Wissenschaftliche Berichte FZKA 6031

Large Bundle BWR Test CORA-18: Test Results

Abstract

The CORA out-of-pile experiments are part of the international Severe Fuel Damage (SFD) Program. They were performed to provide information on the damage progression of Light Water Reactor (LWR) fuel elements in Loss-of-coolant Accidents in the temperature range 1200°C to 2400°C.

CORA-18 was the large BWR bundle test corresponding to the PWR test CORA-7. It should investigate if there exists an influence of the BWR bundle size on the fuel damage behaviour. Therefore, the standard-type BWR CORA bundle with 18 fuel rod simulators was replaced by a large bundle with two additional surrounding rows of 30 rods (48 rods total).

Power input and steam flow were increased proportionally to the number of fuel rod simulators to give the same initial heat-up rate of about 1 K/s as in the smaller bundles. Emphasis was put on the initial phase of the damage progression. More information on the chemical composition of initial and intermediate interaction products and their relocation behaviour should be obtained. Therefore, power and steam input were terminated after the onset of the temperature escalation.

In general, test CORA-18 showed no difference in the damage behaviour, compared to the smaller bundles. The influence of the temperature escalation was confirmed. The escalation started at the 550 mm elevation (750 mm in CORA-7) and progressed in less than 50 s to the 850 mm elevation. Within about 300 s the elevations 250 mm (downward) and 1050 mm (upward) were reached by the oxidation front. The more symmetric axial temperature profile is possibly connected with the lower steam input of 4 g/s for the BWR case compared to 12 g/s in the PWR bundle CORA-7. Destruction and liquefaction mechanisms, deduced from other CORA tests and supporting separate-effect studies have not only been verified but have also resulted in more clarity. This is due to the choice of the earlier test termination compared to standard CORA tests. With respect to the destruction of the bundle by absorber materials, the interaction of boron carbide with steel was verified as initiating effect, and the strong attack on the Zircaloy channel box walls was demonstrated. Most of the relocated boron carbide is transported as liquefied material containing some undissolved B4C particles. Boron carbide remained at place up to about 400 mm, held together by oxidised residual melt. After dissolution of the channel box walls, the liquefaction of the fuel rod cladding has started. Due to the large amount of absorber material relocating from the upper part of the bundle down to 100-200 mm the influence of a possible localised recriticality has to be considered for reflooding a partially damaged core with unborated water.

The preferred axial relocation of melt in the gap between the channel box walls results in less radial distribution of the absorber melt within the bundle. In consequence, in the test bundle CORA-18 less liquefaction of Zircaloy of the cladding was found in comparison to the PWR test CORA-7. 104 g of hydrogen were produced in CORA-18 in comparison to 114 g in test CORA-7. The earlier rise of hydrogen production is in agreement with the earlier temperature escalation at the mid bundle elevation and may be a hint for a contribution of the exothermal B4C oxidation by steam.

SWR-Versuch CORA-18 mit größerem Bündelquerschnitt: Versuchsergebnisse

Zusammenfassung

Die CORA-Out-of-pile-Experimente wurden im Rahmen des internationalen "Severe Fuel Damage"-Programms durchgeführt. Sie sollten Informationen über Schadensmechanismen an Leichtwasser-Reaktor-Brennelementen bei Kühlmittelverluststörfällen im Temperaturbereich von 1200°C bis 2400°C liefern.

CORA-18 war ein analoger SWR-Versuch zum DWR Versuch CORA-7 mit größerem Bündelquerschnitt. Der Versuch CORA-18 sollte für SWR-Bündel überprüfen, ob die Standardgröße mit 18 Brennstabsimulatoren repräsentativ für die Schadens-entwicklung und -fortpflanzung im Brennelement ist. Im Versuch CORA-18 wurde daher das Bündel mit zwei zusätzlichen Reihen von insgesamt 30 Stäben umgeben (insgesamt 48 Brennstabsimulatore). Die Leistungseinspeisung und der Dampffluß wurden proportional zur Stabzahl erhöht, um den gleichen anfänglichen Temperaturanstieg von etwa 1 K/s wie beim Standardbündel zu erreichen.

Beim Versuch CORA-18 sollten insbesondere Informationen über die Zusammen-setzung der frühen und zwischenzeitlich flüssigen Reaktionsprodukte und des Verlagerungsverhaltens der Schmelze gewonnen werden. Daher wurde die Leistungseinspeisung und die Dampfzufuhr beendet, sobald der Beginn der Temperatureskalation erreicht war.

Der Versuch CORA-18 zeigte keine signifikanten Unterschiede in der Schadens-entwicklung und -fortpflanzung im Vergleich zum kleinen Bündel mit 18 Stäben. Es bestätigte sich die Bedeutung der Temperatureskalation für das Aufheizverhalten des Bündels. Die Eskalation begann in der Höhe von ca. 550 mm (750 mm in CORA-7) und breitete sich in weniger als 50 s bis zu einer Höhe von 850 mm aus. Zum Erreichen der Höhe 250 mm (abwärts) und 1050 mm (aufwärts) wurden danach ca. 300 s benötigt. Die Verschiebung des axialen Temperaturmaximums zur Bündelmitte hin ist durch den geringeren Dampffluß von 4 g/s im SWR-Bündel im Vergleich zu 12 g/s im DWR-Bündel zu erklären.

Das in den anderen CORA-Versuchen und den begleitenden Einzeleffekt-Studien gefundene generelle Materialverhalten konnte nicht nur bestätigt sondern auch besser untersucht werden. Dies wurde aufgrund der frühzeitigeren Versuchsbeendigung möglich. Im Hinblick auf die Schadensentwicklung durch das Absorbermaterial konnte der auslösende Einfluß der Wechselwirkung B4C/Stahl voll bestätigt werden. Der größte Teil des Borkarbids wird als unborierter Bestandteil der entstandenen Schmelzen verlagert. Zusätzlich werden B4C-Partikel in der verlagerten Schmelze beobachtet. Ein mit oxidierter Schmelze gesinterter Rest der Borkarbidstäbe bleibt bis ca. 400 mm Höhe erhalten. Nach der Auflösung der Zircaloy-Kühlkanalwände beginnt der Angriff auf die Hüllrohre der Brennstäbe.

Der relativ große Anteil der aus dem oberen Bereich des Bündels nach unten (100-200 mm) verlagerten Absorberschmelze läßt Überlegungen zur Rekritikalität beim Wiederfluten des Reaktorkerns mit unboriertem Wasser als notwendig erscheinen.

Die bevorzugte axiale Verlagerung der Absorberschmelze innerhalb der Kanalwände hat eine geringere radiale Ausbreitung im Bündel zur Folge. In Übereinstimmung damit wurde im Bündel CORA-18 eine geringere Verflüssigung der Zircaloy-Brennstabhüllen im Vergleich zu derjenigen im Versuch CORA-7 gefunden. Der frühzeitigere Anstieg der Wasserstofferzeugung beim Versuch CORA-18 ist in Übereinstimmung mit der früheren Temperatureskalation und deutet auf einen Beitrag der Oxidation des Borkarbids zur Wasserstofferzeugung hin.