Development and assessment of an open-source code for gaseous and volatile fission product behaviour in light water reactor fuel

The objective of this work is the development and assessment of SCIANTIX 2.0, an open-source meso-scale code upgraded to describe the behaviour of gaseous and volatile fission products in uranium dioxide nuclear fuel, along with associated microstructural phenomena. In addition to upgrading the code, this study includes a thorough separate-effects validation of the physics-based models I developed and incorporated, along with the first-of-its-kind integral validation of the code when online-coupled with thermo-mechanical fuel performance codes under both steady-state and transient light water reactor fuel rod conditions. Standard nuclear fuel performance code development methodologies often rely on empirical correlations that interpolate the fuel behaviour within specific temperature and burnup ranges, restricting their applicability under novel operating conditions or innovative fuel designs. Furthermore, modern advancements in fuel performance codes (e.g., using data-assimilation or machine learning techniques) face challenges adapting to the pre-existing code architectures. In contrast, mechanistic meso-scale codes have demonstrated potential for exploring new reactor conditions, fuel systems, and advanced models by leveraging the multi-scale modelling approach. However, none of the existing mechanistic meso-scale codes is open-source. SCIANTIX 1.0 was the first open-source engineering code to address fission gas behaviour in nuclear fuel. SCIANTIX 2.0, developed as part of this work, introduces several key advancements over the original version: (I) The code adopts an object-oriented structure, with classes tailored to model nuclear materials and fission products, enhancing modularity, reusability, maintainability, and flexibility—qualities essential for qualification as an industrial code. (II) I developed original models to describe the behaviour of radioactive gaseous and volatile fission products (with a focus on gaseous isotopes of radiological concern, which have previously been represented in fuel performance codes only through semi-empirical correlations), the formation and evolution of high-burnup structure porosity (which has been largely neglected by fuel performance codes), and helium behaviour (relevant for fuel storage scenarios). (III) I extended the state-of-the-art spectral diffusion algorithm towards the solution of the intra-granular diffusion-decay problem, and I rigorously verified it under both stationary and transient conditions. Then, I carried out the separate-effect validation of the standalone SCIANTIX 2.0 code using publicly available experimental data, to confirm the accuracy of each implemented model (including stable and radioactive gaseous/volatile fission products, high-burnup structure porosity, and helium behaviour). Moreover, I have personally worked on coupling SCIANTIX 2.0 with several fuel performance codes (TRANSURANUS, FRAPCON, FRAPTRAN, OFFBEAT). Through this multi-scale approach, the integral validation of SCIANTIX 2.0 for light water reactor fuel rods is a crucial achievement of this work. With these coupled codes, I simulated the behaviour of numerous fuel rods from the IFPE database under nominal and transient conditions. I evaluated the results in terms of significant figures of merit, such as integral fission gas release, confirming that SCIANTIX 2.0 can be used within fuel performance codes as an effective alternative to conventional empirical modules.

L’obiettivo di questo lavoro è lo sviluppo, la verifica e la validazione di SCIANTIX (versione 2.0), un codice open-source di meso-scala che descrive il comportamento dei prodotti di fissione gassosi e volatili nel combustibile nucleare a base di ossido di uranio, insieme ai fenomeni microstrutturali caratteristici del combustibile irraggiato. Il lavoro include la validazione separata dei modelli meccanicistici che ho sviluppato, aggiornato e integrato nel codice, oltre alla prima validazione integrale dello stesso, utilizzato come modulo all'interno di codici di performance per l’analisi termo-meccanica del combustibile, impiegati per simulare condizioni operative stazionarie e transitorie di barrette irraggiate in reattori nucleari raffreddati ad acqua leggera. I codici di performance del combustibile adottano spesso correlazioni empiriche per interpolare il comportamento del combustibile in specifici intervalli di temperatura e tassi di bruciamento. Tuttavia, questo approccio limita l’applicabilità dei codici a condizioni operative particolari, come irraggiamenti estesi o irraggiamenti di barrette di combustibile di nuova concezione. Inoltre, sviluppi recenti di potenziale interesse per i codici di performance, come quelli basati su tecniche di "data assimilation" o "machine learning", devono affrontare l'ulteriore sfida di adattarsi ad architetture software industriali preesistenti. Per superare queste limitazioni, i codici di meso-scala hanno dimostrato di poter esplorare condizioni di irraggiamento particolari, materiali di nuova concezione e modelli meccanicistici di comportamento, sfruttando un approccio modellistico multi-scala in grado di informare i codici di performance a livello integrale. Attualmente, SCIANTIX è l’unico codice meccanicistico di meso-scala open-source in grado di descrivere il comportamento dei prodotti di fissione nel combustibile nucleare. Partendo dalla versione 1.0, ho sviluppato SCIANTIX 2.0, che introduce diversi miglioramenti significativi: (I) Implementa un'architettura orientata agli oggetti, che consente un’inclusione agile di diversi materiali di combustibile attraverso classi specifiche che ne gestiscono le proprietà, di nuovi algoritmi di risoluzione numerica e modelli meccanicistici. Questa architettura rende il codice modulare, flessibile e facilmente manutenibile, in linea con i requisiti di un codice industriale qualificabile. (II) Integra nuovi modelli fisici da me sviluppati per descrivere il comportamento dei prodotti di fissione gassosi e volatili, sia stabili che radioattivi, con particolare attenzione agli isotopi gassosi di interesse radiologico, finora modellati solo tramite correlazioni semiempiriche nei codici di performance. I nuovi modelli includono anche la formazione e l'evoluzione della porosità nella cosiddetta “high-burnup structure” e il comportamento dell'elio, cruciale per descrivere le barrette durante lo stoccaggio, oltre che nei reattori veloci di nuova generazione. (III) Introduce un algoritmo di diffusione spettrale che ho esteso e verificato sia in condizioni operative stazionarie che transitorie, essenziale per risolvere numericamente i fenomeni di diffusione intra-granulare per isotopi stabili e radioattivi. Ho inoltre dotato SCIANTIX 2.0 di un database di validazione separata, basato su dati sperimentali pubblici, per garantire l'accuratezza di ogni nuovo modello introdotto, in particolare per il comportamento dei prodotti di fissione gassosi e volatili, stabili e radioattivi, la porosità nella "high-burnup structure" e il comportamento dell'elio. Infine, ho lavorato personalmente all'accoppiamento del codice di meso-scala SCIANTIX 2.0 con diversi codici di performance per l’analisi termo-meccanica del combustibile (TRANSURANUS, FRAPCON, FRAPTRAN, OFFBEAT). Grazie a questo approccio multi-scala, un risultato chiave del mio lavoro è la validazione integrale di SCIANTIX 2.0. Ho utilizzato questi codici accoppiati per simulare il comportamento di un gran numero di barrette di combustibile (provenienti dal database IFPE), irraggiate in reattori ad acqua leggera, sia in condizioni operative stazionarie sia transitorie. I risultati sono stati valutati in termini di figure di merito significative, come il rilascio integrale dei gas di fissione, confermando che SCIANTIX 2.0 può essere utilizzato all’interno dei codici di prestazione come alternativa efficace ai moduli empirici convenzionali.