[发明专利]包括阈值的放宽的监测核堆芯的方法以及关联的程序、支架和核反应堆

说明书

本发明涉及一种用于监测核反应堆的方法，该核反应堆包括内部装载燃料组件的堆芯，各个组件包括核燃料棒，各个核燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳。方法包括以下步骤：‑确定(100)降低功率核反应堆的延长降低功率运行的至少一个运行时限(T^FPPI)，以便避免包壳中的至少一个的破裂；‑将核反应堆在降低的功率下运行(102)严格小于时限(T^FPPI)的实际时间；以及‑根据时限(T^FPPI)与实际时间之间的差，放宽(104)用于保护核电站的至少一个阈值。

【技术领域】

本发明涉及一种用于监测核反应堆的方法，该核反应堆包括内部装载燃料组件的堆芯，各个组件包括核燃料棒，各个核燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳。

【背景技术】

例如，本发明适用于压水堆。

常规上，这种反应堆的堆芯装有核燃料组件。

各个组件包括一捆核燃料棒，这些棒包括包含核燃料芯块的包壳。

特别是在诸如法国的国家中，其中80％的电力使用核反应堆来生产，使由反应堆供应的总功率发生变化以便适应它们供应的电网的需求可以是有用的。

特别地，期望能够在电网需求低的长时段期间以降低的总功率运行反应堆，然后在必要时返回到标称总功率。

尽管如此，各个反应堆的使得可以更佳地使用其能力的这种操作必须不引起安全问题。

限制核反应堆可操纵性的现象之一特别是芯块/包壳相互作用(PCI)。

实际上，当反应堆以其标称总功率PN运行时，根据本领域使用的术语调节核燃料棒。

对于给定的棒，调节的基本特征是由于包壳的蠕变和芯块的膨胀，芯块与包壳之间的径向间隙闭合。

尽管在相当低的应力水平下，由于包壳中的热机械平衡，在稳态下没有包壳破裂的风险，但是一旦由讨论中的棒供应的功率大幅且快速地变化，风险仍然出现。

实际上，局部功率的增大生成棒中的温升。考虑到基于氧化铀的芯块与通常由锆合金制成的包壳之间的机械特性(热膨胀系数、杨氏模量)差异以及温差，芯块将比包壳膨胀更多并将其变形强加于后者。

此外，在包壳与芯块之间的空间中的腐蚀性裂变产物(诸如碘)的存在为应力作用下的腐蚀创造了条件。由此，在整体功率转变期间由芯块强加在包壳上的变形可能导致包壳破裂。

当不再调节棒时，也就是说，当芯块与包壳之间不再存在热机械平衡时，功率转变期间的包壳破裂的风险加剧。在中等功率下的延长运行之后，在恢复到标称功率期间出现该平衡破裂。

实际上，当功率下降时，芯块中的温度比包壳中的温度下降得更大，这由于差异膨胀而导致径向间隙重新打开。如果反应堆停留在中间功率，则该间隙由于包壳向内蠕变而减小，因为一次流体的压力大于棒的内压。当反应堆恢复到标称压力时，芯块然后对包壳施加向内的压力，由此然后出现应力场。如果此时出现功率增加尖峰，那么导致更早包壳破裂的风险。这于是被称为燃料失调。该失调在反应堆在中等功率下长时间运行时甚至更大。

然而，出于安全原因，包壳的这种破裂是不可接受的，因为它可能导致裂变产物释放到核反应堆的一次回路中。

专利申请FR 2924852公开了一种用于确定表示核反应堆的可操纵性的参数的值的方法。

由此，即使发生意外的总功率尖峰，该方法也使得可以定义核反应堆可以安全运行的运行场。

然而，某些运行裕度限制了反应堆的运行，特别是延长降低功率运行(ERPO)。