Wissenschaftliche Berichte – FZKA 6030

Large Bundle PWR Test CORA-7; 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.

Test CORA-7 should investigate if there is an influence of the bundle size on the fuel damage behaviour. Therefore the 25 rod PWR-type standard CORA bundle was replaced by a 57 rod bundle with five instead of two absorber rods. Power input and steam flow were increased proportional to the number of fuel rod simulators to give the same initial heat-up rate of 1 K/s as in the normal bundle. Furtheron the priority of the test was placed 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-7 showed no difference in the damage behaviour, compared to the smaller bundle. The influence of the temperature escalation was confirmed. The escalation started at 750 mm at about 1200°C and continued over the upper half of the bundle, even after shutdown of the electric power input, as long as metallic Zircaloy and steam was available. At the upper end the maximum temperature was reached 400 s after shutdown of the electric power.

Due to the axial temperature profile melt formation and damage progression occurred only in the upper half of the bundle. The damage was initiated by the failure of the absorber rods at about 1250°C. The absorber melt liquefied the Zry of the fuel rod cladding. The posttest SEM investigations showed, that the absorber material was distributed over the whole bundle. It was not only found in the "refrozen" melt of the blockage within the bundle, but also in dishings between the pellets and inside the oxidised outer shell of the cladding. The absorber materials initiated the liquefaction of the Zircloy. The posttest investigation showed that the Zircaloy penetrated into the pellets and started the dissolution of the UO₂ far below its melting point.

The blockage formation of the solidified melt was mainly determined by the axial temperature profile. Obstacles like the spacers have only a minor influence. The hot melt penetrated locally the spacer. Then the melt solidified between the rods step by step according to the axial temperature profile. Melt relocation and axial temperature distribution are always strongly connected, i.e. the melt relocation is determined by the axial temperature distribution, but the axial temperature distribution on the other side is influenced by the melt relocation and the exothermal steam/Zircaloy reaction triggered by the heat transported with the melt.

Test CORA-7 supports the assumption that the bundle size with 25 rods, used in the other standard experiments, gives representative results on the damage progression for the larger PWR fuel element bundle.

DWR Versuch CORA-7 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 die Schadensmechanismen bei Leichtwasser-Reaktor-Brennelementen im Temperatur-bereich von 1200°C bis 2400°C liefern.

Der Versuch CORA-7 sollte überprüfen, ob das normale CORA-Bündel mit 25 Stäben repräsentativ für die Schadensentwicklung im Brennelement ist. Das
25-Stab-Bündel wurde daher in Test CORA-7 durch ein 57-Stab-Bündel ersetzt, das fünf anstelle von zwei Absorberstäben enthielt. Leistungseinspeisung und Dampffluß wurden proportional zur Stabzahl erhöht, um den gleichen anfänglichen Temperaturanstieg von 1 K/s wie beim Normalbündel zu erreichen.

Beim Versuch CORA-7 sollten insbesondere Informationen über die Zusammen-setzung der frühen und späteren 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-7 zeigte keine signifikanten Unterschiede in der Schadens-entwicklung und -progression im Vergleich zum Bündel mit 25 Stäben. Es bestätigte sich die Bedeutung der Temperatureskalation für das Aufheizverhalten des Bündels. Die Eskalation begann in der Höhe von 750 mm bei ca. 1200°C und setzte sich in der oberen Hälfte des Bündels auch nach Abschalten der elektrischen Leistungseinspeisung fort, solange wie metallisches Zirkaloy und Dampf vorhanden war. Am oberen Ende des Bündels wurde das Maximum der Temperatur erst 400 s nach Abschalten der elektrischen Leistung erreicht.

Entsprechend der axialen Temperaturverteilung war die Schadensausbreitung und Schmelzentwicklung nur in der oberen Hälfte des Bündels anzutreffen. Die Schadensentwicklung wird durch das Versagen der Absorberstäbe bei ca. 1250°C ausgelöst. Die Absorberschmelze verflüssigte das Zirkaloy der Brennstabhülle. Die SEM-Nachuntersuchungen haben gezeigt, daß sich das Absorbermaterial über das gesamte Bündel ausgebreitet hatte. Absorbermaterial war nicht nur zwischen den Stäben in erstarrter Schmelze anzutreffen, sondern auch in dem Bereich zwischen Pellets und der äußeren Oxidschicht der Hüllrohre. Die Nachuntersuchungen zeigten, daß das verflüssigte Zirkaloy in die UO₂-Pellets eingedrungen war und die Auflösung des Pellets weit unter seiner Schmelztemperatur begonnen hat.

Das Erstarrungsverhalten der entstandenen Schmelzen ist im wesentlichen durch die axiale Temperaturverteilung bestimmt. Abstandshalter stellen nur geringe Hindernisse für die Schmelze dar. Die heiße Schmelze durchdringt den Abstandshalter durch Aufschmelzen und erstarrt darunter schrittweise zwischen den Stäben entsprechend der axialen Temperaturverteilung. Andererseits wird die axiale Temperaturverteilung durch den Wärmetransport durch Schmelzverlagerung und die dadurch wiederum geförderte exotherme Zirkon/Dampf-Reaktion beeinflußt.

Der Versuch CORA-7 unterstützt die Annahme, daß die in den anderen Versuchen gewählte Bündelgröße von 25 Stäben repräsentative Ergebnisse für die Schadensprogression von DWR-Brennelementen liefert.