Development of a model for the corrosion of austenitic steels cladding in in lead-cooled fast reactors enviroment

This thesis work focuses on the corrosion of the nuclear fuel cladding in liquid-lead cooled reactors. The topic of corrosion of austenitic steels exposed to liquid heavy metals (both lead and lead-bismuth) is discussed through a thorough review of the scientific literature. The study aimed to develop a model for cladding corrosion in an oxidative environment. The approach involved investigating the physical processes that cause the oxide layer to grow, analyzing the regression methods required to extract the model parameters, and constructing correlations that could link the value of these parameters to the conditions of the corrosion environment. The TRANSURANUS fuel performance code was used to implement the final model, which was then tested on a test-case based on the design of the 57MWth lead-cooled reactor currently being developed at newcleo s.r.l..

Il presente lavoro di tesi si focalizza sul problema della corrosione della guaina del combustibile nucleare nei reattori raffreddati a piombo liquido. L’argomento della corrosione degli acciai austenitici esposti a metalli pesanti liquidi (sia piombo che piombo-bismuto) è stato esposto attraverso un’attenta revisione della letteratura scientifica. Lo sviluppo di un modello per la corrosione della guaina in un ambiente ossidativo è stato portato avanti partendo dallo studio dei processi fisici che causano la crescita dello strato di ossido, andando poi ad analizzare i possibili metodi di regressione necessari per estrarre i parametri del modello ed infine costruendo delle correlazioni che potessero legare il valore di questi parametri alle condizioni dell’ambiente di corrosione. Il modello finale è stato implementato nel codice di performance TRANSURANUS e provato su di un caso-test basato sul design del reattore raffreddato a piombo da 57MWth attualmente in progettazione presso newcleo s.r.l..