Modelado del comportamiento del combustible nuclear bajo irradiación mediante DIONISIO 2.0

Abstract

En este breve artículo se presenta la última versión de DIONISIO 2.0, un código de simulación del comportamiento del combustible nuclear bajo irradiación. Para el caso de un combustible de potencia, el código resuelve una barra completa mediante la división de la misma en sectores en la dirección axial, cada uno de ellos sometido a las condiciones locales de potencia lineal, temperatura del refrigerante y flujo neutrónico. En cada sector se selecciona un dominio representativo bi o tridimensional, que corresponde a la pastilla, el “gap” y la vaina, sobre el que se determinan la distribución de temperatura; la tensión-deformación elastoplástica de cada material debida a la dilatación térmica, el “swelling” (en la pastilla), el “creep” y el crecimiento por irradiación (en la vaina); la liberación de gases de fisión y el porcentaje del mismo presente en el volumen libre de la barra. La interacción termo-mecánica entre la pastilla y la vaina es analizada con especial detalle y, dado que bajo estas condiciones de contacto las exigencias sobre la vaina pueden llegar a ser extremas, llegando aún a la rotura, se ha desarrollado un módulo que permite considerar la presencia y evolución de una fisura. En lo que respecta a combustibles para reactores de investigación, el código resuelve un dominio tridimensional para diversos tipos de placas constituidas por el material físil (que puede ser monolítico o disperso) y la vaina que puede ser de aluminio o zircaloy. DIONISIO ha participado en diversos proyectos internacionales de intercomparación de códigos para reactores de potencia, con muy buenos resultados. Ha sido validado contra más de 34 experimentos completos obtenidos de la base de datos del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). La versión para combustibles de investigación fue contrastada con experimentos controlados obteniéndose una muy buena concordancia con los datos medidos.

This work presents the latest version of the computer code DIONISIO 2.0. The code is aimed at predicting the behavior of a nuclear fuel under irradiation, both in power and research reactors. In the first case, the code solves a complete rod dividing it into a number of axial segments, each one subjected to the local conditions of linear power, coolant temperature and neutron flux. A representative two- or three-dimensional domain, consisting of pellet, gap and cladding is selected in each sector. The following are modeled: temperature distribution, thermal expansion, elastic and plastic strain and stress, creep, irradiation growth, mechanical interaction between pellet and cladding, fission gas release, gas mixing, swelling, densification and restructuring. The code considers the presence and evolution of a crack in the cladding. In regard to fuels for research reactors, the code solves a threedimensional domain consisting of the fissile material (which may be monolithic or dispersed) and the cladding (which may be of Aluminium or Zircaloy). DIONISIO participated with very good results in different international intercomparisons of fuel codes for power reactors. The code results were compared with more than 34 experiments obtained from the International Atomic Energy Agency data base. The version of research reactors was contrasted against controlled experiments and other similar codes with highly satisfactory results.