Chromia-doped UO2 fuel: engineering modeling of chromium solubility and fission gas diffusivity

Increasing the average grain size of fuel pellets by doping them with chromium oxide is among the peculiar features of improved nuclear fuels. This aims at improving the performance of the fuel at high burn-up, where it is mainly limited by the behaviour of gaseous fission products, namely by decreasing Fission Gas Release. In this work, I review models for the solubility of chromium in UO2, and the evolution of the chromium phases in the fuel matrix during irradiation. These models are implemented in SCIANTIX, an open-source mesoscale code to describe inert gas behaviour in nuclear fuel. I optimize the chromium solubility model keeping each parameter within its range of compatibility with experimental data, targeting a better representation of available Electron Probe Microanalysis data of chromium content in fuel after irradiation. As for fission gas behaviour, I considered a physics-based description of the chromium impact on the fission gas diffusivity in fuel grains. The expression for the fission gas diffusivity in standard nondoped uranium oxide was corrected by adding the impact of the concentration of defects introduced by interstitial oxygen excess representing the effect of chromium content in the fuel itself. A preliminary assessment of the proposed models was carried out against experimental data from IFA 667.1 Rod 1.

Tra gli attuali sviluppi del combustibile nucleare c’è la modifica della microstruttura delle pastiglie di combustibile mediante l’aumento della dimensione media dei grani, ottenuta addizionando ossido di cromo durante il processo di sinterizzazione del combustibile. Ciò mira a migliorare le prestazioni del combustibile ad alto tasso di bruciamento (burn-up), dove è principalmente limitato dal comportamento dei prodotti di fissione gassosi, ad esempio diminuendo il rilascio di gas di fissione. In questo lavoro, esamino i modelli per la solubilità del cromo nell’UO2 e l’evoluzione delle fasi di cromo nella matrice del combustibile durante l’irraggiamento. Questi modelli sono stati implementati in SCIANTIX, un codice di mesoscala open-source atto a descrivere il comportamento dei gas inerti nel combustibile nucleare. Ho ottimizzato il modello di solubilità del cromo mantenendo ogni parametro all’interno del suo intervallo di compatibilità con i dati sperimentali, mirando a una migliore rappresentazione dei dati ottenuti mediante microanalisi a sonda elettronica disponibili sul contenuto di cromo nel combustibile dopo l’irraggiamento. Per quanto riguarda il comportamento del gas di fissione, ho considerato una descrizione basata sulla fisica dell’impatto del cromo sulla diffusività del gas di fissione nei grani di combustibile. L’espressione per la diffusività del gas di fissione nell’ossido di uranio standard non drogato è stata corretta aggiungendo l’impatto della concentrazione di difetti introdotti dall’eccesso di ossigeno interstiziale che rappresenta l’effetto del contenuto di cromo nel combustibile stesso. Una valutazione preliminare dei modelli proposti è stata effettuata rispetto ai dati sperimentali della barretta di combustibile IFA 667.1 Rod 1.