2016:04 Uncertainty Assessment of the SCANAIR V 7 5 Computer Program in Analyses of BWR Reactivity Initiated Accidents
Total Page：16
File Type：pdf, Size：1020Kb
Author: Lars Olof Jernkvist Research 2016:04 Uncertainty assessment of the SCANAIR V_7_5 computer program in analyses of BWR reactivity initiated accidents Report number: 2016:04 ISSN: 2000-0456 Available at www.stralsakerhetsmyndigheten.se SSM 2016:04 SSM:s perspektiv Bakgrund Beräkningsprogrammet SCANAIR har utvecklats av IRSN (Institut de Radio- protection et de Sûreté Nucléaire) för att analysera reaktivitetshändelser (RIA) i lättvattenreaktorer. I utbyte mot årliga bidrag till utvecklingen av SCANAIR har SSM tillgång till beräkningsprogrammet och kan utföra egna analyser av bränslebeteende under reaktivitetshändelser. Arbetet utförs av Quantum Technologies AB, vilka utvecklar och administrerar beräkning- sprogrammet på SSM:s uppdrag. SSM:s utveckling av SCANAIR är främst inriktad mot de termohydrauliska modellerna, i syfte att förbättra analysmöjligheterna i kokvattenreaktorer. I ett tidigare arbete har en modell för tvåfasströmning utvecklats vilken tagits in av IRSN i SCANAIR V_7_5. Föreliggande arbete är 2015 års bidrag till SCANAIR-utvecklingen och är en osäkerhets- och känslighetsstudie av grundläggande parametrar som beräknas av programmet. Studien är baserad på ett japanskt pulsreaktorexperiment, FK-1, där en förbestrålad bränslestav av typisk kokvattenreaktordesign utsätts för en reaktivitets- transient Resultat Osäkerhets- och känslighetsstudien är utförd enligt en metodik som används i en pågående benchmark mellan flera instituts beräkningsprogram för RIA-analyser inom OECD/NEA. Föreliggande arbete visar på god över- ensstämmelse mellan resultat erhållna med SCANAIR V_7_5 och testet FK-1. Temperaturmaximum i bränsle och kapsling såsom den beräknas stämmer väl överens med experimentella data. I modelleringen av det senare förlop- pet, dvs. avklingningen av temperatur i bränslet genom värmeöverföring till det omgivande vattnet, finns betydligt större osäkerheter. Detta beror framför allt på att värmeöverföringen mellan kapsling och kylmedel är svår att modellera vid kokning. Genom att kalibrera denna parameter mot det aktuella experimentet fås god överensstämmelse mellan beräkningar och experiment även för övriga parametrar i studien. Ett resultat tillämpbart på tillsyn är att denna osäkerhets- och känslighetss- tudie visar på generiska svagheter för beräkningsprogram som används för analys av reaktivitetshändelser, i detta arbete diskuteras svagheterna värmeöverföring och pulskarakteristik. I analyser för kärnkraftverk översätts dessa svagheter till osäkerhetspåslag för relevanta parametrar vilka SSM följer upp i granskningar av analyserna. Behov av ytterligare forskning Fortsatt arbete med utveckling av analysmöjligheterna i SCANAIR planeras i samarbete med IRSN, till exempel med avseende på termohydraulik och tvåfasströmning. Projektinformation Kontaktperson SSM: Anna Alvestav Referens: SSM2014-5771 SSM 2016:04 SSM 2016:04 Author: Lars Olof Jernkvist Quantum Technologies AB, Uppsala Science Park 2016:04 Uncertainty assessment of the SCANAIR V_7_5 computer program in analyses of BWR reactivity initiated accidents Date: January 2016 Report number: 2016:04 ISSN: 2000-0456 Available at www.stralsakerhetsmyndigheten.se This report concerns a study which has been conducted for the Swedish Radiation Safety Authority, SSM. The conclusions and view- points presented in the report are those of the author/authors and do not necessarily coincide with those of the SSM. SSM 2016:04 Contents Summary ....................................................................................................... III Sammanfattning ...........................................................................................IV 1 Introduction .............................................................................................. 1 2 The NSRR RIA simulation test FK-1 ....................................................... 5 2.1 Test fuel rod and test conditions ........................................................ 5 2.1.1 Design of the mother fuel rod ................................................ 5 2.1.2 Irradiation of the mother rod in Fukushima Daiichi 3 ............ 6 2.2 Instrumentation of the FK-1 test rodlet and pre-test examinations .... 6 2.3 Pulse reactor test and post-test examinations ................................... 9 3 Computer analyses ................................................................................ 11 3.1 Methodology ..................................................................................... 11 3.2 Analyses of fuel pre-irradiation with FRAPCON .............................. 12 3.2.1 Description of the FRAPCON-3.2-SKI program .................. 12 3.2.2 Models and input used for the analyses .............................. 12 3.3 Simulation of test rod refabrication with FRAPAIR .......................... 12 3.4 Analyses of pulse reactor test with SCANAIR ................................. 13 3.4.1 Description of SCANAIR V_7_5 .......................................... 13 3.4.2 Models and input used for the analyses .............................. 13 3.4.3 Uncertainty and sensitivity analyses ................................... 14 4 Results and discussion ......................................................................... 17 4.1 Analyses of fuel pre-irradiation ......................................................... 17 4.2 Analyses of pulse reactor test .......................................................... 18 4.2.1 Fuel pellet enthalpy and temperature .................................. 18 4.2.2 Cladding tube surface temperature ..................................... 21 4.2.3 Internal gas pressure and fuel fission gas release .............. 25 4.2.4 Axial elongation of fuel pellet column and cladding ............ 28 4.2.5 Circumferential deformation of the cladding tube ............... 29 4.2.6 Pellet-cladding gap width .................................................... 30 4.2.7 Global sensitivity analysis ................................................... 32 5 Conclusions ........................................................................................... 35 6 References .............................................................................................. 39 I SSM 2016:04 LIST OF APPENDICES Appendix A: Input used in analyses of test rod pre-irradiation ........... A.1 Appendix B: Input used in analyses of the FK-1 test ............................ B.1 Appendix C: Models and options used for SCANAIR-7.5 ..................... C.1 II SSM 2016:04 Summary In this work, we assess uncertainties that can be expected in computational analyses of boiling water reactor reactivity initiated accidents with the SCANAIR V_7_5 computer program. The work is intended to supplement a similar uncertainty assessment, focussed on pressurized water reactor accidents, which is currently being organized as an international benchmark exercise by the OECD Nuclear Energy Agency. Here, we apply the same methodology as in the international benchmark. The uncertainty assessment is made by use of Monte Carlo simulations, using an experiment from the Japanese Nuclear Safety Research Reactor as a reference case. This test, FK-1, simulates the conditions expected in reactivity initiated accidents occurring under boiling water reactor cold zero power conditions. Totally seventeen uncertain parameters are considered in our uncertainty and sensitivity analyses with SCANAIR V_7_5: seven parameters are related to the pre-test conditions of the FK-1 test rodlet, three parameters define the test conditions, and seven parameters are related to key thermo-mechanical models in SCANAIR. Calculations are done with both the standard single-phase and the optional two-phase coolant channel model in SCANAIR V_7_5. By use of order statistics applied to the results from the 200 runs of the Monte Carlo simulations, the 5th and 95th percentiles are calculated for key output parameters versus time. The results show that the modelling of clad-to-water heat transfer beyond cladding dry-out is a major source of uncertainty in the performed analyses. In case cladding dry-out occurs, the models for clad-to-coolant heat transfer have a large impact on the calculated results, not only for cladding temperature, but also for cladding deformations and fuel rod internal gas pressure. This finding is in line with results obtained from the aforementioned benchmark, and it is believed that the conclusion holds also for reactivity initiated accidents occurring under boiling water reactor cold zero power conditions. Our calculations show that SCANAIR V_7_5 reproduces the behaviour of the FK-1 test rodlet fairly well, provided that clad-to-coolant heat transfer models for the post dry-out regimes are calibrated to the results of this particular test. Measured data for fuel pellet and cladding tube deformations generally fall within the uncertainty band defined by the calculated 5th and 95th percentiles from our uncertainty analyses. Data for the fuel rod internal gas pressure, however, fall outside the calculated uncertainty band during the early part of the test. III SSM 2016:04 Sammanfattning I detta arbete utvärderar vi vilka osäkerheter som kan förväntas i datorsimuleringar av reaktivitetsinducerade olyckor i kokvattenreaktorer med beräkningsprogrammet SCANAIR V_7_5. Arbetet syftar till att komplettera en liknande utvärdering, inriktad mot olyckor i tryckvattenreaktorer, som för närvarande organiseras i form av en internationell benchmark av OECD Nuclear Energy Agency. I föreliggande arbete tillämpas samma metodik som