An uncertainty and sensitivity analysis is performed for the OECD/NEA coolant transient Benchmark (K-3) on measured data at Kalinin-3 Nuclear Power Plant (NPP). A switch off of one main coolant pump (MCP) at nominal reactor power is calculated using a coupled thermohydraulic and neutron-kinetic ATHLET-PARCS code. The objectives are to study uncertainty of total reactor power and to identify the main sources of reactor power uncertainty. The GRS uncertainty and sensitivity software package XSUSA is applied to propagate uncertainties in nuclear data libraries to the full core coupled transient calculations. A set of most important thermal-hydraulic parameters of the primary circuit is identified and a total of 23 thermohydraulic parameters are statistically varied using GRS code SUSA. The ATHLET model contains also a balance-of-plant (BOP) model which is simulated using ATHLET GCSM module. In particular the operation of the main steam generator regulators is modelled in detail. A set of 200 varied coupled ATHLET-PARCS calculations is analyzed. The results obtained show a clustering effect in the behavior of global reactor parameters. It is found that the GCSM system together with varied input parameters strongly influence the overall nuclear power plant behavior and can even lead to a new scenario. Possible reasons of the clustering effect are discussed in the paper. This work is a step forward in establishing a “best-estimate calculations in combination with performing uncertainty analysis” methodology for coupled full core calculations.
Die Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse wird an dem OECD/NEA-coolant-transient-Benchmark (K-3) basierend auf Messdaten im Kalinin-3-Kernkraftwerk durchgeführt. Die Abschaltung einer Hauptkühlmittelpumpe bei Volllast wird mit dem gekoppelten ATHLET-PARCS-Code simuliert. Das Ziel der vorliegenden Arbeit ist es, die Hauptbeiträge der Reaktorleitungsunsicherheit zu identifizieren. Zu diesem Zweck wird die GRS-Statistiksoftware XSUSA verwendet. Mit dieser Methode ist es möglich, die Berechnungsunsicherheiten in allen Phasen der nuklearen Rechenkette – von der Stabzellrechnung bis zur Kerntransiente – zu bestimmen. Darüber hinaus wird auf der Grundlage der früheren Untersuchungen ein Satz von 23 wichtigsten thermohydraulischen unsicheren Parametern ausgewählt und wird zu dem unsicheren Eingangsvektor hinzugefügt. Die Nachbildung der Regelung- und Leittechniksysteme erfolgt mit den General Simulation Control Module (GCSM) des ATHLET-Code. Insbesondere werden die Regelung, Kontroll- und Hilfssysteme des Dampferzeugers modelliert. Für die Unsicherheitsanalyse der Ausgangsparameter wurden insgesamt 200 ATHLET-PARCS-Rechenläufe ausgeführt. Die Ergebnisse zeigen einen Clustering-Effekt der globalen Reaktorparameter. Es wurde festgestellt, dass GCSM-System zusammen mit variierten Eingangsparametern das Gesamtverhalten des Kernkraftwerk stark beeinflussen. Die möglichen Gründe des Clustering-Effekts werden diskutiert. Diese Arbeit ist ein wesentlicher Schritt zur Herstellung einer Methodik für Best-Estimate-Berechnungen in Kombination mit der Durchführung von Unsicherheits- und Sensitivitätsanalysen („Best Estimate Plus Uncertainty“ – BEPU) für Ganzkerntransienten.
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