Wissenschaftliche Berichte - FZKA 5680

Impact of absorber rod material on bundle degradation seen in CORA experiments

Abstract

In the CORA program 16 out of 19 tests were performed with absorber rods. Nine tests with (Ag, In, Cd) absorber material should investigate the damage behaviour in PWR-type reactors. For investigation of BWR-type behaviour, seven tests with B4C/ss absorber were performed. The VVER B4C/ss absorber arrangement was used in one test.

The absorber materials strongly influence the bundle degradation. In all three reactor types macroscopic degradation starts at about 1200°C (1470 K) by eutectic interactions. For PWR's the (Ag, In, Cd) absorber, molten at about 800°C (1070 K), is released from the absorber rod after failure of the stainless steel absorber cladding, caused by eutectic interaction with the Zry-guide tube. The failure may be influenced by the high vapour pressure of the cadmium. The release normally happens after reaching 1200°C (1470 K). The liquid absorber fills up the space inside the guide tube freezing in the gap at the lower end. The Ag/Zry eutectic interaction dissolves the guide tube and releases the absorber material into the bundle. In consequence, the Zry of the cladding starts to be liquefied by the Ag/Zry interaction. The liquefied Zry begins the dissolution of UO2 far below the melting point of UO2.

In the BWR absorber blade the boron carbide in contact with stainless steel results in eutectic liquefaction of the blade starting again at about 1200°C (1470 K). The resulting melt destroys the Zry channel box wall by eutectic ss/Zry interactions. After distribution in the bundle the stainless steel melt starts to liquefy the Zry of the cladding. Analogue to the PWR case, also here the liquefied Zry results in the onset of UO2 dissolution.

For the VVER reactor bundle with similar geometrical arrangement of the absorber rods as in PWR reactors, but with B4C absorber and stainless steel guide tubes, a similar behaviour was found. The B4C/ss reaction results in the liquefaction of the absorber rods and guide tubes, starting the liquefaction of the Zr1%Nb fuel rod cladding with the following dissolution of UO2.

The described behaviour is shown in examples from different tests. The direct comparison of test CORA-W1 without absorber and CORA-W2 with absorber demonstrates the strong influence of the absorber material on the melt formation, melt relocation, temperature escalation behaviour and axial temperature distribution.

Einfluß des Absorbermaterials auf die Schadensentwicklung im Reaktorbündel: Ergebnisse der CORA-Experimente

Zusammenfassung

Im CORA-Programm wurden 16 der 19 Versuche mit Absorbermaterial durch-geführt. Neun Experimente mit (Ag,In,Cd)-Absorber sollten das Schadensverhalten in druckwasserreaktor-typischen Bündeln untersuchen. Für die Untersuchung des siedewasserreaktor-typischen Verhaltens wurden sieben Versuche mit B4C/Edelstahl Absorber durchgeführt. Ein Test wurde mit der VVER-B4C/Edelstahl Anordnung durchgeführt.

Das Absorbermaterial hat einen starken Einfluß auf die Schadensentwicklung im Bündel. In allen drei Bündelanordnungen beginnt die Bündelzerstörung oberhalb 1200°C (1470 K) durch eutektische Wechselwirkungen. Im Druckwasserbündel geht das (Ag,In,Cd)-Absorbermaterial bei 800°C (1070 K) in den flüssigen Zustand über. Sein Edelstahlhüllrohr versagt bei gut 1200°C (1470K) durch eutektische Wechselwirkungen mit dem Zry-Führungsrohr. Das Versagen kann auch durch den sich aufbauenden Cd-Dampfdruck beeinflußt werden. Das geschmolzene Absorbermaterial füllt den Spalt innerhalb des Führungsrohres indem die Schmelze am unteren Ende erstarrt. Die Ag/Zr eutektische Wechselwirkung löst das Hüllrohr auf und entläßt weitere Absorberschmelze ins Bündel. Die sich ausbreitende Absorberschmelze beginnt die Zry-Hülle der Brennstabsimulatoren zu verflüssigen. Das verflüssigte Zry wiederum hat die Auflösung von UO2 weit unterhalb seiner Schmelztemperatur zur Folge.

Auch beim Siedewasserabsorber beginnt die makroskopische Verflüssigung des B4C in Kontakt zum Edelstahl bei ca. 1200°C (1470 K). Die resultierende Schmelze zerstört die Zry-Kanalwand durch die eutektische Edelstahl/Zry-Wechselwirkung. Nach Ausbreitung im Bündel beginnt die Edelstahlschmelze das Zry der Brennstabhülle zu verflüssigen, das wiederum mit der chemischen Auflösung des UO2 beginnt. Für den VVER-Reaktor mit ähnlicher Anordnung der Absorberstäbe wie im Druckwasserreaktor, aber mit B4C-Absorber und Edelstahl-Führungsrohr, ergab sich ein ähnliches Verhalten. Die Borkarbid/Edelstahl-Wechselwirkung resultiert in der Verflüssigung des Absorberstabs und des Führungsrohrs. Die im Bündel verbreitete Schmelze beginnt die Verflüssigung des Zr1%Nb, das daraufhin die Auflösung des UO2 startet.

Für das oben beschriebene Verhalten werden Beispiele aus verschiedenen Tests angeführt. Der direkte Vergleich des CORA-W1 Versuchs ohne und des CORA-W2 Versuchs mit Absorbermaterial demonstriert deutlich den starken Einfluß der Absorbermaterialien auf die Schmelzenerzeugung, die Schmelzenverlagerung, das Temperatur-Eskalationsverhalten und die axiale Temperaturverteilung.