Published November 1998 | Version v1
Report

Experimental investigations for the demonstration of the long-term coolability of core melts

Description

To guarantee the enclosure of radioactivity also in case of core melt accidents in nuclear power plants, the integrity of the containment has to be maintained even in these accident situations. Therefore, the core melt released from the reactor pressure vessel has to be transferred into a stable configuration and has to be cooled down. At the Institut fuer Angewandte Thermo- und Fluiddynamik of Forschungszentrum Karlsruhe a core catcher is developed based on the fragmentation of the melt. The fragmentation is formed by penetration of water into the melt from below which results in a break up of the melt and a porous solidification. The described investigations contribute to the validation of the concept and to the description of the occurring processes. Three kinds of experiments were conducted, their results can be summarized as follows: Small scale experiments are conducted to clarify which hydrodynamic parameters are dominating the bubble and channel formation in the melt. The melt is represented by a liquid of high viscosity, air is injected via a single nozzle, representing the gas phase. The experiments show that the formation of bubble swarms at high volume rates does not lead to a uniform fragmentation of the melt. Consequently, the coupled process of water inlet from below and evaporation is fundamental for the fragmentation of melts. This is investigated by experiments with hot plastic and metal melts with a single water inlet at the bottom. The temperatures in these experiments are some 200 C and herewith far above the evaporation temperature of water. An extensive mixing of melt and coolant with a subsequent porous solidification is observed. (orig.)

Availability note (English)

Available from TIB Hannover: ZA 5141(6176)

Abstract (German)

Um den Einschluss der Radioaktivitaet auch bei auslegungsueberschreitenden Stoerfaellen in Kernkraftwerken zu gewaehrleisten, muss die Integritaet des Sicherheitsbehaelters auch bei einem Kernschmelzenunfall erhalten bleiben. Damit ist u.a. auch die Kernschmelze in einen sicheren Zustand zu ueberfuehren und zu kuehlen, wenn sie bei einem Unfall aus dem Reaktordruckbehaelter austritt. Dazu wird im Institut fuer Angewandte Thermo- und Fluiddynamik des Forschungszentrums Karlsruhe eine Kernfaengerkonstruktion (COMET-Konzept) entwickelt, die auf der Fragmentation der Schmelze beruht. Die Fragmentation entsteht durch Eintritt von Wasser in die Schmelze von unten, was die Schmelze aufbricht und poroes erstarren laesst. Die dargestellten Untersuchungen tragen zur Absicherung des Konzeptes und zur Beschreibung der dabei ablaufenden Prozesse bei. Es wurden 3 Arten von Experimenten durchgefuehrt, deren Ergebnisse sich wie folgt zusammenfassen lassen: In Versuchen im Labormassstab soll geklaert werden, welche hydrodynamischen Einflussgroessen fuer die Blasen- und Kanalbildung in der Schmelze massgebend sind. Dabei repraesentiert eine Fluessigkeit hoher Viskositaet die Schmelze. Die Gasphase wird durch Luft dargestellt, die ueber eine Einzeloeffnung zutritt. Die Experimente zeigen, dass auch die Bildung von Blasenschwaermen bei hohen Volumenstromraten nicht zu einer gleichmaessigen Fragmentation der Schmelzen fuehrt. Fuer die Fragmentation von Schmelzen ist somit die Kopplung von Wasserzutritt von unten mit nachfolgender Verdampfung wesentlich. Dies untersuchen Experimente mit heissen Kunststoff- und Metallschmelzen, in die ueber eine Einzeloeffnung von unten Wasser eindringt. Die Temperaturen in diesen Experimenten liegen bei 200 C und damit deutlich ueber der Verdampungstemperatur des Wassers. Es wird beobachtet, dass sich stets eine weitgehende Vermischung von Schmelze und Kuehlmedium mit nachfolgender poroeser Erstarrung einstellt. (orig.)

Additional details

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Original title (German)
Experimentelle Untersuchungen zum Nachweis der langfristigen Kuehlbarkeit von Kernschmelzen

Publishing Information

Imprint Pagination
97 p.
ISSN
0947-8620
Report number
FZKA--6176