Verbundprojekt WASA-BOSS: Weiterentwicklung und Anwendung von Severe Accident Codes – Bewertung und Optimierung von Störfallmaßnahmen; Teilprojekt B: Druckwasserreaktor-Störfallanalysen unter Verwendung des Severe-Accident-Code ATHLET-CD

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet

Verbundprojekt WASA-BOSS: Weiterentwicklung und Anwendung von Severe Accident Codes – Bewertung und Optimierung von Störfallmaßnahmen; Teilprojekt B: Druckwasserreaktor-Störfallanalysen unter Verwendung des Severe-Accident-Code ATHLET-CD

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet

Verbundprojekt WASA-BOSS: Weiterentwicklung und Anwendung von Severe Accident Codes – Bewertung und Optimierung von Störfallmaßnahmen; Teilprojekt B: Druckwasserreaktor-Störfallanalysen unter Verwendung des Severe-Accident-Code ATHLET-CD

Innerhalb des Vorhabens wurde ein ATHLET-CD-Eingabedatensatz für einen generischen deutschen DWR vom Typ KONVOI entwickelt. Das ATHLET-CD-Modell wurde für die Simulation schwerer Störfälle aus den Störfallkategorien Station Blackout (SBO) und Kühlmittelverluststörfällen mit kleinen Lecks (SBLOCA) eingesetzt. Dabei ist die vollständige Störfalltransiente für den Zeitbereich zwischen dem einleitenden Ereignis bis zum Versagen des Reaktordruckbehälters (RDB) abgedeckt und alle wesentli-chen Phänomene schwerer Störfällen werden abgebildet: Beginn der Kernaufheizung, Spaltproduktfrei-setzung, Aufschmelzen von Brennstoff- und Absorbermaterialien, Oxidationsprozesse mit Freisetzung von Wasserstoff, Verlagerung von geschmolzenem Material, Verlagerung in das untere Plenum, Schä-digung und Versagen des RDB. Das Modell wurde für die Analyse möglicher präventiver und mitigativer Notfallmaßnahmen für SBO und SBLOCA angewandt. Dafür wurden die Notfallmaßnahmen primärseitige Druckentlastung (PDE), primärseitiges Einspeisen mit mobilen Pumpensystemen sowie für SBLOCA das verzögerte Einspeisen der kaltseitigen Druckspeicher untersucht und die Eigenschaften und Einleitekriterien der Maßnahmen variiert. Es wurden die Zeitverläufe der Unfallszenarien analysiert und die verbleibenden Zeitspannen für die Einleitung zusätzlicher Maßnahmen ermittelt. Für ein SBO-Szenario mit PDE wurde für die Frühphase der Transiente (bis zum Beginn der Kernschmelze) eine Unsicherheits- und Sensititvitätsanalyse durchgeführt. Zusätzlich wurde für ein SBLOCA-Szenario ein Code-zu-Code-Vergleich zwischen ATHLET-CD und dem Störfallcode MELCOR erarbeitet

Testing the NURESIM platform on a PWR main steam line break benchmark

Within the NURESAFE project, a main steam line break benchmark has been defined and solved by codes integrated into the European code platform NURESIM. The paper describes the results of the calculations for this benchmark. Six different solutions using different codes and code systems are provided for the comparison. The quantitative differences in the results are dominated by the differences in the secondary system parameters during the depressurization. The source of these differences comes mainly from the application of different models for the two-phase leak flow available in the system codes. The use of two different thermal hydraulic system codes influences the results more than expected when the benchmark was created. The codes integrated into the NURESIM platform showed their applicability to a challenging transient like a main steam line break

Validation of coupled neutronic / thermal-hydraulic codes for VVER reactors Final report

In recent years, the simulation methods for the safety analysis of nuclear power plants have been continuously improved to perform realistic calculations. Therefore in VALCO work package 2 (WP 2), the usual application of coupled neutron-kinetic / thermal-hydraulic codes to VVER has been supplemented by systematic uncertainty and sensitivity analyses. A comprehensive uncertainty analysis has been carried out. The GRS uncertainty and sensitivity method based on the statistical code package SUSA was applied to the two transients studied earlier in SRR-1/95: A load drop of one turbo-generator in Loviisa-1 (VVER-440), and a switch-off of one feed water pump in Balakovo-4 (VVER-1000). The main steps of these analyses and the results obtained by applying different coupled code systems (SMABRE - HEXTRAN, ATHLET - DYN3D, ATHLET - KIKO3D, ATHLET -BIPR-8) are described in this report. The application of this method is only based on variations of input parameter values. No internal code adjustments are needed. An essential result of the analysis using the GRS SUSA methodology is the identification of the input parameters, such as the secondary-circuit pressure, the control-assembly position (as a function of time), and the control-assembly efficiency, that most sensitively affect safety-relevant output parameters, like reactor power, coolant heat-up, and primary pressure. Uncertainty bands for these output parameters have been derived. The variation of potentially uncertain input parameter values as a consequence of uncertain knowledge can activate system actions causing quite different transient evolutions. This gives indications about possible plant conditions that might be reached from the initiating event assuming only small disturbances. In this way, the uncertainty and sensitivity analysis reveals the spectrum of possible transient evolutions. Deviations of SRR-1/95 coupled code calculations from measurements also led to the objective to separate neutron kinetics from thermal-hydraulic feedback effects. Thus, in VALCO work package 3 (WP 3) stand-alone three-dimensional neutron-kinetic codes have been validated. Measurements carried out in an original-size VVER-1000 mock-up (V-1000 facility, Kurchatov Institute Moscow) were used for the validation of the codes DYN3D, HEXTRAN, KIKO3D and BIPR-8, which are chiefly designed for VVER safety calculations. The significant neutron flux tilt measured in the V-1000 core, which is caused only by radial-reflector asymmetries, was successfully modelled. A good agreement between calculated and measured steady-state powers has been achieved, for relative assembly powers and inner-assembly pin power distributions. Calculated effective multiplication factors exceed unity in all cases. (orig.)European Commision 5th Euratom Framework Programme 1998-2002, Key Action: Nuclear FissionSIGLEAvailable from TIB Hannover: RR 1847(408) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman