Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6518

Analysis of the OECD/NEA PWR Main Steam Line Break (MSLB) Benchmark Exercise 3 with the Coupled Code System RELAP5/PANBOX

V. H. Sánchez-Espinoza, W. Hering, A. Knoll, R. Böer

Abstract
The main purpose of the computational OECD/NEA PWR MSLB-Benchmark is the evaluation of the prediction capability of advanced code systems by means of a code- to-code comparison.

The postulated MSLB-transient is characterized by a strong non-symmetrical core thermal behaviour due to the feedback between neutron kinetics and plant thermal hydraulics. The analysis of such transients with pronounced spatial power distortion represents a considerable challenge for advanced code systems.

It is initiated by a break of one main steam line when the reactor TMI-1 is operated at nominal power. High heat removal through the break leads to a strong cooldown rate of the broken loop compared to the intact one. Under such conditions a power increase and a re-criticality of the core despite scram can not be excluded due to the negative reactivity coefficients.

The MSLB-Benchmark enfolds three exercises as follows: Exercise 1: integral plant simulation with best-estimate codes using the point kinetics, Exercise 2: multidimensional simulation of the core for given initial and boundary conditions, and Exercise 3: integral plant simulation with coupled, best-estimate codes using 3D-neutron kinetics models.

Forschungszentrum Karlsruhe (FZK) and Framatome Advanced Nuclear Power (ANP) Erlangen participated on the MSLB-Benchmark with the code system RELAP5/PANBOX for the Exercise 3: Based on the plant and core models elaborated for Exercise 1 and 2, an integral TMI-1 plant model was elaborated for Exercise 3. Special emphasis was put on the development of a multidimensional core model for the space-time kinetics. Two scenarios, the best-estimate (BE) and the return-topower (RP) scenario, were investigated. Additional investigations aimed to investigate the influence of the coolant mixing on re-criticality and power increase.

Results of these investigations are presented and discussed in this report. It has been demonstrated that RELAP5/PANBOX is capable to simulate complex transient in a reliable way compared to the point kinetics approach.

Untersuchung der Phase 3 des OECD/NEA DWR Benchmarks zum Frischdampfleitungsbruch mit dem gekoppelten Programmsystem RELAP5/PANBOX

Zusammenfassung
Das Ziel des theoretischen OECD/NEA MSLB PWR Benchmarks ist die Vorhersagbarkeit fortgeschrittener Codesysteme durch einen Code-zu-Code-Vergleich zu bewerten.

Die postulierte MSLB-Transiente ist durch ein stark unsymmetrisches thermisches Kernverhalten gekennzeichnet, welches sich aus der Rückkopplung zwischen der Neutronenkinetik und der Kreislauf-Thermohydraulik ergibt. Die Analyse solcher Transienten mit erheblicher Verzerrung der räumlichen Leistungsverteilung stellt hohe Anforderungen an fortgeschrittene Codesysteme.

Es wird angenommen, dass die Transiente durch einen doppelendigen Bruch der Frischdampfleitung bei nominaler Leistung am Zyklusende (EOC) ausgelöst wird. Der Bruchöffnung folgt ein starker Wärmeaustrag über die Leckstelle, was zu erheblicher Abkühlung des defekten Kreislaufs im Vergleich zum intakten Kreislauf führt. Unter solchen Bedingungen ist eine Leistungssteigerung und Rekritikalität des Reaktors trotz Reaktorschnellabschaltung (RESA) nicht auszuschließen.

Der MSLB-Benchmark umfasst drei Phase wie folgt: Phase 1:Simulation der gesamten Anlage mit der Punktkinetik, Phase 2:dreidimensionale Kernsimulation für festgelegte Anfangs- und Randbedingungen und Phase 3: Integrale Anlagensimulation mit gekoppelten Programmsystemen unter Verwendung von 3D-Neutronenkinetik-Modellen.

Das Forschungszentrum Karlsruhe (FZK) und Framatome ANP Erlangen (früher SIEMENS/KWU) beteiligten sich gemeinsam an dem Benchmark. Die Phase 3 wurde mit dem Code RELAP5/PANBOX untersucht. Auf der Basis der für die Phase 1 und 2 entwickelte Anlagen- und Kernmodells wurde ein integrales Anlagemodell für die Phase 3 entwickelt. Besondere Aufmerksamkeit galt der Entwicklung eines mehrdimensionalen Kernmodells für die 3D-Neutronenkinetik. Zwei Szenarien Best-Estimate (BE) und Return-to-Power (RP) wurden für die Phase 3 untersucht. Zusätzliche Untersuchungen zielten darauf ab, den Einfluss der Kühlmittelvermischung auf die globale Reaktivität und Reaktorleistung zu bestimmen.

Ergebnisse dieser Untersuchungen werden vorgestellt und diskutiert. Es wird gezeigt, dass RELAP5/PANBOX gut geeignet ist, komplexe Transiente mit geringerer Unsicherheiten als die Punktkinetik zu simulieren.

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