Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte - FZKA 6412
Investigation
of an Overheated PWR-Type Fuel Rod Simulator Bundle Cooled Down by Steam
L.
Sepold, P. Hofmann, C. Homann, W. Leiling, A. Miassoedov, D. Piel, G. Schanz,
L. Schmidt, U. Stegmaier, M. Steinbrück, H. Steiner, A.V. Palagin, A.V.
Boldyrev, A.V. Berdyshev, V.E. Shestak, M.S. Veshchunov
Abstract
The
QUENCH experiments are to investigate the hydrogen source term that results
from the water injection into an uncovered core of a Light-Water Reactor (LWR).
The test
bundle is made up of 21 fuel rod simulators with a length of approximately 2.5
m. 20
fuel rod
simulators are heated over a length of 1024 mm, the one unheated fuel rod
simulator is located in the center of the test bundle. Heating is carried out
electrically using 6-mmdiameter tungsten heating elements installed in the
center of the rods and surrounded by annular ZrO2 pellets. The rod cladding is
identical to that used in LWRs: Zircaloy-4, 10.75 mm outside diameter, 0.725 mm
wall thickness. The test bundle is instrumented with thermocouples attached to
the cladding and the shroud at 17 different elevations with an axial distance
between the thermocouples of 100 mm.
During the
entire test up to the cooldown phase, superheated steam together with the argon
as carrier gas enters the test bundle at the bottom end and leaves the test
section at the top together with the hydrogen that is produced in the
zirconium-steam reaction. The hydrogen is analyzed by three different
instruments: two mass spectrometers and a ”Caldos 7 G” hydrogen measuring
device (based on the principle of heat conductivity).
Part I of
this report describes the results of test QUENCH-04 performed in the QUENCH
test facility at the Forschungszentrum Karlsruhe on June 30, 1999. The
objective of the experiment QUENCH-04 was to investigate the reaction of the
non-preoxidized rod cladding on cooldown by steam rather than quenching by
water.
The
experiment consisted of a heatup phase to temperature plateau of around 900 K,
a transient phase, and a cooldown phase. All phases were conducted in an
argon/steam atmosphere. At the beginning of the transient phase the test bundle
was ramped at around 0.35 K/s in the temperature range 900 – 1400 K and 1.0 K/s
from 1400 K to the temperature excursion which led to a maximum rod cladding
temperature of 2340 K. For cooling the test bundle, steam was injected at the
bottom of the test section at a mean rate of 50 g/s (steam velocity: 15 - 20
m/s). This steam rate was so effective that the test bundle was cooled down for
about 1000 K within around 20 s.
The total
amount of hydrogen released during the QUENCH-04 experiment was 12 g. Most of
it has been produced during the transient and only a small portion during the
cooldown.
After the
test the shroud showed a localized molten zone between 930 mm and 1000 mm
probably caused by close contact of test rods with the shroud. In this region
the rods were severely displaced. Melt formation was only observed within rods
but not in the test bundle.
The maximum
oxide layer thickness measured at the rod cladding # 19 amounted to 170 _m at
around 950 mm elevation. Prior to the temperature escalation and cooldown by
steam, i.e. in the middle of the transient, the ZrO2 layer thickness had a
maximum of ~85 _m at the same level. The latter data were obtained from corner
rod B which was withdrawn from the test bundle at ~1780 K..
Posttest
calculations were performed with the CALUMO computer code to investigate the
oxidation behavior of the fuel rod claddings and the shroud as well as the
hydrogen production.
Part II of
the present report deals with the results of the SVECHA/QUENCH (S/Q) code
application to the FZK QUENCH bundle tests. The adaptation of the S/Q code to
such kind of calculations is described. The numerical procedure of the
recalculation of the temperature test data, and the preparation for the S/Q
code input is presented. In particular, the results of the QUENCH-01 and
QUENCH-04 test simulations are discussed.
The main
attention was paid to the central rod temperature history modeled for every
phase of the tests, i.e. from the pre-oxidation up to the flooding, since it
strongly influences progression of other processes.
The main
results were obtained for the central rod. However, some results such as the
hydrogen generation rate and the total hydrogen production were extrapolated to
the whole bundle in order to compare the calculations with integral values
measured by the mass spectrometer.
Untersuchung eines überhitzten
DWR-Brennnstabsimulator-Bündels unter Abkühlung mit Dampf
Zusammenfassung
In den QUENCH-Versuchen soll der Wasserstoffquellterm
bei der Einspeisung von Notkühlwasser in einen trockenen, überhitzten
Reaktorkern eines Leichtwasserreaktors (LWR) ermittelt werden.
Das QUENCH-Testbündel ist mit 21 Brennstabsimulatoren
bestückt und hat eine Gesamtlänge von ca. 2,50 m. 20 Brennstabsimulatoren sind
auf einer Länge von 1024 mm beheizt, der Zentralstab ist unbeheizt. Als Heizer
werden Wolfram-Stäbe von 6 mm Durchmesser verwendet, die im Zentrum der
Brennstabsimulatoren angeordnet und von ZrO2-Ringtabletten umgeben sind. Die
Stabhüllen sind identisch mit LWR-Hüllrohren: Zircaloy-4, 10,75 mm
Außendurchmesser und 0,725 mm Wanddicke. Testbündel und Shroud sind mit
Thermoelementen instrumentiert. Sie sind auf 17 Messebenen im Abstand von 100
mm angeordnet.
Während des gesamten Tests bis zur Abkühlphase wird
überhitzter Dampf zusammen mit Argon als Trägergas am unteren Ende in die
Teststrecke eingespeist und verlässt diese zusammen mit dem Wasserstoff, der
sich durch die Zirkonium-Dampf-Reaktion gebildet hat, am oberen Ende. Der
Wasserstoff wird mit Hilfe von drei Messgeräten analysiert: zwei
Massenspektrometer und ein „Caldos-7G“-Analysegerät
(Wärmeleitfähigkeits-Messprinzip).
In Teil I dieses Berichts sind die Ergebnisse des
Experiments QUENCH-04, das am 30. Juni 1999 in der QUENCH-Versuchsanlage des
Forschungszentrums Karlsruhe durchgeführt wurde, beschrieben. Ziel des Versuchs
QUENCH-04 war die Untersuchung des Verhaltens von nicht voroxidierten
LWR-Brennstäben während der Kühlung eines Brennstabbündels mit Dampf anstelle
von Wasser.
Das Experiment lief mit folgenden Versuchsphasen ab:
einer Anfahr- oder Aufheizphase, um das Gesamtsystem bei ca. 900 K
Bündeltemperatur ins thermische Gleichgewicht zu bringen, einer transienten
(Aufheiz-) Phase und einer Abschreck- bzw. Quench-Phase. In der transienten
Phase wurde das Versuchsbündel mit einer Aufheizrate von 0,35 K/s (900 – 1400
K) bzw. 1,0 K/s (1400 K bis zur Temperatureskalation) auf die maximale Stab-
Hüllrohrtemperatur von ~2340 K gebracht. Zur Abschreckung des Versuchsbündels
wurde Dampf mit einer mittleren Rate von 50 g/s von unten in die Teststrecke
eingeleitet (Dampfgeschwindigkeit: 15 - 20 m/s). Die Dampfkühlung war unter diesen
Bedingungen so effektiv, dass das Versuchsbündel in ca. 20 Sekunden um etwa
1000 K abgekühlt wurde.
Die gesamte freigesetzte Wasserstoffmenge während des
Versuchs QUENCH-04 wurde zu 12 g ermittelt. Davon wurde der Hauptanteil während
der Transiente und nur ein kleiner Anteil während der Flutphase gebildet.
Nach dem Experiment zeigte sich am Shroud eine lokale
Schmelzzone zwischen 930 und 1000 mm Bündelhöhe, die durch den Kontakt einiger Stäbe
mit dem Shroud hervorgerufen worden war. In diesem Bereich waren die Teststäbe
stark verformt. Im Testbündel kam es nur im Innern von Teststäben zur Bildung
und Verlagerung von Schmelzphasen.
Am Hüllrohr des Stabs Nr. 19 wurde eine maximale
Oxidschichtdicke von 170 _m bei Bündelkote 950 mm gemessen. Vor der
Temperatureskalation und dem Abkühlen mit Dampf betrug der Wert 85 _m (auf der
Grundlage des bei ~1780 K gezogenen Zirkaloy-Eckstabs B).
Nachrechnungen mit dem CALUMO-Rechenprogramm wurden
durchgeführt, um das Oxidationsverhalten der Brennstabsimulatoren und des
Shrouds sowie die Wasserstoffproduktion zu untersuchen.
Teil II dieses Berichts behandelt die Ergebnisse der
Anwendung des SVECHA/QUENCH (S/Q)-Rechenprogramms auf die Ergebnisse der
FZK-QUENCH-Experimente. Die Angleichung des S/Q-Rechenprogramms an diese Art
von Rechnungen wird beschrieben. Die numerische Behandlung der Nachrechnung der
Temperatur-Versuchsdaten und die Anfertigung der S/Q-Programm-Eingabe werden
präsentiert. Insbesondere werden die Ergebnisse bezüglich der Versuche
QUENCH-01 and QUENCH-04 diskutiert.
Das Hauptgewicht der Arbeiten wurde auf den
zeitlichen Verlauf der Zentralstab-Temperatur gelegt. Sie wurde für jede
Versuchsphase, d. h. von der Voroxidation bis hin zur Flutphase, modelliert;
denn ihr Verlauf beeinflusst deutlich den Ablauf anderer Prozesse.
Obgleich die wesentlichen Ergebnisse der Arbeiten die
des Zentralstabs sind, werden doch einige Ergebnisse, wie die
Wasserstoff-Erzeugungsrate und die Gesamtmenge des erzeugten Wasserstoffs, auf
das gesamte Stabbündel extrapoliert, um die Rechnungen mit den Messwerten des
Massenspektrometers zu vergleichen.