Analytical pre-test support of boil-down test QUENCH-11

Analytische Unterstützung zur Vorbereitung des Ausdampf-Versuchs QUENCH-11 Im QUENCH-Vorhaben des Forschungszentrums Karlsruhe soll das Fluten eines teilweise zerstörten Kerns untersucht werden. Der zweite LACOMERA Versuch Q-L2 (QUENCH-11) beginnt mit einer Ausdampfphase des Bündels, bis der Wasserspiegel das untere Bündel¬ende erreicht hat. Ein derartiger Versuch wurde bislang noch nicht in der QUENCH-Anlage durchgeführt, so dass mit SCDAP/RELAP5 mod3.2.irs eine Machbarkeitsstudie erforderlich war. Die Ergebnisse zeigen, dass eine Zusatzheizung im unteren Plenum notwendig ist, um den Wasserstand und die Verdampfungsrate (Dampfmassenstrom in der Ausdampfphase) unabhängig von der angestrebten Maximaltemperatur im Bündel zu regeln. Für eine verläss¬liche Versuchsplanung sowie zur Erstellung der Energiebilanz muss die Zusatzheizung in¬nerhalb des unteren Plenums unterhalb der Wasseroberfläche installiert werden, damit die Heizleistung vollständig in das Wasser eingekoppelt wird. Um die Verdampfungsrate über längere Zeit aufrecht zu erhalten, muss zusätzlich Wasser in das untere Plenum eingespeist werden. Anhand dieser Rechnungen wird der Testablauf im Detail diskutiert. Eine entsprechende Studie zeigte die Durchführbarkeit eines solchen Ausdampftests und war die Grundlage für die oben erwähnten Änderungen in der Anlage und der Versuchs-Durchführung gegenüber früheren Tests. Eine Reihe von Vorversuche wurde durchgeführt, um die Brauchbarkeit der Änderungen an der Anlage und der geplanten Versuchsführung zu prüfen und um Daten für das thermohydraulische Verhalten der Anlage zu bekommen, an denen die Code-Modelle für die Voraus- und Nachrechnungen von QUENCH-11 getestet werden können. Im Anschluss an die Vorversuche wurden wie bei früheren QUENCH-Tests detaillierte Vorausrechnungen mit verschiedenen Codes zu Versuchsablauf und -steuerung durchgeführt. Drei Forschungs¬einrichtungen in der EU waren beteiligt. Die berechneten Ergebnisse reagieren empfindlich auf Änderungen der Versuchsparameter wie das anfängliche axiale Temperaturprofil und die eingespeiste elektrische Leistung, wie es auch für die untersuchten physikalischen Bedin¬gungen im Versuch erwartet werden kann

Uncertainty quantification for severe-accident reactor modelling: Set-up and first results of the Horizon-2020 project MUSA

The current Horizon-2020 project on “Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)” aims at applying Uncertainty Quantification (UQ) in the modelling of Severe Accidents (SA), particularly in predicting the radiological source term of mitigated and unmitigated accident reactor scenarios. A selected number of severe accident sequences of different nuclear power plant designs (e.g. PWR, VVER, and BWR) are addressed. The application of the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology to reactor accident scenarios requires a number of key steps: (i) the selection of severe accident sequences for each reactor design; (ii) the development of a reference input model for the specific design and SA-code; (iii) the definition of the figures of merit for the UQ-analysis; (iv) the selection of a list of uncertain model parameters to be investigated; (v) the choice of a statistical tool to propagate input deck uncertainties; (vi) the selection of a feasible approach (i.e., Monte Carlo versus order statistics) to address UQ by using a statistical software (i.e., UQ-tools DAKOTA, SUSA, URANIE, etc.); (vii) the running phase to achieve a high number of successful realizations with the SA codes; and, (viii) the statistical evaluation of the results (i.e., sensitivity analysis). This paper describes each of these steps such as settled in the reactor applications work package of the EU MUSA project and pays particular attention to the choices made by partners. It presents preliminary results also with an emphasis on the major challenges posed by BEPU application in the field of SA analysis

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

Main outcomes of the Phebus FPT1 uncertainty and sensitivity analysis in the EU-MUSA project

The Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA) project was funded in HORIZON 2020 and is coordinated by CIEMAT (Spain). The project aims at consolidating a harmonized approach for the analysis of uncertainties and sensitivities associated with Severe Accidents (SAs) analysis, focusing on source term figures of merit. The Application of Uncertainty Quantification (UQ) Methods against Integral Experiments (AUQMIE – Work Package 4 (WP4)), led by ENEA (Italy), was devoted to apply and test UQ methodologies adopting the internationally recognized PHEBUS FPT1 test. FPT1 was chosen to test UQ methodologies because, even though it is a simplified SA scenario, it was representative of the in-vessel phase of a severe accident initiated by a break in the cold leg of a PWR primary circuit. WP4 served as a platform to identify and discuss the issues encountered in the application of UQ methodol ogies to SA analyses (e.g. discuss the UQ methodology, perform the coupling between the SA codes and the UQ tools, define the results post-processing methods, etc.). The purpose of this paper is to describe the MUSA PHEBUS FPT1 uncertainty application exercise with the related specifications and the methodologies used by the partners to perform the UQ exercise. The main outcomes and lessons learned of the analysis are: scripting was in general needed for the SA code and uncertainty tool coupling and to have more flexibility; particular attention should be devoted to the proper choice of the input uncertain parameters; outlier values of figures of merit should be carefully analyzed; the computational time is a key element to perform UQ in SA; the large number of uncertain input parameters may complicate the interpretation of correlation or sensitivity analysis; there is the need for a statistically solid handling of failed calculations

First outcomes from the PHEBUS FPT1 uncertainty application done in the EU MUSA project

The Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA) project, founded in HORIZON 2020 and coordinated by CIEMAT (Spain), aims to consolidate a harmonized approach for the analysis of uncertainties and sensitivities associated with Severe Accidents (SAs) by focusing on Source Term (ST) Figure of Merits (FOM). In this framework, among the 7 MUSA WPs the Application of Uncertainty Quantification (UQ) Methods against Integral Experiments (AUQMIE – Work Package 4 (WP4)), led by ENEA (Italy), looked at applying and testing UQ methodologies, against the internationally recognized PHEBUS FPT1 test. Considering that FPT1 is a simplified but representative SA scenario, the main target of the WP4 is to train project partners to perform UQ for SA analyses. WP4 is also a collaborative platform for highlighting and discussing results and issues arising from the application of UQ methodologies, already used for design basis accidents, and in MUSA for SA analyses. As a consequence, WP4 application creates the technical background useful for the full plant and spent fuel pool applications planned along the MUSA project, and it also gives a first contribution for MUSA best practices and lessons learned. 16 partners from different world regions are involved in the WP4 activities. The purpose of this paper is to describe the MUSA PHEBUS FPT1 uncertainty application exercise, the methodologies used by the partners to perform the UQ exercise, and the first insights coming out from the calculation phase