Verifikation des ATHLET-Rechenprogrammes anhand der Nachanalyse zweier Experimente an der CCTF-Versuchsanlage

In the framework of the external validation of the thermohydraulic code ATHLET Mod 1.2 Cycle C, which has been developed by the GRS, post test analyses of two experiments were done, which were performed at the japanese test facility CCTF. The test facility CCTF is a 1:25 volume-scaled model of a 1000 MW pressurized water reactor. The tests simulate a double end break in the cold leg of the PWR with ECC injection into the cold leg and with combined ECC injection into the hot and cold legs. The evaluation of the calculated results shows, that the main phenomena can be calculated in a good agreement with the experiment. Especially the behaviour of the quench front and the core cooling are calculated very well. Applying a two-channel representation of the reactor model the radial behaviour of the quench front could be reproduced. Deviations between calculations and experiment can be observed simulating the emergency injection in the beginning of the transient. Very high condensation rates were calculated and the pressure decrease in this phase of the transient is overestimated. Besides that, the pressurization due to evaporation in the refill phase is underestimated by ATHLET. (orig.)Im Rahmen der externen Validierung des von der Gesellschaft fuer Anlagen-und Reaktorsicherheit entwickelten Stoerfallcodes ATHLET, der in der Version Mod 1.2 Cycle C vorlag, wurden zwei Experimente nachgerechnet und analysiert, die an der japanischen Versuchsanlage CCTF durchgefuehrt wurden. Die Versuchsanlage CCTF ist ein 1:25 volumenskaliertes Modell eines 1000 MW Druckwasserreaktors. Bei den Experimenten handelt es sich um Tests, in denen jeweils ein 2F-Bruch im kalten Strang mit kaltseitiger bzw. kombinierter Notkuehleinspeisung simuliert wurde. Die Auswertung der Rechnungen zeigt, dass die wesentlichen Phaenomene im Verlauf der Transiente gut wiedergegeben werden. Das betrifft vor allem das zeitliche Verhalten der Wiederbenetzungsfront und die damit verbundene Kuehlung der Brennelemente. Durch eine Zweikanal-Modellierung des Reaktorkerns liess sich auch das radiale Verhalten der Wiederbenetzungsfront im Kern reproduzieren. Die Schwachstellen der Rechnungen liegen vor allem bei der Notkuehleinspeisung in der Anfangsphase der Transiente. Die Rechnungen liefern dabei zu hohe Kondensationsraten, welche mit einer unrealistischen Druckabsenkung verbunden sind. Desweiteren wird der Druckaufbau durch die Verdampfung beim Wiederbenetzen der Brennelemente offensichtlich unterschaetzt. (orig.)Available from TIB Hannover: RR 1847(315) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekSIGLEDEGerman