Development of mixed oxide ceramic coatings for accident tolerant fuel cladding in light water reactors

Nuclear fuel consists of zirconium based tubes, known as cladding, which contain uranium oxide pellets forming fuel rods. Multiple rods are formed fuel assemblies which are placed inside of a nuclear reactor. These rods have undergone revision during the past decade to increase their safety margins during accident scenarios. Chromium coated zirconium cladding represents the most promising accident tolerant fuel concept developed and is set to be in operation by the end of the decade. However, it still suffers from interdiffusion of the zirconium and chromium atoms, limiting its safety margin in loss of coolant accident scenarios. Newly proposed materials, such as silicon carbide composites, despite their many advantages, undergo dissolution during normal operation conditions. The possibility to apply a chromium coating is undermined by the reactions that occur at the interface of the two materials. In this work mixed oxide ceramic coatings, produced by pulsed laser deposition, were fabricated to act as an interdiffusion barrier layers with the aim of enhancing the efficiency and safety margins of both zirconium and silicon carbide cladding materials. Amorphous yttria-chromia was deposited on both substrates, while alumina-yttria was also deposited on the silicon carbide tubes. The coatings underwent autoclave corrosion testing and high temperature oxidation in air. Ellipsometry, nanoindentation and Brillouin spectroscopy were all employed to characterize the yttria-chromia coating and their results combined to obtain insight into the elastic properties of the film. Double layer coatings were successfully deposited onto both cladding materials. The yttria-chromia interdiffusion barrier was able to obstruct the migration of zirconium and chromium atoms during autoclave testing. Additionally, preliminary oxidation testing results imply high temperature stability of the yttria-chromia ceramic coating on both substrates, while the alumina-yttria is subject to crystallization and crack formation. The results obtained by EBN analysis suggest an elastic modulus ranging from 146 to 156 GPa and a Poisson’s ratio between 0.18 and 0.32 with a 95 % level of certainty.

Il combustibile nucleare è composto da tubi a base di zirconio contenenti pellet di ossido di uranio fissile a formare una barra di combustibile. Multiple barre sono assemblate a formare un elemento nei reattori nucleari. Questi elementi sono stati sottoposti a revisione nell'ultimo decennio al fine di aumentare i loro margini di sicurezza durante gli scenari di incidente. Il tubo in zirconio rivestito di cromo rappresenta il concetto di combustibile avanzato più promettente e tollerante agli incidenti, previsto per l'implementazione entro la fine del decennio. Tuttavia, questo materiale presenta ancora problemi di interdiffusione tra gli atomi di zirconio e cromo, che riducono il margine di sicurezza in scenari di perdita di refrigerante. I nuovi materiali proposti, come i compositi in carburo di silicio, pur offrendo numerosi vantaggi, tendono a dissolversi durante il normale funzionamento. La possibilità di applicare un rivestimento di cromo è inoltre compromessa dalle reazioni all'interfaccia tra i due materiali. In questo lavoro sono stati sviluppati rivestimenti ceramici in ossido misto, prodotti tramite deposizione laser pulsata, per fungere da barriera all'interdiffusione, migliorando l’efficienza e i margini di sicurezza dei tubi in zirconio e in carburo di silicio. Il rivestimento in ittria-cromia amorfa è stato depositato su entrambi i substrati, mentre l'allumina-ittria è stata applicate sui tubi in carburo di silicio. I rivestimenti sono stati sottoposti a test di corrosione in autoclave e a prove di ossidazione ad alta temperatura in aria. Per caratterizzare il rivestimento in ittrio-cromia, sono state utilizzate ellissometria, nanoindentazione e spettroscopia Brillouin; i risultati ottenuti sono stati combinati per analizzare le proprietà elastiche del film. I rivestimenti a doppio strato sono stati depositati con successo su entrambi i materiali, e la barriera di interdiffusione in ittria-cromia ha efficacemente ridotto la migrazione di atomi di zirconio e cromo durante i test in autoclave. Inoltre, i risultati preliminari delle prove di ossidazione indicano una buona stabilità termica del rivestimento ceramico in ittria-cromia su entrambi i substrati, mentre l'allumina-ittria mostra tendenza alla cristallizzazione e alla formazione di crepe. Le analisi EBN suggeriscono un modulo elastico compreso tra 146 e 156 GPa e un rapporto di Poisson tra 0.18 e 0.32, con un livello di confidenza pari a 95 %.