The sheath of a nuclear fuel element is an important barrier to prevent fission product release in nuclear reactors. During increases in power the fuel sheath can be compromised due to iodine-induced Stress Corrosion Cracking (SCC). A mechanistic model of this process would assist in better characterizing operating margins and informing future changes in fuel manufacturing and design.

This thesis develops a new model for SCC in nuclear fuel using the COMSOL finite element analysis platform. It builds on the model of Kleczek and Lewis, previously developed at Royal Military College of Canada (RMCC). The fuel performance model FAST has been integrated into the model to provide mechanical analysis of the fuel sheath. The iodine transport methodology of the Kleczek/Lewis model has been modified to utilize the more robust diffusion model in FAST, and a surface multiplier term has been derived to equate predicted iodine release rates with measured release rate from in-reactor sweep gas tests.

A fracture mechanics analysis has been implemented using threshold stress intensity values and crack growth rates reported in literature. A correlation to predict crack initiation has been derived by mechanical analysis of a database of power histories with known SCC defects. This correlation is based on the change in sheath hoop strain during a power ramp and is shown to be more accurate at discerning failure vs. non-failure than the correlations used in the previous Kleczek/Lewis model.

Failure time prediction of the model is compared against power ramp test FFO-104 performed at the NRX reactor. Under prediction of failure time is explored in a series of sensitivity studies to suggest areas for further development. Together, these model improvements represent a step forward in the mechanistic modelling of SCC in nuclear fuel.

La gaine d’un élément de combustible nucléaire constitue une barrière importante pour empêcher le relâchement des produits de fission dans le réacteur. Durant des hausses de la puissance, la gaine du combustible peut être affectée par la fissuration par corrosion induite par l’iode (FCII). Un modèle mécanique de ce processus contribuerait à une meilleure caractérisation des marges opérationnelles et à suggérer des changements futurs dans la fabrication et la conception du combustible.

Cette thèse développe un nouveau modèle de la fissuration par corrosion dans le combustible nucléaire et utilise la plateforme COMSOL pour l’analyse par éléments finis. Ce modèle est basé sur le modèle de fissuration par corrosion induite par l’iode de Kleczek et Lewis, développé dans le passé au CMRC. Le code de performance du combustible FAST a été intégré au modèle afin de d’effectuer l’analyse mécanique de la gaine du combustible. La méthodologie du transport de l’iode dans le modèle FCII a été modifiée afin d’utiliser le modèle de diffusion dans FAST qui est plus robuste, et un terme de multiplication de surface a été dérivé pour rendre les taux de relâchement de l’iode prédits égaux aux taux de relâchement mesurés à partir de tests de balayage de gaz dans le réacteur.

On a mis en œuvre une analyse de la mécanique de fissuration utilisant des valeurs des seuils de l’intensité de la contrainte mécanique et des taux de croissance des fissures rapportés dans la littérature. Une analyse mécanique d’une base de données d’historiques de puissance ayant des défaillances connues dues aux fissures par corrosion a permis d’établir une corrélation pouvant prédire le début de la fissuration. Cette corrélation est basée sur le changement de contrainte circonférentielle lors d’une montée en puissance et a été démontrée comme étant plus précise à discerner les défaillances des non-défaillances que les corrélations utilisées dans le modèle FCII précédent.

On a comparé le temps de défaillance prédit par le modèle à celui du test de montée en puissance FFO-104. La sous-prédiction du temps de défaillance est explorée dans une série d’études de sensitivité afin de suggérer des domaines pour développement futur. Ensemble, ces améliorations au modèle représentent un pas en avant pour la modélisation mécanique de la fissuration par corrosion dans le combustible nucléaire.