, namely, VVER-1000. Five experiments were executed, dealing with loss of coolant scenarios (small, intermediate, and large break loss of coolant accidents), a primary-to-secondary leak, and a parametric study (natural circulation test) aimed at characterizing the VVER system at reduced mass inventory conditions. The comparative analysis, presented in the paper, regards the large break loss of coolant accident experiment. Four participants from three different institutions were involved in the benchmark and applied their own models and set up for four different thermal-hydraulic system codes. The benchmark demonstrated the performances of such codes in predicting phenomena relevant for safety on the basis of fixed criteria

Simulation of beyond design basis accidents

Accident Management (AM) Programme werden gemeinhin als wichtiger Punkt des Defence in Depths Konzepts für Kernkraftwerke gesehen. Durch sorgfältige Analyse von auslegungsüberschreitenden Reaktorstörfällen ist es möglich, dem Reaktorfahrers eines Kernkraftwerks Richtlinien zu geben, die den Gebrauch von Systemen ausserhalb ihrer Auslegung zur Rückführung des Reaktors in ein sicheres Regime erlauben, oder zumindest mildernd auf den Unfallhergang einwirken. Accident Management Programme wurden erstmalig in den USA eingeführt, sind aber mittlerweile auch in Europa weit verbreitet. In den letzten Jahren entschlossen sich auch die Staaten, die ehemals der Sowjetunion angehörten, Accident Management Programme zu übernehmen. Die vorliegende Arbeit ist im Rahmen eines Europaid-Projekts entstanden, welches zum Ziel hatte, die Entwicklung von AM für den VVER 1000 voranzutreiben. Der VVER 1000 ist ein Druckwasserreaktor russischen Designs der in Russland, der Ukraine, Bulgarien, Indien, Iran, China und Tschechien im Bau oder im Betrieb ist. Das Projekt wurde von Europaid, TACIS Programm der Europaischen Kommission zur Verbesserung der Sicherheit von russischen Kernkraftwerken finanziert. Das Projekt hatte mehrere Zielsetzungen. Eine wichtige Zielsetzung war die Ausführung von Experimenten mit komplexen Unfallhergang an der integralen Versuchsanlage PSB-VVER. Die Versuchsanlage bildet den Reaktor VVER 1000 mit einer Höhenskala von 1:1, einer Volumen- und Leistunsskalierung von 1:300 ab. Zwölf Versuche, und drei zusätzliche Einzelvariationen zu je einem der zwölf Versuche wurden durchgeführt. Als auslösender Unfall wurden Primärkühlmittelverlust durch kleine Lecks, Primär- zu Sekundärlecks, Speisewasserverlust und Netzverlust mit gleichzeitigem Versagen aller Dieselgeneratoren angenommen. Zusätzlich wurden Mehrfachversagen verschiedener Sicherheitssysteme angenommen. Als AM-Strategien wurden Primär- und Sekundärseitige Druckentlastung, und Einspeisung aus unkonventionellen Quellen getestet. Die entstandene experimentelle Datenbank wurde verwendet, um die Codes Relap5 und Cathare2 für auslegungsüberschreitende Störfälle zu qualifizieren - eine weitere Zielsetzung des Projekts. Vorhersagen von Computerprogrammen und experimentelle Daten wurden verglichen. Es wurde versucht, den Störfallhergang aller Experimente vor und nach Durchführung des Experiments vorherzusagen. Obwohl die Versuchsanlage PSB-VVER gut skaliert wurde, ist anzunehmen, dass das Verhalten des Kraftwerks bei gleichen Rahmenbedingungen beträchtliche Unterschiede aufzeigen würde. Das Ziel der Experimente ist deshalb in erster Linie, qualitativ die gleichen physikalischen Phänomene nachzubilden. Es soll gezeigt werden, dass die Computercodes in der Lage sind, das Verhalten der Versuchsanlage hinreichend genau nachzubilden. Schlussfolgerungen für das Kernkraftwerk müssen dann auf Code Simulationen des Kernkraftwerks basieren. Eine dritte Zielsetzung war es, die Wirksamkeit der untersuchten AM-Strategien zu testen. Die Simulationen, die während des Projekts mit dem Code Relap5 ausgeführt wurden, um Aussagen für das eigentliche Kraftwerk zu stützen, sind in dieser Arbeit präsentiert. Simulationen des Kraftwerks war zu mehreren Anlässen für das Projekt von Nöten. In der Planungsphase der Experimente wurden die experimentellen Rahmenbedingungen vorerst in der Kraftwerkssimulation getestet, um ihre Relevanz fuer AM sicherzustellen. Nach der Ausführung aller Experimente, und den Erkenntnissen aus den Post-Test Simulationen der Experimente, wurde die Simulation des eigentlichen Kraftwerks entsprechend adaptiert, und die Berechnungen wurden wiederholt, um Aussagen über die Effizienz der angewandten AM Strategien treffen zu können. In enger Zusammenarbeit mit dem Referenzkraftwerk Balakovo, Block 3, wurde ein Störfall und eine AM Strategie zur detailierten Analyse und Optimierung ausgewählt. Ein lang andauernder Verlust des Netzanschluss mit gleichzeitigem Versagen aller Dieselgeneratoren (Station Blackout) wurde als Störfall ausgewählt. Verlust des Netzanschluss über einen längeren Zeitraum als zwei Stunden ist unter normalen Bedingungen sehr unwahrscheinlich. Allerdings ist die Wahrscheinlichkeit eines solchen Störfalls schwer abzuschätzen, wenn man auch terroristische Anschläge als möglich erachtet. Leitungen und Dieselgeneratoren könnten weniger geschützt, oder schwerer zu schützen sein, als andere Sicherheitssysteme. Aber selbst wenn alle aktiven systeme in diesem Fall nicht verfügbar sind, die Speisewasserleitungen und die Deaeratoren bleiben für einige Zeit unter Druck und können als zusätzliches Speisewasser genutzt werden, wenn eine sekundärseitige Druckentlastung zeitgerecht durchgeführt wird. Ebenfalls primärseitig stehen die Druckspeicher zur Verfügung, bei entsprechender primärseitiger Druckentlastung. Die AM Strategie, die im Detail untersucht wurde, war eine Kombination von Sekundär- und/oder Primärseitiger Druckentlastung. Um den Zeitpunkt der Intervention zu optimieren wurde eine Methode zur generellen Optimierung von accident management interventionen entwickelt. Die Methode umfasst vier Schritte. Die Parameter, die optimiert werden sollen, müssen festgelegt werden. Die Randbedingungen müssen festgelegt werden. Es muss definiert werden, welches Ziel die Optimierung erreichen will. Ein Algorithmus muss angewandt werden, um schrittweise-iterativ den Zielparameter zu verbessern, und letzlich müssen die Resultate entsprechend dargestellt werden. Das Ergebnis der Arbeit ist, dass die ``Gnadenfrist'', d.h. die Zeit bis zum Eintritt der (teilweisen) Kernschmelze, mit der richtigen AM-Strategie bedeutend verlängert werden konnte. Während in einem Station Blackout ohne AM nach zwei- bis drei Stunden Schaden am Reaktorkern zu erwarten ist, kann sekundärseitige Druckentlastung und damit die passive Verfügbarkeit von zusätzlichem Speisewasser aus Speisewasserleitungen und Deaeratoren den Naturumlauf erneut in Gang setzen und die Gnadenzeit verlängern. Primärseitige Druckentlastung erlaubt die Intervention der Druckspeicher, und senkt den primärseitigen Druck. Sollte die Stromversorgung nicht wiederhersgestellt werden können, verhindert Primärseitige Druckentlastung Versagen des Reaktordruckgefäßes bei hohem Druck.Accident management (AM) programmes are considered to be an important step in the defense in depth concept for nuclear power plants. By carefully analyzing possible accident conditions in advance, a nuclear power plant operator may use plant equipment outside of its foreseen functions to cope with situations beyond the design of the plant. Accident management programmes have been first introduced in NPP in the USA, but are now also widely adopted in Europe. The introduction of AM in Republics of the former Soviet Union is a rather recent development. The present work has been performed as part of a Europaid Project with the goal to support the development of AM for the VVER 1000, a pressurized water reactor used in Russia, Ukraine, Bulgaria, India, Iran, China, Czech Republic. The project was funded by Europaid, TACIS programme, with the aim to enhance the safety of Russian nuclear reactors. The project had several objectives. One of the main goals was to execute complex experiments on the PSB-VVER integral test facility. The facility is a full height, 1:300 volume and power scaled model of the VVER 1000. Twelve diverse and three additional single variant experiments have been executed. The initiating events for the experiments were small break loss of coolant accidents, primary to secondary side leaks, loss of feed water and station black out. In addition, multiple failures of the safety systems and accident management strategies like primary side and secondary side depressurization, and injection into primary and/or secondary side with non standard equipment have been assumed. The experimental database has then been used for the next main goal of the project, to qualify the codes Relap5 and Cathare2 for simulation of beyond design basis accidents at the VVER 1000, by performing code - experiment comparisons. All experiments have been tried to predict at a pre- and post test level. Although the PSB-VVER facility is well scaled, the behavior of the real NPP will differ considerable. Therefore, the experiments serve to show qualitatively the phenomena that can be expected, and to confirm that the available thermal hydraulic system codes are capable of predicting these phenomena for the facility. Conclusions for the real plant have to be based on simulation with a plant nodalisation. A third main goal of the project was to test the effectiveness of the adopted AM-Strategies. The simulations, that have been performed with the thermal hydraulic system code Relap5 for the actual NPP to support this part of the project are presented in the current work. Support was given on several occasions. In the planning phase of the experiments, all test designs have been simulated with a plant simulation to confirm their relevance for accident management. After the experimental campaign, the calculations have been repeated, taking into account the experience gained. All AM strategies have been evaluated for their effectiveness. In close cooperation with the reference NPP, Balakovo Unit 3, one initiating event and AM strategy has been selected for detailed study and optimization. A long term station black out was the selected initiating event. While an SBO of more than 2 hours is extremely unlikely under normal conditions, it is still important if one considers terroristic attacks - the power lines and diesel generators might be less protected than other systems. Even if all active systems are unavailable in this case, the feed water in the feed water lines and deaerator tanks stays pressurized for some time and might be an additional source of water for the secondary side. Likewise, the hydro accumulators can be used as water source for the primary side. The strategy that has been investigated was based on depressurization of secondary and/or primary side, to be able to use the above mentioned sources of water. To optimize the intervention of the operator, a method for optimization of accident management procedures has been worked out. The method is based on four steps. The parameters to be optimized have to be selected and the boundary conditions have to be fixed. The goal of the optimization (target parameter) has to be defined. An algorithm to iteratively improve the target parameter has to be applied, and finally, the results have to be displayed. The findings of the work are that the grace time, i.e. the time before core damage takes place, can be considerably extended by the right accident management strategy. While a in a station black out without accident management after two to three hours core damage can be expected to take place, depressurizing the secondary side and thereby furnishing additional feed water from feed water lines and deaerator tanks passively into the steam generators can restart natural circulation and gain additional grace time. Depressurizing the primary side allows the hydro accumulators to intervene, and to lower the primary side pressure. In case the connection to the grid or emergency power can not recovered, by depressurizing the primary side failure of the reactor pressure vessel at high pressure can be avoided

Realization of a Methodology for the assessment of “Best Estimate” codes for the analysis of nuclear systems and application to Cathare2 V2.5 code

Il presente lavoro riguarda la qualifica dei codici per la valutazione della sicurezza dei reattori nucleari. La generazione attuale dei codici termoidraulici di sistema (come relap5, Cathare2, Trace,..), è basata sulla soluzione di sei equazioni di bilancio per il liquido e per il vapore, che sono integrate da un adeguato insieme di equazioni costitutive. Le equazioni di bilancio sono accoppiate con le equazioni di scambio termico e con le equazioni della cinetica neutronica (tipicamente la cinetica puntuale), per rappresentare le più importanti condizioni al contorno nelle simulazioni di un impianto nucleare durante condizioni normali e incidentali. Un aspetto chiave nello sviluppo di tali codici è sia il processo di sviluppo stesso che il processo di qualifica indipendente. Il primo è collegato alla verifica del codice durante la realizzazione del codice stesso, mentre il secondo consiste nella validazione della capacità del codice di riprodurre i dati provenienti dagli esperimenti condotti in apparati sperimentali: “Integral Test Facility” (ITF) o “Separate Effect Test Facilities” (SETF). La qualifica indipendente è eseguita nella pratica comune da gruppi di utenti diversi dagli sviluppatori del codice. Un ruolo rilevante nella qualifica indipendente è rappresentato dalla procedura seguita dall’utilizzatore del codice, perché deve essere robusta e applicata in modo sistematico. Negli studi per la sicurezza del comportamento degli impianti nucleari, possono essere identificati due differenti approcci (prevalentemente finalizzati all’ottenimento della licenza di esercizio): Conservativo: • Sovra/sotto stima di specifici parametri per coprire l’incertezza. • Valori calcolati sono da considerarsi sovra/peggiori rispetto al valore reale. Best estimate/realistico: • Libero dal pessimismo deliberato. • Comportamento reale dell’apparato sperimentale. • Valutazione dell’incertezza. La presente tesi è focalizzata sull’approccio “Best Estimate” (BE), vale a dire sulla revisione e razionalizzazione delle procedure sviluppate al Dipartimento di Ingegneria Meccanica Nucleare e della Produzione (DIMNP) dell’Università di Pisa (UNIPI), che tratta la qualifica dei risultati dei codici di BE. Il codice di riferimento è il “Code for Analysis of Thermal-Hydraulics during an Accident of Reactor and safety Evaluation” (Cathare2). Esso è stato sviluppato dal 1979 con la collaborazione del “Commissariat a l’Energy Atomique” (CEA), dell’ “lnstitut de Protection et de Sûreté Nucleaire" (IPSN), dell’ “Elecricitè De France” (EDF) e di Framatome. Il presente lavoro ha come punto di partenza quello di individuare le necessità relative all’applicazione dei codici nelle analisi deterministiche per la sicurezza dei reattori nucleari. Il primo elemento analizzato è la qualifica della nodalizzazione. Questa riguarda il livello di conoscenza di tutti gli elementi del sistema studiato (impianto nucleare o apparato sperimentale) che deve essere ben noto durante la realizzazione della nodalizzazione. Dopo aver realizzato la nodalizzazione, il processo di qualifica prevede due passaggi nei quali occorre dimostrare la corrispondenza geometrica tra il sistema studiato e la nodalizzazione e i maggiori parametri termoidraulici. Un ulteriore passaggio è rappresentato dalla qualifica della capacità della nodalizzazione di riprodurre gli stessi risultati provenienti dagli esperimenti, in modo da verificare se ci siano inadeguatezze nelle scelte dell’utilizzatore. Un ruolo primario nel processo descritto è rappresentato dall’ interazione codice-utente denominata “user-effect” e questo effetto viene analizzato in dettaglio mostrando alcuni esempi. Nel testo è stato evidenziato il ruolo primario dell’utilizzatore in tutte le fasi previste nell’applicazione del codice. Dopo aver analizzato il problema, sono state suggerite alcune contromisure da adottare per ridurre l’effetto dell’utilizzatore sul risultato finale. Per raggiungere tale scopo è stata utilizzata l’esperienza internazionale e le relative linee guide della “International Atomic Energy Agency” (IAEA) . Un altro argomento rilevante, discusso nel presente lavoro, è l’effetto del computer e del compilatore sul risultato finale. A parte gli errori contenuti nel compilatore, sono state evidenziate alcuni pratiche scorrette durante la realizzazione del programma. Un ulteriore effetto del compilatore è connesso alla precisione (64 bits o 32 bits) della macchina utilizzata per il calcolo. Sono descritti in dettaglio la disponibilità di strumenti computazionali per la qualifica dei risultati. In particolare è stato descritto il metodo basato sulla “Uncertainty Methodology based on Accuracy Extrapolation" (UMAE). Questo metodologia deriva l’incertezza dalla estrapolazione della accuratezza. Sono stati evidenziati usi differenti della UMAE e riguardano la qualifica dell’utilizzatore del codice, della nodalizzazione dell’apparato sperimentale e della nodalizzazione dell’impianto nucleare. Il metodo adottato nella UMAE non è solo usato per la qualifica dei calcoli, ma alcune procedure possono essere adottate per la dimostrazione della scalabilità dei dati sperimentali, per la dimostrazione della scalabilità (indipendenza dal fattore di scala), per la dimostrazione dell’ accuratezza del codice, ecc. E’ stato proposto uno strumento addizionale capace di quantificare l’accuratezza di un dato calcolo di un codice: il “Fast Fourier Transform Based Method” (FFTBM). Un risultato chiave discusso è la “Scaling Strategy” presa dal “Addressing the scaling issue”, riguardante la valutazione dei codici a fronte dei dati sperimentali provenienti da apparati sperimentali integrali e/o apparati sperimentali ad effetto separato. Nella metodologia UMAE il problema della scala ha un ruolo rilevante, perchè l’incertezza collegata alla previsione del codice per l’impianto nucleare è estrapolata dal database costruito considerando l’accuratezza dei calcoli nelle simulazioni dei dati sperimentali provenienti dagli apparati sperimentali integrali ITF. Questo aspetto rappresenta il collegamento tra il problema della scala e la valutazione dell’incertezza, un passo necessario all’interno dell’approccio BE nell’applicazione del codice. L’approccio al problema della scala proposta da UNIPI è sostanzialmente l’uso dei dati sperimentali e dei risultati delle analisi di supporto. Nell’ottica del miglioramento della metodologia per la qualifica indipendente, sono stati illustrati i risultati dell’uso di un codice di Fluido Dinamica Computazionale (CFD), come strumento di supporto durante la realizzazione della nodalizzazione per un calcolo più accurato della distribuzione dei coefficienti di perdita di carico in alcune parti scelte del sistema studiato. Nella stessa ottica, è state illustrata una ulteriore attività che riguarda l’analisi della accuratezza nella valutazione dei coefficienti di perdita di pressione concentrate K per mezzo di un codice di CFD. Lo scopo è stato quello di evidenziare quali parametri geometrici e termoidraulici hanno effetto sul valore di K. Infine, un breve sommario illustra i maggiori risultati ottenuti dall’applicazione del codice Catharte2 nello sviluppo e nella qualifica delle procedure di “Accident Management” (AM) per gli impianti nucleari VVER1000, sulla base dei dati sperimentali provenienti dall’apparato sperimentale PSB-VVER (Russia). Inoltre è stato descritta la qualifica del codice per i fenomeni di trasporto di boro con i dati provenienti dall’apparato sperimentale PKL III operante in Germania, che simula un impianto nucleare PWR. In entrambe le applicazioni è stata utilizzata la metodologia sviluppata al DIMNP e il codice Cathare2 ha dimostrato di adempiere a tutti i requisiti previsti nella metodologia

Contribution to the assessment of CFD codes for in-vessel flow investigation

The present research aims at contributing to the CFD code assessment process for nuclear reactor applications, and particularly for the predictive analysis of the fluid dynamic phenomena occurring inside the reactor pressure vessel of a pressurized water reactor. The importance of such phenomena relies, for instance, on the influence that they can have on the spatial and temporal distribution of coolant properties (such as temperature or boron concentration) at the core inlet during certain accident transients involving perturbations of such properties with respect to nominal conditions; furthermore, in-vessel mixing phenomena can also affect the thermal interaction between coolant and pressure vessel during pressurized thermal shock scenarios. The contribution provided by this work consists in the proposal of a general and systematic methodology to be applied in the CFD code assessment for in-vessel flow investigations. Within the proposed approach, the relevant modelling issues are identified and discussed, so as to point out the main capabilities and limitations in the present state-of-the-art tools and methods. Then, the main steps of the code application procedure are described and discussed analytically, thus providing guidance for a quality-oriented use of the codes, and complementing the existing best practice guidelines for this specific problem. Furthermore, the research addresses the problem of the quantification of the accuracy for numerical predictions (both from CFD and integral codes) about coolant properties perturbations at the core inlet. As a result, a methodology is proposed based on a set of accuracy indicators, which can represent a means for judging whether the code results are sufficiently close to experimental data, once acceptance thresholds have been defined and the method has been completely assessed. The work is supported by extensive CFD code validation and application results obtained in the frame of several international research projects and co-operations, and by a continuous interaction with the involved International scientific community

Nuclear Power - System Simulations and Operation

At the onset of the 21st century, we are searching for reliable and sustainable energy sources that have a potential to support growing economies developing at accelerated growth rates, technology advances improving quality of life and becoming available to larger and larger populations. The quest for robust sustainable energy supplies meeting the above constraints leads us to the nuclear power technology. Today's nuclear reactors are safe and highly efficient energy systems that offer electricity and a multitude of co-generation energy products ranging from potable water to heat for industrial applications. Catastrophic earthquake and tsunami events in Japan resulted in the nuclear accident that forced us to rethink our approach to nuclear safety, requirements and facilitated growing interests in designs, which can withstand natural disasters and avoid catastrophic consequences. This book is one in a series of books on nuclear power published by InTech. It consists of ten chapters on system simulations and operational aspects. Our book does not aim at a complete coverage or a broad range. Instead, the included chapters shine light at existing challenges, solutions and approaches. Authors hope to share ideas and findings so that new ideas and directions can potentially be developed focusing on operational characteristics of nuclear power plants. The consistent thread throughout all chapters is the system-thinking approach synthesizing provided information and ideas. The book targets everyone with interests in system simulations and nuclear power operational aspects as its potential readership groups - students, researchers and practitioners

Nuclear Power

At the onset of the 21st century, we are searching for reliable and sustainable energy sources that have a potential to support growing economies developing at accelerated growth rates, technology advances improving quality of life and becoming available to larger and larger populations. The quest for robust sustainable energy supplies meeting the above constraints leads us to the nuclear power technology. Today's nuclear reactors are safe and highly efficient energy systems that offer electricity and a multitude of co-generation energy products ranging from potable water to heat for industrial applications. Catastrophic earthquake and tsunami events in Japan resulted in the nuclear accident that forced us to rethink our approach to nuclear safety, requirements and facilitated growing interests in designs, which can withstand natural disasters and avoid catastrophic consequences. This book is one in a series of books on nuclear power published by InTech. It consists of ten chapters on system simulations and operational aspects. Our book does not aim at a complete coverage or a broad range. Instead, the included chapters shine light at existing challenges, solutions and approaches. Authors hope to share ideas and findings so that new ideas and directions can potentially be developed focusing on operational characteristics of nuclear power plants. The consistent thread throughout all chapters is the "system-thinking" approach synthesizing provided information and ideas. The book targets everyone with interests in system simulations and nuclear power operational aspects as its potential readership groups - students, researchers and practitioners

Studio e sviluppo critico di metodi di analisi delle incertezze nei processi di analisi del rischio

In questo rapporto il tema delle incertezze relative alla analisi di sicurezza di un impianto nucleare viene trattato sia in termini di incertezze relative agli studi di tipo probabilistico (PSA, Probabilistic Safety Assessment), le cui tecniche, basate sugli alberi dei guasti ed alberi degli eventi, vengono utilizzate per le analisi di rischio, sia in termini delle incertezze relative agli strumenti di calcolo, tipicamente le simulazioni di impianto tramite i codici termoidraulici, che vengono utilizzati per la analisi dei transitori incidentali. Il documento riporta anche un approfondimento relativo ad alcuni casi applicativi di notevole rilevanza, come la affidabilità dei sistemi passivi

Improvement of PWR (LOCA) safety analysis based on PKL experimental data

Sicherheitsanalysen sind essenziell für die Entwicklung der Kernenergie, dabei ist die thermohydraulische Analyse bei Betriebsbedingungen und Unfällen (inklusive design-basis accident (DBA) und beyond-design-basis accident (BDBA)) der wichtigste Aspekt. Loss-of-coolant Unfälle (LOCA), d.h. Unfälle bei denen es zum Verlust des Kühlmittels kommt, ist der am meisten auftretende und damit der wichtigste DBA für die nuklearthermische und hydraulische Sicherheitsanalyse. Nach rund einem halben Jahrhundert der Entwicklung hat sich dieses wichtige Forschungsgebiet der thermohydraulischen Sicherheitsanalyse in den letzten zehn Jahren von großen (Large-Break LOCA (LBLOCA)) und kleinen (Small-Break LOCA (LBLOCA)) Leckagen hin zu mittleren Leckagen (intermediate-break LOCA (IBLOCA)) gewandelt. IBLOCA-Szenarios standen im Mittelpunkt experimenteller Studien in der Rig-of-Safety Assessment/Large Scale Test Anlage (ROSA/LSTF), Advanced Thermal-hydraulic Test Loop for Accident simulation (ATLAS) und zuletzt in der PKL (PrimärKreisLauf) Anlage. Anhand des IBLOCA-Testszenarios der LSTF-Anlage wurde festgestellt, dass die Kernerwärmung und maximale Hüllrohrtemperatur (peak cladding temperatures (PCTs)) sehr empfindlich auf die Bruchgröße und den Einsatz von Sicherheitsinjektionen reagieren. Leider konnten die meisten thermohydraulischen Systemcodes (System Thermal-Hydraulic (STH) Codes) diese Prozesse in verschiedenen IBLOCA-Szenarien nicht reproduzieren. Um dieses Problem zu verifizieren und zu lösen, wurde auf den PKL I2.2 IBLOCA-Benchmark als entsprechender Test zurückgegriffen, der dem IBLOCA-Szenario in LSTF ähnelt. Einige typische STH-Codes sollten anhand der Testdaten des PKL I2.2 IBLOCA-Benchmarks bewertet werden. In dieser Arbeit wurde ATHLET (kurz für Analyses of THermal-hydraulics for LEaks and Transients) für die Simulation des PKL I2.2 IBLOCA-Benchmarks verwendet und es wurde sich auf die Modellbewertung / -modifikation von ATHLET konzentriert. Die Hauptschritte für die Vorbereitung des ATHLET-Eingabedecks, die Simulationsergebnisse - einschließlich stationärer und transiente Zustände - wurden in dieser Arbeit ausführlich beschrieben. Um überzeugende Ergebnisse zu bekommen, wurde eine aktuelle Methodik verwendet: Zunächst wird eine Methode beschrieben und angewendet, die die Diskretisierung bewerten kann, danach wird das Benchmark-Szenario simuliert und schließlich wird eine bekannte Methode, basierend auf der schnellen Fourier Transformation (Fast Fourier Transform Based Method (FFTBM)), zur Bewertung der Wirksamkeit von ATHLET in der PKL I2.2 IBLOCA-Simulation eingeführt. Basierend auf der Analyse der transienten und der FFTBM-Ergebnisse könnte man zunächst zu dem Schluss kommen, dass die meisten Werte im PKL I2.2 IBLOCA-Benchmark von ATHLET sehr gut prognostiziert werden können, womit die Leistungsfähigkeit von ATHLET bei der IBLOCA-Simulation bestätigt wäre. Die maximale Hüllrohrtemperaturwird kann jedoch in der Simulation nicht reproduziert. werden. Laut der Durchschnittsamplitude (AA) der FFTBM-Methode und den Ergebnissen der Sensitivitätsstudie, die auf einer neu entwickelten Methodik (zweischichtige FFTBM - MSM-Kopplungssensitivitätsstudienmethode, MSM bedeutet hier Morris Screening Method) basieren, ist dieser Fehler höchstwahrscheinlich auf die Modellierung des Massenstroms aus der Leckage zurückzuführen. Infolgedessen wurde ein neues Zweiphasenmodell (Non-Equilibrium und Non-Homogeneous Two Phase Critical Flow Model (NNTPCM)) zur Analyse der zweiphasigen kritischen Leckageströmung als potenzielles Critical Flow Model (CFM) in ATHLET entwickelt. Das Modell ermöglicht ein thermodynamisches Nichtgleichgewicht und ein hydrodynamische Inhomogenität zwischen der Flüssigkeits- und der Dampfphase. Die Lösung der sechs Erhaltungsgleichungen von Masse, Impuls und Energie für die getrennten Phasen ermöglicht dieses Modell (das vorhandene ATHLET CFM - Critical Discharge Rate 1 Dimension Model (CDR1D) - ist ein 4-Gleichungsmodell). Das Modell kann die Strömungsformen von unterkühlten bis zu Ring- Strömungen simulieren. Die Schließbedingungen wurden durch eine Reihe von konstitutiven Beziehungen erreicht, die mit Hilfe einer intensiven Literaturrecherche ausgewählt wurden. Zwei Arten von der Durchflussbegrenzung (Determinante und Druckgradient) werden diskutiert. Für das Determinantenkriterium sollte eine Kompatibilitätsbedingung für das System von Gewöhnlichen Differentialgleichungen (ODEs) berücksichtigt werden, die die Zweiphasenströmung beschreiben, um eine Lösung am Drosselpunkt zu erhalten. Um die beiden Kriterien zu testen, wurden sie numerisch für Langrohr-, Kurzrohr- und Düsenentladungen untersucht. Die Ergebnisse, die durch die Verwendung der zwei verschiedenen Kriterien erhalten werden, sind konsistent, solange der Druckgradientenschwellenwert groß genug bleibt. Gleichzeitig ist dieser Wert laut den Ergebnissen für Düsen und kurze Rohre größer, im Vergleich zu langen Rohren. Das Modell wurde durch die experimentellen Daten des Al-Sahan-Tests (Langrohrentladung), Celata-Tests (Düsenentladung), Dobran-Tests (Langrohrentladung), Sozzi-Wutherland-Tests (Kurzrohrentladung) und des Henry-Tests (9 unterkühlte und 10 gesättigte Upstream-Bedingungen) validiert. Im Vergleich zu den gemessenen kritischen Massenflüssen (aber auch mit den Druckprofilen in Al-Sahan- und Henry-Tests) zeigen die Ergebnisse eine hervorragende Übereinstimmung. Verglichen mit anderen Modellen aus der Literatur weisen die hier vorgestellten Ergebnisse die größte Übereinstimmung mit den Versuchsdaten auf. Besonderes Augenmerk wurde auf das Verständnis des Drosselprozesses gelegt, indem die Entwicklung der wichtigsten konstitutiven Parametern analysiert wurden, ein Aspekt, der in früheren Studien selten berücksichtigt wurde. Nach der Analyse der konstitutiven Parameter können einige Schlussfolgerungen gezogen werden: Der Grenzflächenbereich wird am Umschlagspunkt von Blasen- zur Kolbenströmung/Schaumströmung maximal, die virtuelle Massenkraft wird wichtig und manchmal entscheidend für den gedrosselten Fluss, bei langen Rohren spielt das thermodynamische Ungleichgewicht aufgrund der guten Wärmeübertragung zwischen den beiden Phasen eine vernachlässigbare Rolle, jedoch muss die hydrodynamische Inhomogenität berücksichtigt werden, da die Geschwindigkeitsdifferenz am Drosselpunkt sehr groß wird. Umgekehrt dazu kann die hydrodynamische Inhomogenität bei kurzen Rohren vernachlässigt werden und das thermodynamische Ungleichgewicht muss für kurze Rohre oder Düsen, aufgrund der überhitzten Flüssigkeit und der geringen Geschwindigkeitsdifferenz, berücksichtigt werden. Als möglichen Ersatz für das CDR1D-Modell in ATHLET wurde die Methodik als Plugin für ATHLET ausführlich beschrieben. Um die Wirksamkeit des Modells zu validieren und seine Fähigkeit zu überprüfen das CDR1D-Modells zu ersetzen, wurden mehrere Marviken-Tests für den kritischen Durchfluss in vollem Umfang und der PKL I2.2 IBLOCA-Benchmark für die Modellvalidierung ausgewählt. Das Modell wurde sowohl mit den Testdaten als auch mit den Ergebnissen des in ATHLET integrierten CDR1D-Modells verglichen. Die Ergebnisse zeigten, dass das NNTPCM bessere oder zumindest vergleichbare Ergebnisse als das CDR1D-Modell für die Simulation thermohydraulischer Szenarien in PWRs erzielen kann