Assessment of data and criteria for cladding burst in loss-of-coolant accidents
2015 (English)Report (Other academic)
Abstract [sv]
Vi söker i rapporten systematisera data avseende zirkoniumbaserade bränslekapslingsrörs brottbeteende under haverifall med kylmedelsförlust (LOCA), som rapporterats från ex- perimentella studier sedan slutet av 1970-talet. Vårt mål är att fastställa användbara data och utvärdera dessa gentemot de brottkriterier som är tillgängliga i QT/SSM:s version av beräkningsprogrammet FRAPTRAN. Detta program beräknar transientbeteendet hos kärn- bränslestavar i lättvattenreaktorer under reaktortransienter och hypotetiska olyckor, såsom LOCA. Databasen omfattar kapslingsmaterialen Zircaloy-4, ZIRLO och legeringar med sammansättningen Zr-1wt%Nb. Rapporten sammanfattar databasen, beräkningsmetodiken och uttrycken för de olika brottkriterierna, samt presenterar resultaten av vår utvärdering genom att jämföra beräkningsresultat med mätdata i diagram över tid till kapslingsbrott, brottemperatur, och kapslingens brottspänning och brottöjning. Dessutom ges en kort över- sikt av osäkerheterna i beräkningarna. Vi har funnit att Rosingers spänningsbaserade brottkriterium, vilket ursprungligen utvecklades för “best-estimate”-prediktering av kapslings- brott i Zircaloy-4, är tillämpbart för såväl Zircaloy-4 som ZIRLO-kapsling, om en bästa skattning av kapslingsbrott erfordras. Vad gäller ZIRLO-kapsling, kan nämnda brottkriterium förbättras ytterligare, under förutsättning att en tillräcklig mängd mätdata avseende brott- och materialegenskaper är tillgänglig.
Abstract [en]
We attempt to systematize the zirconium-base fuel cladding burst data obtained under loss- of-coolant accident (LOCA) conditions that have been reported from various experimental programs since the late 1970’s. Our objective is to assess the usable data and evaluate them with the various burst criteria that are available in the QT/SSM version of the FRAPTRAN computer program. The FRAPTRAN program computes the transient behavior of light-water reactor fuel rods during reactor transients and hypothetical accidents, such as LOCAs. The cladding materials in the data base include Zircaloy-4, ZIRLO and Zr- 1wt%Nb type alloys. The report summarizes the data base, the method of computation, the expressions for the various burst criteria, and the outcome of our assessment in the form of measured versus calculated plots: cladding time-to-burst, cladding burst tempera- ture and cladding burst stress/strain. A summary of the uncertainties in the computations is also provided. We have found that the stress-based Rosinger best-estimate burst criterion, originally developed for Zircaloy-4 cladding, is suitable for applications to Zircaloy and ZIRLO claddings on a best-estimate basis. For the ZIRLO cladding, additional improve- ments of this burst criterion can be made, provided sufficient amount of measured data on burst properties and material characteristics would be available.
Place, publisher, year, edition, pages
Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) , 2015. , p. 74
Series
Research, ISSN 2000-0456 ; 2015:46
Keywords [en]
Light Water Reactor, Fuel rod, Loss of coolant accident (LOCA), Cladding burst
National Category
Engineering and Technology
Identifiers
URN: urn:nbn:se:mau:diva-13585Local ID: 20230OAI: oai:DiVA.org:mau-13585DiVA, id: diva2:1410632
2020-02-292020-02-292022-06-27Bibliographically approved