Modelling nuclear fuel behaviour and cladding viscoelastic response

Abstract

In light water reactors the nuclear fuel is in the form of uranium dioxide pellets stacked inside a thin-walled tube made from Zirconium alloy. The fuel rods provide the first barriers to the release of radioactivity as the isotopes are contained within the fuel matrix and the cladding tubes. Fuel behaviour analysis investigates the state of the fuel at given boundary conditions and irradiation history. The scope of this thesis consists of two main themes. The first is the uncertainty and sensitivity in fuel behaviour modelling and the tools required for its propagation to the rest of the nuclear reactor calculation chain. The second is the analysis and modelling of cladding response to transient stresses. A nuclear reactor is a strongly coupled system. The neutronics depend on the fuel and coolant temperature, the fuel temperature on the neutronics and the heat flux to coolant and coolant thermal hydraulics on the amount of heat transferred from the fuel. Propagation of uncertainties through the nuclear reactor calculation chain is an international on-going effort, and the complex interactions in the fuel rods make them challenging to analyze. In this thesis uncertainty and sensitivity of fuel behaviour codes is investigated and the development of a fuel module suitable for propagation of the uncertainties is detailed. The creep response of a cladding tube to changing conditions is conventionally modelled using the strain hardening rule. The rule assumes accumulated strain to be invariant during changes in the conditions, and is relatively simple to utilize. However, the original experiments which are used to justify the use of the strain hardening rule show that it applies only to a restricted set of conditions. In this thesis a simple methodology for predicting fuel cladding macroscopic response to stresses and imposed strains is developed by taking anelastic behaviour into account. The model is shown to perform well in describing both creep and stress relaxation experiments.

Kevytvesireaktoreissa ydinpolttoaine koostuu uraanidioksiditableteista, jotka on pinottu ohuen zirkonium-metalliseoksesta valmistetun putken sisään. Polttoainesauvat muodostavat ensimmäiset esteet radioaktiivisten aineiden leviämiselle. Polttoaineen käyttäytymisen tutkimus tarkastelee polttoaineen tilaa annetuilla tehohistorioilla ja reunaehdoilla. Tämä väitöskirja käsittelee kahta teemaa: Ensimmäinen on epävarmuus- ja herkkyysanalyysit polttoaineen mallinnuksessa ja työkalut epävarmuusinformaation kuljetukseen ydinreaktorianalyysin laskentaketjussa. Toinen on suojakuoren jännitysvasteen analyysi ja mallinnus. Ydinreaktori on vahvasti kytkeytynyt systeemi. Neutroniikka riippuu polttoaineen ja jäähdytteen lämpötilasta, polttoaineen lämpötila neutroniikasta ja lämpövuosta jäähdytteeseen ja jäähdytteen termohydrauliikka polttoaineesta siirtyvästä lämpöenergiasta. Epävarmuuksien kuljetus laskentaketjun läpi on kansainvälinen käynnissä oleva työ, ja polttoaineen osalta monimutkaiset vuorovaikutukset tekevät siitä haasteellista. Tässä väitöstyössä on tutkittu polttoainekoodien epävarmuutta ja herkkyyttä lähtösuureiden epävarmuudelle. Epävarmuusinformaation kuljetusta reaktorianalyysiketjussa varten on aloitettu uuden polttoainemallin kehitys. Perinteisesti suojakuoriputken virumisvaste vaihtuviin olosuhteisiin on mallinnettu käyttäen ns. "strain hardening" -sääntöä. Säännössä oletetaan venymän pysyvän vakiona olosuhteiden vaihtuessa, ja se on verrattain helppokäyttöinen. Kuitenkin alkuperäiset kokeet joilla säännön käyttö perustellaan osoittavat, että se pätee vain rajattuihin tapauksiin. Tässä väitöskirjassa esitetään yksinkertainen metodologia, jolla ennakoidaan polttoaineen suojakuoriputken makroskooppista vastetta jännityksiin ja pakotettuihin venymiin ottamalla anelastinen käyttäytyminen huomioon. Mallin näytetään suoriutuvan hyvin sekä virumis- että jännitysrelaksaatiokokeiden mallinnuksessa.