Investigations of the VVER-1000 coolant transient benchmark phase 1 with the coupled code system RELAP5/PARCS

Untersuchung des VVER-1000 Kühlmitteltransiente Benchmarks Phase 1 mit dem gekoppelten
In Rahmen der F&E Aktivitäten im Bereich “Multiphysikmethoden zur Auslegung und Sicherheitsbewertung von Reaktorsystemen” beteiligt sich das Institut für Reaktorsicherheit des Forschungszentrums Karlsruhe an der Validierung und Qualifizierung von gekoppelten Sicherheitsanalysecodes im Rahmen von internationalen Programmen wie z.B. das CAMP (Code Application and Maintenance Program) der US Nuclear Regulatory Commission. Diese Arbeiten sind von großer Bedeutung zur Verbesserung der Aussagefähigkeit numerischer Codes sowie zur Forcierung der Verbreitung und Akzeptanz fortschrittlicher gekoppelter Programmsysteme. ... mehrDie VVER-1000 Benchmark Phase 1 zur Untersuchng einer Kühlmitteltransiente (V1000-CT), verursacht durch das Wiederanfahren einer Hauptkühlmittelpumpe, bietet eine einmalige Gelegenheit, reale Reaktordaten (des Kernkraftwerks Kozloduy) zur Qualifizierung nicht nur der Thermohydraulik (RELAP5) sondern auch der Neutronik (PARCS) von Programmsystemen zu verwenden. Die zu untersuchende Anlagentransiente wurde bei der Inbetriebnahme des Kozloduy Kernkraftwerkes gefahren, wobei die Anlage mit nur drei Kühlmittelpumpen und einer Leistung von 824 MWth betrieben wurde. Ausgelöst wurde die Transiente durch das Wiederanfahren der Kühlmittelpumpe Nr. 3, wodurch sich die mittlere Kühlmitteltemperatur im Reaktordruckbehälter reduzierte. Infolgedessen konnte ein Leistungsanstieg aufgrund der Moderator- und Dopplerkoeffizienten gemessen werden. Das Benchmark beinhaltet folgende Aufgaben: a) integrale Anlagensimulation mit Punktkinetik b) Kernsimulation mit 3D Thermohydraulik- und Neutronenkinetikmodellen und c) integrale Anlagensimulation aus der Kombination von a) und b). Bereits vor dem Versuchbeginn herrschten komplexe thermohydraulische Bedingungen im Reaktordruckbehälter, insbesondere im Ringraum und im oberen Plenum, aufgrund der Rückströmung durch den 3. Strang. Durch das Wieder-Anfahren der Kühlmittelpumpe begann unmittelbar nach dem Versuchsstart die Strömungsumkehr im 3. Strang. Bei zirka 13 Sekunden konnte der Nominalmassenstrom dort wieder erreicht werden. Die Reaktorleistung stabilisierte sich bei einem höheren Wert durch die positive Reaktivitätszufuhr während der Erhöhung des Massendurchsatzes im Kern.
Zur Simulation der genannten Benchmark-Aufgaben wurde ein detailliertes Anlagenmodell der kompletten VVER-1000 Reaktoranlage für RELAP5 und PARCS erstellt. Diese Modelle wurden schrittweise getestet, so dass das Experiment mit unterschiedlichen Methoden d.h. mit einem vereinfachten Thermohydraulik-Kernmodell und ein Punktkinetik sowie mit einem 3D Thermohydraulik/Neutronenkinetik-Kernmodell untersucht werden konnte.
In diesem Bericht werden die Besonderheiten der Reaktoranlage sowie die entwickelten Modelle im Detail vorgestellt. Der Vergleich von berechneten Ergebnissen mit den verfügbaren Messdaten wir ausführlich dargestellt und diskutiert. Zusammenfassend kann festgestellt werden, dass das Programmsystem RELAP5/PARCS gut geeignet ist, komplexe Transienten realer Anlagen unter Berücksichtigung der Thermohydraulik-Neutronik-Wechselwirkungen zu simulieren. Die Untersuchungen haben gezeigt, dass mehrdimensionale Thermoydraulik-Modelle notwendig sind, um die Kühlmittelvermischungsvorgänge im Reaktordruckbehälter besser zu beschreiben.

Víctor Hugo Sánchez-Espinoza
As part of the reactor dynamics activities of FZK/IRS, the qualification of best-estimate coupled code systems for reactor safety evaluations is a key step toward improving their prediction capability and acceptability. The VVER-1000 Coolant Transient Benchmark Phase 1 represents an excellent opportunity to validate the simulation capability of the coupled code system RELAP5/PACRS regarding both the thermal hydraulic plant response (RELAP5) using measured data obtained during commissioning tests at the Kozloduy nuclear power plant unit 6 and the neutron kinetics models of PARCS for hexagonal geometries. ... mehrThe Phase 1 is devoted to the analysis of the switching on of one main coolant pump while the other three pumps are in operation. It includes the following exercises: (a) investigation of the integral plant response using a best-estimate thermal hydraulic system code with a point kinetics model (b) analysis of the core response for given initial and transient thermal hydraulic boundary conditions using a coupled code system with 3D-neutron kinetics model and (c) investigation of the integral plant response using a best-estimate coupled code system with 3D-neutron kinetics. Already before the test, complex flow conditions exist within the RPV e.g. coolant mixing in the upper plenum caused by the reverse flow through the loop-3 with the stopped pump. The test is initiated by switching on the main coolant pump of loop-3 that leads to a reversal of the flow through the respective piping. After about 13 s the mass flow rate through this loop reaches values comparable with the one of the other loops. During this time period, the increased primary coolant flow causes a reduction of the core averaged coolant temperature and thus an increase of the core power. Later on, the power stabilizes at a level higher than the initial power. In this analysis, special attention is paid on the prediction of the spatial asymmetrical core cooling during the test and its effects on the local power distribution within the core. The code’s predictions are strongly influenced by the way how coolant mixing is modeled by the analyst by means of 1D-thermal hydraulic codes. Sensitivity evaluations are therefore necessary to identify the most important phenomena and assumptions affecting the numerical predictions of coupled codes. Selected results of these investigations will be presented and discussed. A comparison of the thermal hydraulic data obtained during the tests with the code’s predictions will be also given. It can be stated that even though the overall trends of most plant parameters are in a reasonable agreement with the experimental data, these investigations show that multidimensional thermal hydraulic models are needed for a more realistic description of the coolant mixing phenomena within the reactor pressure vessel. Hence the subsequent Phase 2 of this V1000-CT benchmark is focused on CFD-based simulations for transient conditions typical of a main steam line break transients of VVER-1000 reactors.