Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4

DSpace Repository

Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4

Show full item record

Files for download

Facebook

Simple item record

Publication Report
Title Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4
Author(s) Manngård, Tero ; Massih, Ali ; Stengård, Jan-Olof
Date 2014
English abstract
The Halden reactor fuel rod loss-of-coolant accident (LOCA) tests, IFA-650 series 2, 3, and 4, are evaluated using two versions of the computer code FRAPTRAN-1.4. The test sample IFA-650.2 was a fresh fuel rod, that is unirradiated, with pressurized water reactor (PWR) rod characteristics, while IFA-650.3 and IFA-650.4 sample rods were refabricated from fuel rods irradiated in a PWR to rod burnups of 82 and 92 MWd/kgU, respectively. All the rods failed during the LOCA tests at temperatures around and below 800◦C by fuel cladding burst. The results of our computer calculations are compared with measured data for the following parameters: (i) Cladding temperature as a function of time; (ii) Cladding diameter at rupture versus axial position of the rod; (iii) Fuel rod pressure as a function of time; (iv) Peak cladding temperature at rupture; and (v) Maximum cladding oxide layer thickness after LOCA transient (test 2). The agreement between calculations and measurements and between the two versions of the utilized code are satisfactory. The report offers descriptions of the tests, the computer codes, the computations and a summary of the results.
Swedish abstract
Bränslestavprover under LOCA förhållanden i Halden reaktorn, IFA-650 seriens prov 2, 3, och 4, utvärderas med två olika versioner av datorprogrammet FRAPTRAN-1.4. Provobjektet vid IFA-650.2 var en färsk bränslestav, dvs. i obestrålat tillstånd, med stavegenskaper karakteristiska för tryckvattenreaktor (PWR) bränsle. Experimentstavarna för proven IFA- 650.3 och IFA-650.4 tillverkades från bränslestavar, förbestrålade i en PWR, till en stavutbränning av 82 MWd/kgU för det första provet och 92 MWd/kgU för det andra. Alla tre bränslestavar havererade under LOCA proven vid temperaturer omkring eller under 800◦C, genom kapslingsbrott. Resultaten från våra datorberäkningar jämförs med mätdata för följande parametrar: (i) kapslingstemperatur som funktion av tid; (ii) bränslestavtryck som funktion av tid; (iii) kapslingsdiameter vid brott längs staven; (iv) maximal kapslingstemperatur vid brott; och (v) maximal oxidtjocklek efter LOCA transienten (prov 2). Överensstämmelsen mellan beräkningar och mätningar samt mellan de två olika versionerna av beräkningsprogrammet är tillfredsställande. I rapporten ges beskrivningar av de olika proven, datorprogrammen, beräkningarna och en sammanfattning av resultaten.
Link http://www.stralsakerhetsmyndigheten.se/Global/Publikationer/Rapport/Sakerhet-vid-karnkraftverken/2014/SSM-Rapport-2014-18.pdf (external link to publication)
Publisher Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM)
Series/Issue SSM;2014:18
ISSN 2000-0456
Pages 32
Language eng (iso)
Subject(s) Loss of coolant accident experiments & simulations
Technology
Research Subject Categories::TECHNOLOGY
Handle http://hdl.handle.net/2043/13443 (link to this page)

This item appears in the following Collection(s)

Show full item record

Search


Browse

My Account

Statistics