Comparison of MSLB transient results using the 3D coupled code TRACEv5p05/PARCS and the system thermal hydraulic code RELAP5

This paper presents a comparative analysis of the Main Steam Line Break (MSLB) in a VVER-1000 reactor simulated with RELAP5 using Point Kinetics and the coupled code TRACE5-P05/PARCS using 3D kinetics. In the MSLB-scenario, it is assumed that the main steam line break of 580 mm inner diameter is located between the steam generator (SG) and the steam isolation valve (SIV), outside the containment. In a MSLB, a non-symmetric overcooling of the primary coolant takes place leading to a positive reactivity insertion. Hence, the main safety concern is to assess if the core may become critical despite SCRAM and it there is a considerable power increase (return-to-power). This paper will discuss the capabilities of different computational approaches to simulate the VVER-1000 plant behaviour during a MSLB; one approach based on 1D thermal hydraulics and Point Kinetics while the other one based on 3D thermal hydraulics of the reactor pressure vessel (RPV) and 1D thermal hy- draulics for the remaining plant components based on a 3D neutron kinetics model. The analyses are performed for Beginning of Cycle (BOC) conditions i.e., with a fresh core loading when the plant is operated at nominal power. The neutron kinetic parameters for the RELAP5 Point Kinetics model were generated PARCS for the BOC assuming a boron concentration of 1630 ppm. The respective 2 energy group homogenized cross section libraries in PMAXS-format were generated by KIT using the SERPENT2 code. The investigations were performed in the frame of CAMIVVER-project, which focus was the assessment and development of reliable neutron physical and system thermal hydraulic models for safety evaluations of VVER- 1000 reactors. The comparative analysis for the MSLB has shown that both applied codes are able to qualitatively predicts the plant behaviour under MSLB-conditions in similar manner. Differences are caused by the different approach to represent the core and RPV followed by RELAP5 and TRACE5.05/PARCS as expected

Analytical pre-test support of boil-down test QUENCH-11

Analytische Unterstützung zur Vorbereitung des Ausdampf-Versuchs QUENCH-11 Im QUENCH-Vorhaben des Forschungszentrums Karlsruhe soll das Fluten eines teilweise zerstörten Kerns untersucht werden. Der zweite LACOMERA Versuch Q-L2 (QUENCH-11) beginnt mit einer Ausdampfphase des Bündels, bis der Wasserspiegel das untere Bündel¬ende erreicht hat. Ein derartiger Versuch wurde bislang noch nicht in der QUENCH-Anlage durchgeführt, so dass mit SCDAP/RELAP5 mod3.2.irs eine Machbarkeitsstudie erforderlich war. Die Ergebnisse zeigen, dass eine Zusatzheizung im unteren Plenum notwendig ist, um den Wasserstand und die Verdampfungsrate (Dampfmassenstrom in der Ausdampfphase) unabhängig von der angestrebten Maximaltemperatur im Bündel zu regeln. Für eine verläss¬liche Versuchsplanung sowie zur Erstellung der Energiebilanz muss die Zusatzheizung in¬nerhalb des unteren Plenums unterhalb der Wasseroberfläche installiert werden, damit die Heizleistung vollständig in das Wasser eingekoppelt wird. Um die Verdampfungsrate über längere Zeit aufrecht zu erhalten, muss zusätzlich Wasser in das untere Plenum eingespeist werden. Anhand dieser Rechnungen wird der Testablauf im Detail diskutiert. Eine entsprechende Studie zeigte die Durchführbarkeit eines solchen Ausdampftests und war die Grundlage für die oben erwähnten Änderungen in der Anlage und der Versuchs-Durchführung gegenüber früheren Tests. Eine Reihe von Vorversuche wurde durchgeführt, um die Brauchbarkeit der Änderungen an der Anlage und der geplanten Versuchsführung zu prüfen und um Daten für das thermohydraulische Verhalten der Anlage zu bekommen, an denen die Code-Modelle für die Voraus- und Nachrechnungen von QUENCH-11 getestet werden können. Im Anschluss an die Vorversuche wurden wie bei früheren QUENCH-Tests detaillierte Vorausrechnungen mit verschiedenen Codes zu Versuchsablauf und -steuerung durchgeführt. Drei Forschungs¬einrichtungen in der EU waren beteiligt. Die berechneten Ergebnisse reagieren empfindlich auf Änderungen der Versuchsparameter wie das anfängliche axiale Temperaturprofil und die eingespeiste elektrische Leistung, wie es auch für die untersuchten physikalischen Bedin¬gungen im Versuch erwartet werden kann

IRON REMOVAL FROM LADEN BIOLEACHING SOLUTION BY PROCESSES OF SOLVENT EXTRACTION AND MAGNETITE SYNTHESIS

Laden leach solution, generated from bioleaching of pyrometallurgical copper slags with a mixed culture of moderately thermophilic bacteria in a bioreactor, contains several base metals (Cu, Co, Zn) and a very high concentration of iron (33,9 g/ L). Further processing of cobalt and zinc to the respective final products requires preparatory iron removal from the laden leach solution. The direct iron removal from that solution as goethite was unacceptable because of the significant co-precipitation of copper and cobalt from the solution. The main aim of this paper is to study magnetite (Fe3O4) synthesis as an approach for iron removal to a value-added product as a step of the processing of a laden solution generated due to the bioleaching of non-ferrous metals in a bioreactor. Ferrous iron oxidation to ferric state was efficient when the addition of H2O2 (30 %) was combined with maintaining the pH 3,1-3,3 with NaOH and air purging. Solvent extraction with 25 % D2EHPA and 7,5 % TBP dissolved in kerosene efficiently separated the dissolved iron and the base metals from the processed solution. However, in the presence of H2, the iron was stripped from the organic solvent with low acid consumption. The applied precise control of the chemical precipitation and oxidation processes at 50 degrees Celsius allowed the iron content (11,7 g/ L) in the stripping solution to be removed efficiently as magnetite (Fe3O4). Based on the chemical content of iron, copper and sulphur, the synthesised nanoparticles of magnetite could be applicable in many sectors (steel, chemical, and electronics)

Uncertainty quantification for severe-accident reactor modelling: Set-up and first results of the Horizon-2020 project MUSA

The current Horizon-2020 project on “Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)” aims at applying Uncertainty Quantification (UQ) in the modelling of Severe Accidents (SA), particularly in predicting the radiological source term of mitigated and unmitigated accident reactor scenarios. A selected number of severe accident sequences of different nuclear power plant designs (e.g. PWR, VVER, and BWR) are addressed. The application of the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology to reactor accident scenarios requires a number of key steps: (i) the selection of severe accident sequences for each reactor design; (ii) the development of a reference input model for the specific design and SA-code; (iii) the definition of the figures of merit for the UQ-analysis; (iv) the selection of a list of uncertain model parameters to be investigated; (v) the choice of a statistical tool to propagate input deck uncertainties; (vi) the selection of a feasible approach (i.e., Monte Carlo versus order statistics) to address UQ by using a statistical software (i.e., UQ-tools DAKOTA, SUSA, URANIE, etc.); (vii) the running phase to achieve a high number of successful realizations with the SA codes; and, (viii) the statistical evaluation of the results (i.e., sensitivity analysis). This paper describes each of these steps such as settled in the reactor applications work package of the EU MUSA project and pays particular attention to the choices made by partners. It presents preliminary results also with an emphasis on the major challenges posed by BEPU application in the field of SA analysis

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. 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