Wissenschaftliche Berichte - FZKA 5846

Summary

An important accident management measure for controlling severe accident transients in LWRs is the injection of water to cool the degrading core. Quenching is considered a worst-case scenario regarding hydrogen generation rates which should not exceed safety-critical values.

A series of separate-effects tests is being carried out on Zircaloy PWR fuel rod cladding to study the enhanced oxidation which can occur on quenching. In these tests, performed in the QUENCH rig, single tube specimens are heated by induction to a high temperature and then quenched by water or rapidly cooled down by steam injection. The main objectives of the program are:

the provision of an extensive experimental database for the development of detailed mechanistic quench models,

the examination of the physico-chemical behavior of overheated fuel elements (core) under different flooding conditions,

to provide an improved understanding of the effects of water addition at different stages of a degraded core,

the determination of a cladding failure criteria; exposure of new metallic surfaces to steam which results in renewed temperature escalation and hydrogen production, and

the determination of the hydrogen source term.

The cladding tubes temperatures at onset of quenching have been varied between 1000 and 1600°C and the extent of preoxidation between 0 and 300 µm ZrO₂. The simulated flooding rate was 1,5 cm/s and the alternative steam injection rate about 2 g/s. The hydrogen generation is correlated with the conditions of the specimen before and after the test. (Part I).

The essential physico-chemical processes occurring during quenching of fuel rods are analytically considered: a) heat exchange, b) oxidation of Zircaloy by steam and c) the mechanical behavior of the cladding tubes. A new combined numerical QUENCH module was elaborated by coupling of the heat exchange module THERM, the oxidation module PROF and the mechanical deformation module CROX: the models are presented, the results of the calculations are compared with the available experimental data (Part II).

Physikalisch-chemisches Verhalten von Zircaloy Brennstab-Hüllrohren beim Wiederfluten eines LWR während eines schweren Störfalles

Zusammenfassung

Eine der wichtigsten Notfallschutzmaßnahmen zur Beherrschung eines schweren Störfalls in Leichtwasserreaktoren ist die Wiederherstellung der Kühlung des teilzerstörten Reaktorkerns durch Einspeisen von Wasser. Wiederfluten wird jedoch auch als ein Störfallszenario mit besonders hoher Wasserstofffreisetzungsrate in das Containment angesehen, bei dem sicherheitsrelevante Werte nicht überschritten werden sollen.

Um die verstärkte Oxidation von Zircaloy während des Wiederflutens zu untersuchen, wird im Forschungszentrum Karlsruhe eine Reihe von Einzeleffekt-Experimenten mit Zircaloy-Hüllrohren durchgeführt. In diesen Experimenten werden einzelne Rohrproben durch induktive Beheizung auf hohe Temperaturen gebracht und dann mit Wasser oder Dampf abgeschreckt. Die vorrangigen Ziele des Programms sind:

Bereitstellung einer experimentellen Datenbasis für die Entwicklung detaillierter, mechanistischer Modelle.

Untersuchung des physikalisch-chemischen Verhaltens überhitzter Brennstäbe bei verschiedenen Flutbedingungen.

Ein besseres Verständnis der Phänomene beim Fluten von Reaktorkernen mit unterschiedlichem Ausmaß der Schädigung.

Bestimmung eines Hüllrohrversagenskriteriums; durch Hüllrohrversagen werden neue metallische Oberflächen dem Dampf ausgesetzt, was zu verstärkter Oxidation und Wasserstofferzeugung führt.

Bestimmung des Wasserstoffquellterms im Containment.

Besonders intensiv wurden der Einfluß der Hüllrohrtemperatur und der Einfluss des Ausmaßes der Voroxidation untersucht. Die Proben wurden von Temperaturen zwischen 1000 und 1600 °C mit Oxidschichtdicken zwischen 0 und 300 µm ZrO₂ abgeschreckt. Die simulierte Flutrate betrug 1,5 cm/s, bei Versuchen mit Abkühlung von Dampf wurde ein Dampfmassenstrom von 2 g/s gewählt. Der Einfluss der verschiedenen Anfangsbedingungen auf die gemessene Wasserstofffreisetzung wurde untersucht und mit dem Zustand der Proben korreliert (Teil 1).

Folgende wesentliche physikalisch-chemische Prozesse beim Wiederfluten wurden modelliert: a) Wärmeübertragung, b) Oxidation von Zircaloy in Dampf, c) das mechanische Verhalten der Hüllrohre. Ein neues numerisches QUENCH-Modul wurde durch die Kopplung des Wärmeübertragungsmoduls THERM, des Oxidationsmoduls PROF und des Moduls für mechanisches Hüllrohrverhalten CROX entwickelt. Die Modelle werden vorgestellt, Ergebnisse von Berechnungen werden im Teil 2 des Berichts mit den experimentellen Ergebnissen verglichen.