CN102576572A - 允许从钚平衡循环转入铀平衡循环的压水核反应堆运行方法及相应核燃料组件 - Google Patents

允许从钚平衡循环转入铀平衡循环的压水核反应堆运行方法及相应核燃料组件 Download PDF

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Abstract

在该方法中：在至少一个钚平衡循环期间使反应堆(1)工作，在所述至少一个钚平衡循环的过程中，所述堆芯(2)装纳钚平衡核燃料组件；然后，在过渡循环期间使反应堆(1)工作，至少一些钚平衡核燃料组件被分区过渡核燃料组件、然后被铀平衡核燃料组件逐渐更换；然后，在至少一个铀平衡循环的期间使核反应堆(1)工作。

Description

允许从钚平衡循环转入铀平衡循环的压水核反应堆运行方法及相应核燃料组件
技术领域
本发明涉及核反应堆运行方法。
背景技术
乏核燃料组件的再处理使得大量钚可用。
长时间以来，已经提出使用这种钚以使钚与铀混合和因此构成核燃料。这些在辐照前含有氧化铀和氧化钚的混合物的燃料一般被称为MOX(Mixed Oxide)燃料(混合氧化物燃料)。
含有这种MOX燃料的组件，在后文被称为MOX组件，已经被装载在核反应堆堆芯中，在堆芯中，它们与其核燃料在辐照前未含有氧化钚而仅含有氧化铀的组件共存。这种组件下文将被称为UO2组件(氧化铀燃料组件)，它们含有的燃料被称为UO2燃料(氧化铀燃料)。装载有MOX燃料组件和UO2燃料组件的核反应堆堆芯下文将被称为混合堆芯。
钚的同位素和铀的同位素具有相当不同的中子特性，尤其是有效截面的差异。
鉴于这些中子特性差异使得用MOX燃料简单地完全代替UO2燃料以实现MOX组件成为不可能，文献FR-2693023描述了一种分区MOX组件，即其核燃料棒具有相同的钚同位素组分(或载体)，也就是说，在钚的每种构成同位素的各自的质量分数百分比以及从组件的一个区域到另一个区域的不同的额定总质量含钚量方面具有相同的组成。
因此，额定总质量含钚量在组件表面上比在组件中心更小，在组件边角部还要更小。这允许在核反应堆堆芯中、尤其是在与UO2组件相邻的MOX组件的周边燃料棒中，获得可接受的线功率密度的径向分布。
此外，如该文献所述的，来自再处理的钚具有一种同位素组分，该同位素组分变化很大，尤其根据在再处理之前初始的铀235富集度、燃料的燃耗及燃料的贮存时间变化很大。
为弥补这种同位素组分差别可能导致的中子性能差别，已经建立能量等效关系式，以便对于不同的同位素组分确定与基准铀235含量相对应的钚的额定总质量含量。这些等效额定总质量含量可补偿同位素组分差别，在相同类型的燃料管理中达到相同的燃(英文为burn-up)耗。等效关系式使用等效系数，等效系数取决于所考虑的MOX燃料的同位素组分，即取决于钚的同位素组分和与钚相关的铀的铀235含量。
这些等效关系式例如在国际原子能署于2003年在Technical ReportsSeries no.415(技术报告第415号)发行的标题为“Status and Advances inMOX Fuel Technology(MOX燃料技术的现状和发展)”的文献的第41至43页述及。
举例来说，下表根据燃料的铀235初始富集度、燃料所达到的燃耗，在其第一部分中明确说明来自压水反应堆用的UO2燃料组件的再处理的钚的典型组分，再处理前的贮存时间对于表中列举的所有例子都是相同的。
所述表在其第二部分(最后一条线)中明确说明额定总质量含钚量，其允许达到与铀235质量富集度达3.70％的UO2组件相同的燃耗，因而允许补偿钚质量的降低：减少裂变同位素(钚239和钚241)的数量，增加吸收增殖同位素(钚238、钚240、钚242和镅241)的数量。
Figure BDA0000148525760000031
鉴于可用的越来越大的钚数量，一些电厂希望建造的新核反应堆可被装填直到50％的MOX组件。
文献US-6233302描述了一种核反应堆，其中，堆芯中装填的所有核燃料组件装纳MOX燃料。为确保线功率密度的均匀径向分布，这些燃料组件始终具有分区结构，另外还具有不含氧化钚的核燃料棒，所述核燃料棒的核燃料除由制造产生的不可避免的杂质以外，还含有可消耗的中子毒物如氧化铒。
但是，这种反应堆不允许钚的最佳使用，这些燃料组件实施昂贵且复杂。
发明内容
本发明的一目的在于通过提出一种压水核反应堆运行方法来解决这个问题，这种方法很有效，以能够使用更多的钚，并且效率提高而成本更低。
为此，本发明的目的在于一种根据权利要求1所述的方法。
根据一些具体实施方式，所述方法可具有单独地或根据所有技术上可能的组合采用的权利要求书2至10的特征中的一个或多个。
本发明的目的还在于一种根据权利要求11所述的核燃料组件。
根据一些具体实施方式，核燃料组件可具有单独地或根据所有技术上可能的组合采用的权利要求书12至15的特征中的一个或多个。
附图说明
通过阅读在下面仅作为例子给出的和参照附图进行的说明，本发明将得到更好地理解，附图如下：
-图1是示意图，示出压水核反应堆；
-图2是俯视示意图，示出图1核反应堆的堆芯中的核燃料组件和控制棒束组件的可能分布；
-图3是图1核反应堆的堆芯的一个核燃料组件的侧视示意图；
-图4是俯视示意图，示出图3的燃料组件中的核燃料棒的可能分布；
-图5是图3的燃料组件的一个燃料棒的纵剖面示意图；
-图6是图1的核反应堆的一个控制棒束组件的局部纵剖面示意图；
-图7是示意图，示出堆芯停堆时图1的核反应堆的冷却设备；
-图8至12是图1的反应堆的堆芯的局部俯视示意图，示出为达到钚平衡循环在反应堆起动时进行的核燃料组件的相继分布；
-图13类似于图4，示出为达到钚平衡循环在图1的反应堆的堆芯起动时可使用的初始核燃料组件；
-图14类似于图8，示出允许达到钚平衡循环的另一初始循环；
-图15类似于图13，示出在从钚平衡循环转到铀平衡循环时可使用的过渡核燃料组件；
-图16类似于图8至14，示出铀平衡循环；
-图17和18是比较使用或不使用根据图15的燃料组件从钚平衡循环转到铀平衡循环时、在核燃料组件内部获得的线功率密度的图。
具体实施方式
图1示意性地示出压水核反应堆1，其通常具有一堆芯2和以下元件中的每一种的一个或多个，图1上示出这些元件中的每一种的仅一个：
-蒸汽发生器3，
-汽轮机4，其连接于发电机5，以及
-冷凝器6。
核反应堆1具有重反射层(未示出)。核反应堆1还具有一回路7，该一回路7配有泵8，加压水在该一回路中沿着图1上箭头所标示的路径流通。该水向上流尤其经过堆芯2以在此被加热，确保堆芯2中冷却和慢化。
所述一回路7还具有稳压器9，稳压器9可调节在一回路7中流通的水的压力。
称为给水管网又或REA的管路10，例如通过泵8，连接于一回路7，以向该一回路7供水。管路10例如具有内装例如呈硼酸H3BO3形式的可溶性硼的容器11。因此，REA管路10可将硼引入一回路7的水中，因而可减弱堆芯2中的反应性。优选地，使容器11中装有的硼浓缩富含硼10，例如以使其该同位素原子含量大于40％，例如约为50％。应当指出，天然硼的同位素10的原子含量约为20％。
所述一回路7的水还供给蒸汽发生器3，水在其中被冷却，确保在二次回路12中流通的水汽化。
蒸汽发生器3所产生的蒸汽由二次回路12引向汽轮机4，然后引向冷凝器6，蒸汽在冷凝器通过与在冷凝器6中流通的冷却水进行间接热交换而被冷凝。
二次回路12在冷凝器6的下游具有泵13和加热器14。
通常，堆芯2还具有核燃料组件16，这些核燃料组件装填在压力壳18中。图1示出仅一个燃料组件16，但是，堆芯2例如具有241个燃料组件16。
图2以俯视图示出这些不同的燃料组件16在堆芯2内部的分布的例子。每个方块在其中表示一个燃料组件16。
通常，在反应堆1运行时，反应堆在相继的循环期间工作，这些相继的循环由更换阶段分开，在这些更换阶段的过程中，乏燃料组件16被新的燃料组件16代替，保留在堆芯2中的燃料组件16可变换位置。
反应堆1具有控制棒束组件20(图1)，这些控制棒束组件在压力壳18中布置在一些燃料组件16的上方。图1上示出仅一个控制棒束组件20，但是，堆芯2可具有例如89个控制棒束组件20。
控制棒束组件20可由机构22移动，以插入到这些控制棒束组件置于其上方的燃料组件16中或从这些燃料组件取出。
通常，每个控制棒束组件20具有一些吸收棒，这些吸收棒具有一种或多种吸收中子的材料，每个控制棒束组件20可选地具有一些惰性棒，惰性棒即不具有特殊的中子吸收能力的棒。
因此，根据控制棒束组件20在燃料组件16中的插入深度，控制棒束组件20的竖直移动允许调节堆芯2中的反应性和允许堆芯2所提供的总功率P从零功率直到额定功率PN变化。
这些控制棒束组件20中的一些控制棒束组件用于确保堆芯2的工作调节、例如功率或温度方面的调节，并被称为调节控制棒束组件。其它控制棒束组件仅用于反应堆1停堆，被称为停堆控制棒束组件。在所示的实施例中，核反应堆1具有40个调节控制棒束组件和49个停堆控制棒束组件。在图2上，上方置有调节控制棒束组件的燃料组件16用影线标示，而上方置有停堆控制棒束组件的燃料组件用点标示。
如图3和4所示，每个燃料组件16通常具有一个核燃料棒24束和一个用于支承这些燃料棒24的支承架26。
支承架26通常具有一下端头28、一上端头30、一些连接两个端头30和28和用于接纳控制棒束组件20的控制棒的导向管31、以及一些间隔格架32。
图4示出根据所述实施例在一燃料组件16中的核燃料棒24的分布。核燃料棒24和导向管31在其中形成每边有17个燃料棒的正方形底的网格。因此，燃料组件16例如具有24个导向管31和265个核燃料棒24。优选地，该网格的结点每个都由一核燃料棒24、由一导向管31、可能地还由一仪器管29占据，所述仪器管29在燃料组件16中心取代一核燃料棒24。因此，网格的所有结点都被核燃料棒24、仪器管29或导向管31占据，因此燃料组件16在其网格中没有水坑。
燃料组件16用于压水反应堆，所述燃料组件没有如沸水反应堆用的燃料组件16那样的围绕核燃料棒24的外壳，在沸水反应堆用的燃料组件中，这种外壳引导慢化蒸汽和水。在这种用于压水反应堆的燃料组件16中，慢化作用较强的区域没有位于两个相邻的燃料组件之间，而是在导向管周围。
如图5所示，每个核燃料棒24通常具有一包壳33，包壳33呈由一下端塞34和一上端塞35封闭的圆管的形式。燃料棒24封装核燃料，所述核燃料例如以堆叠在包壳33中并支承着下端塞34的一系列芯块36的形式包装而成。保持弹簧39布置在包壳33的上部区段中，以支承在上端塞35上及上芯块36上。
芯块36可具有球冠形的凹口37。但是，优选地，这些芯块36是实心的，因而例如没有贯穿通道，从而赋予其以环形形状。
通常，包壳33用锆合金制成。
根据图1的反应堆的一优选实施方式，在燃料组件16的所有燃料棒24中使用的核燃料是相同的MOX燃料。
因此，反应堆1按照后文称为钚平衡循环的相继循环工作，在这种循环时使用的燃料组件16将被称为钚平衡燃料组件16。
对于同一种同位素组分，所有燃料棒24具有相同的额定总质量含钚量。因此，除了必然地源自制造的差异以外，所有燃料棒24严格地具有相同的总质量含钚量。该总质量含量被确定为核燃料中的总质量(钚+铵)和重同位素(铀+钚+铵)的总质量之间的百分比率。通常，该总质量含量目前小于为13％的极限含量，例如等于约7％或10％。对于一给定的同位素组分来说，制造所导致的不确定性可能引起含量D的在为+5％或-5％范围内变化的相对差异，相对差异D由下式限定：
D(％)＝(实际含量-额定含量)/额定含量
优选地，例如除了由制造产生的不可避免的杂质以外，没有任何燃料棒24含有可消耗的中子毒物，例如稀土氧化物。
核燃料辐照时产生的气体膨胀空间38在包壳33内部由核燃料、下端塞34、上端塞35和弹簧39限定。
优选地，膨胀空间38具有容积V，容积V被调节以考虑在MOX燃料相对于在相同条件下被辐照的UO2燃料进行辐照时裂变气体的更多释放。
此外，可采取特殊措施以增加膨胀空间38的容积，例如如在文献FR-2864322中所描述的特殊形状的下端塞34的布置或垫块的使用。
优选地，堆芯2具有的额定线功率密度PNlin小于175瓦/厘米(W/cm)，优选地甚至小于170瓦/厘米。
额定线功率密度由下式确定：
PNlin＝PN /N＊H
其中，PN是堆芯2的额定功率，N是存在于堆芯2中的核燃料棒24的数量，H是核燃料的高度(亦称为裂变柱高度)，即芯块36的堆叠体的高度(见图5)。
图6示出一控制棒束组件20的结构。该控制棒束组件20具有一些吸收棒40和一个确保支承和保持吸收棒40的星形接头42，这些吸收棒40呈一束的形式，在该束中，这些吸收棒40彼此间平行和按照与相应燃料组件16的导向管31的网格相同的网格在侧面定位。
星形接头42例如具有一球头44和一些翼片45，所述球头44允许使控制棒束组件20连接于相应的移动机构22，所述翼片45与球头44固连在一起，在每个翼片45上固定有一个或多个吸收棒40。
图6所示的吸收棒40具有管46，该管46封装有碳化硼B4C芯块48的堆叠体。管46在其上端由端塞50封闭，在其下端由尖拱形端塞52封闭。管46与端塞50和52例如是钢制的，可选地经受过耐磨处理如氮化处理、氧化处理等。
碳化硼B4C芯块48的堆叠体通过弹簧或任何其它的锁定装置54被保持在管46内。在所示的实施例中，芯块48柱的下端通过隔撑56支承在下端塞52上。隔撑56可以例如用银-铟-镉(AIC)合金制成。上端塞50和下端塞52例如已通过激光束焊接、电子束焊接、TIG焊(惰性气体钨电弧焊)、摩擦焊、或电阻焊被焊接于管46。
在一优选变型中，芯块48中含有的硼富集硼10，硼10例如为大于30％的原子含量，优选地甚至大于40％，例如为50％。
在一优选变型中，反应堆1具有如图7所示的辅助冷却设备62。该辅助冷却设备62尤其用于在堆芯停堆时冷却堆芯2、用于冷却燃料贮存或存放池等。冷却设备62可使反应堆1的元件64与冷源66进行热连接，图7上示出元件64中的仅一个。元件64可以例如是乏燃料池、泵、热屏障。冷源66可例如由水流、海或通风冷却器构成。
在所示的实施例中，元件64和冷源66通过外回路68、中间回路70、和内回路72进行热连接，所述外回路68例如是称为备用原水管路又或SEC的管路，所述中间回路70例如是称为中间冷却回路或RRI的回路，这些回路68、70和72彼此通过一些换热器74建立热关系，优选地，所述换热器74是板式换热器。
在上述的钚平衡循环时，堆芯2百分之百地装填MOX燃料，以致堆芯2所消耗的钚的数量大于现有技术的反应堆所消耗的钚的数量。
当与根据现有技术的分区MOX组件相比较时，单一总质量含钚量的使用允许在堆芯2中装填更多的钚，和/或相对于允许的极限含量确保附加裕度。
由于堆芯2内部的均匀的含钚量以及MOX燃料的反应性根据辐照缓慢衰减，线功率密度围绕平均值的径向离散很小，因此，功率在堆芯2内部在径向上是非常均匀的。还注意到，由于在100％MOX环境中的氙的较小效能，因此，堆芯2中功率的轴向分布具有较大的稳定性。
借助低的额定线功率密度PNlin，反应堆1可具有能被用于提高堆芯2管理灵活性的提高的安全系数，以及可具有关于燃料棒24内部压力的裕度，从而允许更高的辐照循环持续时间及燃(英文burn-up)耗。这样允许进一步提高所用的MOX燃料的性能，使这些性能达到100％UO2堆芯中的UO2燃料的性能水平。
因此，上述堆芯2的燃料组件16的燃耗可达50GWj/tML(GigaWatt.jour par tonne de Métal Lourd，英文术语GWd/tHM，即吉瓦日/吨重金属)，甚至60GWj/tML或更多。可获得这些性能，同时通过调节膨胀空间38的容积V来控制燃料棒中的内压，以考虑只在堆芯2中存在的MOX燃料的特性，而无需如同现有技术中那样考虑其它燃料的特性。
应当注意的是，这种低的线功率密度与提高该功率密度的当前趋势相背离。
钚平衡燃料组件16中不存在水棒，还允许具有与UO2燃料组件的结构完全类似的结构，这进一步允许由于更高标准化而降低与堆芯2相关的成本。不存在水棒另外允许保持低的额定线功率密度，因此保持增大的安全系数。
单一的总质量含钚量的采用还允许借助更大标准化来降低成本，中子毒物的不存在避免了采取成本高的和特殊的再处理及制造措施和避免由这些中子毒物在辐照过程中逐渐衰竭引起的对反应堆功率形状(nappe depuissance)的干扰。
在一些变型中，在同一钚平衡循环过程中，核燃料的同位素组分和/或额定总质量含钚量可以在存在于堆芯2中的燃料组件16之间变化。
在这些变型中，这些不同的含量不必彼此间相等，所考虑的燃料组件16的燃料的同位素组分甚至可以是相同的。
借助于控制棒束组件20中含有的硼和引入一回路7中的可溶性硼中的硼10的富集，无论MOX燃料的特殊中子性能、尤其是其中子谱如何，停堆裕度和安全标准都可更容易地遵循。因此，一回路7中的硼的总浓度相对于一回路的化学规格来说保持是可接受的，不会发生结晶的危险。
在辅助冷却设备62中使用板式换热器74，如果必要还允许补偿MOX燃料的较大的余热。
因此，堆芯2在反应堆1的正常和意外的运营情况下具有增大的工作范围及安全系数，允许消耗更多的钚并具有提高的效能。
为了达到最好的性能，适合：采用低的堆芯额定线功率密度，在钚平衡燃料组件16中没有水坑，在使用的核燃料棒中没有中子毒物，使用在控制棒束组件20中和在一回路7的硼供给回路中的浓缩硼，具有最佳容积的膨胀空间38，必要时使用板式换热器74，如上所述。
但是，在一些变型中，所有这些特性或其中一个或另一个特性可以缺失。举例来说，不是使控制棒束组件中含有的B4C富集硼10，而是可使用例如数量更多的控制棒束组件20、或者保持控制棒束组件20的数量和改变它们在调节控制棒束组件和停堆控制棒束组件间的分布。
同样，燃料组件16可具有与上述结构和/或特性不同的结构和/或特性，尤其是可具有不同的众多核燃料棒24。
前述控制棒束组件20还可用在其堆芯常规装填、也就是以普通MOX组件和/或UO2燃料组件装填的反应堆中。
上述反应堆1能以百分之百地装填MOX组件的堆芯2起动。
如此，经济上看来更有利的是：反应堆1以部分地、甚至百分之百地装填UO2组件的堆芯2起动，随后在后续循环的过程中转换到百分之百地装填MOX组件的堆芯2。
因此，仅作为例子，参照图8至12描述允许起动带有部分地装填UO2组件的堆芯2的反应堆1和允许达到钚平衡循环的一运行方法的阶段。
因此，反应堆1的这种运行方法包括一个初始循环和多个过渡循环，这些循环允许达到一钚平衡循环，所述钚平衡循环后可跟随以任意数量的这种钚平衡循环。
图8至12分别示出与初始循环、过渡循环和钚平衡循环相对应的堆芯2的构型，在所述的实施例中过渡循环为三个。在每个循环之间，所述方法包括用新的核燃料组件更换乏核燃料组件的阶段。由于堆芯2相对于水平轴线X和Y的对称性，图8至13上示出堆芯2的结构的仅四分之一。
举例来说，在初始循环中，堆芯2被装填以称为初始的核燃料组件，这些初始核燃料组件可例如以四类分布：
-初始核燃料组件16A，这些初始核燃料组件16A是含有铀235质量富集度例如达2.1％的浓缩铀的UO2组件，燃料组件16A的数量例如为97个，
-初始核燃料组件16B，这些初始核燃料组件16B是含有铀235质量富集度为大于组件16A的质量富集度值的值例如达3.2％的浓缩铀的UO2组件，组件16B的数量例如为72个，
-初始核燃料组件16C，这些初始核燃料组件16C是含有铀235质量富集度为大于组件16B的质量富集度值的值例如达4.2％的浓缩铀的UO2组件，组件16C的数量例如为32个，以及
-初始核燃料组件16D，其为MOX组件，组件16D的数量例如为40个。
因此，组件16A至16C的核燃料棒24在辐照前未含有钚。初始核燃料组件16A至16C中的一些可具有在辐照前含有可消耗的中子毒物如氧化钆的核燃料棒24。
初始组件16D的结构由图13表示。
这种结构是分区的，以致所用的MOX核燃料在组件16D的不同区域之间变化。为了区分这些不同的MOX核燃料，在说明书下文中将采用钚的裂变同位素含量t，含量t被定义为裂变同位素(钚239和钚241)的总质量与重同位素(铀+钚+铵)的总质量之间的百分比率。MOX燃料组件的反应性随所用钚的同位素组分和含量t而变化。可采用其它参数，例如总质量含钚量。
在所述的实施例中，所用的钚具有相同的同位素组分，燃料组件16D具有：
-第一中央区域80，其由具有例如4.6％的裂变同位素第一额定含量t1的核燃料棒24构成，这在所考虑的实施例中对应于6.3％的额定总质量含钚量，以及
-第二区域82，其沿核燃料组件16D的外表面延伸，由具有严格地小于第一额定含量t1的裂变同位素额定第二含量t2的核燃料棒24构成，含量t2例如为3.4％，这在所考虑的实施例中对应于4.6％的额定总质量含钚量，
-第三区域84，其布置在核燃料组件16D的边角部，由具有严格地小于第二含量t2的裂变同位素第三额定含量t3的核燃料棒24构成，含量t3例如为2％，这在所考虑的实施例中对应于2.7％的额定总质量含钚量。
在所述的实施例中，第三区域84具有12个燃料棒24。
在未示出的一变型中，燃料组件16D可仅具有两个区域，即，对应于前述区域80的一个区域和对应于前述区域82和84的结合的第二区域，其中，在该变型中，燃料棒24是相同的。
在所考虑的实施例中，燃料组件16D的额定平均质量含钚量为5.7％。一般来说，为获得能量等效，所述额定平均质量含钚量明显大于核燃料组件16C的铀235富集度，在所述的实施例中，铀235富集度为4.2％。
如图8所示，燃料组件16D定位在堆芯2的燃料组件的外周层86。
在外周层86中配置燃料组件16D，允许限制MOX燃料和UO2燃料之间的界面的数量，因此允许限制堆芯2中的最热的燃料棒的焓升因子FΔH所达到的值。
在第一过渡循环之前的更换阶段中，插入：
-例如24个仅含有UO2燃料的过渡核燃料组件16E，必要时，其一些燃料棒24含有可消耗的中子毒物如氧化钆，以及
-例如56个含有MOX燃料的核燃料组件16F。
例如，燃料组件16E含有铀235质量富集度达4.8％的浓缩铀。
尽管这些解决方案在经济上不大具有优越性，但是，可装填这样的过渡核燃料组件来代替燃料组件16E：这些过渡核燃料组件只含有MOX燃料并且其裂变同位素的额定含量t小于燃料组件16F或分区MOX组件的额定含量。
例如，燃料组件16F是仅含MOX燃料的燃料组件，例如与将在后续的钚平衡循环中使用的燃料组件相同。在所考虑的实施例中，其MOX燃料的裂变同位素额定含量例如为5.4％，仍在所考虑的实施例中，这对应于7.3％的额定总质量含钚量。
会观察到，在该实施例中，核燃料组件16F的裂变同位素额定含量t大于核燃料组件16D的中央区域80的额定含量。
为了在第一过渡循环之前的更换阶段中在堆芯2中装填燃料组件16E和16F，要卸载核燃料组件16A。
如图9所示，燃料组件16F被装填在堆芯2的紧邻外周层86的燃料组件层88中。燃料组件16D被移向堆芯2的相对于层88紧接处于堆芯2内部的燃料组件层90。
在第二过渡循环(图10)、第三过渡循环(图11)和平衡循环(图12)之前的更换阶段中，装填核燃料组件16F，以逐渐替换核燃料组件16A至16D。这些燃料组件16F根据插入它们的更换阶段，分别以混合倾斜影线、粗倾斜影线和双倾斜影线标示。
因此，在钚平衡循环(图12)时，堆芯完全地被装填以燃料组件16F，即钚平衡燃料组件。
前述方法允许以百分之百地装填MOX组件的堆芯来起动反应堆1和达到平衡循环，而相对于百分之百地装填MOX组件的堆芯的直接起动来说，其成本降低。实际上，这样可减少在过渡循环中被卸载的未经受完全衰竭的MOX组件的数量，这类燃料组件的成本明显地高于UO2燃料组件的成本。
该方法已经仅作为例子予以说明，很多方面可从该方法的一个变型到另一个变型变化，尤其是关于可在更换阶段时被插入的核燃料组件。特别是，可使用除前述核燃料组件之外的其它核燃料组件。
举例来说，在初始循环中，堆芯2可仅装填以UO2核燃料组件。随后，例如，可以通过使用核燃料组件16D、16E和16F，达到带有百分之百地装填MOX组件的堆芯的平衡循环。
图14示出这种初始循环，在初始循环中，堆芯被装填以初始燃料组件16A、16B和16C，如前面参照图8所描述的初始燃料组件。与图8所示的情况相反，燃料组件16C的数量是72个。
能以与前述方式相类似的方式，这样进行100％MOX平衡的达到：在第一过渡循环前，以可能适合的富集度和含量及燃料组件在堆芯中的相应定位，用核燃料组件16D更换大部分核燃料组件16A和一些核燃料组件16B，以便获得与图8所示的堆芯相类似的堆芯2。以与前述方式相类似的方式进行100％MOX平衡的达到的继续，必要时，调节燃料组件在堆芯中的数量及位置和调节富集度及含量，
还可期望的是从百分之百地装填MOX组件的堆芯2的运行转入这样的运行：其中，堆芯2百分之百地装填以UO2燃料组件，或者UO2组件和MOX组件的混合体。为此，有利地，可使用如图15所示的过渡核燃料组件16G。
该燃料组件16G具有分区结构并且：
-在其中央区域80，具有在辐照前仅含氧化铀而不含氧化钚的、即UO2燃料的核燃料棒24，以及
-在其沿燃料组件16G的外表面82延伸的周边区域81中，尤其是在其边角部84中，具有在辐照前含有铀钚混合氧化物基的燃料、即MOX燃料的核燃料棒24。
周边区域81对应于核燃料棒24的外层。
通常，周边区域81的核燃料棒24具有的裂变同位素额定含量t小于过渡前存在于堆芯2中的钚平衡核燃料组件16、例如燃料组件16F的裂变同位素额定含量。
在一些变型中，中央区域80可装有在辐照前含有可消耗的中子毒物的燃料棒24。
因此，下面将说明核反应堆运行的方法，其允许从钚平衡循环转换到铀平衡循环，在钚平衡循环中，堆芯2例如被百分之百地装填以MOX核燃料组件，如前述燃料组件16F，而在铀平衡循环中，作为例子，堆芯2被百分之百地装填以UO2燃料组件16H(图16)。
在第一过渡循环之前的更换阶段中，取出MOX钚平衡组件16F，插入例如81个过渡核燃料组件16G。燃料组件16G的中央区域80的燃料棒24可具有4.0％的铀235质量富集度，该区域的一些燃料棒24可含有可消耗的中子毒物例如氧化钆，并且一般来说，其载体氧化铀的铀235富集度小于无毒燃料棒24的铀235富集度，例如为2％的质量富集度。中央区域80的燃料棒的铀235富集度一般是不同的，并且小于燃料组件16H的燃料棒的铀235富集度。优选地，周边区域81的燃料棒具有的额定总质量含钚量小于MOX钚平衡组件16F的额定总质量含钚量的一半。
例如，过渡燃料组件16G插入到与堆芯2的燃料组件外周层86紧邻着的燃料组件层88中，尤其是插在堆芯2的中心而非外周层86中。
在使反应堆1在第一过渡循环期间工作之后，取出80个MOX钚平衡组件16F。
因此，装填80个过渡核燃料组件16G，它们与前述核燃料组件的区别在于，中央区域80的燃料棒的铀235富集度既不必与前述燃料组件16G的铀235富集度相同，也不必与燃料组件16H的燃料棒24的铀235富集度相同。该富集度可以例如被调节成符合经营者的需求，尤其是在循环长度方面。但是，为了更快地达到平衡，优选地，在第二过渡循环前已装填的燃料组件16G具有的铀235富集度类似于燃料组件16H的铀235富集度。例如，避开堆芯2的燃料组件外周层86，来装填这些过渡燃料组件16G。因此，使反应堆1在第二过渡循环期间工作。
然后，在第三过渡循环之前的更换阶段中，用80个具有例如4.95％的铀235质量富集度的UO2燃料组件16H更换最后的剩余的MOX钚平衡组件16F。是铀平衡核燃料组件的这些最后的燃料组件16H仅包含UO2燃料棒，必要时，这些UO2燃料棒中的一些含有可消耗的中子毒物。
需要时，所述方法还包括两个过渡循环，在这两个过渡循环中，用铀平衡核燃料组件取代先前插入的剩余的过渡燃料组件16G，以达到百分之百地装填例如具有4.95％的铀235质量富集度的UO2燃料组件的堆芯2。
前述从钚平衡循环转入铀平衡循环的运行方法可经济地确保这种过渡，同时限制核燃料组件损坏的危险性，尤其是限制含有MOX燃料的核燃料棒24损坏的危险性。
因此，图17示出分别在第一过渡循环之前的更换阶段(曲线90)中、在第二过渡循环之前的更换阶段(曲线92)中、以及在第三过渡循环之前的更换阶段(曲线94)中卸载的MOX组件的核燃料棒24所见的最大线功率密度。
图18示出不是通过使用如图15所示的过渡燃料组件16G、而仅仅通过用UO2燃料组件取代MOX组件所获得的相同曲线。
在使用过渡燃料组件16G时，如可以看到的，尤其是对曲线92和94，达到较低的线功率密度数值，尤其是对于大燃耗、特别是超过50GWj/tML的燃耗而言。
因此，由于燃料棒24的线功率密度对于大燃耗来说大为减低，因而在使用寿命结束时排放到芯块外的裂变气体的释放明显减少。因此，过渡可以完全安全地得以确保。
允许从钚平衡循环进入铀平衡循环的这种运行方法，本身不允许在反应堆中使用更多的钚，但为此其是很有效的。实际上，为了使用百分之百地装填MOX组件的堆芯和因而消耗更多的钚，核电站的经营者可能希望具有允许恢复到更通常的利用UO2燃料组件的运营的解决方案。
该方法已经仅作为例子予以说明，很多方面可从该方法的一个变型到另一个变型变化。
因此，过渡核燃料组件16G可仅在更换阶段插入，它们的中央区域80可具有装纳MOX燃料等的燃料棒24。
前述运行方法一方面允许从钚平衡循环转入铀平衡循环，另一方面允许达到钚平衡循环，这些运行方法可以彼此独立地和独立于对反应堆1的以上描述的特性来使用。这些运行方法还能以堆芯没有百分之百地装填MOX组件的钚平衡循环、和堆芯2没有百分之百地装填UO2燃料组件的铀平衡循环来使用。
权利要求书(按照条约第19条的修改)
1.压水核反应堆(1)的运行方法，所述压水核反应堆具有堆芯(2)，所述堆芯封装具有核燃料棒(24)的核燃料组件，所述运行方法包括在相继循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作的阶段，并且在每个循环之间具有用新的核燃料组件更换乏核燃料组件的阶段，所述方法的特征在于：
-在至少一个钚平衡循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作，在所述至少一个钚平衡循环的过程中，所述堆芯(2)装纳钚平衡核燃料组件(16F)，这些钚平衡核燃料组件(16F)在辐照前具有仅基于铀钚混合氧化物的核燃料棒(24)，对于每个钚平衡核燃料组件(16F)，所述核燃料棒(24)具有相同的核燃料同位素组分和相同的额定总质量含钚量，然后，
-在过渡循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作，在这些过渡循环之前的更换阶段的过程中，所述钚平衡核燃料组件(16F)中的至少一些用下述核燃料组件逐渐更换：
-分区过渡核燃料组件(16G)，这些分区过渡核燃料组件(16G)每个都具有：
-一中央区域(80)，其具有在辐照前含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)，以及
-一周边区域(81)，其沿所述分区过渡核燃料组件(16G)的外表面延伸，所述周边区域(81)在辐照前仅具有只基于铀钚混合氧化钚的核燃料棒(24)，然后
-铀平衡核燃料组件(16H)，这些铀平衡核燃料组件(16H)在辐照前仅具有含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)，
-在至少一个铀平衡循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作，在所述至少一个铀平衡循环中，所述堆芯(2)装纳铀平衡核燃料组件(16H)，所述铀平衡核燃料组件(16H)在辐照前仅具有含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)。
2.根据权利要求1所述的运行方法，其特征在于，在所述铀平衡循环的过程中，所述堆芯(2)仅装纳铀平衡核燃料组件(16H)，所述铀平衡核燃料组件在辐照前仅具有含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)。
3.根据权利要求1或2所述的运行方法，其特征在于，在所述钚平衡循环的过程中，所述堆芯(2)仅装纳钚平衡核燃料组件(16F)。
4.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，在所述钚平衡循环的过程中，所述钚平衡核燃料组件(16F)在辐照前仅具有只基于铀钚混合氧化物的核燃料棒(24)。
5.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，在所述钚平衡循环的过程中，所有钚平衡核燃料组件(16F)的核燃料棒(24)具有相同的核燃料同位素组分和相同的额定总质量含钚量。
6.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，所述分区过渡核燃料组件(16G)中的至少一些在其中央区域(80)内具有有毒核燃料棒(24)，所述有毒核燃料棒(24)在辐照前具有至少一可消耗的中子毒物。
7.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，在所述分区过渡核燃料组件(16G)中的至少一些中，所述周边区域(81)的核燃料棒(24)具有的钚裂变同位素额定含量小于钚平衡核燃料组件(16F)的核燃料棒(24)的钚裂变同位素额定含量。
8.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，
-在第一过渡循环之前的更换阶段的过程中，在所述堆芯(2)中装填第一分区过渡核燃料组件(16G)，以及
-在第二过渡循环之前的更换阶段的过程中，在所述堆芯(2)中装填第二分区过渡核燃料组件(16G)，所述第二分区过渡核燃料组件的中央区域(80)的核燃料棒(24)除可能的有毒核燃料棒(24)以外，具有的铀235富集度不同于所述第一分区过渡核燃料组件(16G)的中央区域(80)的核燃料棒(24)的铀235富集度。
9.根据权利要求8所述的运行方法，其特征在于，所述第二分区过渡核燃料组件(16G)的中央区域(80)的核燃料棒(24)除可能的有毒核燃料棒(24)以外，与所述铀平衡核燃料组件(16H)的核燃料棒(24)基本上具有相同的铀235富集度。
10.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，所述分区过渡核燃料组件(16G)没有被装填在所述堆芯(2)的外周层(86)中，至少一些所述分区过渡核燃料组件(16G)被装填在与所述堆芯(2)的外周层(86)紧邻的层(88)中。
11.用于压水核反应堆(1)的核燃料组件(16G)，其特征在于，该核燃料组件由以下区域组成：
-一中央区域(80)，其具有多个在辐照前含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)，以及
-一周边区域(81)，其沿所述核燃料组件(16G)的外表面延伸，所述周边区域(81)在辐照前仅具有多个只基于铀钚混合氧化物的核燃料棒(24)，所述周边区域(81)对应于核燃料棒(24)的外层。
12.根据权利要求11所述的核燃料组件，其特征在于，所述中央区域(80)的所述核燃料棒(24)中的至少一些是在辐照前含有可消耗的中子毒物的有毒核燃料棒(24)。
13.根据权利要求11或12所述的核燃料组件，其特征在于，所述核燃料组件除核燃料棒(24)外，还具有用于接纳控制棒束组件(20)的棒(40)的导向管(31)，可能还有仪器管(29)，所述核燃料棒(24)、所述导向管(31)和可能的所述仪器管(29)占据一规则的网格的所有结点。
14.根据权利要求11至13中任一项所述的核燃料组件，其特征在于，所述核燃料组件不具有外壳。
15.根据权利要求11至14中任一项所述的核燃料组件，其特征在于，所述核燃料以被装纳在所述核燃料棒(24)中的实心芯块(36)的形式包装而成。

Claims (15)

1.压水核反应堆(1)的运行方法，所述压水核反应堆具有堆芯(2)，所述堆芯封装具有核燃料棒(24)的核燃料组件，所述运行方法包括在相继循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作的阶段，并且在每个循环之间具有用新的核燃料组件更换乏核燃料组件的阶段，所述方法的特征在于：
-在至少一个钚平衡循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作，在所述至少一个钚平衡循环的过程中，所述堆芯(2)装纳钚平衡核燃料组件(16F)，这些钚平衡核燃料组件(16F)在辐照前具有仅基于铀钚混合氧化物的核燃料棒(24)，对于每个钚平衡核燃料组件(16F)，所述核燃料棒(24)具有相同的核燃料同位素组分和相同的额定总质量含钚量，然后，
-在过渡循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作，在这些过渡循环之前的更换阶段的过程中，所述钚平衡核燃料组件(16F)中的至少一些用下述核燃料组件逐渐更换：
-分区过渡核燃料组件(16G)，这些分区过渡核燃料组件(16G)每个都具有：
-一中央区域(80)，其具有在辐照前含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)，以及
-一周边区域(81)，其沿所述分区过渡核燃料组件(16G)的外表面延伸，所述周边区域(81)在辐照前仅具有只基于铀钚混合氧化钚的核燃料棒(24)，然后
-铀平衡核燃料组件(16H)，这些铀平衡核燃料组件(16H)在辐照前仅具有含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)，
-在至少一个铀平衡循环的期间使所述压水核反应堆(1)工作，在所述至少一个铀平衡循环中，所述堆芯(2)装纳铀平衡核燃料组件(16H)，所述铀平衡核燃料组件(16H)在辐照前仅具有含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)。
2.根据权利要求1所述的运行方法，其特征在于，在所述铀平衡循环的过程中，所述堆芯(2)仅装纳铀平衡核燃料组件(16H)，所述铀平衡核燃料组件在辐照前仅具有含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)。
3.根据权利要求1或2所述的运行方法，其特征在于，在所述钚平衡循环的过程中，所述堆芯(2)仅装纳钚平衡核燃料组件(16F)。
4.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，在所述钚平衡循环的过程中，所述钚平衡核燃料组件(16F)在辐照前仅具有只基于铀钚混合氧化物的核燃料棒(24)。
5.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，在所述钚平衡循环的过程中，所有钚平衡核燃料组件(16F)的核燃料棒(24)具有相同的核燃料同位素组分和相同的额定总质量含钚量。
6.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，所述分区过渡核燃料组件(16G)中的至少一些在其中央区域(80)内具有有毒核燃料棒(24)，所述有毒核燃料棒(24)在辐照前具有至少一可消耗的中子毒物。
7.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，在所述分区过渡核燃料组件(16G)中的至少一些中，所述周边区域(81)的核燃料棒(24)具有的钚裂变同位素额定含量小于钚平衡核燃料组件(16F)的核燃料棒(24)的钚裂变同位素额定含量。
8.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，
-在第一过渡循环之前的更换阶段的过程中，在所述堆芯(2)中装填第一分区过渡核燃料组件(16G)，以及
-在第二过渡循环之前的更换阶段的过程中，在所述堆芯(2)中装填第二分区过渡核燃料组件(16G)，所述第二分区过渡核燃料组件的中央区域(80)的核燃料棒(24)除可能的有毒核燃料棒(24)以外，具有的铀235富集度不同于所述第一分区过渡核燃料组件(16G)的中央区域(80)的核燃料棒(24)的铀235富集度。
9.根据权利要求8所述的运行方法，其特征在于，所述第二分区过渡核燃料组件(16G)的中央区域(80)的核燃料棒(24)除可能的有毒核燃料棒(24)以外，与所述铀平衡核燃料组件(16H)的核燃料棒(24)基本上具有相同的铀235富集度。
10.根据前述权利要求中任一项所述的运行方法，其特征在于，所述分区过渡核燃料组件(16G)没有被装填在所述堆芯(2)的外周层(86)中，至少一些所述分区过渡核燃料组件(16G)被装填在与所述堆芯(2)的外周层(86)紧邻的层(88)中。
11.用于压水核反应堆(1)的核燃料组件(16G)，其特征在于，该核燃料组件具有：
-一中央区域(80)，其具有多个在辐照前含有氧化铀但未含有氧化钚的核燃料棒(24)，以及
-一周边区域(81)，其沿所述核燃料组件(16G)的外表面延伸，所述周边区域(81)在辐照前仅具有多个只基于铀钚混合氧化物的核燃料棒(24)。
12.根据权利要求11所述的核燃料组件，其特征在于，所述中央区域(80)的所述核燃料棒(24)中的至少一些是在辐照前含有可消耗的中子毒物的有毒核燃料棒(24)。
13.根据权利要求11或12所述的核燃料组件，其特征在于，所述核燃料组件除核燃料棒(24)外，还具有用于接纳控制棒束组件(20)的棒(40)的导向管(31)，可能还有仪器管(29)，所述核燃料棒(24)、所述导向管(31)和可能的所述仪器管(29)占据一规则的网格的所有结点。
14.根据权利要求11至13中任一项所述的核燃料组件，其特征在于，所述核燃料组件不具有外壳。
15.根据权利要求11至14中任一项所述的核燃料组件，其特征在于，所述核燃料以被装纳在所述核燃料棒(24)中的实心芯块(36)的形式包装而成。
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