Integridad estructural de vainas de combustible nuclear en condiciones de almacenamiento temporal en seco

Las vainas de combustible nuclear son tubos de pared delgada que sirven para confinar las pastillas cerámicas del combustible y los productos de fisión generados. En esta tesis doctoral se estudia como se ven afectadas las propiedades mecánicas y el comportamiento en rotura de las vainas de combustible nuclear en función de la cantidad de hidrógeno que contienen. Las vainas sobre las que se ha realizado el estudio son de una aleación de circonio denominada Zirlo®, material utilizado actualmente en los elementos combustibles de los reactores de agua ligera a presión (PWR) del parque nuclear español. Se empleó un procedimiento de carga catódica en medio básico para introducir cantidades controladas de hidrógeno en las vainas de zirlo. Mediante un tratamiento térmico posterior, el hidrógeno se distribuyó homogéneamente en las vainas en forma de hidruros circunferenciales. De esta manera se prepararon muestras con 150, 250, 500, 1200 y 2000 ppm de hidrógeno. En algunas etapas del ciclo de combustible, como por ejemplo durante el almacenamiento temporal en seco o durante transitorios de potencia, las vainas se encuentran sometidas a elevadas solicitaciones mecánicas en la dirección anular. Debido a su proceso de fabricación las vainas son anisótropas, por lo que sus propiedades mecánicas en la dirección circunferencial no coinciden con las axiales. Por ello es preciso caracterizar el comportamiento mecánico y en rotura de las vainas en dirección circunferencial. En esta tesis se realizaron dos tipos de ensayos para lograr este objetivo: el ensayo de tracción en anillo y el ensayo de compresión diametral. Los ensayos de tracción en anillo se efectuaron a 20 y 300 ºC, sobre muestras en estado de recepción (0 ppm de hidrógeno) e hidruradas con las cantidades de hidrógeno anteriormente citadas. Se realizó la modelización numérica del ensayo mediante el método de los elementos finitos. Se ha propuesto un novedoso proceso iterativo para la obtención de la ecuación constitutiva del material en la dirección circunferencial a partir de los registros experimentales carga-desplazamiento del ensayo de tracción en anillo. Los ensayos de compresión diametral fueron realizados a 20 y a 300 ºC, con probetas con los mismos contenidos de hidrógeno que en el ensayo de tracción en anillo. Se desarrolló un modelo un numérico, mediante el método de los elementos finitos, para ajustar los ensayos realizados a 20 ºC. Con el objetivo de conocer el comportamiento en rotura de las vainas, se implementó la teoría de la fisura cohesiva en dicho modelo. A partir de los registros experimentales carga-desplazamiento de los ensayos de compresión diametral se ha obtenido la tenacidad de fractura de las vainas en función del contenido de hidrógeno a 20 ºC. Se trata de una aportación muy valiosa y absolutamente original. ABSTRACT The nuclear fuel pellets and the fission products are contained in thin-walled zirconium tubes, known as nuclear fuel cladding. The effect of the hydrogen content on the mechanical properties and fracture behaviour of nuclear fuel cladding was studied in this Doctoral Thesis. The claddings used for this study are made of a zirconium alloy called ZIRLO®. This alloy is currently used in the Pressure Light Water Reactors (PWR) in the spanish nuclear power plants. Cathodic charge was employed to introduce controlled amounts of hydrogen inside the cladding samples. The hydrogen was homogeneously distributed and precipitated as circunferencial hydrides by a subsequent thermal treatment. In this way, samples with 150, 250, 500, 1200 and 2000 ppm of hydrogen were prepared. In some stages of the fuel cycle, i.e. during the dry storage or during power transients, the claddings are subjected to high mechanical stress in the hoop direction. As a consequence of the manufacturing process, the cladding is anisotropic: the mechanical properties in the hoop direction are different from the axial ones. For this reason, it is necessary to characterize the mechanical and fracture behaviour of the cladding along the hoop direction. Two kind of tests were performed to achieve this goal in this thesis: ring tensile tests and ring compression tests. The ring tensile tests were performed at 20 and 300 ºC in as-received samples (0 ppm of hydrogen) and hydrided with the above mentioned hydrogen concentrations. A 3D finite element model was developed to simulate the ring tensile test. An original iterative process was proposed to obtain the stress-strain curve in the hoop direction from the experimental load-displacement curves. The ring compression tests were performed at 20 and 300 ºC. The samples were charged with the same hydrogen contents as in the case of the ring tensile tests.