Qualifizierung des Kernmodells DYN3D im Komplex mit dem Störfallcode ATHLET als fortgeschrittenes Werkzeug für die Störfallanalyse von WWER-Reaktoren, Abschlußbericht Teil 1


Qualifizierung des Kernmodells DYN3D im Komplex mit dem Störfallcode ATHLET als fortgeschrittenes Werkzeug für die Störfallanalyse von WWER-Reaktoren, Abschlußbericht Teil 1

Grundmann, U.; Kliem, S.; Krepper, E.; Mittag, S.; Rohde, U.; Schäfer, F.; Seidel, A.

Das Reaktorkernmodell DYN3D mit 3D Neutronenkinetik wurde an den Thermohydraulik-Systemcode ATHLET angekoppelt. Im vorliegenden Bericht werden Arbeiten zur Qualifizierung des gekoppelten Codekomplexes zu einem validierten Hilfsmittel für Störfallablaufanalysen zu Reaktoren des russischen Typs WWER dargestellt. Diese umfaßten im einzelnen:
  • Beiträge zur Validierung der Einzelcodes ATHLET und DYN3D anhand der Nachrechnung von Experimenten zum Naturumlaufverhalten an thermohydraulischen Versuchsanlagen und der Lösung von Benchmarkaufgaben zu reaktivitätsinduzierten Transienten,
  • Akquisition und Aufbereitung von Meßdaten zu Transienten aus Kernkraftwerken, Validierung von ATHLET-DYN3D anhand der Nachrechnung eines Störfalls mit verzögerter Schnellabschaltung und einer Pumpentransiente in WWER-Reaktoren,
  • eine ergänzende Weiterentwicklung von DYN3D durch Erweiterung der neutronenphysikalischen Datenbasis, Einbau eines verbesserten Modells für die Kühlmittelvermischung, Berücksichtigung der Nachzerfallswärme, Berechnung von Xenon- Oszillationen,
  • Analyse von Frischdampfleckszenarien für eine WWER-440-Anlage mit Annahme des Versagens verschiedener Sicherheitseinrichtungen, Untersuchung verschiedener Modelloptionen. Die Analyse ergab eine mögliche Rekritikalität des abgeschalteten Reaktors bei realistischer Modellierung der Kühlmittelvermischung im Ringspalt und unteren Plenum.
Mit der Anwendung des Programmpakets ATHLET-DYN3D in Tschechien, Bulgarien und der Ukraine wurde bereits begonnen. Weiterführende Arbeiten beinhalten die Verifikation von ATHLET-DYN3D mit einer DYN3D-Version für die quadratische Brennelementgeometrie westlicher Druckwasserreaktoren.
  • Open Access Logo Forschungszentrum Rossendorf; FZR-216
    ISSN: 1436-3976

Downloads

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-1142