Simplified fuel performance analysis code for the simulation of multiphysics effects in PWR core design applications

Fuel rods, as critical components of nuclear reactor cores, significantly influence reactor safety, reliability, and economic efficiency. Their outer cladding serves as the primary barrier against radioactive material leakage while providing necessary mechanical strength. Subjected to extreme conditions such as high pressure, neutron flux irradiation, elevated temperatures, and corrosive environments over extended periods, fuel rods undergo accelerated material degradation. This poses substantial risks to their reliability and performance, making their integrity crucial to reactor safety. Traditional integral fuel rod tests, while insightful, are time-consuming and resource-intensive, which makes the development of fuel performance codes necessary for efficient prediction of fuel rod behavior under various conditions. Thesis presents the development of CORDtemp, a simplified yet effective fuel behavior module designed for integration into the CORD-2 package for pressurized water reactors (PWRs). CORDtemp subsystem aims to enhance the thermal and mechanical modeling capabilities of CORD-2 for multiphysics simulations, leveraging extensive experimental research and physical models. The module supports efficient fuel performance analysis under normal and transient conditions, providing valuable insights into the temperature distribution and microstructural changes in high burnup fuel rods. This work contributes to facilitating a deeper understanding of the complex thermal dynamics within nuclear fuel rods.

Le barre di combustibile, in quanto componenti critici dei noccioli dei reattori nucleari, influenzano in modo significativo la sicurezza, l'affidabilità e l'efficienza economica del reattore. Il loro rivestimento esterno funge da barriera primaria contro la fuoriuscita di materiale radioattivo fornendo al tempo stesso la necessaria resistenza meccanica. Sottoposte a condizioni estreme come alta pressione, irradiazione del flusso di neutroni, temperature elevate e ambienti corrosivi per periodi prolungati, le barre di combustibile subiscono una degradazione accelerata del materiale. Ciò comporta rischi sostanziali per la loro affidabilità e prestazioni, rendendo la loro integrità cruciale per la sicurezza del reattore. I tradizionali test integrali sulle barre di combustibile, sebbene approfonditi, richiedono molto tempo e risorse, il che rende necessario lo sviluppo di codici di prestazione del carburante per una previsione efficiente del comportamento delle barre di combustibile in varie condizioni. La tesi presenta lo sviluppo di CORDtemp, un modulo di comportamento del carburante semplificato ma efficace progettato per l'integrazione nel pacchetto CORD-2 per reattori ad acqua pressurizzata (PWR). Il sottosistema CORDtemp mira a migliorare le capacità di modellazione termica e meccanica di CORD-2 per simulazioni multifisiche, sfruttando un'ampia ricerca sperimentale e modelli fisici. Il modulo supporta un'analisi efficiente delle prestazioni del carburante in condizioni normali e transitorie, fornendo preziose informazioni sulla distribuzione della temperatura e sui cambiamenti microstrutturali nelle barre di combustibile ad alto consumo. Questo lavoro contribuisce a facilitare una comprensione più profonda delle complesse dinamiche termiche all'interno delle barre di combustibile nucleare.