Modeling of the TOSQAN test facility with the lumped parameter code COCOSYS

摘要

Hydrogen distribution in the containment during severe accidents is an important safety issue of nuclear power plants operation. The detailed knowledge of the containment thermal-hydraulics is necessary for reliable predictions of pressure, temperature and gas distribution in the containment of the NPP during postulated accidents. For this purposes, the study of the International Standard Problem (ISP 47) has been started in 1999 with the test facilities TOSQAN, M1STRA and ThAI. The paper presents the COCOSYS nodalisation of the TOSQAN test facility. The results are analysed and compared with the experimental values.%Die Verteilung des Wasserstoffs im Containment während eines schweren Unfalls ist ein wichtiges Sicherheitsproblem beim Betrieb von Kernkraftwerken. Die detaillierte Kenntnis der Thermohydraulik des Containments ist notwendig für zuverlässige Prognosen des Drucks, der Temperatur und der Gasverteilung im Containment des Kernkraftwerks wärend eines Unfalls. Deshalb wurde 1999 mit der Untersuchung des Internationalen Standardproblems (ISP 47) mit Hilfe der Testanlagen TOSQAN, MISTRA und ThAI begonnen. Die vorliegende Arbeit stellt die COCOSYS-Nodalisation der Versuchsanlage TOSQAN vor. Die Ergebnisse werden analysiert und mit experimentellen Werten verglichen.