Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte – FZKA 6970

Experimental and Computational Results of the QUENCH-08 Experiment (Reference to QUENCH 07)

J. Stuckert, A.V.Boldyrev, A. Miassoedov, A.V. Palagin, G. Schanz, L. Sepold, V.E. Shestak, U. Stegmaier, L. Steinbock, M. Steinbrück, H. Steiner, M.S. Veshchunov

Abstract
The QUENCH experiments are to investigate the hydrogen source term resulting from the water injection into an uncovered core of a Light-Water Reactor (LWR). The QUENCH test bundle consists of 21 fuel rod simulators with a total length of approximately 2.5 m.

The QUENCH-08 test (without B₄C absorber), performed at the Karlsruhe Research Center on July 24, 2003, was set up as a reference test to be compared to the QUENCH-07 experiment (with B₄C absorber). So, the major objective of the test was to investigate the impact of B₄C absorber on oxidation and H₂ generation, respectively, and bundle degradation.

The test phases of both experiments were similar, as there were heatup, preoxidation (a quasi-stationary phase at ~1700-1760 K for ~15-16 min), transient, and cooldown by steam with a flow rate of 15 g/s. Temperatures during the transient and cooldown phases of QUENCH-08, however, were somewhat lower than during those phases of QUENCH-07.

All the observations within the heated zone indicated immediate cooling upon steam injection. Several locations toward the top of and above the heated zone, however, experienced a strong escalation with maximum temperatures of ~2100 K at the 950 mm level at the beginning of cooling and ~2300 K at the 1150 mm level during the cooling phase. Associated with this escalation an increased release of hydrogen was observed during the cooling phase for a period of about 2 minutes.

The evaluation of the QUENCH-08 mass spectrometer data resulted in ~84 g of hydrogen release in total compared to ~180 g during test QUENCH-07.

According to the posttest examination, the bundle damage progression was initially dominated by rod cladding conversion due to steam oxidation and pellet contact. The distribution of some released molten cladding residues was unimportant, but relocation took place due to shroud melting, penetration of additional melt into the bundle, and candling. Overheating of upper elevations in the transient, continuing during the steam cooling phase, gave rise to massive cladding melt formation and relocation.

Ergebnisse des Experiments QUENCH-08

Zusammenfassung
In den QUENCH-Versuchen wird der Wasserstoffquellterm bei der Einspeisung von Notkühlwasser in einen trockenen, überhitzten Reaktorkern eines Leichtwasserreaktors (LWR) untersucht. Die Testbündel bestehen aus 21 Brennstabsimulatoren mit einer Gesamtlänge von ca. 2,50 m.

Der Test QUENCH-08 (ohne B₄C-Absorber), der am 24. Juli 2003 im Forschungszentrum Karlsruhe durchgeführt wurde, war als Referenzversuch zu QUENCH-07 (mit B₄C-Absorber) geplant. Deshalb war das Hauptziel des Versuchs die Untersuchung des B₄C-Absorber-Einflusses auf die Oxidation bzw. H₂-Erzeugung und die Bündelzerstörung.

Die einzelnen Versuchsphasen, wie Hochheizen, Voroxidation (eine quasi-stationäre Phase bei ~1700-1760 K mit einer Dauer von ~15-16 min), Transiente und Abkühlung (mittels eines Dampf-Mengenstroms von 15 g/s) verliefen in beiden Experimenten ähnlich. Die Temperaturen während der transienten und der Abkühl-Phase des Versuchs QUENCH-08 waren jedoch etwas niedriger als diejenigen des Tests QUENCH-07.

Innerhalb der beheizten Zone zeigten alle Temperaturen eine sofortige Abkühlung nach der Dampfeinspeisung an. Einige Messebenen am oberen Ende und oberhalb der beheizten Zone erlebten jedoch zum Beginn der Kühlphase eine starke Temperatureskalation mit maximalen Temperaturen von ~2100 K in der 950 mm-Ebene und ~2300 K in der 1150 mm-Ebene während der Kühlphase. In Verbindung mit dieser Eskalation wurde eine erhöhte Freisetzung von Wasserstoff, die etwa zwei Minuten ab Beginn der Kühlung dauerte, beobachtet.

Die Auswertung der QUENCH-08-Massenspektrometer-Daten ergab ~84 g an gesamt freigesetztem H₂ (verglichen mit einer H₂-Gesamtmenge von ~180 g im Versuch QUENCH 07).

Gemäß der Nachuntersuchung des Bündels bestimmte zunächst die Dampfoxidation der Hüllrohre und ihr Kontakt mit den Pellets das Fortschreiten der Schädigung. Die Verteilung freigesetzter Hüllmaterial-Restschmelzen war unerheblich, aber ausgelöst durch Aufschmelzen des Shrouds konnte weitere Schmelze in das Bündel eindringen und sich verlagern. Die Überhitzung des oberen Bündelbereichs, die sich in der Abkühlphase fortsetzte, verursachte massive Bildung und Verlagerung von Schmelze.

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