Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 7368
SARNET Benchmark on QUENCH-1
Final Report
A. Stefanova, T. Drath, J. Duspiva, W. Erdmann, F. Fichot, G.
Guillard, P. Groudev, W. Hering, T. Hollands, Ch. Homann, M. K. Koch, L.
Sepold, M. Steinbrück, J. Stuckert, K. Trambauer, A. Vasiliev
Abstract
The QUENCH out-of-pile experiments at Forschungszentrum
Karlsruhe (Karlsruhe Research Center) are set up to investigate the hydrogen
source term that results from the water or steam injection into an uncovered
core of a Light-Water Reactor, to examine the behavior of overheated fuel
elements under different flooding conditions, and to create a database for model
development and improvement of Severe Fuel Damage (SFD) code packages.
The boil-off experiment QUENCH-11 was performed on December
8, 2005 as the second of two experiments in the frame of the EC-supported
LACOMERA program. It was to simulate ceasing pumps in case of a small break
LOCA or a station blackout with a late depressurization of the primary system,
starting with boil-down of a test bundle that was partially filled with water.
It is the first test to investigate the whole sequence of an anticipated reactor
accident from the boil-off phase to delayed reflood of the bundle with a low
water injection rate. The test is characterized by an interaction of
thermal-hydraulics and material interactions that is even stronger than in
previous QUENCH tests. It was proposed by INRNE Sofia (Bulgarian Academy of
Sciences) and defined together with Forschungszentrum Karlsruhe.
After the test, QUENCH-11 was chosen as a SARNET code
benchmark exercise. Its task is a comparison between experimental data and
analytical results to assess the reliability of the code prediction for
different phases of an accident and the experiment. The SFD codes used were
ASTEC, ATHLET-CD, ICARE-CATHARE, MELCOR, RATEG/SVECHA, RELAP/-SCDAPSIM, and
SCDAP/RELAP5. The INRNE took responsibility as benchmark coordinator to compare
the code results with the experimental data.
As a basis of the present work, histories of temperatures,
hydrogen production and other important variables were used. Besides, axial
profiles at quench initiation and the final time of 7000 s, above all of
temperatures, are presented. For most variables a mainstream of computational
results can be defined. Larger discrepancies are seen in the hydrogen production
and the related oxide scale thickness.
Analysis shows that the agreement between calculated and
experimental data is determined by both, limitations of severe accident codes
and of the experiment. Severe accident codes
are intended and developed to analyze typical accident situations in
nuclear reactors. Special features of the experimental set-up of integral tests
like QUENCH-11 as the presence of a shroud and electrode materials for the
electric heating are irrelevant for reactors and cannot be simulated in the
desirable detail. User effects add to the problems. However, a limited bandwidth
of some calculated mainstream results, including hydrogen production, is a good
outcome of the code benchmark. Taking in view other experiments, a further
demand for an improvement concerning the oxidation of severe damaged structures
during a reflood scenario is seen.
Additionally, the benchmark proved to be valuable for a
number of participants to become acquainted with the physical problems and with
the application of large severe accident codes. For the transfer of knowledge
and experience to younger scientists and engineers, this is an important issue
to maintain the standard of nuclear safety.
SARNET-Benchmark des
Versuchs QUENCH-11 - Abschlussbericht
Zusammenfassung
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.
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