JP5322434B2 - 原子炉を運転する方法 - Google Patents

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Description

本発明は、発電のために原子炉を運転する方法であって、原子炉が備えている炉心に装荷される燃料集合体は、核燃料棒を備え、少なくともひとつの核燃料棒が、
− ジルコニウムベースの合金からなるクラッディングと、
− 酸化ウランをベースとする核燃料のペレットであって、クラッディングの内側に積み重ねられたペレットと、を備える。
本発明は、限定はしないが、例えば加圧水型の原子炉(PWR)に使用される。
上述したタイプの燃料棒は、WO−02/45 096号に開示されている。この文献は、燃料ペレットの添加物として特に酸化クロムCr23を用いることを開示していて、熱クリープを促進し、ペレット/クラッディングの相互作用の現象に起因してクラッディングが損傷するリスクを制限している。
燃料棒におけるクラッディングは、核分裂生成物による汚染に対する最初の障壁であって、その他の障壁は、原子炉の容器と、コンクリート製のチャンバによって構成される。
通常の運転中(クラス1と称される状況)、及び、事故運転中(クラス2と称される状況)に、核分裂生成物に対してクラッディングの密閉度が確保されなければならない。
クラス2の状況に対応する過渡的な出力の発生中には、燃料の局所的に到達する出力は、公称出力の2〜3倍に達する。このような急速な出力の増加は、ペレットの著しい膨張を引き起こす。ペレットの熱膨張は、クラッディングの熱膨張に比べて大きいので、結果的に、クラッディングはペレットによって牽引状態に置かれ、クラッディングの内面の応力は増加する。これらの応力は、クリープによって徐々に弛緩する。さらに、この機械的な応力が発生するのは、過渡的な出力の発生中に、燃料から放出されたヨー素などの核分裂生成物に起因する厳しい化学的環境においてである。
これは、ペレット・クラッディング相互作用(PCI)と称され、クラッディングの破損につながる現象である。
そのようなクラッディングの破損は安全性の理由から許容できず、というのは、クラッディングが破損すれば、原子炉の冷却系に核分裂生成物が放出されることにつながるためである。
試験炉においてPCIで破損した燃料棒についての大規模な試験の結果に示されるように、破損のリスクは、明白に局所化されており、それらは、半径方向(クラッディングの内面)、軸線方向(ペレット間の平面)、及び方位角方向(燃料ペレットの主要な半径クラックに対して反対側)である。
出力が高いとき、燃料とクラッディングとの間の直径変位の差、および、ペレットの過剰直径変位は、ペレットの端部において悪化する(燃料の半径方向の熱勾配によって引き起こされるペレットの変形)。その結果、クラッディングの内面には高いレベルの応力が存在し、このレベルが、一般にはジルカロイ−4である、クラッディングの構成材料の弾性限界を越えると、クラッディングに損傷が発生する。
この機械的な荷重は、ペレット間の平面の領域、及び、クラッディングと主要な半径方向のクラックの縁部との間の接触箇所においてさらに大きく、そうしたクラックは通常の運転条件下において放射中に燃料ペレットの破損によって生じる。さらに、ペレットにおける高温レベルは、ヨー素などの核分裂生成物の放出を促進し、それらの物質は、クラッディングの内面に凝縮し、好ましくは、ペレット間の平面の領域(温度がより低温である領域)と、燃料の主要な半径方向のクラックの反対側(核分裂生成ガスの好ましい放出経路)とに凝縮する。
クラッディングがPCIに起因して破損すると、クラッディングはひび割れて、核分裂生成ガスは、冷却系を汚染する。
ジルカロイ−4で作られたクラッディングに装荷される燃料ペレットのドーピング添加物として、Cr23が、PCIの観点から有利であることが見い出された。
しかしながら、PCIに起因して破損するリスクは、依然として、充分な程度にまでは減少せず、このタイプの燃料棒を使用した原子炉の運転の自由度のレベルはあまりに低いままの結果となる。
従って、本発明の目的は、原子炉の運転をよりフレキシブルにすることによって、かかる問題点を解消することである。
このために、本発明は、発電のために原子炉を運転する方法であって、原子炉が備えている炉心に装荷される燃料集合体は、核燃料棒を備え、少なくともひとつの核燃料棒が、 − クラッディングは、完全に再結晶化したジルコニウムベースの合金であって、その質量含有割合が、
・ 0.8〜1.3%のニオブ、
・ 1000〜1700ppmの酸素、
・ 0〜35ppmの硫黄、
・ 合計が0〜7000ppmである、鉄、クロム、及び/又は、バナジウム、
・ 0〜2%の錫、
・ 0〜70ppmのニッケル、
・ 0〜100ppmの炭素、
・ 0〜50ppmのシリコン、
必然的な不純物は例外として、ジルコニウムによってバランスを構成し、
− 酸化ウランをベースとする核燃料のペレットであって、クラッディングの内側に積み重ねられたペレットと、
を備えてなる方法において、原子炉の運転は、過渡的な出力の発生に従って制御され、 − 核燃料棒の線形出力密度が、限界線形出力密度に比べて低いままであって、限界線形出力密度が430W/cmを越える値であり、
− 核燃料棒の線形出力密度の変動が、限界変動に比べて低いままであって、限界変動が180W/cmを越える値である、
ことを特徴とする。
特定の実施形態においては、方法は、1又は複数の以下の特徴を、単独にて又は任意の技術的な組み合わせにて備える。
− 限界線形出力密度は、440W/cmを越える値であること。
− 限界変動は、200W/cmを越える値であること。
− 限界変動は、220W/cmを越える値であること。
− 合金は、質量含有割合において、5〜35ppmの硫黄を含んでいること。
− 合金は、合計が0.03〜0.25%である、鉄、クロム、及び/又は、バナジウムを含んでいること。
− 合金は、600℃未満の温度にて、アニール操作を受けていること。
− ペレットは、ペレットの熱クリープを高めるために少なくともひとつの金属酸化物を含むと共に、限界線形出力密度は、590W/cmを越える値であること。
− 限界線形出力密度は、600W/cmを越える値であること。
− 限界線形出力密度は、610W/cmを越える値であること。
− 限界線形出力密度は、620W/cmを越える値であること。
− 限界変動は、430W/cmを越える値であること。
− 限界変動は、440W/cmを越える値であること。
− 限界変動は、450W/cmを越える値であること。
− 金属酸化物は、Cr23であること。
− ペレットは、質量含有割合において、1200〜2000ppmのCr23を含有していること。
− ペレットは、質量含有割合において、1450〜1750ppmのCr23を含有していること。
− クラッディングの内側は、使用前に、20バール未満の圧力に加圧されていること。
また、本発明は、使用に関し、かかる使用は、
− ウランベースの核燃料ペレットの積み重ねを備える燃料棒、
− クラッディングは、完全に再結晶化したジルコニウムベースの合金であって、その質量含有割合が、
・ 0.8〜1.3%のニオブ、
・ 1000〜1700ppmの酸素、
・ 0〜35ppmの硫黄、
・ 合計が0〜7000ppmである、鉄、クロム、及び/又は、バナジウム、
・ 0〜2%の錫、
・ 0〜70ppmのニッケル、
・ 0〜100ppmの炭素、
・ 0〜50ppmのシリコン、
必然的な不純物は例外として、ジルコニウムによってバランスを構成し、クラッディングは燃料ペレットを収容していて、
− ペレット/クラッディングの相互作用の現象によって引き起こされる、クラッディングに対する損傷を減少させる、
ことを特徴とする。
本発明については、添付図面を参照し、単なる例示として与えられた以下の詳細な説明を読むことで、より良く理解できるだろう。
図1は、加圧水型原子炉に用いるための燃料集合体1を模式的に示している。水は、冷却と鎮静化、すなわち核燃料が発生させた中性子をスローダウンさせる機能を実行する。
燃料集合体1は、長手方向Aに沿って、垂直に直線状に延在する。
従来のやり方において、燃料集合体1は主として、核燃料棒3と、燃料棒3を支えるための構造物ないしスケルトン5とから構成される。
支持スケルトンは、
− 燃料集合体1の長手方向の端部に配置された底部エンドピース7と上部エンドピース9、
− 原子炉を制御及び停止させるために、クラスタ(図示せず)のロッドを受け入れるように意図された案内管11、及び
− 燃料棒3を保持するためのグリッド13、から構成される。
エンドピース7及び9は、案内管11の長手方向端部に結合される。
燃料棒3は、エンドピース7及び9の間を垂直に延びている。燃料棒3は、正方形をベースとした実質的に規則的な網目構造におけるノードに配置されており、グリッド13によって保持されている。網目構造におけるノードのいくつかは、案内管11によって、また、任意的事項としては計装管によって占有されている。
図2に示すように、それぞれの燃料棒3は、外側のクラッディング17を底部プラグ19と上部プラグ21とによって閉じられて、核燃料を収容している。
積み重ねられた燃料ペレット23は、底部プラグ19の上に押圧されている。
クラッディング17の内部には、最上部にあるペレット23と上部プラグ21との間に、螺旋状の押圧バネ25が配置されている。
図3に示すように、それぞれのペレット23は、実質的に円筒形の形状であって、端面と側面との間には面取り部分26を有している。それぞれの端面の実質的に中心には、球形のドームの形状である凹部27が設けられている。
高さ/直径の比率、H/Dは任意の値であって、例えばおよそ1.6とか、もっと小さい、例えばおよそ0.5といった値である。
ペレット23とクラッディング17との間に設けられる直径のクラアランスjは、例えば100〜300μmである。
ペレット23とクラッディング17とが接触する前にあっても燃料棒3において良好な熱交換が確保されるように、燃料棒3はヘリウムなどの伝熱ガスで充填される。このガスの圧力は、ペレット23とクラッディング17とが接触するのを遅らせるように寄与するが、かかる接触は、ペレット/クラッディングの相互作用が開始したことの目印である。
このガスの圧力は、燃料集合体1が使用される前には、一般に10〜30バールである。ひとつの実施形態においては、燃料棒3は、25バールのヘリウムで加圧される。いくつかの変形例においては、燃料棒3の内部圧力は、20バール未満である。
燃料棒の燃料23は、同位元素235の濃縮酸化ウラン(UO2)である。
変形例としては、燃料は、ウラン・プルトニウム、ウラン・トリウム、又はウラン・奇土類ベースの中性子毒(ガドリウム、エルビウム)の酸化物の混合物から構成される。特に、同じ燃料集合体1に含まれる燃料棒3が、異なる核燃料を有していても良い。
金属酸化物を少量だけ添加して、燃料の粘塑性特性を改善し、PCIの現象の結果を減少させる。
この例において、燃料の粘塑性特性の改善は、酸化クロムつまりCr23の添加によって達成された。
酸化クロムの粉末Cr23を酸化ウランの粉末に添加するには、例えば、機械的な混合によって、ドープ剤Cr23の分配が混合物の質量全体にわたって均質になるようにする。この混合物は、次に様々な操作を受けるが(プリコンパクト、造粒、球状化、潤滑)、これらは流れと焼結に関する能力を改善することを意図している。潤滑段階は、必要ならば、亜鉛やアルミニウムなどの金属化合物を含む、有機製品で実行される。
そして、混合物は、ペレット23を形成するために、冷間圧縮される。
結晶成長の発達を促進するために、ペレットの焼結は、ドープ剤のCr23が金属状態のCrに減少することがない、熱的に動的な条件において実行される。
従って、ペレット23が生産されたとき、添加物のCr23は減少していない。
図4には、Cr/Cr23のバランスに対応する、温度に従った、酸素ポテンシャル(kJ/モル)の発達を直線29によって示している。Cr/Cr23の安定性範囲は、Cr/Cr23がバランスする直線29の上方にあるので、実際には、焼結操作の全持続期間にわたって、この安定性範囲に従うように、雰囲気が選択される。図4において、直線31,33,35,37は、水素雰囲気に対応し、それぞれ、H2Oの体積によって0.05、1、2.5、及び5%を含んでいる。これらのそれぞれの雰囲気において、酸素のポテンシャルは、関連する直線31,33,35,37と、直線29との間の交差点の箇所にて調和する。
水素に1.7〜2.5%の体積の水を含有させたガス混合物によれば、1700〜1800℃までの温度に至る焼結操作が実行されたとき、Cr23の相(フェーズ)が温存される。
これらの焼結条件の下では、UO2の母材中における結晶成長の発達は、Cr23の添加量が質量含有割合にて750〜1500ppmであるとき、かかる添加量に直接比例する。この粒の成長は、燃料の母材中に酸化クロムCr23が溶解した直接的な結果である。質量含有割合が1500ppmを越えると、UO2の母材中へのドープ剤の可溶化に欠けるため、酸化クロムは粒の結合部に析出し、第2の結晶成長機構の活性化につながり、これは、準指数関数的な粒のサイズの変動につながる。また、粒の結合部の極めて急速な移動は、UO2の母材の粒に溶けなかったCr23の析出物が孤立することにつながる。
使用される酸化クロムCr23の含有量に応じて、従って、生成される微細構造のタイプに応じて、クリープの観点から見た、燃料の挙動が変化する。
UO2にCr23が溶けると、結晶の網目構造に歪が生じて、硬化を引き起こす。しかしながら、これは、転位の変位を促進する、粒状サイズの増加によって補償される。粒が大きくなるほど、粒の結合部などの傷害物に遭遇するまでの、転位の自由経路は大きくなる。逆に、不溶解のドープ剤があまり過剰に存在すると、母材は、球形で微細なCr23の析出物を含み、転位はそこに固定される。その結果、硬度が追加され、粒のサイズの増加は、まったく影響しない。実際に、ドープされた燃料においてクリープ速度が飽和するのは、酸化クロムの質量含有割合が1750ppmを越えるところに観察される。
実際問題として、Cr23を用いたドープの最適な含有量は、質量含有割合において、1200〜2200ppmである。標準的な濃縮ウランベースの燃料に比べて最適な特性が得られる、すなわち、極めて著しい粒のサイズの増加(45μmを越える)と、クリープの観点から燃料として有利な特性とが得られる、1600±150ppmの含有量に質量含有割合を維持することが有利である。
従って、ペレット23にCr23をドープすることは、粘塑性を高め、高温におけるクリープを促進する。
クラス2の過渡状態の発生中には、ペレット23の温度は1200℃をはるかに越える。この温度は、ウランベースの燃料における熱クリープの活性化範囲に対応している。温度の影響の下では、ペレット23の材料は、圧縮されたペレット23の中心に向かって流れ、従って、凹部27を満たす傾向を有する。その結果、比較的低温(1000℃未満の温度)のままであるペレット23の側面に生じる応力は低減され、クラッディング17に対するペレット23の押圧作用も減少する。
クラス2の過渡的な出力の発生中には、クラッディング17は、ペレット23の側面に反作用を働かせる。燃料の内部の温度範囲に応じて、これらの側面は比較的冷たいままに維持され、従って、もろいままであり、クラッディング17によって働く反作用の影響の下で微小クラックを発生させる危惧がある。
微細クラックは、ますます大規模になるが、というのは、クラッディング17の反作用の結果によるエネルギーが小さい空間に発散し、すなわち、ペレット23の粘塑性特性の改善が燃料の内部の著しい体積にわたって生じるためである。このような、周囲に放射状に生じる微細クラックの機構は、クラックのへりの開口部が小さいために起こる、クラッディング17に生じる応力の局所的な集中を低減させることができる。
このように、過渡状態の発生中には、ペレット23及びクラッディング17の反作用は、いずれも、熱起源の変位差の瞬間的効果に対して反対する。
これらのすべての理由のために、上述したペレット23のドープは、PCIに起因して機械的な構成要素が破損するリスクを減少させる。
さらに、ペレット23はヨー素などの核分裂生成ガスを大容量に保持できるので、このタイプの破損の化学成分を減少させる。
酸化クロムをドープされた燃料の粒のサイズが大きくなることで、UO2の母材中に核分裂生成ガスを保有できる容量は増加する。燃料の母材から解放されるためには、ガスの原子は、まず、UO2の粒の内側から粒の結合部へと拡散しなければならず、そこでレンズ形の気泡を形成するために蓄積される。そして、これらの粒子内気泡が相互連結されて、燃料の母材からガスは拡散する。粗い粒を有する構造においては、粒の内部から結合部へ向かってガスが拡散するための経路は細長く、放出されるガスの割合は少なくなる。核分裂生成ガスの拡散係数が、ドープ製品の添加によって加速されない場合にだけ、この過程は効率的である。
この観点から、質量含有割合にて1600ppmのCr23を含有させることは、特に有利である。さらに、ガスの原子拡散は、温度つまり出力と共に上昇するような速度にて実行される。Cr23をドープされた粗い粒の燃料を使用することによって、核分裂生成ガスを母材中に保有できる能力が高くなり、クラッディング17の内面に凝縮する厳しい核分裂生成物を抑制でき、従って、PCIに起因するクラッディング17の破損のリスクを低減できる。
同様に、燃料の燃焼速度が増加するのにつれて、ガスの原子の拡散と、それらの放出は加速する。Cr23がドープされた粗い粒の燃料を使用することによって、核分裂生成ガスを母材中に保有できる能力が高くなり、高い燃焼速度において燃料棒の内部圧力を制限できるが、かかる内部圧力の増加はクラッディング17の完全性を危険にさらすものである。
その結果、燃料棒3は、ペレット23の性質に起因して、PCIに関して満足のいく挙動を示す。
燃料棒3のかかる現象に対する抵抗性をさらに高めるために、クラッディング17が特定のジルコニウム合金から製造されたが、かかる合金は、驚いたことに、この目的のために極めて有利であることが見い出された。
この例では、完全に再結晶化したジルコニウム合金であって、その質量含有割合が、
− 0.8〜1.3%のニオブ、及び、
− 1000〜1700ppmの酸素、からなる。
好ましい変形例においては、このジルコニウム合金はさらに、0〜35ppmの硫黄、質量含有割合の合計が0〜7000ppmである、鉄、クロム、及び/又は、バナジウム、質量含有割合が0〜2%の錫、質量含有割合が0〜70ppmのニッケル、質量含有割合が0〜100ppmの炭素、及び質量含有割合が0〜50ppmのシリコン、を含有する。
より好ましい変形例においては、合金は、
− 質量含有割合が5〜35ppmの硫黄、及び/又は、
− 質量含有割合の合計が0.03〜0.25%である、鉄、クロム、及び/又は、バナジウム、を含んでいる。
この合金に基づいて、クラッディング17は、例えば、以下の段階を備える方法によって製造される。
− 合金の棒体を製造する段階、
− 1000〜1200℃の温度にまで加熱した後、水で急冷する段階、
− 600〜800℃の温度にまで加熱した後、ブランクを押出成形する段階、
− ブランクを少なくとも2パスの冷間転造にかけて、管を製造し、560〜600℃の温度でアニール操作する段階、及び、
− 560〜600℃の温度で、最終的な最結晶化のアニール操作をする段階、すべての熱処理操作は不活性雰囲気又は真空中において実行される。
600℃よりも低温でのアニール操作の使用と、0.4%を越える質量含有割合のニオブとによって、βニオブの析出物の存在が確保され、これは、いくつかの変形例において有利であることが見い出された。
上述した合金から製造されたクラッディング17は、急速な中性子の流れの下で、クリープに対して極めて良好なレベルの抵抗性を有し、ペレット23とクラッディング17とが最初に接触する瞬間、すなわちPCI現象の開始を遅らせる。
このクリープに対する抵抗性は、再結晶化状態における0.4%の溶解度限界を越える含有量のニオブが存在する結果であると考えられ、溶液中に酸素が存在することは、合金における転位の変位を妨害する。
さらに、クラッディング17は、極めて高いレベルの応力下における粘塑性挙動のために、著しい応力緩和の能力を有することが見い出された。
これらの2点に鑑みて、ジルカロイ−4など、従来のクラッディングの形成に使用されていた合金の特性は、上述した合金の特性に比べて劣っている。
実験炉における試験によれば、PCIに起因して燃料棒3に破損が観察され始める、線形出力密度Pmaxは、本発明による合金ではおよそ444W/cmであり、一方、ジルカロイ−4ではおよそ425W/cmであることが判明した。同様に、クラッディング17は、線形出力密度の変動ΔPmaxがおよそ253W/cmになるまで耐えられ、一方、ジルカロイ−4の場合には、限界出力変動はおよそ170W/cmであることが見い出された。
これらの値は、在来のペレット、すなわち、Cr23を含まないペレットを収容したクラッディング17において得られた。
同様な試験を、上述したペレット23を装荷したジルカロイ−4のクラッディングについて実行したところ、最大線形出力密度Pmaxは、およそ530W/cmであり、最大線形出力密度の変動ΔPmaxは、およそ330W/cmであった。
驚いたことに、上述した燃料棒3について、すなわち本発明による合金及びCr23をドープしたペレット23について、同様な試験を実行したところでは、最大線形出力密度Pmaxは、およそ620W/cm、最大線形出力の変動ΔPmaxは、およそ450W/cmの値が得られた。
ドープされたペレット23と、本発明に従って製造されたクラッディング17とを組み合わせて使用した場合、最大線形出力密度Pmaxと、最大線形出力密度の変動ΔPmaxとに関して、本発明による合金とドープされたペレット23とを別個に使用する場合のゲインの和に比べて、大きなゲインが得られることになる。
従って、上述した燃料棒3は、クラッディング17及びドープされたペレット23と併用することで、はるかに厳しい過渡的な出力の発生に耐えることができ、このために、燃料集合体1が装荷された原子炉の運転の自由度を高めることができる。
図5は、このタイプの加圧水型の原子炉31を示していて、この原子炉は従来から、
− 格納容器48に収容された炉心32、
− 蒸気発生器33、
− 電気エネルギーを発生する発電機35に結合されたタービン34、及び、
− 凝縮器36、を備える。
原子炉31は、冷却装置38を備え、冷却装置に装備されたポンプ39の内部には、図5の矢印で示した経路に従って、加圧冷却水が流れる。この冷却水は、特に炉心32を通って上昇し、そこで再加熱されると共に、炉心32を冷却する。
冷却装置38は、加圧器40をさらに備え、冷却装置38の中を流れる冷却水を加圧している。
冷却装置38には、一般にCVCSと称される、化学及び体積制御装置41が結合されており、冷却装置38を流れる冷却水を濾過及び浄化する。
冷却装置38における冷却水は蒸気発生器33に供給されて、蒸気発生器で冷却されると共に、二次冷却系を流れる冷却水を蒸発させる。
蒸気発生器33で発生した蒸気は、二次系42を通ってタービン34へ向かった後、この蒸気は、凝縮器を流れる冷却水との間接的な熱交換によって凝縮される。
二次系42は、凝縮器36の下流側に、ポンプ43と加熱器44とを備えている。
従来のやり方においても同じく、炉心32は燃料集合体1を備え、格納容器48に装荷される。図5には、燃料集合体1をひとつだけ図示しているけれども、炉心32は、例えば157個の燃料集合体1を備えている。
原子炉31は、制御棒のクラスタ50を備え、クラスタは、格納容器48の内部の特定の燃料集合体1の上方に配置されている。図1には、制御棒のクラスタ50をひとつだけ示しているけれども、炉心32は、例えばおよそ70の制御棒のクラスタ50を備える。
クラスタ50は、制御手段54の動作の下で機構52によって変位され、クラスタが覆いかぶさった燃料集合体1の内部に挿入される。
慣習的に、それぞれの制御棒のクラスタ50は、中性子を吸収する材料から作られた制御棒を備える。
それぞれのクラスタ50を垂直に変位させることで、燃料集合体1へのクラスタ50の導入具合に従って、原子炉31の反応を調整することができる。
発電機35を使用して、原子炉31は、電力ネットワークに電気を提供する。
制御手段54は、原子炉1の運転を制御するために調整されていて、特に、クラス2の状況において過渡的な出力の発生中には、燃料集合体1における燃料棒3の線形出力密度Pを限界値PLよりも低く維持するが、限界値は590W/cmを越える値であり、好ましくは600W/cmを越え、より好ましくは610W/cmを越えるか、さらには、620W/cmを越える値である。
このように、過渡的な出力の発生中には、いくつかの燃料棒3における線形出力密度Pは有効には厳密に535W/cmを越えるが、本発明に従って燃料棒3のために定められた限界Pmaxに比べると低い値である。
燃料棒3における有効な線形出力密度は、センサ56によって与えられる動作パラメータの測定値に基づき、制御手段54のメモリに格納された在来の計算ソフトウェアを用いて見積もられる。
同様に、制御手段54は、特に過渡的な出力の発生中には、燃料棒3における線形出力密度の変動ΔPが限界変動ΔPLよりも低く維持されるように調整されており、限界変動は、430W/cmを越える値であり、好ましくは440W/cmを越え、より好ましくは450W/cmを越える値である。このように、ある種の運転条件の下では、いくつかの燃料棒3が経験する線形出力密度の変動ΔPは、有効には厳密に330W/cmを越えるが、本発明に従って燃料棒3について定められた限界ΔPmaxに比べると低い値に維持される。
制御手段54は、例えば、上述した限界値PL及びΔPLをメモリに格納することによって制御される。制御手段は、例えば、有効なP及びΔPの値を、記憶されたしきい値PL及びΔPLと比較することによって、検証を実行する。
線形出力密度P又は線形出力密度の変動ΔPが、しきい値PL及びΔPLを越えたことを制御手段54が検出すると、制御手段54は、例えば、線形出力密度の増加を停止させるために修正動作を開始し、及び/又は、警報を発生させる。
PL及びΔPLの値が高いので、原子炉31は、従来に比べて、よりフレキシブルに運転することができ、従って、発電機5が接続された電力ネットワークの瞬間的で著しい要求に対してより迅速に応答し、炉心32に収容された燃料集合体1は、著しい過渡的な出力の発生にさらされる。
クラッディング17を製造するために用いられる合金と、Cr23をドープされたペレット23との組み合わせによって、PCIに対して極めて抵抗力のある燃料棒3が製造され、従って、特にあらゆるタイプの過渡的な出力の発生中に、クラッディング17が破損するリスクが低減される。
変形例において、ペレット23に用いる添加物としては、Cr23に代えて又はこれに加えて、SiO2、Nb25、AL23、V25、及びMgOを使用することもできる。
一般的に、ペレットの熱クリープを増加させる金属酸化物を備えたペレット23を使用しなくても、PCIの現象によって引き起こされるクラッディングの損傷を減少させるために、上述した合金を燃料棒3に用いることが可能である。上述の如く、合金の使用それ自体が、PCIの観点からの挙動を改善する。この場合、PLは430W/cmを越える値であり、好ましくは440W/cmを越える値であることが好ましい。ΔPLは180W/cmを越える値であり、好ましくは200W/cmを越え、より好ましくは240W/cmを越える値である。
しきい値PL及びΔPLに従うために、制御手段54は中間的な計算パラメータを使用する。
しきい値PL及びΔPLは、クラッディング17の限界変形エネルギー密度に変換され、エネルギー密度は、例えば、以下の式によって定義される。
Figure 0005322434
ここで、σθθは、クラッディング17の内側ライニングにおける接線応力、εθθは、クラッディング17の内側ライニングにおける接線変形である。
代表的に、このやり方で得られた変形エネルギー密度の限界値DEDLは、およそ3MPaであって、かかる値は、ジルカロイ−4に比べておよそ50%の増加を示す。
変形エネルギー密度を用いることは、特に有利であることが判明したが、というのは、上述した合金の高レベルの粘塑性のために、過渡的な出力の発生中に、応力が飽和するためである。その結果、限界応力よりもむしろ、中間的なパラメータとして、変形エネルギー密度を使用することがより適切であることが見い出された。
限界値DEDLは、原子炉の運転パラメータの限界値に書き換えることができ、例えば、原子炉31の公称出力PNに対するパーセンテージとして表現される、総合有効出力PG、及び原子炉の上部部分と底部部分との間における出力差Δlに書き換えられる。このタイプの方法は、例えば、FR−2 846 139号の出願に開示されているので、同出願の内容をここで参照によって引用する。これらの限界値は、図6に示す如く、クラス2の過渡状態の発生に対する、承認された範囲60の定義につながった。
範囲60における境界62は、原子炉31の非常時のシャットダウンのしきい値に対応している。クラス2の過渡的状態の発生によって、範囲60から逸脱すると直ちに、原子炉31はシャットダウンされる。
しきい値PL及びΔPLの値を越えていないことを確認するために、運転パラメータPG及びΔlの有効値を対応する限界値と比較する。
範囲60は、クラス1の状況に対応する範囲64を包含している。
PCIに起因する破損のリスクが存在するのは、燃料ペレット23によって発散される局所的な線形出力密度が著しく増加したときだけである。事故的なクラス2の過渡的状態の発生は、出力の空間分布の変形によって、局所的な線形出力密度の最も顕著な増加につながるが、この状態の発生は、図6の運転範囲64の内部に局在化されたクラス1の状況に基づいて開始する。これらの状況については、例えば、FR−2 846 139号の出願に開示されている。
原子炉31の現在の運転方法にあって、クラス1(ベース運転、一次制御運転、遠隔制御運転)においては、Δlの値は、例えば−15%〜+15%の範囲にある。これらの運転モードに基づいて開始した、過渡的な出力の発生中には、線形出力密度の局所的なピークは、炉心32の上部及び底部においては適度なレベルに維持される。
他方において、ネットワークの電力要求に適合するために、原子炉31が長時間にわたって中間的な出力にて運転すると(24時間について8時間以上、PG<92%PNの状態が継続)、動作点は、図6の範囲64の領域の外側へ向けて移動する。これらの領域は、大きな負又は正のΔlの値によって特徴付けられ、クラス2の過渡的な出力の発生が続いた場合には、局所的な線形出力密度が極めて大きく変動することに書き換えられる。さらに、そのような中間的な出力での運転が長引くと、燃料棒3の健全性を損なう。仮に局所的に出力が減少すると、各燃料棒3におけるペレット23とクラッディング17の温度が低下して、ペレット23の温度変動は、クラッディング17の温度変動に比べて大きくなる。燃料棒3におけるクラッディング27とペレット23との熱膨張特性をそれぞれ考慮すると、原子炉の運転中には通常は閉じている、半径方向のクラアランスjが、開くことになる。この構成によれば、クラッディング17は圧縮によってクリープする。その結果、事故的な過渡的状態の発生中には、機械的な荷重が増加して、従って、PCIに起因する破損のリスクが生じる。燃料棒3の健全性がより大規模に損なわれたとき、従って中間的な出力による運転の持続時間がより長いとき、このリスクはより大きくなる。
図6の運転範囲60における境界62によれば、このタイプの過渡的状態の発生中にあっても、PCIに起因する破損のリスクが解消される。
上述した燃料棒3の使用によって、PL及びΔPLの値が増加すると、中間的な出力における運転がより長期間にわたって許容されて、原子炉31は、従来に比べて、よりフレキシブルなやり方にて使用することができる。
図1は、本発明による運転方法の実現を可能にする、燃料集合体を示した模式的な側面図である。 図2は、図1の燃料集合体における燃料棒を示した模式的な長手断面図である。 図3は、図2の燃料棒におけるペレットの形状について、拡大して示した部分的な模式図である。 図4は、酸化物Cr23の安定性範囲を示したグラフである。 図5は、本発明による運転方法の実現を可能にする、原子炉を示した模式図である。 図6は、図5の原子炉の運転範囲を示したチャートである。

Claims (18)

  1. 発電のために原子炉(31)を運転する方法であって、原子炉が備えている炉心(32)に装荷される燃料集合体(1)は、核燃料棒(3)を備え、少なくともひとつの核燃料棒が、
    − クラッディング(17)であって、完全に再結晶化したジルコニウムベースの合金であり、その質量含有割合が、
    ・ 0.8〜1.3%のニオブ、
    ・ 1000〜1700ppmの酸素、
    ・ 0〜35ppmの硫黄、
    ・ 合計が0〜7000ppmである、鉄、クロム、及び/又は、バナジウム、
    ・ 0〜2%の錫、
    ・ 0〜70ppmのニッケル、
    ・ 0〜100ppmの炭素、
    ・ 0〜50ppmのシリコン、
    必然的な不純物は例外として、ジルコニウムによってバランスを構成した前記クラッディングと、
    − 酸化ウランをベースとする核燃料のペレット(23)であって、クラッディング(17)の内側に積み重ねられたペレットと、
    を備えてなる方法において、
    前記方法は、線形出力密度のしきい値を430W/cmより大きい値に、及び/又は、線形出力密度の変動のしきい値を180W/cmより大きい値に、設定するステップと、 過渡的な出力の発生中、
    ・核燃料棒(3)の線形出力密度が、前記線形出力密度のしきい値より低い値に、及び/又は、
    ・各燃料棒(3)の線形出力密度の変動が、前記変動のしきい値より低い値になるように、原子炉の運転を制御するステップと、を含む、ことを特徴とする方法。
  2. 前記線形出力密度のしきい値を、440W/cmより大きい値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項1に記載の方法。
  3. 前記変動のしきい値を、200W/cmより大きい値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項1又は2に記載の方法。
  4. 前記変動のしきい値を、220W/cmより大きい値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項3に記載の方法。
  5. 合金は、質量含有割合において、5〜35ppmの硫黄を含んでいることを特徴とする請求項1から請求項4の何れか1項に記載の方法。
  6. 合金が、合計が0.03〜0.25%である、鉄、クロム、及び/又は、バナジウムを含んでいることを特徴とする請求項1から請求項の何れか1項に請求項に記載の方法。
  7. 合金は、600℃未満の温度にて、アニール操作を受けていることを特徴とする請求項1から請求項6の何れか1項に請求項に記載の方法。
  8. ペレット(23)は、ペレットの熱クリープを高めるために少なくともひとつの金属酸化物を含むと共に、前記方法は、前記線形出力密度のしきい値を、590W/cmを越える値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項1から請求項7の何れか1項に記載の方法。
  9. 前記線形出力密度のしきい値を、600W/cmより大きな値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項8に記載の方法。
  10. 前記線形出力密度のしきい値を、610W/cmより大きな値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項9に記載の方法。
  11. 前記線形出力密度のしきい値を、620W/cmより大きな値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項10に記載の方法。
  12. 前記変動のしきい値を、430W/cmより大きな値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項8乃至11のいずれか一項に記載の方法。
  13. 前記変動のしきい値を、440W/cmより大きな値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項12に記載の方法。
  14. 前記変動のしきい値を、450W/cmより大きな値に設定するステップを含むことを特徴とする請求項13に記載の方法。
  15. 金属酸化物は、Cr23であることを特徴とする請求項8乃至14の何れか1項に記載の方法。
  16. ペレット(23)は、質量含有割合において、1200〜2000ppmのCr23を含有していることを特徴とする請求項15に記載の方法。
  17. ペレット(23)は、質量含有割合において、1450〜1750ppmのCr23を含有していることを特徴とする請求項16に記載の方法。
  18. クラッディング(17)の内側は、使用前に、20バール未満の圧力に加圧されていることを特徴とする請求項1から請求項17の何れか1項に記載の方法。
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