Modeling Three-Dimensional Deformation Mechanisms in CANDU Reactor Fuel Elements

Abstract

The horizontal orientation of nuclear fuel elements in CANDU reactors presents some unique challenges when it comes to modeling their performance and behaviour under reactor operating conditions. The elements can undergo two different three-dimensional deformation mechanisms during operation: bow and sag. Bowing is the deflection of the fuel elements due to temperature gradients developed across the diameter, and sagging is the deformation at high temperatures due to the self weight of the element. Quantifying these deflections will help determine if element-to-element or element-to-pressure tube contact may occur during reactor operation, possibly causing sheath failure or pressure tube rupture under certain accident conditions. This thesis assesses the feasibility, for CANDU reactor fuel elements, of using the state-of-the-art MOOSE computational framework developed at the Idaho National Laboratory for modeling these three-dimensional deformation mechanisms. This work is the first use of the MOOSE framework in Canada. An application is developed upon the MOOSE framework called HORSE (HORizontal nuclear fuel Simulation Environment) for modeling CANDU fuel. Using HORSE, models are developed that examine the contact capabilities within the framework in two and three dimensions. In addition models are constructed that predict fuel performance, the flexural rigidity of an element, and the thermal bowing behaviour in three dimensions. Assessment and comparison of results against industry codes, numerical models, and analytical solutions are presented. The capabilities of the framework for predicting flexural rigidity and thermal bowing are also discussed. These comparisons demonstrate the potential of the MOOSE framework for developing these complex models. Some additional development of the contact algorithms and inclusion of more nuclear phenomena is required to improve the accuracy for horizontal fuel.

L’orientation horizontale des éléments de combustible nucléaire dans les réacteurs CANDU implique certains défis uniques quant à la modélisation de leur performance et de leur comportement dans les conditions d’exploitation du réacteur. Les éléments sont soumis à deux différents mécanismes de déformation durant l’exploitation: le fléchissement et l’affaissement. Le fléchissement est la déviation des éléments de combustible due aux gradients de température qui se produisent le long du diamètre, et l’affaissement est la déformation à hautes températures causée par le poids même de l’élément. La quantification de ces déflexions devrait aider à déterminer si le contact élément-à-élément ou élément-à-tube de force peut se produire durant l’exploitation du réacteur, et devenir une cause possible de la défaillance des gaines de combustible ou de la rupture du tube de force selon certaines conditions d’accident.

Cette thèse évalue la possibilité d’utiliser pour les éléments de combustible du réacteur nucléaire CANDU le logiciel MOOSE développé au Idaho National Laboratory et présentement utilisé pour la modélisation en trois dimensions de ces mécanismes de déformation. Cette recherche est la première utilisation de la structure du logiciel MOOSE au Canada. On a développé une application dans la structure de MOOSE appelée HORSE (“HORizontal nuclear fuel Simulation Environment”) pour la modélisation du combustible CANDU. À l’aide de HORSE, on a développé des modèles qui examinent les possibilités de contact dans la structure en deux et trois dimensions. De plus, des modèles ont été construits pour prédire la performance du combustible, la rigidité d’un élément de combustible quant à la flexion, et le comportement en fléchissement thermique en trois dimensions. On présente l’évaluation et la comparaison des résultats de ce modèle avec ceux des codes industriels, des modèles numériques et de solutions analytiques. Les capacités de la structure pour la prédiction de la rigidité d’un élément de combustible quant à la flexion et du fléchissement thermique font aussi l’objet d’une discussion. Ces comparaisons démontrent le potentiel de la structure de MOOSE pour le développement de ces modèles complexes. Quelques additions au développement d’algorithmes pour traiter le contact et l’inclusion de phénomènes nucléaires additionnels sont nécessaires pour améliorer la précision des résultats pour l’élément de combustible horizontal.