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Hagen, S.; Hofmann, P.; Noack, V.; Schanz, G.; Schumacher, G.; Sepold, L.
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Hauptabteilung Ingenieurtechnik; Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Inst. fuer Materialforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Inst. fuer Neutronenphysik und Reaktortechnik; Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Projekt Nukleare Sicherheitsforschung1994
Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Hauptabteilung Ingenieurtechnik; Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Inst. fuer Materialforschung; Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Inst. fuer Neutronenphysik und Reaktortechnik; Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH (Germany). Projekt Nukleare Sicherheitsforschung1994
AbstractAbstract
[en] Test CORA-33 was designed to address the BWR 'dry' core severe accident scenario. The BWR 'dry' accident consitions would develop, if after a Short-Term Station Blackout (STSB) according to the Emergency Procedure Guidelines the vessel is depressurized, to give a preliminary steam cooling. The characteristics of this sequence are loss of off-site power, failure of station diesels and of steam driven turbine injection systems→no injection; vessel depressurized; boil off with flashing during depressurization and steam starved core degradation. Precalculation at ORNL showed, that these conditions could be simulated with a BWR bundle heated at about 0,3 K/s and without additional steam input. The evaporation from the quench cylinder simulated the steam starved 'dry' conditions. Review of CORA-33 indicates that the test objective were achieved: Core degradation occurred at a core heat up rate (characterized by the absence of temperature escalation due to oxidation) and a test section axial temperature at incipient structural melting, that are prototypic of 'dry' core conditions. The flat axial temperature profile resulted, by B4C/SS/Zry interaction, in complete dissolution of absorber blade and channel box walls with a stron attack on the Zircaloy cladding of the fuel rods over most of the length of the bundle. The molten material was relocated into the lower part of the bundle, with the maximum blockage at about 100 mm elevation. Relocated material was found as low as the -70 mm elevation. (orig./HP)
[de]
Das Verhalten der Unfallsequenz ist durch folgende Schritte gekennzeichnet: 1. Der totale Ausfall aller Einspeisesysteme; 2. der Druckbehaelter wird druckentlastet; 3. Das verdampfende Wasser kuehlt voruebergehend den Kern bis zum Absinken des Wasserspiegels unter die untere Kernplatte; 4. Kernversagen unter Dampfmangelbedingungen. Vorausrechnungen am ORNL haben gezeigt, dass diese Bedingungen fuer ein Buendel erreicht werden koennen, das mit 0,3 K/s aufgeheizt wird ohne dass zusaetzlich Dampf eingespeist wird. Das vom Quenchzylinder verdampfende Wasser simuliert den Dampfmangel. Die Ergebnisse des Versuchs zeigen, dass die Zielsetzungen von CORA-33 erreicht wurden: Die Schadensentwicklung geschieht bei der gewuenschten Aufheizrate, die durch das Fehlen der Temperatureskalation charakterisiert ist. Die axiale Temperaturverteilung bei Schmelzbeginn ist typisch fuer Bedingungen unter Dampfmangel. Das flache axiale Temperaturprofil fuehrt durch die B4C/Edelstahl/Zry-Wechselwirkung zu einer kompletten Aufloesung des Absorberkastens und der Kanalwaende. Es entwickelt sich ein starker Angriff auf die Zry-Huelle der Brennstabsimulatoren ueber einen grossen Bereich des Buendels. Die Schmelze erstarrt im unteren Bereich des Buendels, mit einer maximalen Blockade bei ca. 100 mm. Erstarrte Schmelze wurde bis zu -70 mm gefunden. (orig./HP)Primary Subject
Source
Dec 1994; 190 p; ISSN 0303-4003; 

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