Modelling of fission gas swelling and release in oxide nuclear fuel and application to the TRANSURANUS code

The present thesis provides a contribution to the modelling of the coupled phenomena of fission gas swelling and release in oxide nuclear fuels, with application to the integral thermo-mechanical analysis of the fuel rods (hence, to the fuel design and licensing). Through an engineering approach, which practically combines a physics-based treatment and the computational efficiency required for application to fuel rod analysis, a new integrated model of fission gas swelling and release was developed. The model was effectively implemented in the TRANSURANUS fuel rod analysis code and verified through an extensive set of simulations of LWR-UO2 fuel rod irradiation experiments. The results showed a physically sound representation of the phenomena, a satisfactory agreement with the experimental irradiation data, and improvements of the TRANSURANUS code. Compared with the empirical treatments commonly adopted, the innovative aspects mainly lie in (i) the physical foundation of the developed model, allowing higher flexibility of application, (ii) the consistent coupling between the fission gas swelling and release, and (iii) the appropriate evaluation of the role of the stress field in the fuel. The latter aspect is of high importance for properly analysing the conditions of fuel-cladding mechanical interaction, and is topical in view of the tendency to extend the operating margins and the discharge burn-up of the nuclear fuel.

La tesi offre un contributo alla modellazione dei fenomeni accoppiati di rigonfiamento gassoso e rilascio di gas di fissione in combustibili nucleari a base di ossidi, con applicazione all’analisi termo-meccanica integrale (e, in definitiva, alla progettazione e al licensing) delle barrette di combustibile. Il lavoro ha visto lo sviluppo di un nuovo modello integrato per i suddetti fenomeni, sulla base di un approccio ingegneristico orientato al compromesso pratico tra una descrizione fisica e i requisiti computazionali necessari per l’applicazione all’analisi integrale di barretta. Il modello è stato implementato con successo nel codice TRANSURANUS e validato attraverso un’ampia serie di simulazioni relative a prove di irraggiamento in reattore di barrette di combustibile UO2 per reattori nucleari ad acqua leggera. I risultati indicano una riproduzione conforme dei meccanismi fisici, un buon accordo con i dati sperimentali e significativi miglioramenti del codice TRANSURANUS. Rispetto ai trattamenti empirici comunemente adottati, i principali aspetti innovativi risiedono (i) nella base fisica del nuovo modello, (ii) nell’accoppiamento tra il rigonfiamento gassoso e il rilascio di gas di fissione e (iii) nella descrizione della dipendenza dei fenomeni dallo stato di sforzo del combustibile. Quest’ultimo aspetto, essenziale in condizioni di interazione meccanica guaina-combustibile, è di rilevanza nell’ottica dell’estensione dei margini operativi e del bruciamento del combustibile nucleare, tendenza attuale a livello industriale.