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Licensed Unlicensed Requires Authentication Published by De Gruyter October 4, 2019

Analysis of the melt spreading and MCCI during the ex-vessel phase of a severe accident in WWER-1000

Analyse der Schmelzeausbreitung und der Schmelze-Beton-Wechselwirkung (MCCI) während der Ex-Vessel-Phase eines Kernschmelzunfalls in einem WWER-1000
  • N. Rijova , V. Saraeva , K. Gantchev , I. Bakalov , H. Wolff and S. Arndt
From the journal Kerntechnik


The paper presents analysis results of melt spreading and core-concrete interactions in the containment of a WWER-1000 plant during the ex-vessel phase of a severe accident. The failure of the vessel takes place 8 h 35 min after the initiation of the accident. It has been assumed that the whole area of the containment floor is available for spreading, i.e. the door between the reactor cavity and the main part of the containment is not locked. The melt flow rate from the reactor pressure vessel was used as a boundary condition. The simulation of the melt spreading was performed with the LAVA code. The calculated spreading area varies from 60 to 100 m2 depending on the assumed values of the melt properties. The results from the LAVA calculations were used in parallel for COCOSYS and MELCOR calculations to study the core-concrete interactions. From the analyses it turned out: a larger spreading area leads to a faster cooling of the melt in the initial period of the accident, but in the long term the temperatures are the same. 60 h after start of the ex-vessel phase, the melt is not stabilised.


Dieser Beitrag stellt Ergebnisse von Rechnungen zur Schmelzeausbreitung und zur Schmelze-Beton-Wechselwirkung im Containment einer WWER-1000-Anlage während der Ex-Vesselphase eines schweren Unfalls vor. Dabei versagt der Reaktordruckbehälter 8 Stunden 35 Minuten nach dem Beginn des Unfalls. Es wurde angenommen, dass der gesamte Bereich des Containment-Bodens für die Ausbreitung der Schmelze zur Verfügung steht, d.h. die Tür zwischen der Reaktorgrube und dem Hauptteil des Containments ist nicht verriegelt. Als Randbedingung wurde der Massenstrom der Schmelze aus dem Reaktordruckbehälter heraus verwendet. Die Berechnung der Schmelzeausbreitung erfolgte mit dem Programm LAVA. Die berechnete Ausbreitungsfläche variiert zwischen 60 und 100 m2 in Abhängigkeit von den angenommenen Schmelzeeigenschaften. Die Ergebnisse der LAVA-Berechnungen gingen als Anfangs- und Randbedingungen in die anschließenden Berechnungen mit den Programmen COCOSYS und MELCOR ein. Mit diesen wurden die Schmelze-Beton-Wechselwirkungen berechnet. Diese Rechnungen zeigten, dass ein größerer Ausbreitungsbereich zu einer schnelleren Abkühlung der Schmelze in der Anfangsphase des Unfalls führt. Langfristig verschwindet der Einfluss der Ausbreitungsfläche, d.h. die berechneten Temperaturen sind gleich. Es zeigt sich, dass 60 Stunden nach Beginn der Ex-Vesselphase die Schmelze noch nicht stabilisiert ist.



1 Klein-Heßling, W.; Arndt, S.; Nowack, H.; Spengler, C.; Schwarz, S.; Eschricht, D.; Beck, S.: COCOSYS V2.4v5 User's Manual. GRS-P-3/1, Revision 29 July 05, 2018Search in Google Scholar

2 Spengler, C.: LAVA 2000, A Computer Code for the Simulation of Melt Spreading in the Containment, Part A: User Manual. (v1.0) GRS-A-2967Search in Google Scholar

3 Bakalov, I.: Molten Core-Concrete Interaction, Extended analyses of MCCI processes in WWER-1000/320 applying an increased concrete ablation temperature in COCOSYS CCI module. GRS, INT KoNuS Project meeting, GRS-ENPRO, Work Package 3 December 11–12, 2017Search in Google Scholar

4 Meyer, L.; Ivanov, I.; Kisyoski, S.; Albrecht, G.; Popov, D.: Direct Containment Heating (DCH) in VVER 1000 Reactors, Physical Modelling and Experimental Results. Proceedings of Energy Forum, Varna, 2006Search in Google Scholar

5 Sehgal, B.R.; Dinh, T. N.; Ravva, S. R.: Severe accident risk assessment and severe accident management, Kozlodouy-5 WWER-1000/V320 plant. Safety evaluation report, Sehgal Konsult, 2005Search in Google Scholar

6 Nuclear safety in light water reactors. Severe accident Phenomenology, Edited by Bal Raj Sehgal, First edition, 2012Search in Google Scholar

7 Test Report of the Melt Spreading Tests ECOKATS-V1 and ECOKATS-1, Forschungszentrum Karlsruhe GmbH, Karlsruhe, 2004Search in Google Scholar

8 U.S. Nuclear Regulatory Commission: An Assessment of the CORCON-MOD3 Code Part I: Thermal-Hydraulic Calculations. NUREG/IA-0129, Part I, September 1996Search in Google Scholar

9 Spengler, C.: Validation of the MCCI-Module COCOSYS-MEDICIS. Technical Note, GRS-V-RS1190-1/2012Search in Google Scholar

10 Cranga, M.; Spengler, C.; Atkhen, K.; Fargette, A.; Fischer, M.; Foit, J.; Gencheva, R.; Guyez, E.; Haquet, J. F.; Journeau, C.; Michel, B.; Mun, C.; Piluso, P.; Sevon, T.; Spindler, B.: Towards an European Common Understanding of the Causes of MCCI Ablation Anisotropy by an Oxidic Pool. 6th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2013), Avignon, October 2013 10.1016/j.anucene.2014.07.017Search in Google Scholar

11 Tourniaire, J. B.; Seiler, J. M.; Bonnet, J. M.: Study of the Mixing of Immiscible Liquids: Results of the BALISE experiments. Proc. of NURETH-10, Seoul, Korea, 2003Search in Google Scholar

12 Spengler, C.; Fargette, A.; Foit, J.; Agethen, K.; Cranga, M.: Transposition of 2D Molten Corium-Concrete Interactions (MCCI) from Experiment to Reactor. 6th European Review meeting on Severe Accident Research (ERMSAR-2013) Avignon (France), Palais des Papes, 2–4 October, 201310.1016/j.anucene.2014.07.009Search in Google Scholar

13 Basu, S.; Bonnet, J.-M.; Cranga, M.; Vola, D.; Farmer, M. T.; Robledo, F.; Spengler, C.: State-of-the-Art Report on Molten-Corium-Concrete interaction and Ex-Vessel Molten-Core Coolability. OECD/NEA/CSNI Report NEA/CSNI/R(2016)15 (2016)Search in Google Scholar

14 Spengler, C.; Bakalov, I.; Reinke, N.; Sonnenkalb, M.: Uncertainty and Sensitivity Analyses in Support of Model Development and Validation of the Containment Module COCOSYS of the AC2 Code-Application for Molten Corium/Concrete Interaction (MCCI). 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12), Qingdao, China, October 14–18, 2018Search in Google Scholar

15 Foit, J. J.; Cron, T.; Fluhrer, B.: Melt/Concrete Interface Temperature Relevant to MCCI process. The 9TH European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR2019), Prague, Czech Republic, March 18–20, 2019Search in Google Scholar

Received: 2019-01-28
Published Online: 2019-10-04
Published in Print: 2019-10-14

© 2019, Carl Hanser Verlag, München

Downloaded on 4.10.2023 from
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