LWR fuel rod behavior in the FR2 in-pile tests simulating the heatup phase of a LOCA. Final report [report]

E.H. Karb, M. Pruessmann, L. Sepold, P. Hofmann, G. Schanz
1983
This is the final report on the resu1ts of the FR2 In-pile Experiments on LWR (Light Water Reactor) fue1 rod behavior. The tests were to investigate the possib1e inf1uence of a nuc1ear environment on fue1 rodfailure mechanisms. Unirradiated and irradiated (2,500 to 35,000 MWd/t u ) PWR-type test fue1 rods as we11 as e1 ectrica11y heated fue1 rod s imu1 ators were exposed to temperature transients simu1ating the second heatup phaseof a LOCA (Loss-of-Coo1 ant Accident). Rod i nterna1 overpressure
more » ... terna1 overpressure combi ned with e1 evated cl adding temperatures caused the rod cl addings to ball oon and rupture. The burst data (burst temperature, burst pressure, and ,burst strain) of the nuc1ear testrods did not indicate differences from resu1ts obtained with e1ectrica11y heated fue1 rod simulators, and did not show an inf1uence of burnup. The fue1 pellets in previous1y irradiatE?d rods, a1ready cracked during normal reactor operation, fragmented after having lost their radial support by the cl addi ng when thi s deformed radi ally. In the ball ooned region the fue1 partic1e dis10cation usually 1ed to a comp1ete 10ss of pellet shape. Consequent1y, fue1 partic1e movement into the ba1100ned region from sections above resu1ted in significant reductions of the pellet stack height. The fue1 pellet fragmentation and the partic1e dis10cation, however, did not affect the c1adding deformation process during the re1ative1y fast transients investigated in this program. From the test resu1ts and the evaluation of the posttest examaninations it is conc1uded that there is no inf1uence of a nuc1ear environment on the fuel rod failure mechanisms durinq a LOCA. Thus, resu1ts on the c1adding behavior during LOCA conditions obtained with e1ectrica11y heated fue1 rod simulators may be considered representative of the behavior of real fue1 rods. -I I -U~R-Brennstabverhal ten inder Aufhei zphase eines LOCA, Ergebni sse aus den FR2-In-pile-Versuchen (Abschlußbericht) Zusaßlßenfassung Diese Veröffentlichung stellt den Abschlußbericht über die Ergebnisse der FR2-In-pile-Experimente zum LWR (Leichtwasserreaktor) -Brennstabverhalten dar. Die Versuche sollten zeigen, ob es einen Einfluß der nuklearen Einflußgrößen auf die Mechanismen des Brennstabversagens gibt. Zu diesem Zweck wurden unbestrahlte und bestrahlte (2500 bis 35000 MWd/t u ) Versuchss täbe ebenso wi e el ektri sch behei zte Brennstabs imul atoren Temperaturtransienten ausgesetzt, wie sie in der sog. zweiten Aufheizphase eines LOCA (Loss-of-Coolant Accident) als denkbar angesehen werden. Der innere nberd ruck der Stäbe im Zusammenspiel mit den erhöhten Stabtemperaturen während der Aufhei zung führten zum Aufbl ähen der Hüll rohre (Ball Mni ng) und zum Bersten. Die Berstdaten, wie Bersttemperatur, Berstdruck und Berstdehnung, ergaben keine Unterschiede zwischen den Ergebnissen aus Versuchen mit echten Nuklearstäben und denen mit elektrisch beheizten Brennstabsimulatoren. Auch zeigten sie keinen Einfluß des Abbrandes. Di e Brennstofftab1etten der vorbestrahl ten Stäbe, di e wRhrend der Vorbestrahlung (Normal betrieb) in üblicher Weise gerissen waren, zerfielen nach der radi al en Dehnung der HUll e in Bruchstücke, wobei im Bereich großer Hüll deformati on di e Tablettenstruktur mei st verloren gi nq. Durch Nachrutschen von Brennstoffteilchen aus den darüberl iegenden Stababschnitten ergab sich dabei eine z.T. deutliche Verkürzung der Brennstoffsäule. Diese Brennstoffumverteilung hatte bei den relativ schnellen LOCA-Transienten keinen Einfluß auf den Deformationsvorgang. Im Hi nbl i ck auf di e Zi el setzung kann zusammenfassend der Schl uß gezogen werden, daß ein Einfluß der nuklearen Bedingungen auf die Mechanismen des Brennstabversagens beim LOCA nicht zu erwarten ist. Damit können Versuche mit el ektri sch behei zten Brennstabs imul atoren al s repräsentativ für Nuklearstabtests unter LOCA-Bedingungen angesehen werden.
doi:10.5445/ir/270018525 fatcat:zkiv2dpaqzbtply2yp27m7oopm