专利名称:核反应堆的运行方法以及核燃料棒包壳的特殊合金用于减少芯块/包壳相互作用所导致 ...的制作方法
技术领域：
本发明涉及用于发电的核反应堆的运行方法，所述反应堆包括装载有组件的堆芯，该组件包括核燃料棒，至少一根燃料棒是下述这种类型的，其包括-锆基合金的包壳，以及-以氧化铀为基础的核燃料芯块，这些芯块堆积在包壳内。
举例来说，本发明用于压水堆(PWR)，但不排除用于其它类型的反应堆。
背景技术：
WO-02/45 096描述了上述类型的燃料棒。这篇文献特别描述了将氧化铬Cr2O3用作燃料芯块的添加剂，以便促进燃料芯块的热蠕变性和降低包壳由于芯块/包壳相互作用现象而被损害的风险。
燃料棒包壳是保持裂变产物的第一道屏障，另一道屏障由反应堆容器和它的混凝土室组成。
因此，在正常运行(所谓一级工况)和事故运行(所谓二级工况)期间，必须确保包壳对裂变产物的密封性。
在与二级工况相应的功率瞬变过程中，燃料的局部功率可达到额定功率的2-3倍。这种功率的急速增加致使芯块显著膨胀。由于芯块的热膨胀大于包壳的热膨胀，因而导致包壳由于芯块而处于拉伸的状态并且包壳内表面应力增大。这些应力依靠蠕变逐渐释放。而且，这种机械负荷在由于裂变产物例如碘造成的侵蚀性化学环境中产生，该裂变产物在功率瞬变过程中由燃料释放。
这就是所谓的芯块包壳相互作用(PCI)，一种可以导致包壳破裂的现象。
基于安全原因，这样的包壳破裂是不允许的，因为它会使裂变产物释放到反应堆冷却系统中。
正如对在试验堆中因PCI破裂的燃料棒所作的大量试验所表明的，破裂风险不可否认地局限于径向(在包壳的内表面上)，轴向(在芯块间平面中)和角向(燃料芯块初始径向裂纹的相对面)。
在高功率下，燃料和包壳之间的径向位移差以及芯块的径向过位移在芯块的端部增大(由燃料径向热梯度导致的芯块变形)。因而在包壳内表面有高的应力水平，该水平可能超过构成包壳的材料(通常是Zircaloy-4)的弹性限值，这样就损害了包壳。
在正常运行工况下受照射期间，这种机械负载在芯块间平面上以及在包壳与燃料芯块破裂产生的初始径向裂纹边界之间的接触点上甚至更大。此外，芯块中的高温度水平助长了裂变产物例如碘的释放，该裂变产物压缩在包壳内表面上，优先在芯块间平面上(较不热的区域)和燃料的初始径向裂纹的相对面(裂变气体排出的优选路径)。
当包壳由于PCI而破裂时，包壳发生裂纹而裂变气体可能污染冷却系统。
Cr2O3作为装填在Zircaloy-4包壳中的燃料芯块添加剂掺杂质的使用已经发现对PCI是有利的。
然而，由于PCI的破裂风险仍然没有相当大程度的降低，以致采用这种类型燃料棒的反应堆的操作灵活性维持在过低的水平上。
发明内容因此，本发明的一个目的是通过容许更灵活的核反应堆运行来克服这个问题。
为此目的，本发明涉及用于发电的核反应堆的运行方法，所述反应堆包括装载有组件的堆芯，该组件包括核燃料棒，至少一根核燃料棒是下述这种类型的，其包括-完全再结晶锆基合金的包壳，以质量计该合金含有
·0.8-1.3％铌·100ppm-1700ppm氧·0-35ppm硫·铁和铬和/或钒总计0-7000ppm·0-2％锡·0-70ppm镍·0-100ppm碳，以及·0-50ppm硅除了不可避免的杂质以外，余量为锆，以及-以氧化铀为基础的核燃料芯块，这些芯块堆积在包壳内，在该方法中，对反应堆运行的控制要使得在功率瞬变过程中-核燃料棒的线功率密度保持在低于极限线功率密度，该极限线功率密度大于430W/cm，和/或-核燃料棒的线功率密度变化保持在低于极限变化，该极限变化大于180W/cm。
根据多个具体实施方案，所述方法可以包括一个或多个下列特征，这些特征单独采用或根据任何技术上地可能组合来采用-极限线功率密度大于440W/cm，-极限变化大于200W/cm，-极限变化大于220W/cm，-该合金包括以质量计5-35ppm的硫，-该合金包括总计0.03-0.25％的铁和铬和/或钒，-该合金在低于600℃的温度下进行退火操作，-芯块包括至少一种用于提高芯块热蠕变性的金属氧化物，并且其中极限线功率密度大于590W/cm，-极限线功率密度大于600W/cm，-极限线功率密度大于610W/cm，-极限线功率密度大于620W/cm，-极限变化大于430W/cm，
-极限变化大于440W/cm，-极限变化大于450W/cm，-该金属氧化物是Cr2O3，-芯块包括以质量计1200-2000ppm的Cr2O3，-芯块包括以质量计1450-1750ppm的Cr2O3，-包壳内部在使用前被加压到小于20巴的压力。
本发明还涉及一种用途-在包括以铀为基础的核燃料芯块的堆的燃料棒中，-使用完全再结晶锆基合金的包壳，该合金以质量计含有·0.8-1.3％铌·1000ppm-1700ppm氧·0-35ppm硫·铁和铬和/或钒总计0-7000ppm·0-2％锡·0-70ppm镍·0-100ppm碳，以及·0-50ppm硅除了不可避免的杂质以外，余量为锆，该包壳容纳燃料芯块，-以减少由于芯块/包壳相互作用现象所导致的对包壳的损害。
通过阅读下面参照附图并且仅作为示例提供的说明将更好的理解本发明，其中-图1是可以实施本发明运行方法的核燃料组件的侧视图，-图2是图1所示组件的燃料棒的纵剖面图，-图3是说明图2所示燃料棒的芯块形状的放大的部分示意图，-图4是说明氧化物Cr2O3稳定范围的曲线图，-图5是实施本发明运行方法的核反应堆示意图，并且-图6是说明图5所示反应堆运行范围的示意图。
具体实施方式图1示意性说明了用于压水反应堆的核燃料组件1。水因此起冷却和稳定作用，换句话说，水慢化核燃料产生的中子。
组件1垂直地并且呈直线地沿着纵向方向A延伸。
按常规方式，组件1主要包括核燃料棒3和用于支撑核燃料棒3的结构或骨架5。
支撑骨架5包括-配置在组件1的纵向末端的底部端件7和顶部端件9，-设计用来容纳用于控制和停止核反应堆的束棒(未图示)的导向筒11，以及-用于保持核燃料棒3的格架13。
端件7和9连接到导向筒11的纵向末端。
核燃料棒3在端件7和9之间垂直延伸。
核燃料棒3配置在由格架13保持的基本上成规则的具有方形底部的网格的节点处。有些网格节点被导向筒11占用或者任选地被仪表管占用。
如附图2所描述，每根燃料棒3包括外包壳17，该外包壳17被下端塞19和顶塞21密封，并且容纳着核燃料。
那里堆积着燃料芯块23，芯块23压在下端塞19上。
在顶部的芯块23和顶塞21之间，螺旋状压紧弹簧25配置在包壳17内。
如附图3所描述，每个芯块23具有基本上圆柱体形状，在它的端面和侧面之间具有斜面部分26。
高度/直径比H/D可以是任意值，例如，大约1.6，但也可以更小，例如，大约0.5。
在芯块23和包壳17之间提供径向间隙j，例如在100-300μm之间。
在芯块23接触到包壳17以前为了确保燃料棒3中有良好热交换，燃料棒3进一步充满热传导气体，例如氦气。这些气体的压力也有助于延迟芯块23和包壳17之间的接触，这种接触标志着芯块/包壳相互作用的开始。
在组件1使用前这些气体的压力通常在10-30巴之间。在一个实施方案中，燃料棒3的氦气加压到25巴。在一些变化形式中，燃料棒3的内压少于20巴。
燃料棒23的核燃料例如是浓缩同位素235的二氧化铀(UO2)。
在一个变化形式中，燃料也可以包括铀-钚、铀-钍或铀-稀土基中子毒物(钆、铒)的混合氧化物。特别地，同一组件1的燃料棒3可以有不同的核燃料。
加入少量金属氧化物以便改善燃料的粘塑性能，从而降低PCI现象的影响。
在这种情况下，通过添加氧化铬Cr2O3获得燃料粘塑性能的改善。
例如，利用机械混合可以实现将氧化铬粉末Cr2O3添加到氧化铀粉末中，这样Cr2O3掺杂剂就均匀分布在整个混合物本体中。然后这种混合物可以进行各种操作(预压紧、粒化、球化、润滑)，以在流动和烧结方面改善其性能。润滑步骤可以利用有机产品来实现，如果需要，该有机产品中可含有金属例如锌或铝的化合物。
然后冷压缩混合物以便形成芯块23。
为了促进晶体生长的形成，芯块的烧结是在掺杂剂Cr2O3不会被还原成金属态Cr的这种热力学条件下完成的。
芯块23制造出来以后，Cr2O3添加剂将因此不会被还原。
与Cr/Cr2O3平衡对应的氧电势(KJ/mol)根据温度的变化在附图4中用直线29表示。由于Cr/Cr2O3的稳定范围是在Cr/Cr2O3平衡的直线29上面，因此在实际中选择一种使整个烧结操作期间遵照这个稳定范围的气氛。在附图4中，直线31、33、35和37对应于氢气氛，分别含有以体积计0.05、1、2.5和5％的水。对这些气氛的每一个，氧电势因此是在相应直线31、33、35或37与直线29之间交叉点的坐标。
在实施温度高达1700-1800℃的烧结操作时，使用含量以体积计为1.7-2.5％的氢与水的气体混合物将因此使得Cr2O3相得以保持。
在这种烧结条件下，在UO2基体中晶体生长的形成与Cr2O3在其含量以质量计为750-1500ppm之间时的添加成正比。这种晶粒生长是氧化铬Cr2O3在燃料基体中溶解的直接结果。在以质量计大于1500ppm时，和由于掺杂剂在UO2基体中缺乏溶解，氧化铬在晶界析出，激活了引起晶粒尺寸发生准指数变化的二次晶体生长作用。晶界非常快速的迁移还导致未溶解在UO2基体晶粒中的Cr2O3析出物的离析。
根据所使用的氧化铬Cr2O3含量，并因此根据所产生的微观组织的类型，燃料的蠕变性能得以改变。
在UO2溶解Cr2O3使晶体网络发生变形并使其变硬。然而，这通过促进位错偏移的晶粒尺寸增加所补偿。晶粒越大位错遇到障碍(例如晶界)以前的自由行程越长。相反地，当存在大大过量的不溶解掺杂剂时，基体含有球状和微米级Cr2O3析出物，在该处位错变得被固定。由此导致额外硬化，晶粒尺寸的增加对该硬化没有影响。事实上，氧化铬以质量计大于1750ppm时观察到掺杂燃料蠕变速度的饱和。
实际上，Cr2O3掺杂的最佳含量以质量计为1200-2200ppm。与以浓缩铀为基础的标准燃料相比，保持以质量计为1600±150ppm的含量有利于获得最佳性能，换言之，晶粒尺寸明显增大(大于45μm)和有利于燃料蠕变性能。
芯块23的这种Cr2O3掺杂因此提高了粘塑性能并促进其高温蠕变性。
在二级瞬变过程期间，芯块23的温度可能大大超过1200℃。这个温度对应于铀基燃料的热蠕变激活范围。在该温度影响下，芯块23的材料因此具有流向已压缩的芯块23中央的趋势，并且因此填充凹槽27。从而，保持比较冷(温度低于1000℃)的芯块23侧表面的应力将减少并且芯块23对包壳17的推挤作用也将因而减少。
在二级功率瞬变过程期间，包壳17在芯块23的侧面施加反作用力。由于在燃料内的温度范围，这些侧面保持比较冷并因此保持脆性和易受在包壳17施加的反作用力作用下的微裂纹影响。
因为包壳17反作用力产生的能量不得不在较小空间内消耗，也就是说，当芯块23粘塑性能的改善在燃料内大体积上出现时，微裂纹将出现在更加大的范围内。由于裂纹口较小的开口，这种外围径向微裂纹机理也能够减少包壳17中的局部应力集中。
如此，在瞬变过程期间，芯块23和包壳17的逆反应可被建立，二者均阻碍热源的差示位移的瞬态效应。
基于所有这些理由，芯块23的上述掺杂减少了机械部件因PCI破裂的风险。
而且，它减少了化学部件的这种类型的破裂，因为芯块23具有更大能力来保留裂变气体，例如碘。
掺杂有氧化铬的燃料的晶粒尺寸的增大提高了在UO2基体中保留裂变气体的能力。为了从燃料基体中释放出来，气体原子必须首先从UO2晶粒内扩散到晶界，它们聚集在那里以便形成透镜状气泡。然后，这些晶粒间气泡的相互连接使得气体从燃料基体中扩散。在具有粗晶粒的结构中，从晶粒内向晶界扩散气体的路径被延长，因此释放的气体部分减少。只有裂变气体的扩散系数没有通过添加掺杂物而增加时，这种方法才有效。
在这点上，使用含量以质量计为1600ppm的Cr2O3是特别有利的。而且，气体原子的扩散是以随温度因而也随功率增加的速率来实现的。使用掺杂Cr2O3的具有粗晶粒的燃料提供了更好的保留基体中裂变气体的能力，从而使得能够减少在包壳17的内表面上的侵蚀性裂变产物的浓度，并因而降低由于PCI引起的包壳17破裂的风险。
同样地，气体原子的扩散及其释放随着燃料的燃烧速率的增加而加速。使用掺杂Cr2O3的具有粗晶粒的燃料提供了更好的保留基体中裂变气体的能力，从而使得能够限制高燃烧速率下的燃料棒中的内部压力，内部压力的增加可能损害包壳17的完整性。
因此，由于芯块23的特性使燃料棒3具有令人满意的PCI方面的性能。
为了进一步改善燃料棒3对这些现象的抵抗力，包壳17用一种已经令人惊讶地发现对这个目的非常有益的特殊锆合金制成。
在这种情况下，这是一种完全再结晶的锆合金，以质量计含有-0.8-1.3％铌以及-1000-1700ppm氧。
在优选的变化形式中，这种锆合金可以进一步含有0-35ppm硫，铁和铬和/或钒以质量计总计0-7000ppm，质量含量为0-2％锡，质量含量为0-70ppm镍，质量含量为0-100ppm碳，质量含量为0-50ppm硅。
在更优选的变化形式中，该合金可以含有-以质量计为5-35ppm硫，和/或-铁和铬和/或钒以质量计总计0.03-0.25％。
基于这种合金，包壳17利用一种方法制造，例如，这种方法包括以下步骤-制造该合金的棒，-在加热到1000-1200℃温度以后在水中淬火，-在加热到600-800℃温度以后挤压坯体，-在至少两个道次冷轧坯体，以便制造出管子，在560-600℃退火操作，以及-在560-600℃最终再结晶退火，在惰性气氛或真空中完成所有的热处理操作。
采用温度低于600℃退火操作和质量含量大于0.4％的铌，使得确保存在β铌析出物，这在一些变化形式中可以发现是有益的。
已经发现用上述合金制造的包壳17在快中子流下具有非常好的耐蠕变性，因此延迟了芯块23和包壳17之间的第一次接触时间，即，PCI现象的起始。
这种耐蠕变性被认为是由于在再结晶态中含量大于其0.4％溶解限值的铌的存在和阻止合金位错偏移的溶解氧的存在所导致的。
而且，已经发现包壳17具有消除应力的显著能力，这是由于其在非常大应力下的粘塑性能所导致的。
关于这两点，常规用于制造包壳的合金(例如Zircaloy-4)的性能要劣于上面描述的这些合金。
在试验反应堆中的测试有这样的测定，采用本发明的合金的线功率密度Pmax是大约444W/cm，超过该线功率密度Pmax可以在燃料棒3中观察到因PCI的破裂，而对于Zircaloy-4来说该值是大约425W/cm。同样地，已经发现包壳17能够经受大约253W/cm的线功率密度变化ΔPmax，而在Zircaloy-4的情况下，该极限功率变化大约是170W/cm。
这些数值是在包壳17中采用常规芯块获得的，也就是说，不含Cr2O3。
采用装填着上述芯块23的Zircaloy-4包壳进行类似的测试，测到大约530W/cm的最大线功率密度Pmax和大约330W/cm的最大线功率密度变化ΔPmax。
令人惊讶地，采用上述燃料棒3进行同样的测试，换言之，采用根据本发明的合金和掺杂Cr2O3的芯块23进行的测试能够获得大约620W/cm的最大线功率密度Pmax和大约450W/cm的最大线功率密度变化ΔPmax。
通过组合使用掺杂芯块23和根据本发明合金制造的包壳17可以使在最大线功率密度Pmax和最大线功率密度变化ΔPmax方面获得的增益大于分别使用本发明合金和掺杂芯块23时所获得的增益之和。
因此认为采用该包壳17和掺杂芯块23的上述燃料棒3可以经受严重得多的功率瞬变过程，这使装载着组件1的反应堆操作可靠性得到增加。
附图5描述了这种类型的压水反应堆31，它按常规包括-容纳在容器48中的堆芯32，-蒸汽发生器33，-与电能的发生器35相连的汽轮机34，-冷凝器36。
反应堆31包括冷却系统38，该冷却系统安装着泵39并且其中加压水按照附图5中用箭头标记的路径流动。这些水上升特别流过堆芯32，以便在该位置被再加热，从而冷却堆芯32。
冷却系统38进一步包括加压器40，它使在冷却系统38中流动的水被加压。
通常称为CVCS的化学和容积控制系统41与冷却系统38相连，特别给在冷却系统38中流动的水提供过滤和净化。
冷却系统38的水供给蒸汽发生器33，水在那里被冷却，使在第二系统42中流动的水发生汽化。
蒸汽发生器33产生的蒸汽经由第二系统42流向汽轮机34，然后流到冷凝器36，这些蒸汽利用在冷凝器36中流动的冷却水的间接热交换进行冷凝。
第二系统42包括冷凝器36下游的泵43和加热器44。
还是以常规方式，堆芯32包括装载在它的容器48内的燃料组件1。在附图5中描述了单个组件1，但是堆芯32包括例如157个组件1。
反应堆31包括布置在特定组件1上部的容器48中的控制棒束50。在附图1中描述了单个的控制棒束50，但是堆芯32可以包括例如大约70个控制棒束50。
在控制装置54作用下，束50可利用机械装置52移动以便插入它们所悬垂的组件1中。
通常，每个控制棒束50包括吸收中子的材料的控制棒。
每个束50的垂直移动因此使得能够根据束50在燃料组件1中的引入来调节反应堆31的反应性。
利用发生器35，核反应堆31向电力网输出电。
调节控制装置54以控制反应堆1的运行，以使得尤其在二级工况的功率瞬变过程中，组件1的燃料棒3的线性功率密度P保持在低于极限值PL，所述极限值大于590W/cm，优选地大于600W/cm，更优选地大于610W/cm或者甚至大于620W/cm。
如此，在功率瞬变过程中，一些燃料棒3的线性功率密度P可以有效地严格大于535W/cm，同时低于根据本发明为燃料棒3确定的极限Pmax。
利用储存在控制装置54的存储器中的常规计算软件，基于由传感器56提供的运行参数测量值来估计燃料棒3的有效线功率密度。
同样地，调节控制装置54，以使得尤其在功率瞬变过程中燃料棒3的线性功率密度变化ΔP保持在低于极限变化值ΔPL，所述极限变化值大于430W/cm，优选地大于440W/cm，更优选地大于450W/cm。这样，在一些运行条件下，一些燃料棒3经受的线性功率密度变化ΔP可以有效地严格大于330W/cm，同时保持低于根据本发明为燃料棒3确定的极限值ΔPmax。
控制装置54如此控制，例如通过在存储器中储存上述极限值PL和ΔPL来控制。例如，它们通过将P和ΔP的有效值与储存的阈值PL和ΔPL进行比较来完成它们的验证。
当控制装置54检测到线性功率密度P或者线性功率密度变化ΔP的增长超过阈值PL和ΔPL时，控制装置54可以例如启动校正作用，以便停止线性功率密度的增长和/或发出警告信号。
PL和ΔPL的值是高的，使得反应堆31可以采用比常规情况下更灵活的方法来运行，并因此更迅速地响应与发生器5相连的电力网的瞬态和有效需求，使容纳在堆芯32中的组件1承受大的功率瞬变过程。
用来制造包壳17的合金与掺杂Cr2O3的芯块23的组合因此使得制造的燃料棒3具有非常好的抗PCI性能，这样就降低了包壳17的破裂风险，尤其在任何类型的功率瞬变过程中。
在一个变化形式中，代替或除了Cr2O3以外，可以使用SiO2、Nb2O5、Al2O3、V2O5和MgO作为芯块23中的添加剂。
通常，为了减少由PCI现象引起的包壳损害，可在燃料棒3中使用如上所述的合金，而不使用含有用于增加芯块热蠕变的金属氧化物的芯块23。如上所述，该合金本身的使用可以改善在PCI方面的性能。在这种情况下，PL大于430W/cm，优选地大于440W/cm。ΔPL大于180W/cm，优选地大于200W/cm，更优选地大于240W/cm。
为了符合阈值PL和ΔPL，控制装置54可以采用中间计算参数。
因此，阈值PL和ΔPL可以转换成包壳17中的极限变形能量密度，这个能力密度例如由如下公式定义DED＝∫σθθdεθθ这里，σθθ是包壳17内衬的切线应力，εθθ是包壳17内衬的切线变形。
典型地，如此获得的变形能量密度限值DEDL大约是3MPa，这与Zircaloy-4相比增加了大约50％。
由于所述合金的高水平粘塑性能在功率瞬变过程期间产生应力饱和，因此发现采用变形能量密度是特别有利的。因此发现采用变形能量密度作为中间参数是更相关的，胜于极限应力。
极限值DEDL能够被转换成反应堆运行参数的极限值，例如以反应堆31的额定功率PN的百分数表示的总有效功率PG和反应堆31顶部和底部之间的功率差ΔL。这种类型的方法例如已经在申请FR-2 846139中描述，其内容通过引用被结合到本文中。如附图6所描述的，这些极限值导致二级瞬变过程的许可范围60的确定。
该范围60的边界62对应于反应堆31的紧急停堆阈值。只要二级瞬变过程导致偏离范围60，就使反应堆31停堆。
因此，为了校验是否还未超过阈值PL和ΔPL，将运行参数PG和ΔL的有效值与相应的极限值进行比较。
范围60包围着与一级工况相对应的范围64。
只有在由燃料芯块23耗散的局部线功率密度明显增加时才存在因PCI引起的破裂风险。通过功率空间分布的变形导致局部线功率密度的最显著增加的意外二级瞬变过程是由局限于图6的运行范围64内部的一级工况开始的。这些情况例如在申请FR-2 846 139中描述。
对于处于一级(基本运行、初步控制运行、远程控制运行)的反应堆31的现行运行方法，ΔL的值例如是-15至+15％。在由这些运行方式开始的功率瞬变过程中，线功率密度的局部峰值在堆芯32的顶部和底部保持在中等水平。
另一方面，当反应堆31在中间功率下以延长的时间周期(每24小时有8小时以上PG＜92％PN)运行以便适应于网络的电需求时，运行点向着附图6的范围64的外部区域移动。这些区域的特征为其ΔL的值为高负数或正数的，并且在随后的二级功率瞬变过程的情况下它可以转换为局部线功率密度的非常显著的变化。而且，这种在中间功率下延长的运行导致燃料棒3恶化(déconditionner)。如果功率在局部降低，则每个燃料棒3的芯块23和包壳17的温度降低，芯块23中的温度变化大于包壳17中的温度变化。考虑到燃料棒3的包壳27和芯块23各自的热膨胀特性，在反应堆运行期间通常闭合的径向间隙j重新打开。在这种配置中，包壳17加压蠕变。因此，在意外瞬变过程中其机械载荷增加，从而由PCI引起的破裂风险增大。当燃料棒3的恶化更大时，这种风险变得更大，并且因而使在中间功率下的运行周期更长。
在这种类型的瞬变过程中，附图6的运行范围60的边界62使得由PCI引起的破裂风险得以消除。
通过允许在中间功率下运行延长的时间周期，由于使用上述燃料棒3而导致PL和ΔPL值的增加还使得反应堆31能够以比通常更灵活的方式使用。
权利要求
1.用于发电的核反应堆(31)的运行方法，所述反应堆包括装载有组件(1)的堆芯(32)，该组件包括核燃料棒(3)，至少一根核燃料棒是下述这种类型的，其包括-完全再结晶锆基合金的包壳(17)，以质量计该合金含有·0.8-1.3％铌·100ppm-1700ppm氧·0-35ppm硫·铁和铬和/或钒总计0-7000ppm·0-2％锡·0-70ppm镍·0-100ppm碳，以及·0-50ppm硅除了不可避免的杂质以外，余量为锆，以及-以氧化铀为基础的核燃料芯块(23)，这些芯块堆积在包壳(17)内，在该方法中，对反应堆运行的控制要使得在功率瞬变过程中-核燃料棒(3)的线功率密度保持在低于极限线功率密度，该极限线功率密度大于430W/cm，和/或-核燃料棒(3)的线功率密度变化保持在低于极限变化，该极限变化大于180W/cm。
2.根据权利要求
1所述的方法，其特征在于该极限线功率密度大于440W/cm。
3.根据权利要求
1或2所述的方法，其特征在于该极限变化大于200W/cm。
4.根据权利要求
3所述的方法，其特征在于该极限变化大于220W/cm。
5.根据上述任一项权利要求
所述的方法，其特征在于该合金包括以质量计5-35ppm的硫。
6.根据上述任一项权利要求
所述的方法，其特征在于该合金包括总计0.03-0.25％的铁和铬和/或钒。
7.根据上述任一项权利要求
所述的方法，其特征在于该合金在低于600℃的温度下进行退火操作。
8.根据上述任一项权利要求
所述的方法，其特征在于芯块(23)包括至少一种用于提高芯块热蠕变性的金属氧化物，并且其中该极限线功率密度大于590W/cm。
9.根据权利要求
8所述的方法，其特征在于该极限线功率密度大于600W/cm。
10.根据权利要求
9所述的方法，其特征在于该极限线功率密度大于610W/cm。
11.根据权利要求
10所述的方法，其特征在于该极限线功率密度大于620W/cm。
12.根据权利要求
8-11任一项所述的方法，其特征在于该极限变化大于430W/cm。
13.根据权利要求
12所述的方法，其特征在于该极限变化大于440W/cm。
14.根据权利要求
13所述的方法，其特征在于该极限变化大于450W/cm。
15.根据权利要求
8-14任一项所述的方法，其特征在于金属氧化物是Cr2O3。
16.根据权利要求
15所述的方法，其特征在于芯块(23)包括以质量计1200-2000ppm的Cr2O3。
17.根据权利要求
16所述的方法，其特征在于芯块(23)包括以质量计1450-1750ppm的Cr2O3。
18.根据上述任一项权利要求
所述的方法，其特征在于包壳(17)内部在使用前被加压到小于20巴的压力。
19.一种用途-在包括以铀为基础的核燃料芯块(23)的堆的燃料棒(3)中，-使用完全再结晶锆基合金的包壳，该合金以质量计含有·0.8-1.3％铌·1000ppm-1700ppm氧·0-35ppm硫·铁和铬和/或钒总计0-7000ppm·0-2％锡·0-70ppm镍·0-100ppm碳，以及·0-50ppm硅除了不可避免的杂质以外，余量为锆，该包壳容纳燃料芯块，-以减少由于芯块/包壳相互作用现象所导致的对包壳(17)的损害。
专利摘要
本发明涉及核反应堆的运行方法，其中组件包括核燃料棒(3)，至少一根核燃料棒是下述这种类型的，其包括完全再结晶锆基合金的包壳(17)，以质量计该合金含有0.8－1.3％铌和100ppm－1700ppm氧；以及以氧化铀为基础的核燃料芯块(23)，这些芯块堆积在包壳(17)内。对反应堆运行的控制要使得在功率瞬变过程中核燃料棒(3)的线功率密度保持在低于极限线功率密度，该极限线功率密度大于430W/cm，和/或核燃料棒的线功率密度变化保持在低于极限变化，该极限变化大于180W/cm。
文档编号C22F1/18GK1993771SQ20048004362
公开日2007年7月4日 申请日期2004年6月1日
发明者C·德拉富瓦, B·朱利安 申请人:阿海珐核能公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan