CN110875096B - 核反应堆燃料元件 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及核工程领域，并且可以用于制造静止不动的、运输的和封装的装置的压水反应堆芯的核燃料元件。分散核反应堆燃料元件包括：具有端盖的柱形包壳；借助于间隔件放置在包壳内的十字形补偿器；以及具有7至93wt％的235U同位素的核燃料颗粒，该核燃料颗粒以金属间铀化合物U(Al,Si)3碎粒和/或二氧化铀细砾的形式制成。核燃料元件的芯由两个或更多个剖析区组成，在相邻的剖析区中平均线性铀密度值不同，上述两个或更多个剖析区具有的长度、核燃料类型、核燃料颗粒粒级大小、铀中235U同位素的重量百分比、补偿器的截面积值是相同或不同的。包壳由不锈钢或镍铬合金或锆合金制成。
Description
技术领域
本发明涉及核工程领域，并且可以用于制造静止不动的、运输的和封装的装置的压水反应堆芯的核燃料元件。
背景技术
已知一种容器型核反应堆燃料元件，该反应堆燃料元件具有通过振动将氧化物燃料的烧结颗粒填充到核反应堆燃料元件的包壳中制成的柱[A.G.Samoilov，V.S.Volkov，M.I.Solonin“Nuclear Reactor Fuel Elements”.M.:Energoatomizdat，1996，pp.113，129-137]。在相同的运行条件下，这种燃料元件的能量产率类似于具有传统托盘化氧化物燃料的燃料元件的能量产率。振动充填(vibropacked，振动密实)的燃料柱的结构发生改变并且变得接近辐照的托盘化氧化物燃料的结构。
然而，这两种类型的燃料元件在瞬态和动力操纵模式的高燃料燃尽的情况下都没有提供必要的反应堆操作可靠性，该操作可靠性现今对于压水反应堆动力装置(plant，站、工厂)的运行而言变得越来越必要，特别是对于浮动核动力装置和原子破冰船而言。
众所周知，在将形成未来30-50年核动力工程的基础的WWER型现代反应堆中，在使用容器型核燃料元件——该核燃料元件包括具有端盖的包壳以及铀-钚混合燃料的丸粒或颗粒形式的柱——的情况下，则累积的钚的量不会减少，而只是其累积的速度会降低。因此，在具有丸粒或颗粒形式的柱的容器型核燃料元件中，为了减少累积的钚的量，正在努力将混合燃料中的铀基质替换为不提供可裂变核素增殖的惰性基质。然而，由低功率核装置使用的这种类型的核燃料元件受到了核材料安全和防扩散要求的限制。
已知一种包括具有端盖的包壳的核燃料元件，其将一部分核燃料封装至各种几何形状的一个或多个密封安瓿中[俄罗斯联邦专利No.2124767、IPC G21C3/62]。燃料元件柱的其他部分包括另外的核燃料和可增殖核素。在燃料元件的包壳内利用安瓿和核燃料形成的中空体填充有接触材料，以提供将热量从柱的安瓿和核燃料中除去。安瓿可以被设计成笔直的或绕直轴扭转的或者以各种螺旋形式缠绕(wound，卷绕、盘绕)的球体、盘、环、多层面的板或带图的板，或者被设计成具有圆形、椭圆形、三角形、多面形或其他截面的并且还具有用于自我间隔的肋状件的杆。
然而，这种核燃料元件的缺点在于其复杂的结构，并且其制造技术几乎不适合于低功率核装置的燃料的大规模生产。此外，核燃料元件不能在特定的铀浓缩值下提供必要的功率密度。
已知一种核燃料元件[俄罗斯联邦专利No.2170956、IPC G21C3/20]，包括：具有端盖的包壳；具有核燃料颗粒的柱，其中可裂变核素为20至100wt％；以及在运行条件下呈固态或液态的接触材料；呈杆形式的置换器放置在包壳内并与其同轴穿过核燃料元件的整个长度，该杆由可能含有可燃毒物的结构材料制成。置换器具有的截面积在核燃料元件的芯的纵向上是恒定或可变的并且是由核燃料元件的包壳的内表面限制的截面积的30％至80％，碎粒或细砾的形式的核燃料颗粒具有2％至30％的孔隙率，以及接触材料放置于包壳和置换器之间。
置换器被制成为处于各种几何形状，这样的几何形状具有圆形、椭圆形、带状、三面和更多面体的截面、三叶片和更多叶片状截面，为笔直的或以围绕直轴具有恒定或可变间距的方式扭转，为实心的或者中空的，以用于收集气态裂变碎片或补偿因为裂变碎片在其中积聚造成的燃料成分的体积变换，或者填充有包含再生核燃料和/或可燃毒物和/或中子慢化剂的材料。
然而，这种核燃料元件的缺点如下：它具有复杂的结构，并且其制造技术几乎不适合于低功率核装置的燃料的大规模生产。此外，核燃料元件的结构不能在特定的铀浓缩值下提供必要的功率密度，这对于动力反应堆的限制值为20％。
所要求保护的燃料元件的最接近的类似物是核燃料元件[2012年公开的UMNo.112483；IPC G21C 3/20]，该元件包括：直径为6.3至7.1mm的包壳；以及端盖；被制成孔隙率为3至6％的二氧化铀细砾的、呈分布在基质中的核燃料颗粒形式的柱，柱中铀的密度被设定为5.5至6.5g/cm3；以及具有圆形突起和凹陷的十字形补偿器，该补偿器借助于间隔部件放置在核燃料元件的芯中的包壳内，表征为，包壳由壁厚度为0.11至0.32mm的管制成，核燃料颗粒具有0.2至1.2mm的大小，补偿器的截面积是核燃料元件的截面积的0.1至0.3，以及铀重量被设定为在每厘米柱1.58至1.95g之间。
该核燃料元件可以用于热中子反应堆，诸如用于浮动核动力装置的反应堆，并有助于解决在开发这种类型的反应堆期间出现的许多技术和工程-经济问题。因此，与具有丸粒状氧化物燃料的容器型核燃料元件相比，在小功率反应堆中使用这种核燃料元件更经济可行、环境友好且可靠，并且允许将能量产率增加至150MW·天/(kg U)。
即使具有所有这些明显的优点，这种核燃料元件也具有以下缺点：
-仅二氧化铀可以用作核燃料；
-核燃料元件的柱中铀密度范围较窄；
-铀-235的重量百分比被限制至20％和更少；
-当使用厚度最高达0.32mm的锆合金制成的包壳时，由于这些合金的腐蚀行为，核燃料元件的寿命受到限制；
-核燃料元件的直径范围较窄；
-并且，因此，为了满足核燃料元件的寿命、能量产率和功率密度的各种要求，核燃料元件、补偿器的尺寸的组合的范围较窄。
事实上，该结构仅针对地在浮动核动力单元和用于出口的低功率核装置的压水系统的芯中使用，以满足防扩散要求。
发明内容
本发明要解决的任务是开发一种分散的核燃料元件，其在关于几何形状具有相同基本设计以及相同的主要生产流程的情况下，具有较宽范围的核燃料元件直径、包壳壁厚度、补偿器的尺寸和面积值、铀密度(包括在芯的纵向上可变的密度)，以及较广泛的核燃料元件的用途。
技术成果是提供一种具有较高功率密度值和能量产率值的核燃料元件，以及沿柱的纵向剖析线性铀和/或235U同位素密度的可能，同时在使用期间保持该核燃料元件的完整性和最小尺寸变化。剖析铀和/或235U同位素的含量允许沿柱的纵向上的功率密度的适当调节、核燃料元件中较高的平均能量产率，以及因此较高的235U同位素使用效率。
在核燃料元件中实现了技术效果，该核燃料元件包括：由用端盖密封的管制成的柱状包壳；通过间隔件放置在包壳内的具有密封腔的十字形补偿器；以及核燃料颗粒，该核燃料颗粒分布于核燃料元件的芯中位于包壳与补偿器之间的基质材料中，具有7至93wt％235U同位素的核燃料颗粒处于金属间铀化合物U(Al,Si)3的碎粒的形式和/或二氧化铀的细砾的形式，核燃料元件的芯由两个或更多个长度不小于30mm的剖析区(profiling zone，剖面区、分析区)组成，在相邻的剖析区中平均线性铀密度值不同，两个或更多个剖析区具有的长度、核燃料类型、核燃料颗粒粒级大小(fraction size)、铀中235U同位素的重量百分比值、补偿器的截面积值是相同或不同的，在芯的上部和下部设置有贯穿基质材料分布的惰性填料颗粒的插塞，补偿器与包壳同轴布置并且在核燃料元件的芯中具有恒定的特定直径以及笔直的或扭转的轮廓部分，补偿器延伸超出芯的上边界和下边界，由锆合金或不锈钢制成的间隔件以6至16的缠绕圈数围绕补偿器缠绕并固定在补偿器的端部上，补偿器的截面积在每个剖析区中是恒定的并且是同一截面中核燃料元件的补偿器与包壳之间的截面积的0.075至0.88。
当包壳由不锈钢或镍铬合金制成时，使用直径为5.0至9.6mm且壁厚度为0.11至0.45mm的管。
在核燃料具有由不锈钢或镍铬合金制成的包壳、且处于碎粒的粒级大小为0.1至1.2mm的金属间铀化合物U(Al,Si)3的形式的核燃料元件的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.25至1.77g/cm的范围内的恒定值。
在核燃料具有由不锈钢或镍铬合金制成的包壳、并处于孔隙率最高达10％和粒级大小为0.315至1.2mm的二氧化铀细砾的形式的核燃料元件的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.35至3.90g/cm的范围内的恒定值。
当包壳由锆合金制成时，使用直径为5.0至9.6mm以及壁厚度为0.4至0.75mm的管。
在核燃料具有由锆合金制成的包壳、且处于碎粒粒级大小为0.1至1.2mm的金属间铀化合物U(Al,Si)3形式的核燃料元件的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.23至1.57g/cm的范围内恒定值。
在核燃料具有由锆基合金制成的包壳、且处于孔隙率最高达10％和粒级大小为0.315至1.2mm的二氧化铀细砾的形式的核燃料元件的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.34至3.35g/cm的范围内恒定值。
端盖由与包壳相同的材料制成。
当间隔件被制成为线材形式时，使用直径为0.4至0.5mm的线材。
当间隔件被制成为螺旋体形式时，使用由直径为0.4至0.5mm的线材制成的直径为0.5至3.0mm的受应力的右旋螺旋体。
根据使用范围(国际或国内市场)和开发要求规范，既可以使用包含重量百分比低于20％的可裂变核素的核燃料，也可以使用包含的重量百分比高达93％的可裂变核素的核燃料。
基质材料由基于铝的含硅和镍的合金(诸如硅铝)制成，该合金含有11.4至12.2％的硅和1.9至2.1％的镍。
所要求保护的发明的实质是：
-使用的核燃料不仅处于二氧化铀细砾的形式，而且还处于金属间铀化合物U(Al,Si)3的碎粒的形式；
-除其他之外，使用高浓缩核燃料，其中，235U同位素为7至93wt％；
-将核燃料铀密度变化范围扩大到2.5至6.6g/cm3；
-由于改变了铀密度和/或235U同位素密度，和/或由于改变了补偿器的截面积，和/或由于改变了核燃料的类型，可以沿芯的长度剖析可裂变核素的线性密度；
-将包壳管的直径范围扩大为具有5.0至9.6mm的值；
-将包壳管的厚度的范围扩大为：对于不锈钢或镍铬合金管而言，具有0.11至0.45mm的值；以及对于锆合金管而言，具有0.40至0.75mm的值；
-将补偿器的截面积的变化范围扩大为：是同一截面中核反应堆燃料元件的补偿器与包壳之间的截面积的0.075至0.88；
-将平均线性铀密度的变化范围扩大到0.23至3.90g/cm的值。
附图说明
图1用核反应堆燃料元件的纵向截面和在剖析区中的详细截面示出了核燃料元件的结构，其中，芯包括长度和线性铀密度值不同的三个剖析区，其中，1是包壳，2是下盖(cap，插接帽)，3是上盖，该上盖具有用于将核燃料元件固定在FA(燃料组件)中的孔，4是补偿器，该补偿器具有可变截面积的十字形截面，具有沿着直轴的笔直叶片和密封腔，5是沿左旋方向围绕补偿器缠绕的线材形式的间隔件，6、7是惰性填料的下层和上层，8是金属间核燃料碎粒，10是基质材料。
图2用核燃料元件的纵向截面和详细截面示出了核燃料元件的结构，其中，芯包括长度和线性铀密度不同的五个剖析区，其中，1是包壳，2是下盖，该下盖具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔，3是上盖，4是具有恒定截面积的右旋缠绕的十字形补偿器，5是沿左旋方向围绕补偿器缠绕的受应力的螺旋线材形式的间隔件，6、7是惰性填料的下层和上层，8是金属间核燃料碎粒，10是基质材料。
图3用核燃料元件的纵向截面和详细截面以及补偿器在剖析区中的详细截面示出了核燃料元件的结构，其中，芯包括长度和线性铀密度不同的三个剖析区，其中，1是包壳，2是下盖，该下盖具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔，3是上盖，4是右旋缠绕的十字形补偿器，该十字形补偿器具有可变截面积和密封腔，5是沿左旋方向围绕补偿器缠绕的受应力的螺旋线材形式的间隔件，6、7是惰性填料的下层和上层，8是金属间核燃料碎粒，10是基质材料。
图4用核燃料元件的纵向截面和详细截面示出了核燃料元件的结构，其中，芯包括长度、核燃料类型和线性铀密度值不同的三个剖析区，其中，1是包壳，2是下盖，该下盖具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔，3是上盖，4是右旋缠绕的十字形补偿器，该十字形补偿器具有恒定截面积和密封腔，5是沿左旋方向围绕补偿器缠绕的受应力的螺旋线材形式的间隔件，6、7是惰性填料的下层和上层，8是金属间核燃料碎粒，9是二氧化硅核燃料细砾，10是基质材料。
图5、图6、图7、图8分别示出了实施例1、2、3、4的核燃料元件的每个剖析区中线性铀密度和平均线性铀密度(水平线)的分布。
具体实施方式
实施例1(参见图1)
核燃料元件包括包壳1，包壳具有直径为5.0mm的标签为06Х16Н15М3B-ID(EI-847)的不锈钢以及0.11mm的包壳壁厚度。下盖2和上盖3也由钢EI-847制成，并通过氩弧焊焊接至包壳。上盖3具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔。笔直的十字形补偿器4以与包壳1同轴的方式放置在该包壳内。沿着长度具有3.8mm的恒定的特定直径的补偿器4由不锈钢06Х18Н10Т的且直径为3.8×0.12mm的管制成。补偿器4的轮廓部分具有三个部分，三个部分截面积不同并形成三个剖析区。补偿器4通过间隔件5在核燃料元件的包壳内居中，该间隔件是沿左旋方向围绕补偿器缠绕的直径为0.45mm的不锈钢线材形式。间隔件的线材的缠绕圈数为8至10。补偿器4的截面积为：对于区L1为8.37mm2，对于区L2为7.40mm2，对于区L3为6.46mm2。补偿器的面积是包壳1与补偿器4之间的面积的：对于区L1为0.874，对于区L2为0.701，对于区L3为0.562。在核燃料元件的芯中位于包壳1与补偿器4之间，放置了粒级大小为0.14至0.5mm的金属间铀化合物碎粒的形式的核燃料8。包壳1和补偿器4与核燃料8的碎粒之间的自由空间填充有基质材料10。铀中235U的重量百分比为19.45％。核燃料元件的具有950mm的标称长度的芯包括长度、补偿器的截面积和线性铀密度不同的三个剖析区。剖析区的长度如下：L1＝80mm，L2＝240mm，L3＝630mm。标称铀密度为2.6g/cm3。在剖析区的纵向上的标称线性铀密度如下：对于区L1为0.249g/cm，对于区L2为0.274g/cm，对于区L3为0.299g/cm。惰性填料的下层6和上层7放置于包壳1和补偿器4之间的芯的上部和下部。白色熔融氧化铝碎粒用作惰性填料，其中下层6的粒级大小为0.1至0.25mm，并且上层7的粒级大小为0.4至0.63mm。包壳1和补偿器4与惰性填料6和7的碎粒之间的自由空间也填充有基质材料10。在图5中示出了三个剖析区中线性铀密度的分布。
实施例2(参见图2)
核燃料元件包括锆合金E110的包壳1，包壳具有9.15mm的直径以及0.715mm的包壳壁厚度。通过对接电阻焊BRW-2将锆合金E110的下盖2和上盖3焊接至包壳。下盖2具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔。右旋缠绕的十字形补偿器4以与包壳1同轴的方式放置在该包壳内。具有3.7mm的特定直径的补偿器4由直径为3.7×0.15mm的锆合金E110的管制成。补偿器4通过直径为2.01mm的受应力的螺旋体形式的间隔件5在核燃料元件的包壳内居中，该间隔件由沿左旋缠绕方向围绕补偿器缠绕的直径为0.45的锆合金E110的线材制成。螺旋体的缠绕圈数为10至12。补偿器的截面积为6.0mm2，并且是包壳和补偿器之间的截面积的约0.147。在包壳1和补偿器4之间的核燃料元件的芯中放置了金属间铀化合物碎粒的形式的核燃料8。包壳1和补偿器4与核燃料8的碎粒之间的自由空间填充有基质材料10。核燃料元件的具有1200mm的标称长度的芯包括长度、核燃料碎粒的粒级大小、铀密度和线性铀密度不同的五个剖析区。惰性填料的下层6和上层7放置在包壳1和补偿器4之间的芯的上部和下部。剖析区的长度如下：L1＝180mm，L2＝240mm，L3＝260mm，L4＝280mm，L5＝240mm。核燃料碎粒的粒级大小如下：对于区L1为0.2至0.8mm，对于区L2为0.2至1.0mm，对于区L3为0.2至1.2mm，对于区L4为0.14至1.0mm，对于区L5为0.14至1.2mm。铀中235U的重量百分比为47.0％。标称铀密度为：对于区L1为2.69g/cm3，对于区L2为2.77g/cm3，对于区L3为2.84g/cm3，对于区L4为2.98g/cm3，对于区L5为3.12g/cm3。在剖析区的纵向上的标称线性铀密度如下：对于区L1为1.10g/cm，对于区L2为1.13g/cm，对于区L3为1.16g/cm，对于区L4为1.22g/cm，对于区L5为1.27g/cm。包壳1和补偿器4与惰性填料6和7的碎粒之间的自由空间也填充有基质材料10。在图6中示出了三个剖析区中线性铀密度的分布。
实施例3(参见图3)
核燃料元件包括包壳1，包壳具有直径为6.9mm的标签为42ХНМ的镍铬合金以及0.25mm的包壳壁厚度。下盖2和上盖3由镍铬合金42ХНМ制成，并通过氩弧焊焊接至包壳。下盖2具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔。右旋缠绕的十字形补偿器4以与包壳1同轴的方式放置在该包壳内。沿着长度具有3.7mm的恒定的特定直径的补偿器4由直径为3.7×0.15mm的锆合金E110的管制成。补偿器4的轮廓部分具有五个部分，五个部分截面积不同并形成剖析区。补偿器4通过直径为1.35mm的受应力的螺旋体形式的间隔件5在核燃料元件的包壳内居中，该间隔件是由以左旋缠绕方向围绕补偿器缠绕的直径为0.45的锆合金E110的线材制成。螺旋体的缠绕圈数为10至12。补偿器4的面积为：对于区L1为6.7mm2，对于区L2为6.4mm2，对于区L3为6.0mm2，对于区L4为5.5mm2，对于区L5为5.0mm2。补偿器面积是包壳1与补偿器4之间的面积的：对于区L1为0.263，对于区L2为0.248，对于区L3为0.229，对于区L4为0.206，对于区L5为0.184。在包壳1和补偿器4之间的核燃料元件的芯中放置了金属间铀化合物碎粒的形式的核燃料8，该核燃料的粒级大小为0.14至0.8mm。包壳1和补偿器4与核燃料8的碎粒之间的自由空间填充有基质材料10。铀中235U的重量百分比为49.0％。核燃料元件的具有1200mm的标称长度的芯包括长度、补偿器的截面积和线性铀密度不同的五个剖析区。剖析区的长度如下：L1＝180mm，L2＝240mm，L3＝260mm，L4＝280mm，L5＝240mm。标称铀密度为2.69g/cm3。在剖析区的纵向上的标称线性铀密度如下：对于区L1为0.69g/cm，对于区L2为0.70g/cm，对于区L3为0.71g/cm，对于区L4为0.72g/cm，对于区L5为0.73g/cm。惰性填料的下层6和上层7位于包壳1和补偿器4之间在芯的上部和下部。白色熔融氧化铝碎粒用作惰性填料，其中下层6的粒级大小为0.1至0.25mm，上层7的粒级大小为0.4至0.63mm。包壳1和补偿器4与惰性填料6和7的碎粒之间的自由空间也填充有基质材料10。在图7中示出了三个剖析区中线性铀密度的分布。
实施例4(参见图4)
核燃料元件包括包壳1，包壳为直径为9.5mm的镍铬合金42ХНМ并且具有0.43mm的包壳壁厚度。下盖2和上盖3由镍铬合金42ХНМ制成，并通过对接电阻焊BRW-2焊接至包壳。下盖2具有用于将核燃料元件固定在FA中的孔。右旋缠绕的十字形补偿器4以与包壳1同轴的方式放置在该包层内。具有3.7mm的特定直径的补偿器4由直径为3.7×0.15mm的锆合金E110的管制成。补偿器4通过直径为2.47mm的受应力的螺旋体形式的间隔件5在核燃料元件的包壳内居中，该间隔件由以左旋缠绕方向围绕补偿器缠绕的直径为0.45的锆合金E110线材制成。螺旋体的缠绕圈数为14至16。补偿器的截面积为6.0mm2，并且是包壳与补偿器之间的截面积的约0.114。核燃料元件的具有1600mm的标称长度的芯包括长度、核燃料类型和线性铀密度不同的三个剖析区(L1、L2、L3)。在包壳1和补偿器4之间的核燃料元件的芯中，放置有金属间铀化合物碎粒的形式的核燃料8(区L1)以及二氧化铀细砾的形式的核燃料9(区L2和L3)。包壳1和补偿器4与核燃料的碎粒8和细砾9之间的自由空间填充有基质材料10。剖析区的长度如下：L1＝35mm，L2＝625mm，L3＝940mm。对于剖析区L1，铀中235U的重量百分比为19.5％，而对于剖析区L2和L3，该重量百分比为13.0％。区L1的金属间铀化合物碎粒的形式的核燃料8具有0.14至1.2mm的粒级大小，区L2的二氧化铀细砾的形式的核燃料9具有的粒级大小为0.315至0.8mm，而区L3的二氧化铀细砾的形式的核燃料具有的粒级大小为0.315至1.2mm。标称铀密度如下：对于区L1为3.12g/cm3，对于区L2为6.04g/cm3，对于区L3为6.59g/cm3。标称线性铀密度如下：对于区L1为1.64g/cm，对于区L2为3.18g/cm，对于区L3为3.47g/cm。惰性填料的下层6和上层7放置于包壳1和补偿器4之间的芯的上部和下部。白色熔融氧化铝碎粒被用作惰性填料，其中下层6的粒级大小为0.1至0.25mm，以及上层7的粒级大小为0.5至0.63mm。包壳1和补偿器4与惰性填料6和7的碎粒之间的自由空间也填充有基质材料10。在图8中示出了三个剖析区中线性铀密度的分布。
因此，已经开发出一种分散的核燃料元件的结构，其具有宽范围的核燃料元件直径、包壳壁厚度，由于改变了铀密度和/或235U同位素密度，和/或补偿器的截面积，和/或核燃料的类型，和/或核燃料颗粒的粒级大小，可以在芯的纵向上剖析可裂变核素的线性密度，以及核燃料元件的更宽的使用范围，同时保留关于几何形状的基本设计和主要生产流程两者。该核燃料元件将通过剖析铀或235U同位素沿柱的纵向的线性密度，在核燃料元件中提供较高的功率密度值和能量产率值，同时在使用期间保持核燃料元件的完整性和最小尺寸变化。剖析铀和/或235U同位素的含量允许沿柱长度的功率密度的适当调节、核燃料元件中较高的平均能量产率，以及因此较高的235U同位素使用效率。
Claims (10)
1.一种核反应堆燃料元件，包括：由用端盖密封的管制成的柱形包壳；具有密封腔的十字形补偿器，所述十字形补偿器通过间隔件放置在所述包壳内；以及核燃料颗粒，所述核燃料颗粒分布于所述核反应堆燃料元件的芯中位于所述包壳与所述补偿器之间的基质材料中，其特征在于，所述包壳被制成为管，所述管的直径为5.0mm至9.6mm，并且所述管的壁厚度为0.11至0.45mm，具有7至93wt％的235U同位素的所述核燃料颗粒是金属间铀化合物U(Al,Si)3的碎粒的形式和/或二氧化铀的细砾的形式，所述核反应堆燃料元件的芯由长度不小于30mm的两个或更多个剖析区组成，在相邻的剖析区中平均线性铀密度值不同，所述两个或更多个剖析区具有的长度、核燃料类型、核燃料颗粒的粒级大小、铀中235U同位素的重量百分比、补偿器的截面积值是相同或不同的，在所述芯的上部和下部设置有贯穿所述基质材料分布的惰性填料颗粒的插塞，所述补偿器与所述包壳同轴布置，在所述核反应堆燃料元件的芯中所述补偿器具有恒定的特定直径以及笔直的或扭转的轮廓部分，所述补偿器延伸超出所述芯的上边界和下边界，所述间隔件由锆合金或不锈钢制成，所述间隔件以6至16的缠绕圈数围绕所述补偿器缠绕并固定在所述补偿器的端部上，所述补偿器的截面积在每个剖析区中是恒定的，并且是同一截面中所述核反应堆燃料元件的所述补偿器与所述包壳之间的截面积的0.075至0.88。
2.根据权利要求1所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，所述包壳由不锈钢或镍铬合金制成。
3.根据权利要求1或2所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，在核燃料是碎粒粒级大小为0.1至1.2mm的金属间铀化合物U(Al,Si)3的形式的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.25至1.77g/cm的范围内的恒定值。
4.根据权利要求1或2所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，在核燃料是孔隙率最高达10％且粒级大小为0.315至1.2mm的二氧化铀细砾的形式的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.35至3.90g/cm的范围内的恒定值。
5.根据权利要求1所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，所述包壳由锆基合金管制成，所述锆基合金管具有5.0至9.6mm的直径以及0.4至0.75mm的壁厚度。
6.根据权利要求1或5所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，在核燃料是碎粒粒级大小为0.1至1.2mm的金属间铀化合物U(Al,Si)3的形式的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.23至1.57g/cm的范围内的恒定值。
7.根据权利要求1或5所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，在核燃料是孔隙率最高达10％且粒级大小为0.315至1.2mm的二氧化铀细砾的形式的任一剖析区中，平均线性铀密度具有在0.34至3.35g/cm的范围内的恒定值。
8.根据权利要求1所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，所述端盖由与所述包壳相同的材料制成。
9.根据权利要求1所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，所述间隔件由直径为0.4至0.5mm的线材的形式制成。
10.根据权利要求1所述的核反应堆燃料元件，其特征在于，所述间隔件以直径为0.5至3.0mm的受应力的右旋螺旋体形式制成，所述螺旋体由直径为0.4至0.5mm的线材沿左旋方向缠绕制成。
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