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. ... mehrEs 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 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. ... mehrIt 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.