Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6379

Abstract

This report summarises the task 2.3 of the European Project on "Corium Interactions and Thermochemistry (CIT)" conducted within the 4th Framework Programme on "Nuclear Fission Safety". The experimental part of this task was performed during 1997/99 at the Whiteshell Laboratories of AECL (Canada), with AECL acting as a subcontractor to Forschungszentrums Karlsruhe. The analytical part of the task 2.3 was performed at the Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE).

The dissolution of UO2 by molten Zry (³ 1760°C) influences many physico-chemical processes during core degradation: liquefaction of UO2 at about 1000°C below its melting point, relocation of resulting (U, Zr, O) melts after failure of the outer ZrO2 layer on Zircaloy cladding tubes and fission product release rates. In order to understand apparent inconsistencies in the experimental results published in the literature and to reduce uncertainties in the modelling of the fuel dissolution processes, different types of tests were carried out:

(i) isothermal UO2 crucible dissolution tests at 2100 and 2200°C and reaction times up to 30 min., (ii) additional tests at 2200° C where the crucible-cavity bottom was isolated from the reaction by an yttria disc, and (iii) preliminary scoping tests involving the simultaneous dissolution of UO2 and ZrO2.

The main test results are:

The developed analytical model by IBRAE explains the disagreement observed in previous UO2 dissolution tests with small UO2 crucibles and reproduces correctly the new AECL/FZKA tests with large UO2 crucibles: UO2-Auflösung durch geschmolzenes Zircaloy. Neue experimentelle Ergebnisse und deren Modellierung

Zusammenfassung:

Dieser Bericht faßt die Aufgabe 2.3 des europäischen Projektes "Corium Interactions and Thermochemistry" (CIT) zusammen, die im Rahmen des 4. Rahmenprogrammes "Nuclear Fission Safety" der EG durchgeführt wurde. Der experimentelle Teil dieser Aufgabe wurde in der Zeit von 1997 bis 1999 in den Labors von AECL in Whiteshell (Kanada) im Auftrag des Forschungszentrums Karlsruhe durchgeführt. Der analytische Teil der Aufgabe 2.3 erfolgte am Institut für nukleare Sicherheit der Russischen Akademie der Wissenschaften (IBRAE).

Die Auflösung von UO2 durch flüssiges Zry (³ 1760°C) beeinflußt viele physikalisch-chemische Prozesse während der Kernzerstörung: (i) Verflüssigung von UO2 ungefähr 1000°C unterhalb seines Schmelzpunkts, (ii) Verlagerung von (U, Zr, O) Schmelzen nach dem Versagen der äußeren ZrO2-Schicht auf den Zircaloy-Hüllrohren und (iii) die Spaltproduktfreisetzung.

Um die widersprüchlichen Versuchsergebnisse in der Literatur zu verstehen, und die Ungenauigkeiten in den verschiedenen Brennstoff-Auflösungsmodellen zu verringern, wurden unterschiedliche UO2-Auflösungsexperimente durchgeführt: (i) Isotherme UO2-Auflösungstests bei 2100 und 2200°C und Reaktionszeiten bis zu 30 Min., (ii) zusätzliche Tests bei 2200°C, in denen der Tiegelboden durch eine chemisch stabile Y2O3 - Scheibe isoliert wurde und (iii) erste Versuche zur simultanen Auflösung von UO2 und ZrO2 durch flüssiges Zircaloy.

Die wesentlichen Versuchsergebnisse sind:

Das von IBRAE entwickelte analytische Modell ist in der Lage, den scheinbaren Widerspruch in den Ergebnissen zu erklären, der in den früheren Experimenten mit kleinen UO2-Tiegeln beobachtet wurde, und ist außerdem in der Lage, die neuen Ergebnisse der AECL/FZK-Tests mit großen Tiegeln zu beschreiben: