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PREMIX tests PM12, PM13, and PM14 Documentation and evaluation of experimental data

By H. Will, A. Kaiser, W. Schuetz, Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt (Germany). Inst. fuer Reaktorsicherheit and Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt (Germany). Projekt Nukleare Sicherheitsforschung

Abstract

During melt-down of the core of a light-water reactor, as a consequence of a severe accident, hot melt may come into contact with coolant in the lower plenum. The amount of masses involved and the intensity of the interaction determine the extent of a possible steam explosion. Such events are being investigated, among other laboratories, at the Forschungszentrum Karlsruhe in so-called PREMIX experiments. Using alumina melt instead of corium, the melt is released from above into a water pool. To prove reproducibility of the PREMIX experiments, three tests have been performed with starting conditions identically specified. Additionally, the conditions of the tests were chosen in order to facilitate comparison of the results with those of the FARO/FAT tests performed at JRC Ispra with molten corium and water. The general course of the three PREMIX tests turned out to be very similar. Fragmentation of the melt, premixing, and steam production occurred in such a way that the bulk of water was prevented from close contact with the melt. No indication of conditions was found under which a steam explosion was to be expected. The most relevant data, maximum pressure and steam generation rates, differ by less than 10%. Peculiar differences, found in the times after the first melt/water contact when a significant pressure rise started, can generally be attributed to uncertainties in controlling the melt supply. Summarizing, one can state that the results are conclusive, i.e., we conclude that the PREMIX experiments are reproducible. This report gives a documentation of the results which provide a data base that can be used for the validation of multiphase computer programmes being presently developed. (orig.)Beim Niederschmelzen des Reaktorkerns, denkbar als Folge eines schweren Stoerfalls in einem Leichtwasserreaktor, kann heisse Schmelze mit Kuehlmittel im unteren Plenum in Kontakt kommen. Der Umfang der beteiligten Massen und die Intensitaet der Wechselwirkung bestimmen das Ausmass einer eventuell auftretenden Dampfexplosion. Derartige Vorgaenge werden in Forschungsstaetten verchiedener Laender untersucht. Im Forschungszentrum Karlsruhe laesst man in sogenannten PREMIX-Experimenten heisse Schmelze von oben in einen mit Wasser gefuellten Behaelter fliessen. Anstelle von Corium wird Aluminiumoxid-Schmelze eingesetzt. Zur Ueberpuefung der Reproduzierbarkeit der Versuchsergebnisse wurden drei Experimente unter gleichen anfaenglichen Versuchsbedingungen durchgefuehrt. Darueber hinaus wurden die Bedingungen der PREMIX-Versuche so gewaehlt, dass der Vergleich mit Ergebnissen der FARO/FAT-Versuche erleichtert wird, die mit geschmolzenem Corium und Wasser am JRC, Ispra, durchgefuehrt werden. Der generelle Ablauf der drei Versuche war sehr aehnlich. Der Fragmentierungsprozess, die Vorvermischung und die Dampfbildung verliefen in einer Weise, dass die grosse Masse des Wassers von einem engen Kontakt mit der Schmelze abgehalten wurde. Bedingungen, die Voraussetzung fuer das Auftreten einer Dampfexplosion sind, wurden nicht beobachtet. Die wichtigsten Messdaten, wie maximaler Druck und Dampfproduktionsrate, unterschieden sich um weniger als 10%. Ein, wenn auch geringer, Unterschied besteht in der Zeitspanne vom ersten Schmelze/Wasser-Kontakt bis zum Beginn eines signifikanten Druckanstiegs im Versuchsbehaelter. Die Unterschiede koennen Unsicherheiten im zeitlichen Ablauf der Schmelzefreisetzung zugewiesen werden. Insgesamt konnte gezeigt werden, dass die Ergebnisse schluessig sind, und wir schliessen daraus, dass die PREMIX-Ergebnisse reproduzierbar sind. Der Bericht dokumentiert die Ergebnisse der drei Versuche. Die gewonnenen Daten eignen sich als Datenbasis fuer die Validierung von in der Entwicklung befindlichen Computerprogramme. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(6370) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekEuropean Union (Euro), Brussels (Belgium)DEGerman

Topics: 10O - Nuclear power plants, WATER COOLED REACTORS, MELTDOWN, MOLTEN METAL-WATER REACTIONS, SIMULATION, FLASHING, VALIDATION, STEAM GENERATION, PRESSURE DEPENDENCE, DATA ACQUISITION, MASS TRANSFER, ULTRAHIGH-SPEED PHOTOGRAPHY, VOIDS, SIGNALS, CAMERAS, PARTICLE SIZE, SPATIAL DISTRIBUTION
Year: 1999
OAI identifier:
Provided by: OpenGrey Repository
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