Integral-scale validation of SCIANTIX and application to normal and design-basis accident conditions

This thesis analyses the results of a mechanistic multi-scale modelling approach for the description of fission gas behaviour in nuclear fuel, under both normal operating conditions and transient scenarios. The objective of the study is to evaluate the predictive capabilities of two novel physics-based models implemented in the SCIANTIX code: a model for athermal release, which, through the use of a neural network, describes the athermal transport of gas through open porosity in the fuel; and a micro-cracking model, which consider the grain-boundary micro-cracking due to the overpressurization of intergranular bubbles, leading to a sudden burst release of gas. The results of these models are compared against the SCIANTIX code in the original reference configuration when used in TRANSURANUS and against TRANSURANUS alone as a fuel performance code. The comparison is carried out on significant in-reactor irradiation case studies: the USPWR case, representative of normal operating conditions; the REGATE case, a power transient; and the FK-1 and FK-2 cases, reactivity-initiated accident (RIA) scenarios. The simulations show that the adoption of the new models improves the accuracy in predicting both the integral fission gas release (FGR) and the gas radial distribution within the fuel. However, limitations arise in the description of the fuel deformation. This issue indicates the need for further refinement of the current intra-granular trapping model. Furthermore, the results obtained under high-power transient conditions highlight the need for further refinements and improvements in the physical representation of the phenomenon in order to accurately reproduce the magnitude of FGR observed experimentally. Overall, the integration of the models for athermal release and micro-cracking enables a more realistic representation of fission gas behaviour and contributes to the integration of advanced models in industrial fuel performance codes.

Questa tesi analizza i risultati di un approccio di modellazione meccanicistico multi-scala per la descrizione del comportamento dei gas di fissione nel combustibile nucleare, sia in condizioni operative normali che in situazioni transitorie. L’obiettivo dello studio è valutare le capacità predittive di due nuovi modelli fisici implementati nel codice SCIANTIX: un modello fisico per il rilascio atermico, che tramite l’utilizzo di una rete neurale, descrive il trasporto atermico di gas attraverso le porosità aperte del combustibile; e un modello per la micro-fessurazione (micro-cracking), che considera la formazione di micro-fratture ai bordi grano dovute alla sovrapressurizzazione delle bolle intergranulari, con conseguente rilascio improvviso di gas. I risultati di questi modelli sono stati confrontati con quelli dei modelli di SCIANTIX nella configurazione originaria di riferimento accoppiato a TRANSURANUS e con quelli di TRANSURANUS da solo come codice di prestazione del combustibile (fuel performance code). Il confronto è stato condotto su casi studio di irraggiamento in reattore significativi: il caso USPWR per condizioni operative normali, il caso REGATE per un transitorio di potenza e i casi FK-1 e FK-2 per la rappresentazione di scenari di incidenti di variazione rapida di reattività (RIA). Le simulazioni mostrano come l’adozione dei nuovi modelli migliori l’accuratezza sia nella previsione del rilascio di gas di fissione integrale, sia la loro distribuzione radiale all’interno del combustibile. Tuttavia, emergono delle limitazioni nella descrizione delle deformazioni del combustibile, evidenziando la necessità di un ulteriore perfezionamento del modello attuale di intrappolamento inter-granulare. Inoltre, i risultati ottenuti in condizioni di transitorio ad alta potenza evidenziano la necessità di ulteriori miglioramenti nella rappresentazione fisica del fenomeno, al fine di riprodurre accuratamente l’entità del rilascio di gas osservata sperimentalmente. Complessivamente però, l’integrazione dei modelli di rilascio atermico e di micro-fessurazione (micro-cracking) del combustibile consente una rappresentazione più realistica del comportamento dei gas di fissione e contribuisce all’integrazione di modelli avanzati nei codici industriali per l’analisi del combustibile nucleare.