Reflection on the ductility of irradiated zircaloy-4 fuel rod cladding

摘要

An approach is presented that allows the computational determination of the ductility of irradiated zircaloy-4 cladding by transferring experimental results yielded under conditions atypical for normal power operation to typical loadings encountered in an usual pressurized water reactor. The transfer bases on a damage function that describes the gradual development of material separations during the cladding creep in the reactor. The numerical values of the needed equation parameters are derived from experimental results. Creep and damage evolutions are coupled leading to a simultaneous computation of both processes. The calculations indicate that the minimum strains that irradiated cladding material can accommodate are greater than 5 % under pure pressure loading up to hoop stresses of 100 MPa and greater 7% when fuel swelling corresponding to a linear rod power of maximum 400 W/cm dictates the creep.%Es wird eine Methode zur rechnerischen Bestimmung der Duktilit?t von bestrahlten Zirkaloy-4 Hüllrohren durch die übertragung von Versuchsergebnissen, die unter für den normalen Leistungsbetrieb atypischen Bedingungen gewonnen wurden, auf typische Belastungen in einem üblichen Druckwasserreaktor dargestellt. Die übertragung beruht auf einer Schadensfunktion, die die allm?hliche Entwicklung von Materialtrennungen w?hrend des Hüllrohrkriechens im Reaktor beschreibt. Die numerischen Werte der ben?tigten Gleichungsparameter werden aus Versuchsergebnissen abgeleitet. Die Kriech- und Schadensentwicklungen sind gekoppelt, woraus eine simultane Berechnung beider Vorg?nge folgt. Die Berechnungen deuten darauf hin, dass die Mindestdehnungen, die bestrahltes Hüllrohrmaterial aufnehmen kann, unter reiner Druckbelastung bis zu Umfangsspannungen von 100 MPa gr??er 5 % sind und gr??er 7 %, wenn das Kriechen durch Brennstoffschwellen entsprechend Stabl?ngenleistungen von maximal 400 W/cm bestimmt wird.