Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6383

Abstract

This report summarises the task 2.4 of the European Project on "Corium Interactions and Thermochemistry (CIT)" conducted within the 4^th Framework Programme on "Nuclear Fission Safety". The experimental part of this task was performed during 1997/99 at the Forschungszentrum Karlsruhe. The analytical part of the task 2.4 was conducted at the Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences (IBRAE).

The dissolution of ZrO₂ by molten Zry (³ 1760°C) influences many physico-chemical processes during core degradation: liquefaction of ZrO₂ at about 1000°C below its melting point, relocation of (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 on the clad failure conditions, different tests were carried out: (i) isothermal ZrO₂ dissolution tests with ZrO₂ crucibles of different dimensions with and without bottom isolation by yttria disks at 2100, 2200 and 2300°C and reaction times up to 30 min, and (ii) ZrO₂ shell failure tests with short pre-oxidised cladding tubes filled with ZrO₂ pellets. In addition, new post-test analysis of the earlier tests on ZrO₂ crucibles dissolution performed by KfK in 1987 and AECL were performed and compared with the new FZK test data,.

The main test results are:

• The crucible/melt interaction is governed by the oxygen diffusion along ZrO₂ grain boundaries and occurs in two stages: erosion (or dissolution) and corrosion of the ZrO₂. During the corrosion stage of the ZrO₂ the dissolution ceases and an interface oxide layer growth on the ZrO₂ crucible wall commences. The erosion/corrosion process develops up to melt saturation by oxygen and in some tests continues with a slower rate accompanied by a ceramic ZrO₂ phase precipitation in the oxygen-saturated (Zr,O) melt. The kinetics increases with the surface to volume (s/v) ratio, that means the ZrO₂ surface (S) in contact with the melt volume (V), and strongly depends on the crucible wall thickness.
• ZrO₂ shell failure tests show a clear correlation between the heat-up rate and the failure temperature. The cladding failure temperature continuously decreases with increasing heat-up rate and after reaching a certain limit remains constant.

The developed analytical model by IBRAE explains the disagreement observed in previous dissolution results and reproduces correctly the new FZK tests:

• The ZrO₂ dissolution model is able to describe self-consistently the erosion and corrosion stages observed in the previous KfK and AECL tests and the unique erosion stage observed in new FZK tests. Differences between the KfK, AECL and FZK results are due to different crucible/melt geometries which induce different characteristic times in dissolution and oxygen diffusion processes.
• The analysis of ZrO₂ dissolution results using the single rod degradation code SVECHA/QUENCH enables the identification and modelling of different failure modes observed in the new FZK tests.

ZrO₂-Auflösung durch geschmolzenes Zircaloy und ZrO₂-Oxidschicht-Versagenskriterium. Neue experimentelle Ergebnisse und deren Modellierung

Zusammenfassung:

Dieser Bericht faßt die Aufgabe 2.4 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 im Forschungszentrum Karlsruhe durchgeführt. Der analytische Teil der Aufgabe 2.4 erfolgte am Institut für nukleare Sicherheit der Russischen Akademie der Wissenschaften (IBRAE).

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

Um die widersprüchlichen Versuchsergebnisse in der Literatur zu verstehen, und die Ungenauigkeiten des Hüllrohrversagenskriteriums zu reduzieren, wurden unterschiedliche Experimente durchgeführt: (i) isotherme ZrO₂ Auflösungstests mit ZrO₂-Tiegeln unterschiedlicher Abmessungen mit und ohne Bodenisolierung durch Y₂O₃-Scheiben bei 2100, 2200 und 2300°C und Reaktionszeiten bis 30 Minuten, (ii) Experimente zur Ermittlung des Versagenskriteriums von ZrO₂-Schichten auf Zircaloy-Hüllrohren. Zusätzlich wurden die früheren ZrO₂-Auflösungsests, die 1989 im damaligen Kernforschungszentrum (KfK) und bei AECL in Kanada durchgeführt wurden, mit den neuen FZK-Testdaten verglichen.

Die wesentlichen Versuchsergebnisse sind:

• Die Tiegel/Schmelze-Wechselwirkungen werden durch die Sauerstoffdiffusion entlang der ZrO₂-Korngrenzen bestimmt und laufen in zwei Schritten ab: Erosion (oder Auflösung) und Korrosion des ZrO₂. Während der Korrosionsphase hört die Auflösung des ZrO₂ auf, und es beginnt sogar ein Wachstum der ZrO₂-Tiegelwand. Der Erosions/Korrosionsprozeß schreitet bis zur Sauerstoffsättigung der Schmelze fort und in einigen Tests geht dieser Vorgang mit einer langsameren Kinetik weiter, unter gleichzeitiger Ausscheidung einer keramischen ZrO₂-Phase in der sauerstoffgesättigten Schmelze. Die Kinetik ändert sich mit dem Verhältnis zwischen der ZrO₂-Tiegeloberfläche in Kontakt mit der Schmelze und dem Zircaloy-Schmelzvolumen (S/V) und hängt außerdem stark von der Tiegelwandstärke ab;
• Die Tests bzgl. des Versagenskriteriums der ZrO₂-Oxidschicht zeigen eine klare Korrelation zwischen der Aufheizrate und der Versagenstemperatur. Die Versagenstemperatur der Oxidschicht nimmt kontinuierlich mit der Aufheizrate ab und bleibt nach Erreichen einer bestimmten Grenze konstant.

Das von IBRAE entwickelte analytische Modell erklärt die beobachten Widersprüche in den früheren ZrO₂-Auflösungsexperimenten und beschreibt gleichzeitig die neuen FZK-Versuchsergebnisse:

• Das ZrO₂-Auflösungsmodell kann die beiden Prozesse der Erosion und Korrosion des ZrO₂ in den früher beobachteten KfK-, und AECL-Tests sowie die Erosionsphase in den neuen FZK-Tests widerspruchsfrei beschreiben. Die Unterschiede zwischen den KfK-, AECL- und FZK-Resultaten liegen in den verschiedenen Tiegel/Schmelze-Geometrieverhältnissen, die unterschiedliche charakteristische Zeiten in den Auflösung- und Sauerstoff-Diffusionprozessen bewirken.
• Die Analyse der Versuchsergebnisse der ZrO₂-Oxidschicht-Versagenstests, die mit dem Code SVECHA/QUENCH durchgeführt wurde, erlaubt die Identifikation und die Modellierung des unterschiedlichen Versagensverhaltens der Oxidschichten, das in den neuen FZK-Tests mit kurzen Brennstababschnitten beobachtet wurde.

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