Extension and validation of a transient fission gas release model for the TRANSURANUS fuel performance code

The correct modelling of Fission Gas Behaviour (FGB) is one of the crucial aspects of nuclear fuel rod performance analysis, especially during power transients. The FGB includes Fission Gas Release (FGR) and fuel gaseous swelling, both affecting the thermo-mechanical performance of the fuel rod during normal operation and (design-basis) accident conditions. In this thesis work, we extended a semi-empirical model describing FGB during transients (burst release) as a consequence of UO2 grain-boundaries micro-cracking. We introduced a burnup-dependent function that takes into account the weakening of grain boundaries with irradiation. An analytic sensitivity analysis demonstrated the limited impact of the choice of the empirical parameters on the FGR. In addition, given the influence of the pellet cracking phenomenology on fuel performance and FGB, we extended the standard TRANSURANUS model for fuel cracking, by developing a preliminary correlation relating the number of cracks in the fuel to the rod average linear heat rate. We implemented both the extended burst release model and the extended fuel cracking model in the TRANSURANUS fuel performance code. We validated the burst release model on a large experimental database of light water reactor fuel rods from the OECD/NEA International Fuel Performance Experiments database. Some of the analysed rods are included as high priority cases in the FUMEX-II and FUMEX-III Coordinated Research Projects of the International Atomic Energy Agency. The validation proved that the description of FGB with the burst release model improves the description of the physical processes and the quantitative prediction of integral FGR results. The model resulted able to infer also the kinetics of the FGR during transients, as demonstrated by rods equipped with on-line pressure measurement. We applied the TRANSURANUS code with the new models to simulate an annealing experiment reproducing Loss Of Coolant Accident conditions, and to predict the fuel rod failure thresholds for pressurised water reactors due to Pellet-Cladding Interaction. From these applications we collected some insights to suggest further improvements of the models.

Un aspetto fondamentale dell’analisi di performance del combustibile nucleare è la corretta modellazione del comportamento dei gas di fissione, soprattutto durante i transitori di potenza. Tale comportamento influenza le prestazioni termo-meccaniche della barretta di combustibile in condizioni operative e incidentali, e comprende il rilascio dei gas di fissione e il rigonfiamento delle pastiglie dovuto ai gas. In questa tesi abbiamo esteso, nel codice TRANSURANUS, un modello di rilascio dei gas di fissione durante i transitori (burst release) basato sulla micro-fratturazione dei bordi grano dell’UO2, introducendo una dipendenza dal tasso di bruciamento per tenere in considerazione il progressivo infragilimento dei bordi grano in seguito all’irraggiamento. Un’analisi di sensitività del modello di burst release ha dimostrato che l’impatto della scelta dei parametri empirici del modello sui risultati è limitato. Inoltre, data l’influenza della fenomenologia della fratturazione del combustibile sul comportamento dei gas di fissione, abbiamo esteso il modello standard per la fratturazione del combustibile in TRANSURANUS introducendo una correlazione preliminare tra il numero di cricche nel combustibile e la potenza lineare media di barretta. Il modello di burst release è stato validato su un’ampia banca dati sperimentale relativa a barrette per reattori ad acqua leggera appartenenti al programma di ricerca International Fuel Performance Experiments, sponsorizzato dall’OECD/NEA. Alcune delle barrette analizzate costituiscono dei casi di riferimento per i progetti IAEA FUMEX-II e FUMEX-III. La validazione ha provato l’efficacia del modello di burst release nella predizione dei risultati integrali di rilascio delle barrette. Il modello si è dimostrato inoltre in grado di cogliere la cinetica del processo di rilascio durante i transitori. Con la versione estesa del codice abbiamo simulato un esperimento riproducente un Loss Of Coolant Accident, e determinato le soglie di rottura a seguito di interazione guaina-pastiglia per reattori pressurizzati ad acqua leggera. Da queste due applicazioni abbiamo tratto indicazioni utili per ulteriori sviluppi dei modelli proposti.