Thermo-chemical-mechanical modeling of nuclear fuel behavior. Impact of oxygen transport in the fuel on Pellet Cladding Interaction

par Piotr Konarski

Thèse de doctorat en Science des matériaux

Sous la direction de Marion Fregonese et de Patrice Chantrenne.

Thèses en préparation à Lyon , dans le cadre de Ecole Doctorale Matériaux de Lyon (Villeurbanne) , en partenariat avec Institut national des sciences appliquées de Lyon (Lyon) (établissement opérateur d'inscription) et de MATEIS - Matériaux : Ingénierie et Science - UMR 5510 (Rhône) (laboratoire) .

  • Titre traduit

    Modélisation Thermique-chimique-mécanique du comportement du combustible nucléaire. Impact du transport d'oxygène dans le carburant sur l'interaction pastille-gaine


  • Résumé

    L’objectif de cette thèse est d'étudier l'impact du transport de l’oxygène sur la thermochimie de l’interaction pastille-gaine. Pendant les rampes de puissance, le combustible nucléaire est exposé à des gradients de température élevés. Il subit des changements chimiques et structurels. Le gonflement du combustible entraîne un contact mécanique avec la gaine, provoquant des contraintes mécaniques élevées. Simultanément, des espèces chimiquement réactives sont libérées par le centre des pellets chauds et peuvent interagir avec la gaine. La combinaison de ces facteurs chimiques et mécaniques peut entraîner une défaillance de la gaine causée par la fissuration par corrosion sous contrainte. Il a été prouvé que le transport de l'oxygène sous des gradients de température élevés affecte la thermochimie, ce qui peut jouer un rôle important dans la fissuration par corrosion sous contrainte. Cette thèse présente des simulations 3D de rampes de puissance dans des réacteurs à eau sous pression avec le code de performance de combustible ALCYONE, qui fait partie de l'environnement informatique PLEIADES. Le code a été mis à jour pour associer la description de la thermochimie du carburant irradié déjà disponible au transport de l'oxygène en tenant compte de la thermo diffusion de l'oxygène. L'impact de la redistribution de l’oxygène pendant une période transitoire de puissance sur la thermochimie du combustible irradié et sur le relâchement de gaz chimiquement réactif provenant du combustible (I(g), I2(g), CsI(g), TeI2(g), Cs(g) et Cs2(g) principalement) est étudié. Les simulations montrent que la redistribution de l’oxygène, même modérée, conduit à la réduction des oxydes métalliques (dioxyde de molybdène, molybdates de césium, oxyde de chrome) au centre des pastilles de combustible et, par conséquent, au relâchement d’une quantité beaucoup plus importante de césium gazeux, en accord avec les examens post-irradiation. Les calculs tridimensionnels des quantités d'importance pour la fissuration par corrosion sous contrainte due à l'iode (contrainte circonférentielle, déformation circonférentielle, pression partielle d'iode sur gaine) sont ensuite utilisés dans des simulations de propagation de fissures de gaine.


  • Résumé

    The goal of this thesis is to study the impact of oxygen transport on thermochemistry of nuclear fuel and pellet cladding interaction. During power ramps, nuclear fuel is exposed to high temperature gradients. It undergoes chemical and structural changes. The fuel swelling leads to a mechanical contact with the cladding causing high mechanical stresses in the cladding. Simultaneously, chemically reactive gas species are released from the hot pellet center and can interact with the cladding. The combination of these chemical and mechanical factors may lead to the cladding failure by iodine stress corrosion cracking. It has been proven that oxygen transport under high temperature gradients affects irradiated fuel thermochemistry, a phenomenon which may be of importance for stress corrosion cracking. This thesis presents 3D simulations of power ramps in pressurized water reactors with the fuel performance code ALCYONE, which is part of the computing environment PLEIADES. The code has been upgraded to couple the description of irradiated fuel thermochemistry already available with oxygen transport taking into account oxygen thermal diffusion. The impact of oxygen redistribution during a power transient on irradiated fuel thermochemistry in the fuel and on chemically reactive gas release from the fuel (consisting of I(g), I2(g), CsI(g), TeI2(g), Cs(g) and Cs2(g), mainly) is studied. The simulations show that oxygen redistribution, even if moderate in magnitude, leads to the reduction of metallic oxides (molybdenum dioxide, cesium molybdate, chromium oxide) at the fuel pellet center and consequently to the release of a much greater quantity of gaseous cesium, in agreement with post-irradiation examinations. The three-dimensional calculations of the quantities of importance for iodine stress corrosion cracking (hoop stress, hoop strain, iodine partial pressure at the clad inner wall) are then used in simulations of clad crack propagation.