A causa imediata do acidente na usina nuclear de Fukushima Daiichi de março de 2011 foi o derretimento do núcleo do reator. Durante este processo, o zircônio do revestimento do combustível reagiu com a água, produzindo uma grande quantidade de hidrogênio. Esse hidrogênio, combinado com os materiais radioativos voláteis, vazou do vaso de contenção e entrou no edifício de reator, resultando em explosões. No passado, o aço inoxidável foi utilizado como revestimento em muitos reatores de água pressurizada (PWR), e seu desempenho sob irradiação foi excelente; entretanto, o aço inoxidável foi substituído por uma liga à base de zircônio como material de revestimento, principalmente devido à sua mais baixa seção de choque de absorção de nêutrons. Hoje, o revestimento de aço inoxidável aparece novamente como uma possível solução para problemas de segurança relacionados a explosão e a produção de hidrogênio. O objetivo desta tese de doutorado é discutir o desempenho sob irradiação de varetas combustíveis usando aço inoxidável como material de revestimento. Os resultados mostram que varetas de aço inoxidável exibem temperaturas mais baixas no combustível e maiores larguras da folga pastilha-revestimento do que as varetas revestidas por Zircaloy e essa folga não fecha durante a irradiação. O desempenho térmico das duas varetas combustíveis é muito semelhante, e a penalidade de maior absorção de nêutrons em razão do uso de aço inoxidável pode ser compensada pela combinação de um pequeno aumento no enriquecimento do U-235 e modificações no tamanho do espaçamento entre as varetas combustíveis. / The immediate cause of the accident at the Fukushima Daiichi nuclear plant in March 2011 was the meltdown of the reactor core. During this process, the zirconium cladding of the fuel reacts with water, producing a large amount of hydrogen. This hydrogen, combined with volatile radioactive materials leaked from the containment vessel and entered the building of the reactor, resulting in explosions. In the past, stainless steel was used as the coating in many pressurized water reactors (PWR) under irradiation and their performance was excellent, however, the stainless steel was replaced by a zirconium-based alloy as a coating material mainly due to its lower section shock-absorbing neutrons. Today, the stainless steel finish appears again as a possible solution for security issues related to the explosion and hydrogen production. The objective of this thesis is to discuss the performance under irradiation of fuel rods using stainless steel as a coating material. The results showed that stainless steel rods exhibit lower temperatures and higher fuel pellet width of the gap - coating the coated rods Zircaloy and this gap does not close during the irradiation. The thermal performance of the two fuel rods is very similar, and the penalty of increased absorption of neutrons due to the use of stainless steel can be offset by the combination of a small increase in the enrichment of U- 235 and changes in the size of the spacing between the fuel rods.

A causa imediata do acidente na usina nuclear de Fukushima Daiichi de março de 2011 foi o derretimento do núcleo do reator. Durante este processo, o zircônio do revestimento do combustível reagiu com a água, produzindo uma grande quantidade de hidrogênio. Esse hidrogênio, combinado com os materiais radioativos voláteis, vazou do vaso de contenção e entrou no edifício de reator, resultando em explosões. No passado, o aço inoxidável foi utilizado como revestimento em muitos reatores de água pressurizada (PWR), e seu desempenho sob irradiação foi excelente; entretanto, o aço inoxidável foi substituído por uma liga à base de zircônio como material de revestimento, principalmente devido à sua mais baixa seção de choque de absorção de nêutrons. Hoje, o revestimento de aço inoxidável aparece novamente como uma possível solução para problemas de segurança relacionados a explosão e a produção de hidrogênio. O objetivo desta tese de doutorado é discutir o desempenho sob irradiação de varetas combustíveis usando aço inoxidável como material de revestimento. Os resultados mostram que varetas de aço inoxidável exibem temperaturas mais baixas no combustível e maiores larguras da folga pastilha-revestimento do que as varetas revestidas por Zircaloy e essa folga não fecha durante a irradiação. O desempenho térmico das duas varetas combustíveis é muito semelhante, e a penalidade de maior absorção de nêutrons em razão do uso de aço inoxidável pode ser compensada pela combinação de um pequeno aumento no enriquecimento do U-235 e modificações no tamanho do espaçamento entre as varetas combustíveis. / The immediate cause of the accident at the Fukushima Daiichi nuclear plant in March 2011 was the meltdown of the reactor core. During this process, the zirconium cladding of the fuel reacts with water, producing a large amount of hydrogen. This hydrogen, combined with volatile radioactive materials leaked from the containment vessel and entered the building of the reactor, resulting in explosions. In the past, stainless steel was used as the coating in many pressurized water reactors (PWR) under irradiation and their performance was excellent, however, the stainless steel was replaced by a zirconium-based alloy as a coating material mainly due to its lower section shock-absorbing neutrons. Today, the stainless steel finish appears again as a possible solution for security issues related to the explosion and hydrogen production. The objective of this thesis is to discuss the performance under irradiation of fuel rods using stainless steel as a coating material. The results showed that stainless steel rods exhibit lower temperatures and higher fuel pellet width of the gap - coating the coated rods Zircaloy and this gap does not close during the irradiation. The thermal performance of the two fuel rods is very similar, and the penalty of increased absorption of neutrons due to the use of stainless steel can be offset by the combination of a small increase in the enrichment of U- 235 and changes in the size of the spacing between the fuel rods.

With a growing share of intermittent electrical energy sources in the national grid of Sweden, areview of the safety of using nuclear power for flexible operation is necessary. Today nuclearpower is used as base load power and when examining challenges of flexible power operation,the risk for Pellet-Cladding Interaction (PCI), stands out. Vattenfall Nuclear Fuel lack a methodof calculating the PCI risk which this study will develop. It does this by mapping the risk for PCIthrough calculating power increase margins, in terms of ΔLHGR for full and flexible poweroperation. The results show that cladding strain for all simulated power levels is the limitingfactor. The time at which fuel remain at reduced power also has a large impact and the speed atwhich the PCI margin deteriorates has been calculated. Data from Westinghouse show that theresults compare relatively well for similar experimental set ups with some systemicconservatism. The automated library of code can be easily used to calculate the PCI risk for fuelin the future. The risk for PCI when returning to fuel power, per a Westinghouse conferencepaper, significantly reduces and should be investigated with the use of provided code. Possiblelimits with this study, however unquantified, are the use of 100 W/cm transient speed and theuse of full power axial profiles for reduced power operation in simulations.