RU2337417C1 - Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой - Google Patents
Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой Download PDFInfo
- Publication number
- RU2337417C1 RU2337417C1 RU2006147000/06A RU2006147000A RU2337417C1 RU 2337417 C1 RU2337417 C1 RU 2337417C1 RU 2006147000/06 A RU2006147000/06 A RU 2006147000/06A RU 2006147000 A RU2006147000 A RU 2006147000A RU 2337417 C1 RU2337417 C1 RU 2337417C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- shell
- parts per
- per million
- linear power
- tablets
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/30—Control of nuclear reaction by displacement of the reactor fuel or fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способам эксплуатации ядерного реактора для производства электроэнергии. Согласно способу эксплуатации ядерного реактора активная зона загружена сборками, содержащими стержни ядерного топлива. По меньшей мере, один ядерный топливный стержень содержит: оболочку и таблетки ядерного топлива на основе оксида урана. Оболочка выполнена из полностью рекристаллизованного сплава на основе циркония. Сплав содержит по массе от 0,8 до 1,3% ниобия и от 1000 частей на миллион до 1700 частей на миллион кислорода, от 0 до 35 частей на миллион серы, от 0 до 7000 частей на миллион в сумме железа и хрома и/или ванадия, от 0 до 2% олова, от 0 до 70 частей на миллион никеля, от 0 до 100 частей на миллион углерода и от 0 до 50 частей на миллион кремния. Остальную часть составляет цирконий, не считая неизбежных примесей. Таблетки загружают в виде столбиков в оболочку. Работу реактора регулируют следующим образом. Во время перехода по мощности, линейная мощность ядерного топливного стержня остается ниже предельной линейной мощности. Предельная линейная мощность превышает 430 Вт/см. Изменение линейной мощности ядерного топливного стержня остается ниже предельного изменения. Предельное изменение превышает 180 Вт/см. Изобретение позволяет снизить опасность разрыва оболочки топливного стержня и увеличить гибкость эксплуатации реактора. 2 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.
Description
Настоящее изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора для производства электроэнергии, при этом реактор содержит активную часть, загруженную сборками, содержащими стержни ядерного топлива, при этом, по меньшей мере, один стержень является стержнем, содержащим:
- оболочку из сплава на основе циркония; и
- таблетки ядерного топлива на основе оксида урана, при этом таблетки находятся в виде столбика внутри оболочки.
Например, но не исключительно, изобретение относится к реакторам на воде под давлением (REP).
В документе WO 02/45 описан топливный стержень вышеуказанного типа. В частности, в этом источнике раскрывается использование оксида хрома Cr2O3 в качестве добавки в топливные таблетки для повышения их тепловой текучести и ограничения возможности повреждения оболочки в результате взаимодействия топлива с оболочкой.
Оболочка стержня образует первый барьер, изолирующий продукты деления, при этом другие барьеры образованы баком реактора и его бетонным корпусом.
Таким образом, при нормальной работе (так называемые ситуации 1-го класса) и при работе в нештатном режиме (так называемые ситуации 2-го класса) должна быть обеспечена герметичность оболочки по отношению к продуктам распада.
Во время перехода по режиму мощности, соответствующего ситуации 2-го класса, мощность, локально выделяемая топливом, может в два-три раза превышать номинальную мощность. Этот быстрый рост мощности приводит к значительному расширению таблеток. Поскольку тепловое расширение таблеток происходит быстрее, чем расширение оболочки, происходит явление растяжения оболочки таблетками и повышение напряжений на внутренней поверхности оболочки. Эти напряжения постепенно ослабляются за счет текучести. Кроме того, это механическое воздействие происходит в присутствии агрессивной химической среды под влиянием продуктов деления, таких как йод, выделяемый топливом во время перехода по режиму мощности.
В этом случае говорят о взаимодействии топлива с оболочкой (ВТО), то есть о явлении, которое может привести к разрыву оболочки.
Такой разрыв оболочки недопустим с точки зрения безопасности, так как он может привести к высвобождению продуктов деления в первичный контур реактора.
Как свидетельствует изучение большинства топливных стержней, испытавших разрыв при ВТО в экспериментальных реакторах, возможность разрыва строго локализована: в радиальном направлении (на внутренней поверхности оболочки), в осевом направлении (на межтаблеточных плоских поверхностях) и в азимутальном направлении (напротив первичных радиальных трещин топливных таблеток).
Действительно, при большой мощности разность диаметрального перемещения между топливом и оболочкой, а также диаметральное избыточное перемещение таблетки усиливаются на краях таблетки (выгибание таблетки за счет радиального теплового градиента в топливе). В результате появляется повышенный уровень напряжения на внутренней поверхности оболочки, который может превысить предел упругости материала оболочки, которую, как правило, выполняют из сплава циркаллой-4, и это может привести к разрыву оболочки.
Эта механическая нагрузка проявляется еще больше на уровне межтаблеточных плоских поверхностей и в точках контакта между оболочкой и краями первичных радиальных трещин, появляющихся в результате фрагментации топливных таблеток во время излучения в нормальном режиме работы. Кроме того, повышенная температура в таблетках способствует высвобождению продуктов деления, таких как йод, которые конденсируются на внутренней поверхности оболочки, преимущественно на межтаблеточных плоских поверхностях (менее горячие зоны) и напротив первичных радиальных трещин в топливе (преимущественный путь выхода газообразных продуктов деления).
Во время разрыва оболочки при ВТО оболочка растрескивается, и газообразные продукты деления могут загрязнить первичный контур.
Использование Cr2O3 в качестве легирующей добавки в топливные таблетки, загруженные в оболочки из сплава циркаллой-4, оказалось благоприятным при ВТО.
Вместе с тем, возможность разрыва при ВТО полностью не устранена, поэтому гибкость эксплуатации реакторов, содержащих такие стержни, остается недостаточной.
Таким образом, задачей настоящего изобретения является решение этой проблемы и обеспечение более гибкой эксплуатации ядерного реактора.
В этой связи объектом настоящего изобретения является способ эксплуатации ядерного реактора для производства электрической энергии, содержащего активную часть, в которую загружают сборки, содержащие стержни с ядерным топливом, при этом, по меньшей мере, один топливный стержень содержит:
- оболочку из полностью рекристаллизованного сплава на основе циркония, содержащего по массе:
- от 0,8 до 1,3% ниобия,
- от 1000 частей на миллион до 1700 частей на миллион кислорода,
- от 0 до 35 частей на миллион серы,
- от 0 до 7000 частей на миллион в сумме железа и хрома и/или ванадия,
- от 0 до 2% олова,
- от 0 до 70 частей на миллион никеля,
- от 0 до 100 частей на миллион углерода, - от 0 до 50 частей на миллион кремния,
при этом остальную часть составляет цирконий, не считая неизбежных примесей, и
- таблетки ядерного топлива на основе оксида урана, при этом таблетки загружают в виде столбика в оболочку, работу реактора контролируют, чтобы во время перехода по режиму мощности:
- линейная мощность ядерного топливного стержня оставалась ниже предельной линейной мощности, при этом предельная линейная мощность превышает 430 Вт/см; и/или
- изменение линейной мощности ядерного топливного стержня оставалось ниже предельного изменения, при этом предельное изменение превышает 180 Вт/см.
Согласно частным вариантам выполнения способ может содержать один или несколько следующих признаков, взятых отдельно или во всех возможных технических комбинациях:
- предельная линейная мощность превышает 440 Вт/см;
- предельное изменение превышает 200 Вт/см;
- предельное изменение превышает 220 Вт/см;
- сплав содержит по массе от 5 до 35 частей на миллион серы;
- сплав содержит от 0,03 до 0,25% в сумме железа и хрома и/или ванадия;
- сплав подвергли отжигам при температурах менее 600°С;
- таблетки содержат, по меньшей мере, один металлический оксид для повышения тепловой текучести таблеток, и предельная линейная мощность превышает 590 Вт/см;
- предельная линейная мощность превышает 600 Вт/см;
- предельная линейная мощность превышает 610 Вт/см;
- предельная линейная мощность превышает 620 Вт/см;
- предельное изменение превышает 430 Вт/см;
- предельное изменение превышает 440 Вт/см;
- предельное изменение превышает 450 Вт/см;
- металлическим оксидом является Cr2O3;
- таблетки содержат от 1200 до 2000 частей на миллион по массе Cr2О3;
- таблетки содержат от 1450 до 1750 частей на миллион по массе Cr2О3;
- перед использованием внутри оболочки создают давление менее 20 бар.
Объектом настоящего изобретение является также применение:
- в топливном стержне, содержащем столбик таблеток ядерного топлива на основе урана;
- оболочки из полностью рекристаллизованного сплава на основе циркония, содержащей по массе:
- от 0,8 до 1,3% ниобия,
- от 1000 частей на миллион до 1700 частей на миллион кислорода,
- от 0 до 35 частей на миллион серы,
- от 0 до 7000 частей на миллион в сумме железа и хрома и/или ванадия,
- от 0 до 2% олова,
- от 0 до 70 частей на миллион никеля,
- от 0 до 100 частей на миллион углерода,
- от 0 до 50 частей на миллион кремния,
при этом остальную часть составляет цирконий, не считая неизбежных примесей, при этом оболочка содержит топливные таблетки,
- для ограничения повреждения оболочки в результате взаимодействия топлива с оболочкой.
Настоящее изобретение будет более очевидно из нижеследующего описания, представленного исключительно в качестве примера, со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых:
Фиг.1 - схематичный вид сбоку ядерной топливной сборки, позволяющей применить способ эксплуатации в соответствии с настоящим изобретением.
Фиг.2 - схематичный вид в продольном разрезе стержня сборки, показанной на фиг.1.
Фиг.3 - частичный и увеличенный вид формы таблетки стержня, показанного на фиг.2.
Фиг.4 - график, показывающий область стабильности оксида Cr2О3.
Фиг.5 - схематичный вид ядерного реактора, в котором применяют способ эксплуатации в соответствии с настоящим изобретением.
Фиг.6 - график областей работы реактора, показанного на фиг.5.
На фиг.1 схематично показана ядерная топливная сборка 1 для реактора на воде под давлением. В данном случае вода обеспечивает функцию охлаждения и замедления нейтронов, испускаемых ядерным топливом.
Сборку 1 выполняют вертикально и прямолинейно вдоль продольного направления А.
Как известно, сборка 1 в основном содержит ядерные топливные стержни 3 и структуру или каркас 5 крепления стержней 3.
Крепежный каркас 5 содержит:
- нижний наконечник 7 и верхний наконечник 9, установленные на продольных концах сборки 1;
- направляющие трубы 11, предназначенные для введения погружных стержней средства (не показано) регулирования и остановки ядерного реактора;
- опорные решетки 13 для стержней 3.
Наконечники 7 и 9 соединяют с продольными концами направляющих труб 11.
Стержни 3 расположены вертикально между наконечниками 7 и 9. Стержни 3 располагают в узлах по существу равномерной сетки с квадратным основанием, где они удерживаются решетками 13. Некоторые из узлов сетки заняты направляющими трубами 11 и, в случае необходимости, инструментальной трубой.
Как показано на фиг.2, каждый стержень 3 содержит наружную оболочку 17, закрытую нижней пробкой 19 и верхней пробкой 21 и содержащую ядерное топливо.
В данном случае речь идет о столбике топливных таблеток 23, при этом таблетки 23 опираются на нижнюю пробку 19.
Между верхней таблеткой 23 и верхней пробкой 21 в оболочке установлена удерживающая винтовая пружина 25.
Как показано на фиг.3, каждая таблетка 23 по существу имеет цилиндрическую форму с фасками 26 между торцевыми сторонами и боковой стороной. В каждой торцевой стороне, по существу в центре, выполнена выемка 27 в виде сферического сегмента.
Соотношение высота/диаметр H/D может быть любым, например равным примерно 1,6 и даже меньше, например примерно 0,5.
Между таблетками 23 и оболочкой 17 предусмотрен диаметральный зазор j, находящийся в пределах, например, от 100 до 300 мкм.
Для обеспечения нормального теплообмена в стержне 3 перед формированием контакта между таблетками 23 и оболочкой 17 топливный стержень 3 заполняют теплопроводящим газом, таким как гелий. Давление этого газа способствует также запаздыванию вхождения в контакт таблеток 23 и оболочки 17, при котором начинается взаимодействие топлива с оболочкой.
Перед использованием сборки 1 давление газа, как правило, находится в пределах от 10 до 30 бар. В примере выполнения давление гелия в топливном стержне равно 25 бар. В некоторых вариантах внутреннее давление в стержне 3 меньше 20 бар.
Топливом таблеток 23 является, например, оксид урана (UO2), обогащенный изотопом 235.
В другом варианте топливом может быть также смешанный оксид урана-плутония или урана-тория, или урана-поглотителя нейтронов на основе редкоземельного металла (гадолиния, эрбия). В частности, стержни 3 одной сборки 1 могут содержать разные виды ядерного топлива.
В небольшом количестве добавляют металлический оксид, чтобы улучшить вязкопластические свойства топлива, а также, чтобы уменьшить последствия явления ВТО.
В данном случае улучшение вязкопластических свойств топлива достигают путем добавления оксида хрома Cr2О3.
Добавление порошка оксида хрома Cr2O3 к порошку оксида урана можно осуществлять, например, путем механического смешивания таким образом, чтобы распределение легирующей добавки Cr2О3 было однородным во всей массе смеси. После этого смесь проходит через различные операции обработки (предварительное уплотнение, гранулирование, придание сферической формы, смазка) для улучшения ее текучести и спекаемости. Этап смазки можно осуществлять при помощи органического вещества, в случае необходимости, содержащего металлическое соединение, такое как цинк или алюминий.
После этого смесь подвергают холодному прессованию для получения таблеток 23.
Для развития роста кристаллов спекание таблеток осуществляют в таких термодинамических условиях, чтобы легирующая добавка Cr2O3 не могла восстановиться в металлическое состояние Cr.
Таким образом, к концу изготовления таблеток 23 добавка Cr2O3 не восстанавливается.
Изменение окислительно-восстановительного потенциала (в кДж/моль), соответствующего балансу Cr/Cr2O3, в зависимости от температуры показано на фиг.4 в виде прямой 29. Поскольку область стабильности Cr2O3 находится над прямой 29 баланса Cr/Cr2O3, то на практике следует выбирать атмосферу, позволяющую обеспечить соблюдение этой области стабильности во время всего спекания. На фиг.4 прямые 31, 33, 35 и 37 соответствуют водородным атмосферам, содержащим соответственно 0,05; 1; 2,5 и 5% по объему H2O. Для каждой из этих атмосфер окислительно-восстановительный потенциал является, следовательно, значением на оси ординат в точке пересечения между рассматриваемой прямой 31, 33, 35 или 37 и прямой 29.
Таким образом, использование газообразной водородной смеси с содержанием воды от 1,7 до 2,5% по объему позволит сохранить фазу Cr2О3, если спекание производить при температурах до 1700-1800°С.
В этих условиях спекания развитие роста кристаллов в матрице UO2 прямо пропорционально добавлению Cr2О3, когда его массовое содержание находится в пределах от 750 до 1500 частей на миллион. Этот рост зерен происходит непосредственно в результате растворения оксида хрома Cr2O3 в матрице топлива. При значении массового содержания сверх 1500 частей на миллион и за счет отсутствия растворимости легирующей добавки в матрице UO2 оксид хрома осаждается на границах зерен, приводя к активации второго механизма роста кристаллов, который приводит к почти экспоненциальному изменению размера зерен. Очень быстрая миграция границ зерен приводит также к изоляции нерастворенных осаждений Cr2О3 в зернах матрицы UO2.
В зависимости от содержания используемого оксида хрома Cr2O3 и, следовательно, от типа получаемой микроструктуры текучесть топлива изменяется.
Растворение Cr2O3 в UO2 приводит к искажениям кристаллической решетки и вызывает отверждение. Вместе с тем это отверждение компенсируется увеличением размера зерен, которое способствует перемещению дислокации. Действительно, чем больше размер зерен, тем больше длина миграции дислокации, прежде чем они встретят препятствия, такие как границы зерен. И наоборот, когда избыток нерастворенной легирующей добавки становится значительным, матрица содержит сферические и микрометрические осадки Cr2O3, задерживающие дислокации. В результате происходит дополнительное отверждение, при котором увеличение размера зерен не играет роли. При этом насыщение скорости текучести легированного топлива отмечается при массовом содержании оксида хрома сверх 1750 частей на миллион.
На практике оптимальным содержанием Cr2O3 при легировании является 1200-2200 массовых частей на миллион. Предпочтительно поддерживать массовое содержание на уровне 1600±150 частей на миллион, что позволяет получать оптимальные характеристики по сравнению со стандартным топливом на основе обогащенного урана, а именно очень существенное увеличение размера зерен (сверх 45 мкм) и хорошие свойства текучести топлива.
Таким образом, легирование таблеток 23 добавкой Cr2O3 повышает их вязкопластичность и способствует текучести при высокой температуре.
Однако при переходном процессе 2-го класса температура таблеток 23 может намного превысить 1200°С. Эта температура соответствует области активации тепловой текучести топлива на основе урана. Под действием температуры материал таблеток 23 имеет тенденцию к стеканию в сторону центра таблеток 23, подвергающихся сжатию, и, следовательно, к заполнению выемок 27. В результате этого напряжения на боковые поверхности таблеток 23, которые остаются относительно холодными (температура ниже 1000°С), уменьшатся и давление таблеток 23 на оболочку 17 также уменьшится.
Во время перехода по режиму мощности 2-го класса оболочка 17 производит обратное воздействие на боковые стороны таблеток 23. За счет температурного поля внутри топлива боковые стороны остаются относительно холодными, следовательно, сохраняют хрупкость и могут образовать микротрещины под действием обратного воздействия оболочки 17.
Распространение микротрещин происходит еще быстрее, поскольку энергия, возникающая при обратном воздействии оболочки 17, должна рассеиваться в малом объеме, то есть, когда улучшение вязкопластических свойств таблеток 23 происходит в значительном объеме внутри топлива. Этот механизм радиального периферического распространения микротрещин может также снизить локальные концентрации напряжений в оболочке 17 за счет меньшей амплитуды раскрытия кромок трещин.
Таким образом, во время переходного процесса может установиться состояние противодействия таблеток 23 и оболочки, при этом и таблетки, и оболочка оказывают сопротивление мгновенным явлениям дифференциальных перемещений теплового происхождения.
За счет всех этих факторов вышеуказанное легирование таблеток 23 снижает механическую составляющую опасности разрыва при ВТО.
Кроме того, оно снижает и химическую составляющую такого типа разрыва, так как таблетки 23 обладают большей способностью задерживать газообразные продукты деления, такие как йод.
Рост размера зерен топлива, легированного оксидом хрома, действительно позволяет повысить способность задержания газообразных продуктов деления в матрице UO2. Чтобы покинуть матрицу топлива, атомы газов должны сначала диффундировать изнутри зерен UO2 к границам зерен, где они скапливаются, образуя чечевицеобразные пузырьки. Взаимное соединение этих пузырьков внутри зерен позволяет затем газам диффундировать за пределы матрицы топлива. В крупнозернистой структуре пути диффузии газов изнутри зерен к границам удлиняются, в результате чего происходит уменьшение высвобождаемой газообразной фракции. Этот процесс является эффективным, только если коэффициенты диффузии газообразных продуктов деления не ускоряются при добавлении легирующей добавки.
С этой точки зрения массовое содержание 1600 частей на миллион Cr2О3 является особенно предпочтительным. Кроме того, диффузия атомов газообразных продуктов деления происходит со скоростью, возрастающей при повышении температуры и, следовательно, при увеличении мощности. Использование крупнозернистого топлива, легированного добавкой Cr2O3, обеспечивающей лучшую способность задержания газообразных продуктов деления в матрице, позволяет снизить концентрацию агрессивных продуктов деления на внутренней поверхности оболочки 17 и, следовательно, уменьшить опасность разрыва оболочки 17 при ВТО.
Точно так же диффузия атомов газов и их высвобождение ускоряются с повышением скорости выгорания топлива. Использование крупнозернистого топлива, легированного добавкой Cr2О3, обеспечивающей лучшую способность задержания газообразных продуктов деления в матрице, позволяет ограничить внутреннее давление в стержнях при высоких скоростях выгорания, поскольку внутреннее давление может стать причиной нарушения целостности оболочки 17.
Таким образом, за счет состава таблеток 23 стержни 3 обладают удовлетворительным поведением по отношению к ВТО.
Чтобы еще больше повысить сопротивление стержней этому явлению, оболочки 17 выполняют из специального циркониевого сплава, который неожиданно оказался очень подходящим для этой цели.
В данном случае речь идет о полностью рекристаллизованном циркониевом сплаве, содержащем по массе:
- от 0,8 до 1,3% ниобия, и
- от 1000 до 1700 частей на миллион кислорода.
В предпочтительных вариантах этот циркониевый сплав может дополнительно содержать от 0 до 35 частей на миллион серы, от 0 до 7000 частей на миллион по массе в сумме железа и хрома и/или ванадия, олово с массовым содержанием от 0 до 2%, никель с массовым содержанием от 0 до 70 частей на миллион, углерод с массовым содержанием от 0 до 100 частей на миллион и кремний с массовым содержанием от 0 до 50 частей на миллион.
В других предпочтительных вариантах сплав может содержать:
- от 5 до 35 массовых частей на миллион серы, и/или
- от 0,33 до 0,25% по массе в сумме железа и хрома и/или ванадия.
Используя этот сплав, оболочки 17 выполняют, например, при помощи способа, содержащего следующие этапы:
- изготовление сортовой заготовки из сплава;
- закалка в воде после нагрева до температуры 1000-1200°С;
- прессование выдавливанием заготовки после нагрева до температуры 600-800°С;
- холодная прокатка заготовки, по меньшей мере, в два прохода для получения трубы, с выполнением отжигов при температуре от 560 до 600°С; и
- конечный рекристаллизационный отжиг при температуре от 560 до 600°С.
Применение отжигов при температурах ниже 600°С, а также использование массового содержания ниобия, превышающего 0,4%, позволяет гарантировать наличие осадков β-ниобия, что может оказаться весьма существенным в некоторых вариантах.
Отмечается, что оболочки 17, выполненные из описанного выше сплава, обладают очень хорошим сопротивлением текучести под действием потока быстрых нейтронов, задерживая, таким образом, первый момент контакта между таблетками 23 и оболочками 17, то есть начало явления ВТО.
По-видимому, это сопротивление текучести связано с наличием ниобия, 0,4%, превышающим его предел растворимости в рекристаллизованном состоянии, и с присутствием кислорода в растворе, который мешает перемещению дислокации в сплаве.
Кроме того, отмечается, что оболочки 17 обладают высокой способностью релаксации напряжений, благодаря их вязкопластическому поведению при очень больших напряжениях.
По этим двум показателям сплавы, обычно применяемые для изготовления оболочек, такие как циркаллой-4, имеют более низкие характеристики, чем описанный выше сплав.
Испытания в экспериментальных реакторах позволили определить, что линейная мощность Pmax, сверх которой может произойти разрыв стержня 3 при ВТО, составляет примерно 444 Вт/см для сплава в соответствии с настоящим изобретением, тогда как для сплава циркаллой-4 это значение составляет примерно 425 Вт/см. Точно так же отмечается, что оболочки 17 могут выдерживать изменения линейной мощности ΔPmax примерно в 253 Вт/см, тогда как в случае циркаллой-4 предельное изменение мощности составляет примерно 170 Вт/см.
Эти значения были получены при использовании в оболочках 17 известных таблеток, то есть без Cr2O3.
Аналогичные испытания, проведенные с оболочками из сплава циркаллой-4 с описанными выше таблетками 23, позволили измерить максимальную линейную мощность Pmax примерно 530 Вт/см и максимальное изменение мощности ΔPmax примерно 330 Вт/см.
Как неожиданно выяснилось, такие же испытания, проведенные с описанными выше стержнями 3, то есть из сплава в соответствии с настоящим изобретением и с таблетками 23, легированными Cr2O3, позволили достичь максимальной линейной мощности Pmax примерно 620 Вт/см и максимального изменения линейной мощности ΔPmax примерно 450 Вт/см.
Таким образом, одновременное использование легированных таблеток 23 и оболочек из сплава в соответствии с настоящим изобретением позволяет получить выигрыш в максимальной линейной мощности Pmax и в максимальном изменении линейной мощности ΔPmax, превышающий сумму выигрышей, полученных при раздельном использовании сплава в соответствии с настоящим изобретением и легированных таблеток 23.
Таким образом, отмечается, что описанные выше стержни 3 с оболочками 17 и легированными таблетками 23 могут выдерживать более напряженные переходы по мощности, что позволяет повысить гибкость эксплуатации реакторов с загруженными в них сборками 1.
На фиг.5 показан такой реактор 31 на воде под давлением, который, как известно, содержит:
- активную зону 32, находящуюся в резервуаре 48;
- парогенератор 33;
- турбину 34, соединенную с генератором 35 электрической энергии;
- конденсатор 36.
Реактор 31 содержит первичный контур 38, который оборудован насосом 39 и в котором циркулирует вода под давлением, следуя по пути, показанному на фиг.5 стрелками. В частности, эта вода поднимается через активную зону 32, где она нагревается, охлаждая активную зону 32.
Первичный контур 38 дополнительно содержит устройство 40 для поддержания давления воды, циркулирующей в первичном контуре 38.
Контур 41 объемного и химического контроля, называемый обычно контуром RCV, соединен с первичным контуром 38, в частности, для фильтрования и очистки воды, циркулирующей в первичном контуре.
Вода первичного контура 38 поступает в парогенератор 33, где она охлаждается, обеспечивая испарение воды, циркулирующей во вторичном контуре 42.
Пар, производимый парогенератором 33, направляется по вторичному контуру 42 на турбину 34, затем в конденсатор 36, где пар конденсируется путем прямого теплообмена с охлаждающей водой, циркулирующей в конденсаторе 36.
На выходе конденсатора 36 вторичный контур 42 содержит насос 43 и подогреватель 44.
Как известно, активная зона 32 содержит топливные сборки 1, загружаемые в резервуар 48. На фиг.1 показана только одна сборка, однако активная зона может содержать, например, 157 сборок 1.
Реактор 31 содержит средства 50 регулирования, расположенные в резервуаре 48 над некоторыми сборками 1. На фиг.1 показан только одно средство 50, однако активная зона 32 может содержать, например, примерно 70 средств 50 регулирования.
Средства 50 регулирования могут перемещаться при помощи механизмов 52 под действием средств 54 управления для погружения в сборки, над которыми они находятся.
Обычно каждое средство 50 регулирования содержит погружные стержни из материала, поглощающего нейтроны.
Таким образом, вертикальное перемещение каждого средства 50 позволяет регулировать реактивность реактора 31 в зависимости от погружения средств 50 в топливные сборки 1.
При помощи генератора 35 ядерный реактор 31 производит электроэнергию, питая ею электрическую сеть.
Средства 54 управления отрегулированы для управления работой реактора 1 таким образом, чтобы, в частности, во время перехода по режиму мощности в ситуации 2-го класса линейная мощность Р в стержнях 3 сборок 1 оставалась меньше предельного значения PL, которое превышает 590 Вт/см, предпочтительно превышает 600 Вт/см, еще предпочтительнее - превышает 610 Вт/см и даже 620 Вт/см.
Таким образом, во время перехода по режиму мощности линейная мощность Р в некоторых из стержней 3 может действительно строго превышать 536 Вт/см, будучи при этом ниже предела Pmax, определенного для стержней 3 в соответствии с настоящим изобретением.
Реальную линейную мощность в стержнях 3 определяют на основании измерений рабочих параметров при помощи датчиков 56, определяемых при помощи классических вычислительных программ, записанных в память средств 54 управления.
Точно так же средства 54 управления регулируют таким образом, чтобы в частности, во время перехода по режиму мощности изменение ΔР линейной мощности в стержнях 3 оставалось ниже предельного изменения ΔPL, которое превышает 430 Вт/см, предпочтительно превышает 440 Вт/см и еще предпочтительнее - 450 Вт/см. Таким образом, в некоторых условиях работы изменение ΔР линейной мощности в некоторых стержнях 3 может действительно строго превышать 330 Вт/см, оставаясь при этом ниже предела ΔPmax, определенного для стержней 3 в соответствии с настоящим изобретением.
Средства 54 управления регулируют, например, вводя в их память вышеуказанные предельные значения PL и ΔPL. Они осуществляют их регулирование, например, сравнивая действительные значения Р и ΔР с пороговыми значениями PL и ΔPL, хранящимися в памяти.
Когда средства 54 управления обнаруживают увеличение линейной мощности Р или увеличение изменения ΔР линейной мощности сверх пороговых значений PL и ΔPL, они могут, например, запустить операцию коррекции, чтобы прекратить увеличение линейной мощности, и/или включить сигнал тревоги.
Значения PL и ΔPL подняты таким образом, чтобы реактор 31 можно было эксплуатировать более гибко, чем обычно, и чтобы он мог быстро отвечать на мгновенные и значительные потребности электрической сети, с которой соединен генератор 5, и чтобы находящиеся в активной зоне 32 сборки 1 могли выдерживать значительные переходы по мощности.
Таким образом, сочетание сплава, используемого для изготовления оболочек 17, и таблеток 23, легированных добавкой Cr2О3, позволило получить стержни 3 очень высокой стойкостью к ВТО и снизить опасность разрыва оболочек 17, в частности, во время переходов по мощности любого типа.
В другом варианте в качестве добавки в таблетки 23 вместо или в дополнение к Cr2О3 можно использовать SiO2, Nb2O3, Al2О3, V2O5 и MgO.
Как правило, в стержнях 3 можно использовать описанный выше сплав для ограничения повреждения оболочки при явлении ВТО, не используя таблетки 23, содержащие металлический сплав для повышения тепловой текучести таблеток. Действительно, как было указано выше, использование сплава как такового позволяет улучшить поведение в отношении ВТО. В этом случае PL превышает 430 Вт/см и предпочтительно превышает 440 Вт/см. Соответственно ΔPL превышает 180 Вт/см, предпочтительно превышает 200 Вт/см и еще предпочтительнее - 240 Вт/см.
Для соблюдения пороговых значений PL и ΔPL средства 54 управления могут использовать промежуточные расчетные параметры.
Так, пороговые значения PL и ΔPL можно перевести в предельную плотность энергии деформации в оболочках 17, при этом указанную плотность энергии определяют, например, при помощи формулы:
DED=∫σθθdεθθ,
где σθθ является тангенциальным напряжением во внутреннем слое оболочки 17, а εθθ является тангенциальной деформацией внутреннего слоя оболочки 17.
Обычно полученное таким образом значение предельной плотности энергии деформации DEDL составляет примерно 3 МПа, что дает выигрыш примерно в 50% по сравнению со сплавом циркаллой-4.
Использование плотности энергии деформации представляет особенный интерес, так как высокая вязкопластичность описанного сплава приводит к насыщению напряжений во время перехода по режиму мощности. Поэтому более правильным является использование плотности энергии деформации в качестве промежуточного параметра, а не предельного напряжения.
Предельное значение DEDL смогли выразить в предельных значениях рабочих параметров реактора, таких, например, как общая действительная мощность PG, выраженная в процентах номинальной мощности PN реактора 31, и разность ΔI мощностей между верхней частью и нижней частью реактора 31. Такой метод описан, например, в заявке FR-2846139, содержание которой использовано здесь в качестве ссылки. Эти предельные значения позволили определить область 60, допустимую для переходов 2-го класса, как показано на фиг.6.
Границы 62 области 60 соответствуют пороговым значениям экстренной остановки реактора 31. Как только переход 2-го класса приводит к выходу за пределы области 60, запускается процесс остановки реактора 31.
Чтобы проверить, что пороговые значения PL и ΔPL не превышены, сравнивают действительные значения рабочих параметров PG и ΔI с соответствующими предельными значениями.
Область 60 охватывает область 64, соответствующую ситуациям 1-го класса.
Опасность разрыва при ВТО возникает только при существенном повышении локальной линейной мощности, рассеянной топливными таблетками 23. Нештатные переходы 2-го класса, приводящие к самому большому повышению локальной линейной мощности при искажении пространственного распределения мощности, начинаются на основе ситуаций 1-го класса, локализованных внутри рабочей области 64, показанной на фиг.6. Эти ситуации описаны, например, в заявке FR-2846139.
Для обычных режимов работы реактора 31 в ситуациях 1-го класса (базовый режим работы, режим первичного регулирования, режим дистанционного регулирования) значения ΔI находятся в пределах, например, от -15% до +15%. Во время перехода по мощности, начавшегося на этих режимах работы, локальные пики линейной мощности сохраняют умеренную амплитуду в верхней части и в нижней части активной зоны 32.
Если же реактор 31 продолжительно работает с промежуточной мощностью (PG>92% PN в течение более 8 часов в пределах суточного диапазона), чтобы удовлетворить потребности электрической сети, рабочая точка перемещается к пограничным зонам области 64, показанной на фиг.6. Эти зоны характеризуются резко отрицательными или резко положительными значениями ΔI, которые могут выражаться очень большими изменениями локальной линейной мощности в случае последующего появления перехода по мощности 2-го класса. Действительно, если локально мощность снижается, происходит понижение температуры в таблетках 23 и в оболочке 17 каждого стержня 3, при этом перепад температуры в таблетках 23 будет более значительным, чем в оболочке 17. С учетом соответствующих характеристик теплового расширения оболочки 17 и таблеток 23 стержня 3 радиальный зазор j, обычно закрытый при нормальной работе реактора, открывается. В этой конфигурации оболочка 17 проявляет текучесть под действием сжатия. В результате происходит увеличение ее механической нагрузки при нештатном переходе и возникает опасность разрыва от ВТО. Эта опасность тем больше, чем значительнее ухудшается состояние стержня 3 и, следовательно, чем дольше длится работа при промежуточной мощности.
Границы 62 рабочей области 60, показанные на фиг.6, позволяют устранить опасность разрыва при ВТО во время такого перехода.
Увеличение значений PL и ΔPL за счет использования описанных выше топливных стержней 3 позволяет также эксплуатировать реактор 31 более гибко, чем при известных решениях, с допущением более длительной работы при промежуточной мощности.
Claims (19)
1. Способ эксплуатации ядерного реактора (31) для производства электроэнергии, при этом реактор содержит активную зону (32), загруженную сборками (1), содержащими стержни (3) ядерного топлива, причем, по меньшей мере, один ядерный топливный стержень содержит
оболочку (17) из полностью рекристаллизованного сплава на основе циркония, содержащего по массе:
от 0,8 до 1,3% ниобия,
от 1000 частей на миллион до 1700 частей на миллион кислорода,
от 0 до 35 частей на миллион серы,
от 0 до 7000 частей на миллион в сумме железа и хрома и/или ванадия,
от 0 до 2% олова,
от 0 до 70 частей на миллион никеля,
от 0 до 100 частей на миллион углерода, и
от 0 до 50 частей на миллион кремния, остальную часть составляет цирконий, не считая неизбежных примесей, и
таблетки (23) ядерного топлива на основе оксида урана, при этом таблетки загружают в виде столбиков в оболочку (17), а работу реактора регулируют таким образом, чтобы во время перехода по режиму мощности
линейная мощность ядерного топливного стержня (3) оставалась ниже предельной линейной мощности, при этом предельная линейная мощность превышает 430 Вт/см; и/или
изменение линейной мощности ядерного топливного стержня (3) оставалось ниже предельного изменения, при этом предельное изменение превышает 180 Вт/см.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что предельная линейная мощность превышает 440 Вт/см.
3. Способ по одному из пп.1 или 2, отличающийся тем, что предельное изменение превышает 200 Вт/см.
4. Способ по п.3, отличающийся тем, что предельное изменение превышает 220 Вт/см.
5. Способ по п.1, отличающийся тем, что сплав содержит по массе от 5 до 35 частей на миллион серы.
6. Способ по п.1, отличающийся тем, что сплав содержит от 0,03 до 0,25% в сумме железа и хрома и/или ванадия.
7. Способ по п.1, отличающийся тем, что сплав подвергают отжигам при температурах менее 600°С.
8. Способ по п.1, отличающийся тем, что таблетки (23) содержат, по меньшей мере, один металлический оксид для повышения тепловой текучести таблеток, а предельная линейная мощность превышает 590 Вт/см.
9. Способ по п.8, отличающийся тем, что предельная линейная мощность превышает 600 Вт/см.
10. Способ по п.9, отличающийся тем, что предельная линейная мощность превышает 610 Вт/см.
11. Способ по п.10, отличающийся тем, что предельная линейная мощность превышает 620 Вт/см.
12. Способ по п.8, отличающийся тем, что предельное изменение превышает 430 Вт/см.
13. Способ по п.12, отличающийся тем, что предельное изменение превышает 440 Вт/см.
14. Способ по п.13, отличающийся тем, что предельное изменение превышает 450 Вт/см.
15. Способ по п.8, отличающийся тем, что металлическим оксидом является Cr2О3.
16. Способ по п.15, отличающийся тем, что таблетки (23) содержат от 1200 до 2000 частей на миллион по массе Cr2О3.
17. Способ по п.16, отличающийся тем, что таблетки (23) содержат от 1450 до 1750 частей на миллион по массе Cr2О3.
18. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед использованием внутри оболочки (17) создают давление менее 20 бар.
19. Применение в топливном стержне (3), содержащем столбик таблеток (23) ядерного топлива на основе урана, оболочки из полностью рекристаллизованного сплава на основе циркония, содержащего по массе:
от 0,8 до 1,3% ниобия,
от 1000 частей на миллион до 1700 частей на миллион кислорода,
от 0 до 35 частей на миллион серы,
от 0 до 7000 частей на миллион в сумме железа и хрома и/или ванадия,
от 0 до 2% олова,
от 0 до 70 частей на миллион никеля,
от 0 до 100 частей на миллион углерода, и
от 0 до 50 частей на миллион кремния,
остальную часть составляет цирконий, не считая неизбежных примесей,
оболочка содержит топливные таблетки,
для ограничения повреждения оболочки (17) в результате взаимодействия топлива с оболочкой.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/FR2004/001349 WO2006003266A1 (fr) | 2004-06-01 | 2004-06-01 | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et utilisation d'un alliage specifique de gaine de crayon de combustible pour reduire l'endommagement par interaction pastilles/gaine |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2006147000A RU2006147000A (ru) | 2008-07-20 |
| RU2337417C1 true RU2337417C1 (ru) | 2008-10-27 |
Family
ID=34958464
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2006147000/06A RU2337417C1 (ru) | 2004-06-01 | 2004-06-01 | Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9378850B2 (ru) |
| EP (1) | EP1751774B1 (ru) |
| JP (1) | JP5322434B2 (ru) |
| KR (2) | KR20120031523A (ru) |
| CN (1) | CN1993771B (ru) |
| ES (1) | ES2395021T3 (ru) |
| RU (1) | RU2337417C1 (ru) |
| WO (1) | WO2006003266A1 (ru) |
Families Citing this family (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1751774B1 (fr) | 2004-06-01 | 2012-10-03 | Areva NP | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et utilisation d'un alliage specifique de gaine de crayon de combustible pour reduire l'endommagement par interaction pastilles/gaine |
| CN101528957B (zh) * | 2006-10-16 | 2012-07-04 | 法国原子能委员会 | 含有铒的锆合金和制备并成形该合金的方法以及含有该合金的结构部件 |
| FR2946454B1 (fr) * | 2009-06-08 | 2011-07-22 | Areva Np | Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine. |
| RU2485494C1 (ru) * | 2012-02-07 | 2013-06-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ определения содержания примесей в газе под оболочкой тепловыделяющих элементов (твэл) ядерных реакторов |
| CN103280246B (zh) * | 2013-05-23 | 2015-11-11 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆燃料元件 |
| WO2015117054A1 (en) * | 2014-02-02 | 2015-08-06 | Worcester Polytechnic Institute | Method and system for fabricating thermal insulation for retrofit applications |
| US9721676B2 (en) * | 2014-05-27 | 2017-08-01 | Westinghouse Electric Company, Llc | Deposition of a protective coating including metal-containing and chromium-containing layers on zirconium alloy for nuclear power applications |
| CN107204209B (zh) * | 2017-05-22 | 2019-01-29 | 彭州市长庆全成技术开发有限公司 | 用于核燃料芯块装填的导向装置 |
| FR3075449B1 (fr) * | 2017-12-18 | 2020-01-10 | Areva Np | Procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme d'ordinateur et systeme electronique associes |
| KR102102975B1 (ko) * | 2018-01-24 | 2020-05-29 | 한전원자력연료 주식회사 | 우수한 충격 저항성을 갖는 핵연료 소결체 |
| CN112420223B (zh) * | 2020-11-18 | 2023-02-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于钆富集的压水堆堆芯长循环换料装载方法 |
| CN113201666A (zh) * | 2021-04-08 | 2021-08-03 | 中广核研究院有限公司 | 用于燃料组件的锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管 |
| CN113409963A (zh) * | 2021-06-17 | 2021-09-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种克服芯块包壳机械相互作用的燃料棒及燃料组件 |
Family Cites Families (20)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3772147A (en) * | 1970-10-27 | 1973-11-13 | Westinghouse Electric Corp | Pressurized fuel elements for a nuclear reactor |
| US4080251A (en) * | 1973-05-22 | 1978-03-21 | Combustion Engineering, Inc. | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor |
| JPS58165085A (ja) * | 1982-03-25 | 1983-09-30 | 日本核燃料開発株式会社 | 核燃料要素 |
| JPS6224182A (ja) * | 1985-03-08 | 1987-02-02 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | 原子炉燃料被覆管 |
| JP2723310B2 (ja) * | 1989-10-12 | 1998-03-09 | 株式会社東芝 | 原子炉の出力制御装置 |
| US5244514A (en) * | 1992-02-14 | 1993-09-14 | Combustion Engineering, Inc. | Creep resistant zirconium alloy |
| FR2730090B1 (fr) * | 1995-01-30 | 1997-04-04 | Framatome Sa | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
| US5828715A (en) * | 1995-08-22 | 1998-10-27 | Hitachi, Ltd. | Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly |
| US5844959A (en) * | 1997-08-01 | 1998-12-01 | Siemens Power Corporation | Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
| US5838753A (en) | 1997-08-01 | 1998-11-17 | Siemens Power Corporation | Method of manufacturing zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
| FR2776821B1 (fr) * | 1998-03-31 | 2000-06-02 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire |
| RU2239892C2 (ru) * | 1999-02-15 | 2004-11-10 | Фраматом Анп | Способ получения тонких элементов из сплава на основе циркония и пластины, получаемые этим способом |
| RU2141539C1 (ru) * | 1999-04-22 | 1999-11-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара | Сплав на основе циркония |
| FR2799209B1 (fr) | 1999-09-30 | 2001-11-30 | Framatome Sa | Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage |
| KR100334252B1 (ko) * | 1999-11-22 | 2002-05-02 | 장인순 | 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물 |
| FR2817385B1 (fr) * | 2000-11-30 | 2005-10-07 | Framatome Anp | Pastille de combustible nucleaire oxyde et crayon comportant un empilement de telles pastilles |
| KR100461017B1 (ko) | 2001-11-02 | 2004-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 |
| KR100450711B1 (ko) | 2002-03-28 | 2004-10-01 | 한국수력원자력 주식회사 | 외·내부 결정립 크기가 다른 핵연료 소결체의제조방법 |
| FR2846139B1 (fr) * | 2002-10-21 | 2005-02-18 | Framatome Anp | Procede de determination d'une valeur limite d'un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme et support correspondants |
| EP1751774B1 (fr) | 2004-06-01 | 2012-10-03 | Areva NP | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et utilisation d'un alliage specifique de gaine de crayon de combustible pour reduire l'endommagement par interaction pastilles/gaine |
-
2004
- 2004-06-01 EP EP04767221A patent/EP1751774B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-01 CN CN2004800436246A patent/CN1993771B/zh not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-01 KR KR1020127005137A patent/KR20120031523A/ko not_active Application Discontinuation
- 2004-06-01 RU RU2006147000/06A patent/RU2337417C1/ru active
- 2004-06-01 WO PCT/FR2004/001349 patent/WO2006003266A1/fr active Application Filing
- 2004-06-01 JP JP2007513991A patent/JP5322434B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-01 ES ES04767221T patent/ES2395021T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2004-06-01 US US11/628,222 patent/US9378850B2/en active Active
- 2004-06-01 KR KR1020067025278A patent/KR101205803B1/ko active IP Right Grant
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR101205803B1 (ko) | 2012-11-29 |
| JP2008501111A (ja) | 2008-01-17 |
| US20080031399A1 (en) | 2008-02-07 |
| ES2395021T3 (es) | 2013-02-07 |
| US9378850B2 (en) | 2016-06-28 |
| RU2006147000A (ru) | 2008-07-20 |
| US20090116609A9 (en) | 2009-05-07 |
| EP1751774A1 (fr) | 2007-02-14 |
| EP1751774B1 (fr) | 2012-10-03 |
| WO2006003266A1 (fr) | 2006-01-12 |
| KR20070021232A (ko) | 2007-02-22 |
| KR20120031523A (ko) | 2012-04-03 |
| JP5322434B2 (ja) | 2013-10-23 |
| CN1993771B (zh) | 2011-04-13 |
| CN1993771A (zh) | 2007-07-04 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2337417C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой | |
| US5297177A (en) | Fuel assembly, components thereof and method of manufacture | |
| JP5968782B2 (ja) | プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 | |
| KR19990069104A (ko) | 저 부식성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금 조성물 | |
| EP0712938B1 (en) | Zirconium alloy | |
| Yueh et al. | Improved ZIRLOTM cladding performance through chemistry and process modifications | |
| EP2973600A2 (en) | Supporting nuclear fuel assemblies | |
| KR100935560B1 (ko) | 가압수형 원자로의 연료 집합체 및 연료 집합체의 설계방법 | |
| KR100960894B1 (ko) | 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 | |
| KR101779128B1 (ko) | 경수로 사고저항성이 우수한 듀플렉스 조직을 갖는 스테인리스강 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 | |
| RU2173484C1 (ru) | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
| RU2214633C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора | |
| Sandberg et al. | Shielding fuel assemblies used to protect the beltline weld of the reactor pressure vessel from fast neutron radiation in Ringhals unit 3 and 4 | |
| US6690759B1 (en) | Zirconium-base alloy and nuclear reactor component comprising the same | |
| EP0745258B1 (en) | A nuclear fuel element for a pressurized water reactor and a method for manufacturing the same | |
| Kashibe et al. | Fission gas release from externally restrained uranium dioxide fuel | |
| Shapiro et al. | Optimization of fully ceramic microencapsulated fuel assembly for PWR | |
| DeMange et al. | Thermo-mechanical and neutron lifetime modelling and design of Be pebbles in the neutron multiplier for the LIFE engine | |
| Olsen | Non-fertile fuels development for plutonium and high-enriched uranium dispositioning in water cooled reactors | |
| Teodoro et al. | Comparison of the mechanical properties and corrosion resistance of zirlo and other zirconium alloys | |
| Jing et al. | Passive Safety Characteristics of Stationary Liquid Fuel Fast Reactor (SLFFR) | |
| Hardy | Burst testing of zircaloy cladding from irradiated pickering-type fuel bundles | |
| JPH11295460A (ja) | 複合部材及びそれを用いた燃料集合体 | |
| CA1124893A (en) | Nuclear reactors | |
| Gontar' et al. | Structural and fuel materials for the fuel elements of thermionic nuclear power systems |