Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС
An analysis of available data on the conditions for the initiation of delayed hydride cracking (DHC) as one of the mechanisms that can cause integrity loss of fuel zirconium cladding under dry storage conditions was performed. Based on the available experimental values for different zirconium alloy...
Gespeichert in:
| Datum: | 2025 |
|---|---|
| Hauptverfasser: | , , , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2025
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1280 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1280 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2025-09-29T07:02:39Z |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Zuyok, V. Kostenevych, O. Milenin, O. Makhnenko, O. Tretyakov, M. Hrudnytskyi, V. Lytovchenko, S. |
| spellingShingle |
Zuyok, V. Kostenevych, O. Milenin, O. Makhnenko, O. Tretyakov, M. Hrudnytskyi, V. Lytovchenko, S. Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС |
| author_facet |
Zuyok, V. Kostenevych, O. Milenin, O. Makhnenko, O. Tretyakov, M. Hrudnytskyi, V. Lytovchenko, S. |
| author_sort |
Zuyok, V. |
| title |
Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС |
| title_short |
Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС |
| title_full |
Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС |
| title_fullStr |
Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС |
| title_full_unstemmed |
Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС |
| title_sort |
оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів е110 та zirlo за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у вбк ссвяп вп заес |
| title_alt |
Assessing the Possibility of Delayed Hydride Cracking in Fuel Cladding Made of E110 and ZIRLO Alloys under Thermal Impact in the Implementation of the Technology for Spent Fuel Storage in VCCs at the ZNPP DSFSF Site |
| description |
An analysis of available data on the conditions for the initiation of delayed hydride cracking (DHC) as one of the mechanisms that can cause integrity loss of fuel zirconium cladding under dry storage conditions was performed. Based on the available experimental values for different zirconium alloy grades, a recommendation was made to use 5.0±2,5 MPa·m1/2 as a conservative critical value for the stress intensity factor in the vicinity of a crack, whose exceeding may result in DHC.
Stresses arising in the fuel cladding can be caused by mechanical interaction between the fuel pellet and the cladding, pressure created by gaseous fission products (GFPs) under the cladding, and residual stresses in the weld joint zone. In the implementation of the dry storage technology, the maximum reduction in the radial gap between the fuel pellet and the cladding does not exceed 2.2 μm (for E110 cladding at a GFP pressure of 2.85 MPa), which is less than the minimum initial gap typical for irradiated fuel rods (15 μm). Therefore, it was concluded that the formation/growth of stresses in the fuel cladding, which could cause DHC initiation due to mechanical contact between the fuel pellet and the cladding, can be disregarded.
Using the VERLIFE methodology, the stress intensity factor (KI) was calculated for the maximum permissible size (depth) of a postulated internal crack in the nuclear power industry, which is 0.25 of its thickness. This size is greater than the maximum fretting wear (10%) of the fuel cladding and is therefore more conservative.
The set of calculations enabled to conclude that under thermal impact in the implementation of the dry storage technology, which includes vacuum drying followed by filling the Multi-Purpose Canister (MPC) with helium until a steady state is reached at a temperature of 350 °C, and during long-term storage of spent nuclear fuel (SNF) in the Ventilated Concrete Casks (VCCs) at the Dry Spent Fuel Storage Facility (DSFSF) site under normal conditions, due to the internal pressure under the cladding (GFPs, pellet), DHC will not be initiated, since the maximum calculated KI value for rods with E110 and ZIRLO alloy claddings is 1.81 MPa·m1/2, which is typical for ZIRLO alloy cladding at the vacuum drying stage (436 °C) and does not exceed the conservative critical value KIC = 5.0±2,5 MPa·m1/2. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2025 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1280 |
| work_keys_str_mv |
AT zuyokv assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT kostenevycho assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT milenino assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT makhnenkoo assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT tretyakovm assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT hrudnytskyiv assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT lytovchenkos assessingthepossibilityofdelayedhydridecrackinginfuelcladdingmadeofe110andzirloalloysunderthermalimpactintheimplementationofthetechnologyforspentfuelstorageinvccsattheznppdsfsfsite AT zuyokv ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes AT kostenevycho ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes AT milenino ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes AT makhnenkoo ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes AT tretyakovm ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes AT hrudnytskyiv ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes AT lytovchenkos ocínkamožlivostíviniknennâspovílʹnenogogídridnogoroztrískuvannâvobolonkahpalivnihstrižnívzísplavíve110tazirlozatermíčnogovplivupídčasrealízacíítehnologíízberígannâvídpracʹovanihteplovidílʹnihzbírokuvbkssvâpvpzaes |
| first_indexed |
2025-09-30T01:35:20Z |
| last_indexed |
2025-09-30T01:35:20Z |
| _version_ |
1845918359418306560 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-12802025-09-29T07:02:39Z Assessing the Possibility of Delayed Hydride Cracking in Fuel Cladding Made of E110 and ZIRLO Alloys under Thermal Impact in the Implementation of the Technology for Spent Fuel Storage in VCCs at the ZNPP DSFSF Site Оцінка можливості виникнення сповільненого гідридного розтріскування в оболонках паливних стрижнів зі сплавів Е110 та ZIRLO за термічного впливу під час реалізації технології зберігання відпрацьованих тепловидільних збірок у ВБК ССВЯП ВП ЗАЕС Zuyok, V. Kostenevych, O. Milenin, O. Makhnenko, O. Tretyakov, M. Hrudnytskyi, V. Lytovchenko, S. An analysis of available data on the conditions for the initiation of delayed hydride cracking (DHC) as one of the mechanisms that can cause integrity loss of fuel zirconium cladding under dry storage conditions was performed. Based on the available experimental values for different zirconium alloy grades, a recommendation was made to use 5.0±2,5 MPa·m1/2 as a conservative critical value for the stress intensity factor in the vicinity of a crack, whose exceeding may result in DHC. Stresses arising in the fuel cladding can be caused by mechanical interaction between the fuel pellet and the cladding, pressure created by gaseous fission products (GFPs) under the cladding, and residual stresses in the weld joint zone. In the implementation of the dry storage technology, the maximum reduction in the radial gap between the fuel pellet and the cladding does not exceed 2.2 μm (for E110 cladding at a GFP pressure of 2.85 MPa), which is less than the minimum initial gap typical for irradiated fuel rods (15 μm). Therefore, it was concluded that the formation/growth of stresses in the fuel cladding, which could cause DHC initiation due to mechanical contact between the fuel pellet and the cladding, can be disregarded. Using the VERLIFE methodology, the stress intensity factor (KI) was calculated for the maximum permissible size (depth) of a postulated internal crack in the nuclear power industry, which is 0.25 of its thickness. This size is greater than the maximum fretting wear (10%) of the fuel cladding and is therefore more conservative. The set of calculations enabled to conclude that under thermal impact in the implementation of the dry storage technology, which includes vacuum drying followed by filling the Multi-Purpose Canister (MPC) with helium until a steady state is reached at a temperature of 350 °C, and during long-term storage of spent nuclear fuel (SNF) in the Ventilated Concrete Casks (VCCs) at the Dry Spent Fuel Storage Facility (DSFSF) site under normal conditions, due to the internal pressure under the cladding (GFPs, pellet), DHC will not be initiated, since the maximum calculated KI value for rods with E110 and ZIRLO alloy claddings is 1.81 MPa·m1/2, which is typical for ZIRLO alloy cladding at the vacuum drying stage (436 °C) and does not exceed the conservative critical value KIC = 5.0±2,5 MPa·m1/2. Проведено аналіз наявних даних щодо умов виникнення сповільненого гідридного розтріскування (СГР) як одного з механізмів, що може призвести до розгерметизації цирконієвої оболонки паливних стрижнів (ТВЕЛ, ПЕЛ) під час сухого зберігання. З огляду на наявні експериментальні значення для різних марок цирконієвого сплаву, зроблено рекомендацію як консервативне порогове значення коефіцієнта інтенсивності напружень в околі тріщини, перевищення якого може привести до виникнення СГР, використовувати 5,0±2,5 MПа·м1/2. Напруження, що виникають в оболонках паливних стрижнів, можуть бути зумовлені механічною взаємодією паливної таблетки та оболонки, тиском, який створюють газоподібні продукти поділу під оболонкою, та залишковими напруженнями в ділянці зварного з’єднання. У процесі реалізації технології сухого зберігання, максимальне зменшення радіального зазору паливна таблетка-оболонка не більше 2,2 мкм (для оболонок з Е110 за тиску газоподібних продуктів поділу (ГПП) 2,85 МПа), що менше мінімального вихідного зазору характерного для опромінених паливних стрижнів (15 мкм), тому зроблено висновок, що утворення / зростання напружень в оболонці паливного стрижня, які можуть призвести до виникнення явища СГР унаслідок механічного контакту паливна таблетка – оболонка, можна не розглядати. За допомогою методики VERLIFE проведено розрахунок коефіцієнта інтенсивності напружень (КІ) для максимально прийнятого в атомній енергетиці розміру (глибини) постульованої внутрішньої тріщини 0,25 від її товщини, що більше, ніж максимальне фретінг-зношення (10 %) паливної оболонки, а отже, є більш консервативним. Проведений комплекс розрахунків дозволив зробити висновок, що у разі термічного впливу під час реалізації технології сухого зберігання, що охоплює вакуумне сушіння з наступним заповненням багатомісного герметичного кошику гелієм до виходу на стаціонарний режим за температури 350 °С та під час тривалого зберіганні відпрацьованих тепловидільних збірок (ВТВЗ) у вентильованих бетонних контейнерах (ВБК) сухого сховища відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП) за нормальних умов, завдяки внутрішньому тиску на оболонку (ГПП, таблетка) СГР не виникатиме, оскільки максимальне розраховане значення KI для стрижнів з оболонками зі сплавів Е110 та ZIRLO становить 1,81 МПа·м1/2, та характерне для оболонок зі сплаву ZIRLO на етапі вакуумного сушіння (436 °С), що не перевищує консервативне порогове значення KIH = 5,0 ± 2,5 МПа·м1/2. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2025-09-29 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1280 10.32918/nrs.2025.3(107).07 Nuclear and Radiation Safety; No 3(107) (2025): Nuclear and Radiation Safety; 76-85 Ядерна та радіаційна безпека; № 3(107) (2025): Ядерна та радіаційна безпека; 76-85 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/1280/924 Авторське право (c) 2025 V. Zuyok, O. Kostenevych, O. Milenin, O. Makhnenko, M. Tretyakov, V. Hrudnytskyi, S. Lytovchenko |