SARNET benchmark on QUENCH-11. Final report

In den QUENCH-Versuchen wird der Wasserstoffquellterm bei der Einspeisung von Notkühlwasser in einen trockenen, überhitzten Reaktorkern eines Leichtwasserreaktors untersucht. Ferner wird in den Versuchen das Verhalten von überhitzten Brennelementen unter verschiedenen Flutbedingungen untersucht, eine Datenbasis zur Modellentwicklung und eine Weiterentwicklung von Rechenprogrammen zu Schweren Störfällen (engl. SFD – Severe Fuel Damage) erstellt. Der Ausdampf-Versuch QUENCH-11 wurde am 8. Dezember 2005 durchgeführt. Es war das zweite Experiment im Rahmen des EU-geförderten LACOMERA-Programms. Es sollte einen Kühlmittelpumpenausfall während eines Kühlmittelverluststörfalls (hier ein sog. Small Break LOCA) oder einer plötzlichen Stromabschaltung (eng. „station blackout“) mit einer späten Druckentlastung des Primärsystems simulieren. Verbunden mit dem Unfallszenario ist das Ausdampfen eines teilgefüllten Reaktorkerns bzw. des Versuchsbündels. Das Ziel war die Untersuchung des Bündelverhaltens während des Ausdampfens und des nachfolgenden Abschreckens mit reduzierter Wassereinspeiserate. Es war das erste Experiment, in dem der gesamte Unfallablauf von der Ausdampfphase bis zur verzögerten Flutung des Bündels bei einer geringen Wasser-Einspeiserate untersucht werden sollte. Das Ausmaß der Wechselwirkungen von Thermalhydraulik und Materialien war in dem Experiment ausgeprägter als in früheren QUENCH-Versuchen. Das Experiment wurde von INRNE Sofia (Bulgarische Akademie der Wissenschaften) vorgeschlagen und zusammen mit dem Forschungszentrum Karlsruhe definiert. Nach dem Experiment wurde entschieden, die QUENCH-11-Daten für ein Rechenprogramm-Benchmark, bei dem die Rechenergebnisse mit den experimentellen Daten verglichen werden, im Rahmen des Europäischen Exzellenz-Netzwerks SARNET anzubieten, um die Zuverlässigkeit der Rechnungen für die verschiedenen Phasen von Unfall bzw. Experiment zu überprüfen. Die eingesetzten SFD-Rechenprogramme waren ASTEC, ATHLET-CD, ICARE-CATHARE, MELCOR, RATEG/SVECHA, RELAP/SCDAPSIM, und SCDAP/RELAP5. Die Koordination für den Vergleich übernahm INRNE. Als Grundlage für den Vergleich dienten die zeitlichen Verläufe von Temperaturen, Wasserstofferzeugung und anderer wichtiger Daten. Außerdem wurden Axialprofile, in erster Linie die der Temperatur zum Zeitpunkt des Flutbeginns und des Endstadiums, d. h. bei der Testzeit von 7000 s, verglichen. Für die meisten Rechenergebnisse kann ein gemeinsamer Trendverlauf angegeben werden. Größere Unterschiede zeigen die Ergebnisse für die Wasserstofferzeugung und die zugehörige Oxidschichtdicke. Der Grad der Übereinstimmung zwischen Rechnung und Experiment wird von den Schwachstellen der Rechnung und des Experiments gleichermaßen mitbestimmt. SFD-Rechenprogramme sind zur Analyse von typischen Kernreaktorunfällen entwickelt worden. Einzelne Besonderheiten der experimentellen Anordnung integraler Experimente (wie auch QUENCH-11) sind bedingt durch das Vorhandensein von Dampfführungsrohr (Shroud) und Elektrodenmaterial für die elektrische Stabheizung nicht reaktortypisch und können daher nicht in der gewünschten Einzelheit im Rechenprogramm nachgebildet werden. Hinzu kommen Effekte durch den Anwender. Da jedoch die Bandbreite der wesentlichen Rechenergebnisse einschließlich der Wasserstofferzeugung nicht extrem groß ist, kann das Ergebnis des SFD-Rechenprogramm-Benchmarks insgesamt als positiv bewertet werden. Ein Vergleich mit anderen Experimenten zeigt einen weiteren Bedarf an Verbesserungen besonders im Hinblick auf die Oxidation stark zerstörter Bündelstrukturen während des Flutens. Zusätzlich erwies sich das Rechenprogramm-Benchmark für einige Programmanwender als wertvoll, um sich mit den physikalischen Problematiken und der Anwendung von großen SFD-Rechenprogrammen vertraut zu machen. Es dient dem Erfahrungsaustausch mit jüngeren Wissenschaftlern und Ingenieuren und der Aufrechterhaltung des Standards der nuklearen Sicherheit

The Fukushima Daiichi Accident

The Fukushima Daiichi Accident consists of a Report by the IAEA Director General and five technical volumes. It is the result of an extensive international collaborative effort involving five working groups with about 180 experts from 42 Member States with and without nuclear power programmes and several international bodies. It provides a description of the accident and its causes, evolution and consequences, based on the evaluation of data and information from a large number of sources available at the time of writing. The set contains six printed parts and five supplementary CD-ROMs. Contents: Report by the Director General; Technical Volume 1/5, Description and Context of the Accident; Technical Volume 2/5, Safety Assessment; Technical Volume 3/5, Emergency Preparedness and Response; Technical Volume 4/5, Radiological Consequences; Technical Volume 5/5, Post-accident Recovery; Annexes. The JRC contributed to volumes 1,2 and 3, which are attached.JRC.F.5-Nuclear Reactor Safety Assessmen