With the age of many nuclear power plants either reaching or approaching the end of their design life, the effects of aging phenomena on both plant performance and safety analysis has become more of an interest to regulators and nuclear energy corporations. Although aging effects were considered individually in design and manufacturing, the rate and integrated impact on safety analysis is greater than expected.

One particular fuel channel interaction of interest under abnormal conditions is fuel element to pressure tube contact. Elements in a CANDU® fuel bundle can deform (i.e., deflect or bow) during their residence in the fuel channel by thermally-induced phenomena. Under nominal design conditions, these deflections are small and pose minimal risk to fuel channel integrity. However, as the pressure tube ages with operational life, the diameter of the pressure tube begins to creep. As a result, the fuel channel geometry experiences a change in shape, which allows more coolant flow over the fuel bundle rather than through the subchannels. This increased flow by-pass will alter the critical heat flux which directly impacts where and when dryout will occur on the bundle. Under post-dryout conditions, deteriorated heat transfer can agitate these thermal phenomena to produce larger deflections, which may pose an increased risk to fuel and fuel channel integrity.

To prevent dryout in CANDU reactors, conservative parameters are used for the trip parameter acceptance criteria as stated in CNSC regulatory guide G-144. Limited in-reactor experiments have indicated that operational margins exist when compared to those stated in G-144. A 3-D model utilizing the finite-element method to examine fuel deformation under post-dryout heat transfer conditions could be used as a tool to help better understand the effects of thermally-induced phenomena. A one-way coupled thermal-mechanical model is developed to simulate the deformation behaviour of a fuel element in contact with the pressure tube at the onset of dryout. The methodology and approach used for the model development and studies performed as part of the verification are presented.

Results obtained from this thesis conclude that the outer fuel element (FE) bearing pads play a significant role in reducing the extent of thermally driven deformation when the fuel element is positioned in contact with the pressure tube (PT). For a drypatch with a maximum sheath temperature of roughly 800°C located in-between the center and end bearing pad free span length, contact was not observed between the fuel element and pressure tube. Artificially high temperature gradients were used to demonstrate the model’s FE-PT contact capabilities when sufficient thermal driving forces are present. The realised model may be useful for analysing complex thermal conditions under a typical Anticipated Operational Occurrence.

Avec l’âge de plusieurs centrales nucléaires qui atteignent ou s’approchent de la fin de leur vie utile, les effets des phénomènes reliés au vieillissement sur la performance de la centrale et l’analyse de la sûreté représentent un intérêt grandissant pour les responsables de la règlementation et des corporations en énergie nucléaire. Bien que les effets aient été considérés séparément aux étapes de la conception et de la fabrication, leur taux et leur impact intégré sur l’analyse de sûreté sont plus importants que selon les attentes.

Une interaction d’un intérêt particulier au niveau du canal de combustible en conditions anormales est celle du contact entre un élément de combustible et la paroi du tube de force. Les éléments d’une grappe de combustible CANDU peuvent se déformer (i.e. subir une déflexion ou devenir cambré) durant leur temps de résidence dans le canal de combustible à la suite de phénomènes induits thermiquement. Dans des conditions de design nominales, ces déflexions sont petites et ne représentent que des risques minimes pour l’intégrité du canal de combustible. Cependant, à mesure que le tube de force vieillit au cours de sa vie utile, le diamètre du tube commence à montrer des signes de fluage. Il en résulte que la géométrie du canal de combustible subit un changement dans sa forme ce qui permet à plus de caloporteur de s’écouler au-dessus de la grappe de combustible plutôt qu’à l’intérieur des sous-canaux. Ce contournement accru du flux de caloporteur va causer un changement du flux calorifique critique qui a un impact direct sur où et quand l’assèchement va se produire dans la grappe. Dans de telles conditions de post-assèchement, le transfert de chaleur réduit peut exacerber ces phénomènes thermiques au point de produire des déflexions encore plus importantes qui peuvent causer des risques accrus pour l’intégrité du combustible et du canal de combustible.

Afin de prévenir l’assèchement dans les réacteurs CANDU, on utilise des valeurs conservatrices pour les paramètres d’acceptation du déclenchement de l’arrêt du réacteur comme il est énoncé dans le guide G-144 de règlementation de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Des expériences en-pile limitées ont indiqué que des marges opérationnelles existent lorsque comparées à celles énoncées dans le document G-144. Un modèle 3-D basé sur une méthode par éléments finis pour examiner la déformation du combustible dans des conditions de transfert de chaleur post-assèchement peut être utilisé comme un outil pour aider à une meilleure compréhension des effets de phénomènes induits thermiquement. On a développé un modèle couplé thermique-mécanique à sens unique pour simuler le comportement de déformation d’un élément de combustible en contact avec le tube de force au début de l’assèchement. On présente la méthodologie et l’approche utilisées pour le développement de ce modèle et les études effectuées pour une partie de la vérification.

Les résultats obtenus de cette thèse permettent de conclure que les tampons d’appui jouent un rôle significatif dans la réduction de l’ampleur de la déformation induite thermiquement lorsque l’élément de combustible est placé en contact avec le tube de force. Pour une région sèche avec une température maximum de 800˚C pour la gaine située dans l’espace libre de tampon d’appui entre les tampons situés au centre et près des extrémités de la grappe, on n’a pas observé de contact entre l’élément de combustible et le tube de force. On a utilisé des gradients de température artificiellement élevés pour démontrer les capacités du modèle de prédire le contact entre l’élément de combustible et le tube de force lorsque des forces motrices thermiques suffisantes sont en présence. Le modèle ainsi réalisé peut être utile pour l’analyse de conditions thermiques complexes lors d’une occurrence opérationnelle anticipée.