Wissenschaftliche Berichte - FZKA 5571

Pre-oxidised BWR Test CORA-28: Test Results

Abstract

The CORA out-of-pile experiments were part of the international Severe Fuel Damage (SFD) program. They were set up to provide information on the failure mechanisms of Light Water Reactor (LWR) fuel elements in the temperature range from 1200°C to 2400°C.

Most of the CORA experiments were performed with a cladding of as-received Zircaloy. To simulate the influence of the oxide layer developed during operation, test CORA-28 was performed with a pre-oxidised bundle. The pre-oxidation was performed in the CORA-facility and resulted in an oxide layer thickness of up to 55 m.

Due to the axial temperature profile the oxide layer formed preferentially in the upper half of the bundle. Consequently, a different material behaviour was found in the upper and the lower part of the bundle. The negligible pre-oxidation of the lower part resulted in the same behaviour as of the unoxidised bundle.

In the upper part the following processes were found. The beginning of the temperature escalation was delayed by about 200 s and the rise of temperature amounted to a mean value of 3 K/s compared to about 10 K/s seen in a non pre-oxidised bundle. The basic damage mechanisms were the same, but the stronger pre-oxidation in the upper part of the bundle remarkably reduced the interaction between the liquefied absorber material and the Zircaloy of the channel box wall and by this also the interaction with the Zircaloy of the fuel rods. A higher portion of the channel box walls and of the cladding survived. The reduced chemical interaction resulted in a reduced melt formation and relocation of melt. Due to the decreased ability for wetting of oxidised surfaces by metallic melts a larger portion of melt relocated by slumping, instead of flowing down and "refreezing" on the rod surfaces.

Although the stainless steel tubes of the absorber, which contained the B₄C powder, were liquefied by chemical interactions, the remaining B₄C columns survived. In CORA-28 this B₄C columns remained up to an intact elevation of about 650 mm. A total of 104 g hydrogen was produced in the test.

BWR Versuch CORA-28 mit voroxidiertem Bündel

Zusammenfassung

Die CORA out-of-pile Experimente wurden im Rahmen des international geplanten "Severe Fuel Damage" Programms durchgeführt. Sie sollten Informationen über die Schadensmechanismen an Leichtwasser-Reaktoren (LWR) Brennelementen im Temperaturbereich von 1200°C bis 2400°C liefern.

Die meisten CORA-Experimente wurden mit unbehandelten Zircaloy-Hüllrohren durchgeführt. Um den Einfluß einer beim Reaktorbetrieb entstandenen Oxidschicht zu simulieren, erfolgte der Versuch CORA-28 mit einem voroxidierten Bündel. Die Voroxidation wurde in der CORA-Anlage durchgeführt und erreichte eine Oxidschichtdicke von bis zu 55 m.

Entsprechend dem axialen Temperaturprofil entstand die Oxidschicht bevorzugt im oberen Bereich des Bündels. Daraus folgte ein unterschiedliches Verhalten im oberen und unteren Teil des Bündels. In der unteren Hälfte ergab sich das gleiche Verhalten wie beim unbehandelten Bündel.

Im oberen Bündelbereich fand man folgende Verhältnisse: Der Beginn der Temperatureskalation war um ca. 200 s verzögert. Die Temperaturanstiegsge-schwindigkeit betrug ca. 3 K/s gegenüber etwa 10 K/s beim nicht voroxidierten Bündel. Die grundsätzlichen Schadensmechanismen waren die gleichen, aber die stärkere Voroxidation des Zry in der oberen Hälfte des Bündels verringerte die Wechselwirkung zwischen dem Absorbermaterial und dem Zircaloy der Kanalwandung und damit auch die Reaktion mit dem Zircaloy der Brennstabhüllen. Die verringerte chemische Wechselwirkung resultierte in einer Reduktion der Schmelzmenge und der Verlagerung von Schmelze im Bündel. Durch das verschlechterte Benetzungsverhalten für metallische Schmelzen auf den anoxidierten Oberflächen, verringerte sich der Anteil der Schmelze, der sich durch Herabfließen und Erstarren auf der Staboberfläche anlagerte.

Obwohl die Edelstahlhüllen der Absorberstäbe durch die Wechselwirkung mit B₄C verflüssigt wurden, blieb ein großer Teil des B₄C im unteren Bereich als gesinterte Säule bestehen. Im Versuch CORA-28 überlebten diese Säulen bis zu einer Höhe von 650 mm. Insgesamt wurden während des Experiments 104 g Wasserstoff erzeugt.