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 simple item record

Full item record

dc.contributor.author Manngård, Tero
dc.contributor.author Massih, Ali
dc.contributor.author Stengård, Jan-Olof
dc.date.accessioned 2012-02-17T14:03:01Z
dc.date.available 2012-02-17T14:03:01Z
dc.date.issued 2014 en_US
dc.identifier.citation 32
dc.identifier.issn 2000-0456
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/2043/13443
dc.description 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. en_US
dc.description.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. en_US
dc.language.iso eng en_US
dc.publisher Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) en_US
dc.relation.ispartofseries SSM;2014:18
dc.subject Loss of coolant accident experiments & simulations en_US
dc.subject.classification Technology en_US
dc.title Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4 en_US
dc.type Report en_US
dc.identifier.paperprint 0 en_US
dc.contributor.department Malmö University. School of Technology en
dc.subject.srsc Research Subject Categories::TECHNOLOGY en_US
dc.identifier.url http://www.stralsakerhetsmyndigheten.se/Global/Publikationer/Rapport/Sakerhet-vid-karnkraftverken/2014/SSM-Rapport-2014-18.pdf
 Find Full text

Files for download

This item appears in the following Collection(s)

Show simple item record

Search


Browse

My Account

Statistics