Validation of the SAMPSON/MCRA code against the CORA-18 experiment

The Fukushima-Daiichi nuclear accident has highlighted the importance of analyzing the meltdown of a Boiling Water Reactor (BWR). The core melting in a nuclear reactor is affected by different phenomena, whose the most substantial are the water-zirconium reaction and the interactions between the core materials; these can lead to a temperature escalation and bring forward the melt progression. Moreover it has to be considered that the geometry of a BWR complicates the core modeling. The existence of channel boxes and control blades represents a significant challenge for the heat transfer calculation, in particular as regards the thermal radiation. The CORA-18 experiment has been selected as the validation test to provide information on the damage progression of a BWR fuel element. A model has been built in SAMPSON/MCRA and a simulation of CORA-18 experiment has been performed. The zirconium oxidation assumes noteworthy importance after the temperature has reached values close to 1300 K and leads to a considerable heat release. The temperature profiles show good agreement with those in the experiment CORA-18; the hydrogen production, however, is approximately the double of the experimental data. The melting of the structures occurs at the end of the computed transient and portions of the debris are deposited on the rods under the form of crust.

L'incidente nucleare di Fukushima-Daiichi ha evidenziato l'importanza di analizzare la fusione del nocciolo in un Boiling Water Reactor (BWR). La fusione del nocciolo in un reattore nucleare è influenzata da differenti fenomeni, di cui i più significativi sono la reazione vapore-zirconio e le interazioni tra i materiali; questi possono portare ad una escalation di temperatura e portare avanti la progressione della fusione. Inoltre si deve considerare che la geometria di un BWR complica la modellazione del nocciolo. L'esistenza di channel box e control blade rappresenta una sfida significativa per il calcolo del trasferimento di calore, in particolare per quanto riguarda la radiazione termica. L’esperimento CORA-18 è stato selezionato come il test di convalida per fornire informazioni sulla progressione del danneggiamento di un elemento di combustibile di un BWR. Un modello è stato costruito in SAMPSON/MCRA ed è stata effettuata una simulazione dell’esperimento CORA-18. L'ossidazione dello zirconio assume notevole importanza dopo che la temperatura ha raggiunto valori prossimi a 1300 K e porta ad un significativo rilascio di calore. I profili di temperatura ottenuti hanno un buon accordo con quelli nell'esperimento CORA-18; la produzione di idrogeno, tuttavia, è approssimativamente il doppio dei dati sperimentali. La fusione delle strutture si verifica alla fine del transitorio calcolato e porzioni di detriti sono depositati sulle barre sotto forma di crosta.