Hafif sulu reaktörlerin yakıt elemanlarının kaza anlarındaki davranışları konulu exsperler toplantısı hakkında rapor : 12-16 Eylül 1976 Spating, Nord Torpa - Norveç

ELEMANLARININ KAZA

ANLARINDAKi DAVRANIÇLARI

Exsperler Toplantisi Raporu

12 -16 Eyliil 1976

SPARTING-NORD TORPA-NORVEÇ

HAZIRLAYAN Dr. Çevket ERK

HAFjF S U M J8EAKT0RLERÎN YAKIT ELEMANLARININ KAZA ANLARINDAKî DAVRANI§LARI

KONDLÜ

EKSPERLZS TQPLAUTI&I HAKKINDA RAPOR

12-16 EYLtîL 1976

5PATINO, NORD TORPA - NORVEÇ

Hazirlayan Dr. §erket ERK

I. qÎRÎS :

’•Organisation for Economie Co-operation and Developpment" (OECD) NUkleer Enerji Ajansxnxn Nükleer Tesislerin. Güvenligi Komitesi (CSNl) 12-16 Eylül 1976 tarihleri arasxnda Norveç'in Oslo çehri yakxnlarxndaki Spating - Nord Torpa koyünde "Sulu Reaktorlerin Yakxt Elemanlarxnxn Kaza Anlarxndaki Davranxçlarx" konulu eksperler toplantxsx düzenlemiçtir. Toplantxya OECD’ye üye çeçitli ülkelerden

118

Toplantx, Ekim 1973 te yapxlan "Sulu Reaktorlerin Yakxt elemanlarxnxn enniyeti" konulu müzakerelerin (Rapor CSIN No.l) bir devamx niteliginde olupt bilhassa yakxt elemanlarxnxn fazla x6xnmalarxna sebeb olan kazala- rxn incelenmesini ve bunlarxn onlenememesi sonucu ortaya çxkacak radyo- aktivite yayxlmasx etüdünii esas almxçtxr.

Dort gün süren toplantxda sunulan tebligler: - Esas veriler ve maddelerin davranxçlarx,

- Kontrol çubuklarx ve yakxt demetlerinin davranxçlarx, - Kalp erimesine sebeb olan kazalar,

- Yakxt davranxçxnx izleyen hesap programlarxnxn ve bunlarxn deneysel neticelerle tahkikinin tetkiki,

- Toplantxda ortaya çxkan hususlar ve istekler, olnak üzere 5 ana bolümde toplannxçtxr.

Eksperler toplantxsx Ek 1 de verilen mütehasxslardan müteçekkil bir çalxçoa yonetiminde ve Norveç Atom Enerjisi Enstitüsünün (IFA) ev sahip- liginde gerçekleçraiçtir.

II. - TOPLANTIDA SUNULAN TEBLÎÔLER VE NETÎCELER

Toplantx 13.9.1976 günü "Esas verilen ve maddelerin davranxçlarx" bolümündeki tebliglerin müzakeresi ile baçlamxçtxr. Bu bolüme dahil edilen ve EK-2 de verilen tebligler.

- Zirkolayxn oksidlenmesi kinematigi ve bunun mekanik davranxça etkileri,

- Zirkolayxn deforraasyonunun ve çatlamaaxnxn davranxçx,

- Kaza oncesi ve kaza sxrasxnda ortaya çxkan fisyon ürünleri, ait gruplarxnda incelenmiçtir.

Birinci ait grupta incelenen tebliglerin sonucunda,

l) Yakxt zarf sxcaklxgxnxn artmasx sonucu oluçan oksidlenmenin ve bunun kinematiginin reaktorlerde deneysel olarak tahkikinin.

- 2

-2) Oksidlenxne sonucu yutulan hidrojen ve bunun mekanik direncine dikkat edilmesinin,

3) Hatalx kontrol çubuklarx ve bunlarxn çiçmeleri haline ait deney- lerin yapxlmasxnxn,

k) Gas basxncxnxn ve yuk miktarxnxn oksidlenmeye tesirinin araçtx- rxlmasxnxn,

ioap ettigi neticelerine varxlmxçtxr.

îkinci alt grupta incelenen tebliglerin sonucunda,

l) c£ /♦ ve l fazlalarxnda deformasyon mekanisoasxnxn incelenmesinin V

gerektigi (durgun ortamda tek boyutlu deneyler),

2) Genellikle Sogutucu akxçkanxn azalmasx sonucu kazalardaki zirkaloy zarfxn çatlamasx mekanizmasxnxn incelenmesinin icap ettigi (buharf geçiç sxcaklxklarx ve basxnç)*

3) Sulu bir reaktorde sogutucu akxçkanxn azalmasxyla oluçan kazalar için CANSWELL programxnxn tahkikinin zorunlulugu,

**■) Içxnlama sxrasxnda iki fazla bolgede deformasyon tecrtibelerinin fayda saglxyabilecegi,

neticelerine varxlmxçtxr.

Oçüncü alt grupta incelenen tebliglerde ise,

1) YUksek enerjide kullanxlan ve mühim yanma oranxna eriçen yakxt zarflarxnxn bütününden emin olabilmek amacx ile yakxt-zarf ara reaksi- yonlarxna fisyon ürünlerinin etkisi ile ilgili halen devam eden araçtxr- malarxnxn tamamlanmasxnxn ve daha geni§ kapsamlx incelemelerin (zxrkonyum— Tellur alaçxmx, iyod tesiriyle korrozyon v.s. gibi) yapxlmasxnxn.

2) En uçucu fisyon ürünlerini (sezyum, Telliir, iyod) dahi ihtiva edecek çekilde fisyon ürünlerinin serbest kalmasxna ait modellerin

tevsixnin ve reaktorlerin emniyeti etüdlerinde goz onünde bulundurulmasx icap eden turn fisyon ürünlerinin davranxçlarxnx tasvir edecek yeni model»» lerin geliçtirilraesinin,

icap ettigi anla§xlmx§txr.

1^.9.1976 "Kontrol çubuklarx ve yakxt demetlerinin davranxçlarx" bolümüne ait tebliglerin müzakeresine geçilmiçtir. Bu bolümdeki teblig- ler (EK-2),

- Kaza sxrasxnda yakxt davranxçxyla ternnhidrolik ara reaksiyonlarx# - Kontrol çubuklarx ve yakxt çubuk demetleri çatlamasx ve çiçmenin

davranxçx,

Birinci alt grupta incelenen tebliglerle

1) Yak it çubuklarx davraniçlarmi ve termohidroligi birleçtiren çaliçmalann reaktoide denenmesinin (LOFT deneyleri) ve SEMISCALE'deki IQinlama deneylerine levara edilmesinin,

2) A k i ç m engellenraesini en iyi bir çekilde yansitabilecek muhtelif deneylerle bundan dofan terraonekanik davraniçin incelenmesinin,

3) Reaktor diçinda ya zarfin îsitilraasi ya da çubuklarin merkezi laitllmasiyla oluçturulan çiçmenin, reaktor içinde oluçabilecek hakiki bir çiçmeyi ne derece aksettirebileceginin araçtirilmasinm ve bu çekil- de yapilan deneylerle hakiki kazalar a r a s m d a bir istatistik korelas- yonun or t ay a konraasin:i.n,

4) Bu hususta çimdiye kadar yapilan deneylerin araçtiricilara ancak kontrol ç a r t l a n ve oXçülebilen büyüklükler hakkinda bilgiler verebil- digi ve dolayisiyla gelecekte yapilacak deneylerle hakikatin daha mii- kemmel bir çekilde yansitilabilmesinin araçtirilmasinin,

5) Bir deneyden digerine farkeden, toplanan enerji degiçimlerinden dolayi deneylerin bu ybnde geliçtirilraesinin (meselâ aralik geçirgen- ligi etüdleri)

leap ettigi sonucuna vara.lmiçtir»,

îkinci alt gurupca incelenen tebliglerin sonueunda ise,

1) Gerçegi daha iyi yansitabilmek amaeiyla bugilne dek yalnxz&a yakLt igneleri üzerinde yapilan çatlama deneylerine ilâveten yakit demetleriy- le yapilacak tecriibelerin,

2) Gerçege yaklaçabilmek amaeiyla bn goriilecek yaklaçunlar hakkinda istatietikçi fikirlerinin gerektigi ve çubuk demetleriyle reaktor için; de ve d i ç m d a pek çok tecrübenin yapilmasimn,

3) Degiçik isitma metodlanyla gerçekleçtirilen çatlama deneylerinde ortaya çikan farkliliklari izan edebilmek için sihhatli bir seçim aonu** eu kararlaçtinlan deneylerin,

4) Son olarak PBF reaktoriinde yapilan deneylerde müçahade edildigi gibi geeiken zarf çatlama mekanizmasinin izahi için çaliçmalarin,

5) Bir demetin muhtelif çubuklannda ayni anda oluçan film kaynaç- oasina sebep olabilecek arareaksiyon etiidlerinin,

6) Hatali bir zarfta olabilenle beraber el degmemiç bir zarfta da oluçabilen iç oksidlenme incelemelerinin,

15.9# 1976 glinü "Kelp erimesine eebeb ©Ian knia-Lar" bbliimviae nit tab* ligler (EK-2) ineelenmiçtir, Tebligler sonucunda,

1) Kalp erimesi halinde oluçan bile§imlerin tayininin,

2)

3) Fisyon iiriinlerinin muhtemel fazlardaki dagilimamn belirlenmesinia, k ) H ldrejenin olagrtmexnin t a y ln ln in .

5)

l

6 ) Bn. im aualar hakkxnda hesap va n w J e lle rln beH rlenaeainJ.il,

7) Takst a m s o n d a k i ara etkiler ve bunlarjun n. ftpide-slne teslrlnin tesbitlnln,

n Buharin patlamasa ihtiaallnln. tayininin,

9) Luzumlu hesap yontemlerinin ve bunlarxn deaaysel iahkikiain.,

leap

Aynx giin ogleden sonra ise "yakxt davranxçxnx izleyen hesap prjpgram- W m u j i ve bunlarxn deneysel neticelerle tahklkinln fcatkiki" bolUmiine alt tebliglerin nuizakaresine baçlanaxçbu , Bu bolümdeki tebligler (EK-2).

- Tehlike anallzlerini ilgilendiren normal blr yakxt çubugu davra- U M in t n h e H - rle n» « si,

- T ehlike ana H a l e v i i f i a yakxt- hafrirtaÿda. y m q y eyoeraolS L n * a l t gruplarxnda in c e le n m iç t ir .

Bu bolümde müzakere edilen tebligler,

l) Sogutucu akxçkanxn yok olraasx sonucu kazadan once bir yakxt çubu­ gu baçlangxç durumunun belirlenebilecegi, fakat yakxt-zarf ara etkileri- nin bir modelle incelenmesinin arzu edildigi,

2) Boyle bir kaza halinde yakxt davranxçxnxn tesbiti zarfla ve kaza hallerinde meydana gelecek hasarlarxn toplamxnx teçkil edecegi, fakat ertaya hasarlarla geçmiç durumun birleçtirilmesiyle ilgili etüdlerin lâzxm geldigi,

3) Halen eide çok az malumat olan basxnç sonucu oluçan çatlama te- sirleri ve geçici yüksek sacakloklar esnasxnda deformasyon ozellikleri hakkxnda tamamlayici çalxçraalann icap ettigi,

*0 Basitleçtirilmiç analiz ve deneysel verilerden faydalanxlarak muh* tenel olaylarxn goz online almmasinin en ekonomik çozüm oldugu,

5) Halihazxrdaki teknik imkanlar nisbetinde yakxt modelleri çercevesi içinde ihtimaller yaklaçimlariyla gerçek büyükliikteki reaktor kalbinin emniyet degerlendirilmesinin icap ettigi,

16.9.1976 günii "Toplantxda ortaya çxkan hususlar ve istekler" konu- aunda sunulan tebliglerin hakkxnda genel bir gorüç ortaya konmug ve bu hususta EK-2 de verilen konugmaexlar ilç gün süren toplantxda ele alxnan konular hususunda gorüglerini belirtmiçlerdir. Toplantxda baçlxca,

- Halen yakxtlar üzerinde yapxlan aragtxrma sonuçlarxnxn degerlen- dirllmesi ve bunlarxn nükleer reaktor lisanslarxna tatbik edilmeleri ve

- Sulu reaktorlerde kalp erimesi kazalarxnx açxklxga kavuçturraak için luzualu araçtxrmalar,

konularx ele alxnmxçtxr.

JII*. SONÜC VE GORUSLER

Dort gün süren toplajxtx aonucunda muhtemel nükleer yakxt kazalarx ihtimalinin doguracagx hasarlarxn^ nükleer ûlmxyan kazalarda» ve Jansar— l&rxndan daha büyük olmxyacagx bir kere daha ortaya konmuçtur. Fakat bu kaza ihtimalinin daha da azaltmak ve sonuçlarxnx onceden bilebilmek ama-

exyla yakxt davranxçlarxnxn reeiktorlerde incelenmesi ve bu konuda bil- hassa xçxnlanmxç yakxtlarla deneyler yapxlmasx arzu edildigi sonucuna varxlmxçtxr.

Toplantxya katxlan ülkelerin, en az *f-5 kigilik heyetler gonderme- leri, ve Almanya*nxn 27. Amerika'nxn 2 0 1 Fransa'nxn 15 kigilik heyetler- le katxlmalarx bu konuya verilen onemi belirtmektedir.

Toplantxya katxlmakla, Nükleer yakxt elemanlarxnxn davranxçlarx ve bunlarxn neticesi olarak olugabilecek nükleer kazalar hakkxnda detaylx bilgiler edinildi ve Fransa. Belçika, Aimanya, îtalya, îngiltere ve Norveç gibi ülkelerin temsilcileriyle tanxgxlxp, onlarxn nükleer 3aha>* larxndaki faaliyetleri hakkxnda etraflx bilgiler saglandx.

- 6

-Meeting Chairman:

Programme Group:

SK 1 Dr. M. Fischer,

Loiter, Projekt Nuckleare Sicherheit, Gesellschaft fur Kernforschung m.b.H,, Postfach 36^0,

D-7500 Karlsruhe F.R. of Germany

Dr. M. Fischer (Chairman) Mr. J.M. D/derlein,

Director, Safety Technology Division, Institutt for Atomenergi,

P.0. Box *f0, N-2007 Kjeller, Norway Dr. R. Forsyth, AB Atomenergi, Studsvik, Fack, S

-6 11

Chief, Fuel Behaviour Branch, Reactor Safety Research Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D,C, 20335,

U.S.A.

Prof.Dr. Y. Mishima,

Department of Nuclear Engineering, Faculty of Engineering,

University of Tekyo, Kongo,

Tokyo, Japan

Mr. D.O. Pickman,

Deputy Head of Laboratories,

United Kingdom Atomic Energy Authority» The Reactor Group,

Reactor Fuel Element Laboratories, Springfields,

Salwick,

Preston, PR*f ORR, United Kingdom Mr. C. Ringot,

Adjoint au Chsf du Service d'Etudes Techniques de Surete et de Surete Radiologique,

Departement de Surete tfucJ-«aire, Commissariat a a l'Energie Atomique, Centre d'Etudes Nucléaires de Saclay, B.P. n~ 2,

F - 9 U 9 0 Gif-sur-Yvette, France

EK 2

ANNEXE : PROGRAMME FINAL DE LA REUNION SESSION I t DONNEES DE BASE ET COMPORTEMENT DES MATERIAUX

Sous-aasaloa 1.1

1

Président de session : D.O. Pickman Secrétaire scientifique : K.M. Rose

Partitioning of Oxygen in Steam Oxidised Zircaloy (N.O, Tucker, A,?. Brown, and T. Healey)

Comparative Studies of Zircaloy ^ High Temperature Steam

Oxidation under Isothermal and Temperature-Transient Conditions (S, Leistikow, H,v. Berg and D. Jennert)

Description and Verification of SIMTRAN I, a Computer Code for the Calculation of the High Temperature Steam. Oxidation of Zirealoy (S. Malang and G. Schanz)

- 8

-The Effect of Steam Oxidation on the Strain of Fuel Sheeting at High Temperatures

(C.E.L. Hunt, D«E. Foote and D„ Grant)

The Effect of Oxygen Uptake on the Deformation and Rupture of SGHWR Fuel Cladding

(E.D* Hindle and J.A.Sj Mowat)

Inner Surface Oxidation of a fuel Cladding for LV7R under a LOCA (S. Kawasaki, T» Furu-i a and K» Homma)

The Effects of Oxidatrion Temperature and Slow Cooldown on Ductile-Brittle Behaviour of Ziroaloy Fuel Cladding

(K. Komatsu, Y. Takada M» Mizuta and S. Takahashi) Discussion générale»

TSous-session 1.2 ; Comportement de déformation et de rupture du aircaloy Président de session ' R 0 Lallement

Secrétaire scientifique : J»C» Janvier

High Temperature Plastic Behaviour ou Zry-*f Air Atmosphere (M. BoCek and C„ Petersen)

The Deformation and Rupture of ZircaI.cy-2 Tubes during Transient Heating (B.D* Clay, T 0 Healey and G»B. Redding)

CANSWELL: A Computer Model of CJad Behaviour during a Loss-of Coolant Accident

(P»M« Jones, J.H» Git bus and E.D0 Hindle)

Zircaloy Cladding Diam:’cral Expansion during a LOCA-EDGAR Programme (P. Morize, H. Vidal, »M« Frenkel and R. Roulliay)

Evaluation of Creep in Oxidizing Zircaloy during a Temperature Transient (K. Malén and P. Tarkpea)

Discussion générale»

Sous-session Io3 : Dég.-gemenfc je produits de fission avant et pendant les accidents

Président de session ; A»R» Wazzan. Secrétaire scientifique : M.5F 0 Osborne

Fission Product Release from Simulated L'.VR Fuel

Volatile Fission Product Behaviour in Reactor Fuel Rods under Accident Conditions

(R.S. Forsyth, W.H. Blackadder and B. Nilsson)

Development and Experimental Verification of SST-GRASS: A Steady-State and Transient Fuel Response and Fission-Product Release Code

(J, Rest, M.G. Seitz, S.M. Gehl and L.R, Kelman)

Computer Simulation of Fission Gas Behaviour during Fast Thermal Transients (R.Q. Esteves, A.R. V/azzan, D. Okrent and J*M. Griesmeyer)

Discussion générale.

SESSIOH II : COMPORTEMENT DES BARRES ET FAISCEAUX COMBUSTIBLE Sous-session 11,1 : Interaction entre la thermohydraulique et le

comportement du combustible pendant les accidents Président de session : J.T.Ao Roberts

Secrétaire scientifique : C.E.L. Hunt

Invited Paper: Status and Problems to be Solved Concerning the Interaction between Therraohydraulics and Fuel Behaviur during a Lose-of-Coolant

Accident

(P,E. MacDonald and

J CM.

Blowdown Heat Transfer Conditions in a BWR Fuel Bundle (W.A* Sutherland and

G.L.

CORECOOL: A Model for the Tempareture Distribution and Two-Phase Flow in a Fuel Element under LOCA Conditions

(J»G.M, Andersen)

Modelling of Heat Transfer by Radiation during the Reflooding Phase of a LVVR

(R, Deruaz and B. Petitpain)

The Influence of Corrosion on the Emissivity of Zirealoy-2 Cladding (T.B. Burgoyne and A. Garlick)

Effect of Flow Blockage on Reflooding Behaviour in Pressure-Tube Type Reactor

(N. Kawamata and T. Kitahara)

The Behaviour of SGHWR Fuel Elements under Accident Conditions (C.A. Mann)

10

-TT. zi Comportement de ballonnement et de rupture des barre» et faisceaux de barre» de eoabuatible

Président de session : H» Bocek Secrétoire scientifique : A. Fiege

Status of Zircaloy Deformation and Oxidation Research at Oak Ridge National Laboratory

(BCH, Chapman, J»V. Cathcart and D.C. Hobson)

Ou%«of Pile Experiments on Ballooning in Zircaloy Fuel Rod Claddings in the low Pressure Phase of a Loas-of-Coolant Aceident

(F# Erbaeher, H,J. Neitzel, H. Reimann and K s Wiehr)

M C A Fuel Red Behaviour of KWU-Pressurined Water Reactors (HaGt Weldinger, G, Chellotxs, H. Watzinger and H. Stehle)

Tenperature and Cladding Burst Distributions in a PWR Core during LOCA (B#L, Burman and C»A. Olson)

Behaviour of Zircaloy Clad SO^ Fuel Rods during Film Bolling in a PVR Environment

(W*JS Quapp and R.K. McCardell) Dissuasion générale

Studies on Fuel Behaviour under Aceident Conditions in Japan (X. Mishlaa) (non présenté lors de la réunion)

SESSlOK III » ACCIDENTS DE FUSION DP COEUR Président de session : R. Forsyth

Secrétaire scientifique : D.A. Dahlgren

Invited Paper: Status and Future Needs of Core Meltdown Accident Research H«H« Raineke and F. Mayinger)

Phenomena and Material Behaviour during Meltdown of PWR fuel Rods (S« Hagen, P. Hofmann, H. Malauschek, C. Politis and A* Skokan) Properties of LWR Core Melts

(s« Nssere, G. Ondracek and B. Schulz)

Experimental Results of Contact between Molten UO^ and H^O Statement of Thermal Interaction Models

Ths Release of Fission and Activation Products during Core Meltdown (H. Albrecht, M.F. 0 sborne and H„ VJi 1 d )

Discussion générale.

SESSION IV : MISE AU POINT E T VERIFICATION E K .SPERIMENTALE DE PROGRAMMES DE CALCUL SUR LE COMPORTEMENT DP COMBUSTIBLE

Sous-session IV.1 : Caractérisation du comportement normal d'une barre de combustible en tant que préalable a 1*analyse des accidents

Président de session H, Stehle Secrétaire scientifique : W„J. ^uapp

Characterization of Normal Fuel Rod Behaviour in Light Water Reaetors (J.T.A. Roberts, F.E. Gelhaus and E„L, Zebroski)

Application of the CO 1STHE Code to LOCA Analysis (N. Hoppe and E, De Meulemeerster )

Burnup Dependence of Stored Lnerjoy and Gas Pressure in LWR Fuel Roda (F. Wunderlich and R.. Holzer)

In-Pile Measurements of Fuel Rod Deformation, and Verification of the Finite Element Model FEMAXI

(K. Joon, M. Ichikawa and K = D C Knudeen)

GAPCON-J: A Computer Code to Analyze the Path-Dependent Thermal and Mechanical Performance of Nuclear Fuel Rods

(C.L. Mohr, D.D, Lanning, F,Ea Panisko and K.B. Stewart)

Experimental and Analytical Characterization of Fuel Rod Thermal Behaviour (T#J. Bj/Srlo and E. Kolstad)

Fuel-Clad Ileat Transfer Coefficient of a Defected Fuel Rod (M, Bruet and J.P. Stora)

Discussion générale..

Sous-session IV,2 : Programmes de calcul sur le comportement du combust lb e jour l'analyse des accidents Président de session ; JbH„ Cittus

Secrétaire scientifique : C..L. Mohr

Synopsis of the Basic Models Implemented in the Fuel Rod Behaviour Codes FRAP-T and SSYST and Some Results of Comparative Calculations

- 12

-(®. Gulden, L. Ehnis, M. Mesina, J.A. Oearlen, L, Siefken and S, Dagbjartsson)

A

(G.A. Sofer, K.R. Merckx, L.H. Steves, C.E. Leach, D.S, Rowe and K.P. Galbraith)

A Fuel Model for Analysis of fuel Behaviour in Transients (S. Banerjee, H.J. Bridges, T.R. Hsu and J.J.M. Too)

Sensitivity Study on Some Parameters of Internal Pressure of PWR fuel Rods during Blowdown of a LOCA using SSYST-mod 1

(R. Meyder, S, Raff and v/. Sengpiel)

A Preliminary Sensitivity Study on LOCA Fuel-Coolant Heat Transfer Analysis using the THETA1-B Code

(W. J. Green and K.R. Lawther ) (non présenté lors de la réunion) Discussion générale.

SESSION V : EXPOSE DE CLOTURE ET TABLE RONDE Président de session : M. Fischer

Secrétaire scientifique : M„F. Osborne Orateurs :

- D.O. Pickman, Cinétique d'oxydation du zircaloy et ses effets sur le comportement mécanique ;

- M. Bocek, Comportement de déformation et de rupture du nirealoy ; - J,H. Gittus, Mise au point de programmes de calcul sur le

comportement du combustible ;

- J.M. D/rfderlein, Recherches en matière de sûreté des réacteurs placées dans une perspective de risques ;

- P.S, Check, T. Okubo et H. Vidal, Evaluation des résultats des recherches actuelles sur le combustible et applications a la délivrance û ' cr .v or isiùicno pour les réacteurs nucléaires* Objets de discussion générale :

- Evaluation des résultats des recherches actuelles sur le combustible et applications a la délivrance d'autorisations pour les réacteurs

nucléaires ;

- Recherches supplémentaires pour maitriser les aeeidents de fusion du coeur dans les réacteurs a eau ordinaire.

Résume de la réunion par M. Fischer. REONION FINALE DU GROUPE DU PROGRAMME Conclusions et recommandations au CSIN