Axial offset anomaly (AOA) in pressurized water reactors (PWR) refers to deviation of the measured neutron flux in the top half of the core from the predicted values. Among other difficulties, AOA reduces the shutdown margin, and may force the plant to reduce power output. AOA is believed to be caused by three related phenomena occurring in the core while operating at full power: sub-cooled nucleate boiling concentrated mainly in the upper half of the core, corrosion product deposition on the cladding surface (crud), and the deposition of boron within the porous crud layer in regions of vigorous sub-cooled boiling. This study replicates the conditions within the PWR primary coolant; specifically, the temperature, pressure, peak surface heat flux, coolant velocity and water chemistry are simulated in order to produce prototypical crud on an electrically heated Zircaloy-4 test element. At the conclusion of each test run, the heated Zircaloy-4 test element is rapidly isolated from the coolant in order to trap any soluble boron species that may be present in the crud layer. The results of this investigation indicate that prototypical crud with significant boron deposition can be produced. The deposited boron compound has been determined to be lithium tetraborate (Li2B4O7). Comparative experiments have been run to determine the effect of coolant pH, concentration and type of additives, and duration of exposure on the thickness of the crud deposit. The data obtained in this investigation can be used to validate mechanistic models for crud deposition and AOA in pressurized water reactors.

En reactores de agua a presión, las secuencias de accidente severo con rotura de tubos del generador de vapor (conocidas por sus siglas en inglés SGTR, Steam Generator Tube Rupture) son dominantes del riesgo, a pesar de ser sucesos de muy baja probabilidad. Su importancia reside en la potencial liberación de radiactividad, en forma de aerosol, que supondrían desde el circuito primario al medio ambiente, sin intervención de la contención. Sin embargo, las partículas radioactivas podrían retenerse parcialmente en el secundario del generador de vapor aun cuando no quedara agua en el mismo. La ausencia de información sobre la capacidad del generador de vapor para atenuar el Término Fuente en condiciones secas, ha impedido su consideración en los estudios probabilistas de seguridad y en las guías de gestión de accidentes severos. Este trabajo describe las principales actividades y resultados de un programa experimental centrado en el estudio de la retención de aerosoles que se produce en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco. El trabajo está enmarcado en la contribución del CIEMAT al proyecto ARTIST (2003-2008) que ha sido financiada por el Consejo de Seguridad Nuclear. El objetivo general del trabajo fue desarrollar una base de datos de retención de productos de fisión en la etapa de rotura del secundario de un generador de vapor seco durante una secuencia SGTR de accidente severo. Los objetivos específicos del programa eran estimar tanto la influencia del campo de velocidades del gas, como la influencia de la naturaleza de las partículas en la retención de aerosoles en el haz de tubos. Para ello, se construyó una maqueta de tamaño intermedio con dimensiones y geometría representativas de una etapa un generador de vapor real. La caracterización aerodinámica del flujo en la etapa de rotura se realizó utilizando la técnica de velocimetría por imágenes de partículas (conocida por sus siglas en inglés PIV). La influencia de la naturaleza de la part / Sánchez Velasco, FJ. (2008). Experimental characterization of aerosol retention in the break stage of a dry steam generator in SGTR sequences [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/3839 / Palancia