Experimentálny program v rámci projektu predĺženia životnosti francúzskych jadrových reaktorov typu PWR 900 a overenie funkčnosti systémov havarijného chladenia aktívnej zóny reaktora a znižovania tlaku v kontajnmente reaktora EPR 1630

Na experimentálnom zariadení VIKTORIA bolo vykonaných 10 testovacích kampaní (celkovo 61 vykonaných experimentov v trvaní 1 až 30 dní) s rôznou konfiguráciou:

• TC1-6 - filtračná konštrukcia typu AREVA/CCI (PWR 900),
• TC 7 - filtračná konštrukcia typu AECL/COMEX (PWR 900),
• TC 8 - filtračná konštrukcia typu WESTINGHOUSE (PWR 900),
• TC9-10 – EPR konfigurácia vrátane predfiltrov.

Cieľom testov bolo sledovanie vývoja tlakovej straty na jednotlivých typoch filtračných konštrukcií a tiež na modelovom segmente palivového článku za účelom ohodnotenia „upstream“ aj „downstream“ efektu na prácu systémov havarijného chladenia aktívnej zóny reaktora a znižovania tlaku v kontajnmente.

Hlavné parametre experimentov:

• reálne segmenty filtračného systému danej jadrovej elektrárne,
• reálne záťažové prvky (izolačný materiál, nátery, betónový prach),
• skutočné zloženie chladiva ako aj jeho teplotný profil simulujúci stav pri uvažovanom type havárie spojenej so stratou chladiva,
• skutočná približovacia rýchlosť chladiva počas recirkulácie.

Počas testov boli odobraté vzorky cirkulujúceho chladiva, ktoré boli následne analyzované s použitím spektrometra ICP-OES na prítomnosť rôznych chemických prvkov (Si, Al, Fe, Ca, Na, Mg, ...). Na konci testov boli odobraté vzorky záťažových prvkov zachytených na filtračných segmentoch a v palivovom článku. Úlomky boli následne skúmané pomocou špeciálneho elektrónového mikroskopu s röntgenovou mikroanalýzou (SEM-EDS).