CN113409963A - 一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒及燃料组件 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒及燃料组件，本发明的燃料棒包括包壳和燃料芯块，所述包壳与燃料芯块之间的间隙包含了预设热膨胀差空间。本发明通过在燃料棒中预设热膨胀差空间使其在较大的功率变化幅度下依然不产生芯块包壳机械相互作用，缓解和消除燃料棒的芯块包壳机械相互作用，使其具有适应快速功率变换的能力，进而具有更广泛的适应性，同时简化反应堆的操作，减少反应堆的运行限制。

Description

一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒及燃料组件
技术领域
本发明属于燃料组件技术领域，具体涉及一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒及燃料组件。
背景技术
燃料棒用于包容核燃料和裂变产物。常规的燃料棒设计出于中子经济性方面的考虑多采用二氧化铀陶瓷燃料、锆合金包壳。由于陶瓷燃料是核反应的发生地，其温度更高，而二氧化铀的热膨胀系数相比锆合金更大，因此在发生快速功率变化时，锆合金包壳会由于陶瓷燃料芯块的径向推拉而发生较大的应变，进而产生疲劳失效，危害燃料棒的结构完整性，尚失最重要的屏蔽核燃料和裂变产物的功能。目前核电燃料组件通过限制反应堆的功率变化来适应这一要求，但这限制了燃料组件的适用范围。
现有技术提出采用氧化铬Cr2O3作为燃料芯块的添加剂，提高燃料芯块的热蠕变性能，并通过包壳材料及工艺的控制提升包壳性能，并对运动功率进行了限定，以降低芯块包壳机械相互作用时的载荷以减低包壳失效的风险，但是其仍然没有从根本上缓解或消除芯块包壳机械相互作用，难以适用于具有快速功率变化要求的反应堆。
发明内容
为了解决现有技术无法从根本上缓解或消除芯块包壳机械相互作用，难以适用具有快速功率变化要求的燃料棒，本发明提供了解决上述问题的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒。本发明通过降低芯块与包壳的热膨胀差，缓解和消除燃料棒的芯块包壳机械相互作用，使其具有适应快速功率变换的能力，进而具有更广泛的适应性，同时简化反应堆的操作，减少反应堆的运行限制。
本发明通过下述技术方案实现：
一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，包括包壳和燃料芯块，所述包壳与燃料芯块之间的间隙包含了预设热膨胀差空间。
本发明通过在燃料棒中预设热膨胀差空间使其在较大的功率变化幅度下依然不产生芯块包壳机械相互作用。
优选的，本发明的包壳与燃料芯块之间的间隙为δ1+Δr2-Δr1；
其中，δ1为燃料棒间隙，Δr1为燃料芯块最大热膨胀，Δr2为包壳对应热膨胀。
优选的，本发明的燃料芯块采用高热导率的燃料芯块，降低燃料芯块的温度。
优选的，本发明的燃料芯块为将二氧化铀燃料放在高热导率的金属中制成的等效燃料芯块。
优选的，本发明的二氧化铀燃料基体的金属相的热膨胀系数小于包壳的热膨胀系数。
优选的，本发明的包壳采用锆合金材料，所述二氧化铀燃料基体采用钨材料。
优选的，本发明的高热导率的金属可采用不锈钢。
本发明的燃料棒通过采用较低热膨胀系数的燃料材料和较高热膨胀系数的包壳材料，如通过将二氧化铀等常规燃料放在高热导率的金属中制成等效燃料芯块使其等效热膨胀系数接近基体金属，能够有效降低芯块热膨胀；或者将目前的锆合金包壳进行掺杂改性提高热膨胀系数，均能缓解或消除芯块包壳机械相互作用。
第二方面，本发明提出了一种燃料组件，该燃料组件采用本发明所述的燃料棒。
第三方面，本发明提出了核反应堆，该核反应堆采用本发明所述的燃料组件。
本发明具有如下的优点和有益效果：
1、本发明克服了燃料棒的芯块包壳机械相互作用，使其具有适应快速功率变化的能力，扩大了采用该燃料棒的燃料组件适用范围，简化了反应堆的操作，减少了反应堆的运行限制，提高燃料组件乃至反应堆的经济性。
2、本发明克服了燃料棒的芯块包壳机械相互作用，进而消除了PCI(芯块包壳相互作用)这一失效机理，提升了燃料棒的可靠性；
3、本发明采用高热导率燃料芯块措施，还能够降低燃料组件热储能，降低事故发生后的安全风险。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为本发明的燃料棒结构示意图。
图2为本发明的燃料棒结构局部剖视图。
图3为本发明的高热导率燃料芯块示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-包壳，2-燃料芯块，3-包壳-燃料芯块间隙，4-燃料，5-高热导率基体。
具体实施方式
在下文中，可在本发明的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所发明的功能、操作或元件的存在，并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外，如在本发明的各种实施例中所使用，术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合，并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。
在本发明的各种实施例中，表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如，表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。
在本发明的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件，不过可不限制相应组成元件。例如，以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与其它元件区别开的目的。例如，第一用户装置和第二用户装置指示不同用户装置，尽管二者都是用户装置。例如，在不脱离本发明的各种实施例的范围的情况下，第一元件可被称为第二元件，同样地，第二元件也可被称为第一元件。
应注意到：如果描述将一个组成元件“连接”到另一组成元件，则可将第一组成元件直接连接到第二组成元件，并且可在第一组成元件和第二组成元件之间“连接”第三组成元件。相反地，当将一个组成元件“直接连接”到另一组成元件时，可理解为在第一组成元件和第二组成元件之间不存在第三组成元件。
在本发明的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本发明的各种实施例。如在此所使用，单数形式意在也包括复数形式，除非上下文清楚地另有指示。除非另有限定，否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义，除非在本发明的各种实施例中被清楚地限定。
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例1
相较于传统的燃料棒结构无法从根本上缓解或消除芯块包壳机械相互作用，难以用于具有快速功率变化要求的反应堆的问题，本实施例提出了一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，本实施例通过在燃料棒的包壳-芯块间隙中预设热膨胀差空间，使其在较大的功率变化幅度下依然不产生芯块包壳机械相互作用，进而缓解或消除芯块包壳机械相互作用，能够适用于具有快速功率变化需求的核反应堆，提高了适用范围，减少反应堆的运行限制。
具体如图1-3所示，本实施例的燃料棒包括包壳1、燃料芯块2和包壳-燃料芯块间隙3；
本实施例的包壳-燃料芯块间隙3中包含了预设热膨胀差空间，本实施例的包括-燃料芯块间隙3为δ＝δ1+Δr2-Δr1；
其中，δ1为燃料棒间隙，Δr1为燃料芯块最大热膨胀，Δr2为包壳对应热膨胀。
实施例2
为了进一步缓解或消除芯块包壳机械相互作用，基于上述实施例1，本实施例的燃料棒采用高热导率的燃料芯块，降低燃料芯块的温度。如通过将二氧化铀等常规燃料放在高热导率的金属中制成等效燃料芯块等措施进行实现。
本实施例的高热导率的金属可采用如不锈钢等材料。
实施例3
为了进一步缓解或消除芯块包壳机械相互作用，本实施例在上述实施例的基础上，采用较低热膨胀系数的燃料材料和较高热膨胀系数的包壳材料。如通过将二氧化铀等常规燃料放在高热导率的金属中制成等效燃料芯块使其等效热膨胀系数接近基体金属，能够有效降低芯块热膨胀；或者将目前的锆合金包壳进行掺杂改性提高热膨胀系数，均能缓解或消除芯块包壳机械相互作用。
本实施例的二氧化铀燃料基体的金属相热膨胀系数小于包壳热膨胀系数，如包壳采用锆合金材料，基体金属采用钨材料。
本发明克服了燃料棒的芯块包壳机械相互作用，使其具有适应快速功率变化的能力，扩大了采用该燃料棒的燃料组件适用范围，简化了反应堆的操作，减少反应堆的运行限制，提高燃料组件乃至反应堆的经济性；同时消除了PCI(芯块包壳相互作用)这一失效机理，提升了燃料棒的可靠性；还能降低燃料组件热储能，降低事故发生后的安全风险。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，包括包壳和燃料芯块，其特征在于，所述包壳与燃料芯块之间的间隙包含了预设热膨胀差空间。
2.根据权利要求1所述的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，其特征在于，所述包壳与燃料芯块之间的间隙为δ1+Δr2-Δr1；
其中，δ1为燃料棒间隙，Δr1为燃料芯块最大热膨胀，Δr2为包壳对应热膨胀。
3.根据权利要求1所述的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，其特征在于，所述燃料芯块采用高热导率的燃料芯块，降低燃料芯块的温度。
4.根据权利要求1所述的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，其特征在于，所述燃料芯块为将二氧化铀燃料放在高热导率的金属中制成的等效燃料芯块。
5.根据权利要求4所述的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，其特征在于，所述二氧化铀燃料基体的金属相的热膨胀系数小于包壳的热膨胀系数。
6.根据权利要求4所述的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，其特征在于，所述包壳采用锆合金材料，所述二氧化铀燃料基体采用钨材料。
7.根据权利要求4所述的一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒，其特征在于，所述高热导率的金属可采用不锈钢。
8.一种燃料组件，其特征在于，采用如权利要求1-7任一项所述的燃料棒。
9.一种核反应堆，其特征在于，采用如权利要求8所述的燃料组件。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114188056A (zh) * 2021-12-03 2022-03-15 中国原子能科学研究院 燃料芯块操作装置及方法
CN114203314A (zh) * 2021-12-06 2022-03-18 西安交通大学 一种液态金属填充间隙的复合碳化硅包壳核燃料棒
CN115050493A (zh) * 2022-06-27 2022-09-13 中国核动力研究设计院 一种压水堆燃料棒包壳材料辐照考验方法

Citations (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR850001618A (ko) * 1983-08-24 1985-03-30 로버트 제이. 에드워즈 핵연료 펠렛 피복체의 상호 작용 시험장치 및 방법
CN85106806A (zh) * 1985-03-08 1986-09-03 西屋电气公司 抗柱芯-包层互相作用(pci)裂纹传播的核燃料锆合金包层管
CN85101317A (zh) * 1985-04-01 1987-01-10 西屋电器公司 核燃料棒
CN85105559A (zh) * 1985-07-20 1987-01-28 西屋电气公司 一种减少端部反应性当量的核反应堆控制棒
US4690617A (en) * 1983-08-31 1987-09-01 Ngk Insulators, Ltd. Metal-ceramic composite article and a method of producing the same
US4927345A (en) * 1988-03-03 1990-05-22 Ohwada Carbon Industrial Co., Ltd. Press cylinder for high-temperature, high-pressure pressing machine
CN1993771A (zh) * 2004-06-01 2007-07-04 阿海珐核能公司 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损害的用途
CN101086905A (zh) * 2006-06-06 2007-12-12 西屋电气有限责任公司 用于芯块－包壳交互作用分析的方法
CN101243521A (zh) * 2005-08-10 2008-08-13 法国原子能委员会 大结构板式燃料元件
CN102789820A (zh) * 2012-08-17 2012-11-21 中科华核电技术研究院有限公司 一种核燃料棒
CN106782681A (zh) * 2016-12-23 2017-05-31 中广核研究院有限公司 三冷式燃料棒及燃料组件
CN107256726A (zh) * 2017-07-03 2017-10-17 中国工程物理研究院材料研究所 一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法
CN107975598A (zh) * 2017-11-23 2018-05-01 中国电子科技集团公司第十四研究所 一种机械密封用金属基座与SiC密封环的胶结方法
CN109326363A (zh) * 2018-09-29 2019-02-12 中广核研究院有限公司 弥散型燃料芯块及其制备方法、燃料棒
CN109979611A (zh) * 2019-03-28 2019-07-05 中国工程物理研究院材料研究所 一种径向热导率增强型二氧化铀燃料芯块及制备方法
CN110157934A (zh) * 2019-07-02 2019-08-23 中国原子能科学研究院 一种钨或钼基二氧化铀燃料芯块的制造方法
CN110379525A (zh) * 2019-08-02 2019-10-25 上海核工程研究设计院有限公司 一种耐事故的棒状核燃料元件及其制备方法
CN209822287U (zh) * 2019-03-20 2019-12-20 中国人民解放军国防科技大学 一种减小pci效应的液态铅铋冷却小型反应堆用燃料棒
CN110867259A (zh) * 2019-12-23 2020-03-06 西南科技大学 一种弱pci效应的液态铅铋冷却ads反应堆用燃料棒
CN111145926A (zh) * 2019-10-23 2020-05-12 中国工程物理研究院材料研究所 一种热膨胀系数可调且热导率增强型二氧化铀基燃料芯块及其制备方法
CN210606652U (zh) * 2019-08-07 2020-05-22 中广核研究院有限公司 一种能降低pci失效风险的燃料棒及燃料组件
TW202110774A (zh) * 2019-07-02 2021-03-16 美商西屋電器公司 長形碳化矽燃料元件

Patent Citations (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR850001618A (ko) * 1983-08-24 1985-03-30 로버트 제이. 에드워즈 핵연료 펠렛 피복체의 상호 작용 시험장치 및 방법
US4690617A (en) * 1983-08-31 1987-09-01 Ngk Insulators, Ltd. Metal-ceramic composite article and a method of producing the same
CN85106806A (zh) * 1985-03-08 1986-09-03 西屋电气公司 抗柱芯-包层互相作用(pci)裂纹传播的核燃料锆合金包层管
CN85101317A (zh) * 1985-04-01 1987-01-10 西屋电器公司 核燃料棒
CN85105559A (zh) * 1985-07-20 1987-01-28 西屋电气公司 一种减少端部反应性当量的核反应堆控制棒
US4927345A (en) * 1988-03-03 1990-05-22 Ohwada Carbon Industrial Co., Ltd. Press cylinder for high-temperature, high-pressure pressing machine
CN1993771A (zh) * 2004-06-01 2007-07-04 阿海珐核能公司 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损害的用途
CN101243521A (zh) * 2005-08-10 2008-08-13 法国原子能委员会 大结构板式燃料元件
CN101086905A (zh) * 2006-06-06 2007-12-12 西屋电气有限责任公司 用于芯块－包壳交互作用分析的方法
CN102789820A (zh) * 2012-08-17 2012-11-21 中科华核电技术研究院有限公司 一种核燃料棒
CN106782681A (zh) * 2016-12-23 2017-05-31 中广核研究院有限公司 三冷式燃料棒及燃料组件
CN107256726A (zh) * 2017-07-03 2017-10-17 中国工程物理研究院材料研究所 一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法
CN107975598A (zh) * 2017-11-23 2018-05-01 中国电子科技集团公司第十四研究所 一种机械密封用金属基座与SiC密封环的胶结方法
CN109326363A (zh) * 2018-09-29 2019-02-12 中广核研究院有限公司 弥散型燃料芯块及其制备方法、燃料棒
CN209822287U (zh) * 2019-03-20 2019-12-20 中国人民解放军国防科技大学 一种减小pci效应的液态铅铋冷却小型反应堆用燃料棒
CN109979611A (zh) * 2019-03-28 2019-07-05 中国工程物理研究院材料研究所 一种径向热导率增强型二氧化铀燃料芯块及制备方法
CN110157934A (zh) * 2019-07-02 2019-08-23 中国原子能科学研究院 一种钨或钼基二氧化铀燃料芯块的制造方法
TW202110774A (zh) * 2019-07-02 2021-03-16 美商西屋電器公司 長形碳化矽燃料元件
CN110379525A (zh) * 2019-08-02 2019-10-25 上海核工程研究设计院有限公司 一种耐事故的棒状核燃料元件及其制备方法
CN210606652U (zh) * 2019-08-07 2020-05-22 中广核研究院有限公司 一种能降低pci失效风险的燃料棒及燃料组件
CN111145926A (zh) * 2019-10-23 2020-05-12 中国工程物理研究院材料研究所 一种热膨胀系数可调且热导率增强型二氧化铀基燃料芯块及其制备方法
CN110867259A (zh) * 2019-12-23 2020-03-06 西南科技大学 一种弱pci效应的液态铅铋冷却ads反应堆用燃料棒

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刘彤等: "发生落棒事故时的PCI研究", 《核动力工程》 *
刘彤等: "发生落棒事故时的PCI研究", 《核动力工程》, no. 05, 28 October 2006 (2006-10-28), pages 65 - 69 *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114188056A (zh) * 2021-12-03 2022-03-15 中国原子能科学研究院 燃料芯块操作装置及方法
CN114188056B (zh) * 2021-12-03 2024-02-20 中国原子能科学研究院 燃料芯块操作装置及方法
CN114203314A (zh) * 2021-12-06 2022-03-18 西安交通大学 一种液态金属填充间隙的复合碳化硅包壳核燃料棒
CN115050493A (zh) * 2022-06-27 2022-09-13 中国核动力研究设计院 一种压水堆燃料棒包壳材料辐照考验方法

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Karoutas et al. The maturing of nuclear fuel: Past to Accident Tolerant Fuel
Strasser et al. Evaluation of stainless steel cladding for use in current design LWRs. Final report
Boer et al. Material performance of fully-ceramic micro-encapsulated fuel under selected LWR design basis scenarios
Alrwashdeh et al. A neutronics study of the initial fuel cycle extension in APR-1400 reactors: examining homogeneous and heterogeneous enrichment design
Giovedi et al. Assessment of stainless steel 348 fuel rod performance against literature available data using TRANSURANUS code
Karriem et al. Reactor Performance and Safety Characteristics of Beryllium-Based Composite Moderators as Replacements for Graphite in mHTGRs
Sen et al. Assessment of possible cycle lengths for fully-ceramic micro-encapsulated fuel-based light water reactor concepts
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Ueta et al. Research and development on high burnup HTGR fuels in JAEA
Jeong et al. Accident Tolerant Fuel Neutronics Analysis for Commercial PWR using Metallic Micro-cell UO2–Mo (or Cr) Pellets with Cr-based Cladding Coating
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Valtonen et al. FRAPTRAN fuel rod code and its coupled transient analysis with the GENFLO thermal-hydraulic code
Cantonwine et al. The performance of NSF in BWR operating conditions-2016-0062
Choe et al. Optimal Control Rod for Boron-Free Small Modular PWR
Todosow Fuel cycle impacts of accident tolerant fuels
Kim et al. Fuel Performance Analysis of Advanced Ferritic Steel Cladding for Accident Tolerant Fuel
Dai et al. Reactivity hold-down technique for a soluble boron free PWR using TRISO particle fuel
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Arai et al. Prediction of fuel cladding strain during post-boiling transition operation
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