KR100851870B1 - 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심 - Google Patents

노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심 Download PDF

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Abstract

본 발명은 액체금속 냉각 고속로에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 노심 영역별로 내부 노심 내 핵연료 집합체(1a), 상기 내부 노심 내 핵연료 집합체(1a) 외측에는 중앙 노심 내 핵연료 집합체(1b), 상기 중앙 노심 내 핵연료 집합체(1b) 외측에는 외부 노심 내 핵연료 집합체(1c)가 있고, 각 노심 영역 집합체 내에 핵연료 물질(2-2a)(2-2b)(2-2c)은 각각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)로 둘러싸여 핵연료봉이 되고 핵연료봉들이 육각형상의 덕트(3) 내에 구비되는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체(1)를 구성하며, 상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a), 중앙 노심 내 핵연료봉(2b) 그리고 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 상기 각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)의 두께를 서로 다르게 형성함으로써, 액체금속 냉각 고속로에서 단일 농축도 하에서 출력분포를 효과적으로 평탄화할 수 있는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료 집합체을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체를 제공한다.
액체 금속 냉각, 고속로, 노심, 단일농축도 연료, 지르코늄(Zr), 피복재, 덕트

Description

노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심{Liquid-Metal-Cooled Fast Reactor Core comprising Nuclear Fuel Assembly with Nuclear Fuel Rods with Varying Fuel Cladding Thickness in each of the Reactor Core Regions}
도 1은 핵연료 집합체의 단면도,
도 2는 집합체 덕트 모형을 나타내는 평면도,
도 3은 핵연료봉 모형을 나타내는 평면도,
도 4는 본 발명에 따른 노심 영역별 노심 장전 상태를 개략적으로 나타내는 모형도,
도 5는 본 발명에 따른 내부 노심 내 핵연료봉을 나타내는 단면도,
도 6은 본 발명에 따른 중앙 노심 내 핵연료봉을 나타내는 단면도,
도 7은 본 발명에 따른 외부 노심 내 핵연료봉을 나타내는 단면도,
도 8은 본 발명에 따른 주요 설계 제원을 나타내는 표.
<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명>
1: 핵연료 집합체 2: 핵연료봉 단면
3: 덕트 4: 핵연료봉 구조
5: 노심 장전 모형 6: 반사체 집합체
7: B4C 차폐체 집합체 8: IVS(In Vessel Storage)
9: 차폐체 집합체 10: 와이어 랩
본 발명은 액체금속 냉각 고속로에 관한 것으로서, 노심 영역별로 내부 노심 내 핵연료 집합체, 내부 노심 내 핵연료 집합체 외측에는 중앙 노심 내 핵연료 집합체, 중앙 노심 내 핵연료 집합체 외측에는 외부 노심 내 핵연료 집합체가 있고, 핵연료는 각각 피복재로 둘러싸여 육각형상의 덕트 내에 구비되는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체에 있어서, 내부 노심 내 핵연료봉, 중앙 노심 내 핵연료봉 그리고 외부 노심 내 핵연료봉의 각 피복재의 두께를 서로 다르게 형성함으로써, 액체금속 냉각 고속로에서 단일 농축도 하에서 출력분포를 효과적으로 평탄화할 수 있는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체 및 원자로 노심에 관한 것이다.
최근 국제적으로 핵확산 저항성을 향상시킨 제4세대 원자로 개발에 관심이 높아지고 있다. 그 중에서도 소듐냉각 고속로는 이미 상당한 수준의 기술이 축적된 상태로 상용화 직전의 단계에 있다고 할 수 있다.
이에 따라 미국, 일본, 러시아 등에서는 액체 금속로의 핵확산 저항성을 획기적으로 향상시키기 위해 블랭킷(blanket)을 제거하고 단일 농축도의 핵연료를 사용하는 원자로 설계개념들을 제시하였다.
블랭킷은 감손 우라늄 또는 천연 우라늄으로 노심 내에 이들이 장전될 경우 핵무기급의 플루토늄이 생성되는 특징이 있다.
그러나, 블랭킷은 핵연료의 증식을 증가시키므로 블랭킷의 제거는 핵무기급 플루토늄 생성을 원천적으로 봉쇄하여 핵확산 저항성을 향상시키는 반면 증식비를 감소시킨다.
단일 농축도의 핵연료 사용은 노심 영역별로 증식비를 일정하게 유지하여 시간에 따라 출력분포의 변화가 거의 없도록 해준다.
따라서, 유량분배에 필요한 오리피스(orifice)의 설계를 용이하게 해주는 장점을 가진다.
이미 국내에서는 600MWe급의 소듐(sodium) 냉각로의 설계시 블랭킷을 제거함과 동시에 단일 농축도 핵연료를 사용할 수 있는 방안을 채택한 바 있다. 이러한 노심은 단일농축도 핵연료 사용 하에서 출력분포 평탄화를 달성하기 위해 핵연료 집합체내에 B4C 봉, ZrH2 봉, Vacancy 봉과 같은 비핵연료봉을 사용하였다.
따라서 핵연료 집합체의 설계가 기존 핵연료집합체 설계에 비해 복잡하고 ZrH2, B4C의 고온에서 조사시 이들 함유 비핵연료봉의 건전성에 문제가 될 수 있는 단점을 가진다.
특히, ZrH2 봉의 경우 550℃ 이상의 고온에서는 수소의 방출로 인해 피복재의 건전성에 문제가 있는 것으로 알려져 있다.
일반적인 대용량 소듐냉각 고속로의 개념은 블랭킷을 사용하고 출력 평탄화를 위해 연료의 농축도를 노심 영역별로 달리하는 방식을 채택하고 있다. 단일 농축도 핵연료를 사용하는 경우는 블랭킷을 노심의 중앙부와 노심 내에 적절히 배치하는 방식이 사용되었다.
최근에 러시아에서 제안한 납냉각 고속로인 BREST에서는 이러한 농축도 분리를 피하고 대신 핵연료봉의 외경을 노심 영역별로 달리하는 방식을 채택하였다. 또한, 블랭킷을 제거함으로써 핵확산 저항성을 향상시키려고 하였다.
BREST 원자로 개념은 냉각재로 납을 사용하고 핵연료는 질화연료를 사용한다.
그러나 이러한 방식을 소듐(sodium) 냉각로 특히 덕트(duct) 및 와이어 랩(wire wrap)을 사용하는 경우에 적용시, 핵연료봉 외경의 차이로 핵연료 집합체의 크기를 동일하게 유지하는 데 어려움이 따른다.
일본의 JNC에서는 핵연료봉의 외경 및 피복재의 두께는 동일하게 유지하는 반면, 그 속 연료 내 지르코늄(Zr) 함량을 노심 영역별로 달리하는 방식을 제안하였다.
그러나 이 방식의 경우 핵연료의 성능 및 제조에 문제가 있을 수 있다는 의견이 지배적이다.
이는 일반적으로 미국의 알곤국립연구소에서 발표한 결과에 의하면 최적의 지르코늄(Zr) 함량은 10Wt%로 지르코늄(Zr) 함량이 10Wt% 이하인 경우에는 금속연료의 공융, 용융 온도가 충분히 높지않게 되고 원소재분배에 의해 지르코늄 함량이 급격히 감소하는 영역이 있을 수 있으며, 10wt%를 초과하는 경우에는 핵연료 제조시 석영관의 온도 보다 연료심의 용융온도가 높게되어 불리하기 때문이다.
JNC에서는 또한 노심 영역별로 지르코늄(Zr) 함량을 달리하는 방식과 금속연료의 smear density를 조절하는 방식을 병행하는 방법을 제안한 바 있다.
그러나 금속 연료의 희석 밀도(smear density) 또한 알곤 국립연구소의 연구결과에 의하면 최적의 smear density는 75%TD로 이보다 높은 경우 핵연료의 건전성에 문제가 될 수 있다고 보고되었다.
미국의 버클리 소재 캘리포니아 주립대학이 주도로 연구한 소형초장주기 납냉각 고속로인 ENHS(Encapsulated Nuclear Heat Source) 설계 개념에서는 핵연료봉의 크기 및 성분을 모든 노심 영역에서 동일하게 유지하고 출력분포의 조절은 노심 중앙부의 비핵연료 영역의 넓이를 늘림으로써 달성하려고 하였다.
그러나 이 경우 첨두출력인자를 1.5 이하로 유지하기 위해서는 노심 중앙부의 비핵연료영역의 면적이 증가하여 증식비가 상당히 감소하는 것으로 나타났다.
ENHS 설계 개념에서 채택한 또 다른 방식은 노심 영역별로 핵연료봉의 설계제원 및 성분은 균일하게 유지하고 단지 봉 사이의 거리만을 변경하는 방식을 발표 한 바 있다.
그러나 이 방식의 경우 집합체 덕트(duct)/와이어 랩(wire wrap)을 사용하지 않는 소형 노심에서는 가능하나 덕트(duct)/와이어 랩(wire wrap)을 사용하는 대형노심에서는 적합하지 않다.
따라서 상기한 문제점을 해결하기 위해 안출된 것으로서, 본 발명은 비핵연료봉을 사용하지 않고 내부 노심 내 핵연료봉, 중앙 노심 내 핵연료봉 그리고 외부 노심 내 핵연료봉의 각 피복재 두께를 서로 다르게 형성함으로써, 액체금속 냉각 고속로에서 단일 농축도 하에서 출력분포를 평탄화시킬 수 있는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체를 제공하는 데 그 목적이 있다.
상기한 목적을 달성하기 위한 본 발명은 액체금속 냉각 고속로에 관한 것으로서, 내부 노심 내 핵연료봉, 중앙 노심 내 핵연료봉 그리고 외부 노심 내 핵연료봉의 각 피복재의 두께를 서로 다르게 형성함으로써, 액체금속 냉각 고속로에서 단일 농축도 하에서 출력분포를 효과적으로 평탄화할 수 있는 것을 특징으로 한다.
내부 노심 내 핵연료봉의 피복재 두께는 1.02mm인 것을 특징으로 한다.
내부 노심 내 핵연료봉의 핵연료 물질의 직경은 6.03mm인 것을 특징으로 한 다.
중앙 노심 내 핵연료봉의 피복재 두께는 0.74mm인 것을 특징으로 한다.
중앙 노심 내 핵연료봉의 핵연료 물질의 직경은 6.51mm인 것을 특징으로 한다.
외부 노심 내 핵연료봉의 피복재 두께는 0.59mm인 것을 특징으로 한다.
외부 노심 내 핵연료봉의 핵연료 물질의 직경은 6.77mm인 것을 특징으로 한다.
이하, 첨부 도면에 의거하여 본 발명에 따른 바람직한 실시예들을 상세히 설명하면 다음과 같다.
도 1은 핵연료 집합체의 단면도이고, 도 2는 집합체 덕트 모형을 나타내는 평면도이고, 도 3은 핵연료봉 모형을 나타내는 평면도이고, 도 4는 본 발명에 따른 노심 영역별 노심 장전 상태를 개략적으로 나타내는 모형도이고, 도 5는 본 발명에 따른 내부 노심 내 핵연료봉을 나타내는 단면도이고, 도 6은 본 발명에 따른 중앙 노심 내 핵연료봉을 나타내는 단면도이고, 도 7은 본 발명에 따른 외부 노심 내 핵연료봉을 나타내는 단면도이고, 도 8은 본 발명에 따른 주요 설계 제원을 나타내는 표이다.
도 1 내지 도 3에 도시된 바와 같이, 어느 하나의 핵연료 집합체(1)는 271개 의 핵연료봉(4)으로 구성된다.
이때, 상기 핵연료봉(4)은 육각형 구조의 덕트(duct,3) 내에 구비되며, 상기 덕트(3)와 덕트(3) 사이에는 소듐 냉각재가 구비된다.
상기 덕트(3)의 두께는 3.7mm이고 덕트(3)의 외곽면 사이의 거리는 18.31cm, 내곽면 사이의 거리는 17.57cm이다.(도 8 참조)
상기 덕트(3)와 덕트(3) 사이의 소듐 영역의 두께는 4mm로 상기 핵연료 집합체(1)의 피치는 18.71cm이다.(도 8 참조)
상기 덕트(3)는 덕트(3) 내부 및 핵연료봉(4) 다발 내의 모든 유로의 유동 저항을 평탄하게 하여 낮은 유동 저항 경로로 소듐 냉각재가 흐르는 바이 패스(by-pass) 현상을 완화시켜 상기 핵연료봉(4) 다발 내의 모든 핵연료봉(4) 주위로 상기 소듐 냉각재가 고르게 흐르도록 강제 유동시킴으로써, 상기 핵연료 집합체(1)의 덕트(3)가 개별적으로 오리피싱(orificing) 역할을 가능하게 한다.
또한, 상기 덕트(3)는 핵연료봉(4) 다발을 구조적으로 지지하며, 상기 덕트(3) 내에서 271개의 핵연료봉(4)은 삼각배열로 육각형 다발을 이루고 상기 각 핵연료봉(4)은 탑재 선로(mounting rail)에 기계적 결합으로 탑재된다.
상기 탑재 선로는 노우즈 피스(nose piece,3e) 상단에 기계적으로 결합된다.
상기 노우즈 피스(3e)는 상기 핵연료 집합체(1)의 하부를 지지하고 상기 소듐 냉각재의 입구를 제공한다.
상기 덕트(3) 내의 핵연료봉(4)의 삼각배열시 상기 핵연료봉(4)과 핵연료봉(4) 사이의 간격을 유지시키기 위해 와이어 랩(wire wrap,10)이 사용된다.
상기 와이어 랩(10)은 상기 핵연료봉(4)의 양 끝단의 상·하부 봉단 마개에 접합 및 용접되어 일정한 간격으로 상기 핵연료봉(4)을 휘감고 있어서 상기 핵연료봉(4)들 사이의 간격 및 상기 핵연료봉(4)과 상기 덕트(3) 사이의 간격을 유지하는 기능을 하며, 상기 소듐 냉각재의 유동 혼합을 증가시키기도 한다.
상기 와이어 랩(10)의 직경은 1.4mm이고, 상기 핵연료봉(4)의 외경은 9.0mm이다. 또한, 격자의 피치(P)와 상기 핵연료봉(4) 직경(D)의 비는 1.1667이다.(도 8 참조)
상기 핵연료봉(4)은 하단에는 하단 캡(bottom end cap) 및 Mod. HT9의 차폐 영역(4e)이며, 상기 차폐 영역(4e)의 길이는 111.76cm이다.
그리고, 상기 차폐 영역(4e)의 상측은 핵연료 영역(4d)으로 그 길이는 100cm이다. 상기 핵연료 영역(4d) 내의 핵연료 물질은 피복재로 둘러 싸이고, 핵연료 물질과 피복재 사이에는 소듐 본드(sodium bond)가 충전된다.
상기 소듐 본드의 소듐은 다른 물질과의 양립성이 좋을 뿐만이 아니라 열전도도가 우수하여 핵연료심 온도분포를 낮게 유지시키는 역할을 한다.
이는 핵연료가 연소되면서 상기 핵연료 물질과 피복재 사이에 있던 소듐은 핵연료 물질의 팽창으로 인해 일부는 핵연료 물질로 침투하며, 나머지 소듐의 많은 양은 상측으로 이동한다.
그리고, 핵연료 물질의 상단에는 핵분열에 의해 생성된 가스를 수용하여 피복관 내의 압력을 낮추기 위한 가스플래넘 영역(4c)이 존재한다.
이는 핵연료에서 핵분열에 의해 발생한 가스는 소듐과 함께 상기 가스플래넘 영역(4c)으로 올라오게 되는 것이다.
상기 가스플래넘 영역(4c)의 길이는 156.25cm이다. 상기 가스플래넘 영역(4c)의 상측은 상단 플러그(4a)로 그 길이는 2.54cm이다. 따라서 상기 핵연료봉(4)의 전체 길이는 370.55cm이다.(도 8 참조)
그리고, 도 4에 도시된 바와 같이, 핵연료가 포함된 노심 영역은 내부(inner), 중앙(middle), 외부(outer)의 영역으로 구분된다.
상기 각 노심 영역은 각각 114, 78, 138개의 핵연료 집합체(1)로 구성된다. 핵연료가 포함된 노심 영역 외곽에는 72개의 반사체 집합체(reflector,6)가 배치되고, 그 외측에 78개의 B4C 차폐체 집합체(shield,7), 114개의 IVS(in vessel storage,8), 그리고 최외곽에는 90개의 차폐체 집합체(shield,9)가 배치된다.
이때, 도시된 바와 같이 상기 각 노심에서는 핵확산 저항성을 획기적으로 향상시키기 위해 블랭킷 집합체(blanket)을 완전히 배제하였다.
그리고, 노심 영역별로 내부 노심 내 핵연료 집합체(1a), 상기 내부 노심 내 핵연료 집합체(1a) 외측에는 중앙 노심 내 핵연료 집합체(1b), 상기 중앙 노심 내 핵연료 집합체(1b) 외측에는 외부 노심 내 핵연료 집합체(1c)로 구성되며, 핵연료 물질(2-2a)(2-2b)(2-2c)은 각각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)로 둘러싸여 육각형상의 덕트(3) 내에 구비되는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체(1)에 있어서, 상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a), 중앙 노심 내 핵연료봉(2b) 그리고 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 상기 각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)의 두께를 서로 다르게 형성하였다.
이때, 상기 노심 영역별 핵연료봉(2a)(2b)(2c)의 각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)의 두께를 서로 달리 형성함으로써, 출력 분포를 평탄화시킬 수 있다.
즉, 상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a)의 피복재(2-1a) 두께는 1.02mm인 것이 가장 바람직하고, 상기 중앙 노심 내 핵연료봉(2b)의 피복재(2-1b) 두께는 0.74mm인 것이 가장 바람직하며, 상기 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 피복재(2-1c) 두께는 0.59mm인 것이 가장 바람직하다.
단, 상기 모든 노심 영역 내에서 유로의 면적을 동일하게 유지하기 상기 핵연료봉(2a)(2b)(2c)의 외경은 동일하게 유지시킨다.
또한, 핵연료는 통상적인 TRU-U-10Zr 금속연료를 사용하고, 상기 금속연료의 희석 밀도(smear density)는 75%TD로 모든 노심 영역에 동일하게 유지시킨다.
이를 만족시키기 위해서는 상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a)의 핵연료 물질(2-2a)의 직경은 6.03mm인 것이 가장 바람직하고, 상기 중앙 노심 내 핵연료봉(2b)의 핵연료 물질(2-2b)의 직경은 6.51mm인 것이 가장 바람직하며, 상기 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 핵연료 물질(2-2c)의 직경은 6.77mm인 것이 가장 바람직하다.
즉, 단일농축도 하에서 출력분포를 평탄화시키기 위해 내부 노심의 핵연료봉(2a)의 피복재(2-1a) 두께를 가장 두껍게 하고, 외부 노심의 핵연료봉(2c)의 피복재(2-1c) 두께를 가장 얇게 하는 것이 본 발명의 주요한 특징이다.
따라서, 상기한 본 발명에 따른 핵연료 집합체(1)를 포함하는 액체금속 냉각 고속로는 우수한 노심 성능을 확보할 수 있으며, 그와 동시에 단일 농축도의 핵연료 사용 하에서 출력분포를 평탄화할 수 있게 된다.
이상에서는 본 발명의 바람직한 실시예를 예시적으로 설명하였으나, 본 발명의 범위는 이같은 특정 실시예에만 한정되지 않으며 해당 분야에서 통상의 지식을 가진자라면 본 발명의 특허 청구 범위 내에 기재된 범주 내에서 적절하게 변경이 가능 할 것이다.
따라서, 상기한 바와 같은 본 발명은 액체금속 냉각 고속로의 노심 영역별 핵연료봉의 피복재 두께를 서로 다르게 형성하고, 즉 내부, 중앙 그리고 외부 순으로 피복재 두께는 얇게 형성되며, 그에 따른 핵연료 물질의 직경은 내부, 중앙 그리고 외부 순으로 크게 형성하므로써, 단일 농축도 구현 방법의 단순화로 출력을 평탄화시켜 핵연료 집합체 설계의 단순화를 통한 핵연료 집합체 및 핵연료봉의 건전성 향상에 따른 경제성 향상의 효과가 있다.

Claims (7)

  1. 노심 영역별로 중앙에 다수의 내부 노심 내 핵연료 집합체(1a), 상기 내부 노심 내 핵연료 집합체(1a) 외측에는 중앙 노심 내 핵연료 집합체(1b), 상기 중앙 노심 내 핵연료 집합체(1b) 외측에는 외부 노심 내 핵연료 집합체(1c)로 구성되며, 핵연료 물질(2-2a)(2-2b)(2-2c)은 각각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)로 둘러싸여 육각형상의 덕트(3) 내에 구비되는 액체금속 냉각 고속로의 핵연료 집합체(1)에 있어서,
    상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a), 중앙 노심 내 핵연료봉(2b) 그리고 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 상기 각 피복재(2-1a)(2-1b)(2-1c)의 두께를 서로 다르게 형성하는 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
  2. 제1항에 있어서, 상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a)의 피복재(2-1a) 두께는 1.02mm인 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 내부 노심 내 핵연료봉(2a)의 핵연료 물질 (2-2a)의 직경은 6.03mm인 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
  4. 제1항에 있어서, 상기 중앙 노심 내 핵연료봉(2b)의 피복재(2-1b) 두께는 0.74mm인 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
  5. 제1항 또는 제4항에 있어서, 상기 중앙 노심 내 핵연료봉(2b)의 핵연료 물질(2-2b)의 직경은 6.51mm인 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
  6. 제1항에 있어서, 상기 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 피복재(2-1c) 두께는 0.59mm인 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
  7. 제1항 또는 제6항에 있어서, 상기 외부 노심 내 핵연료봉(2c)의 핵연료 물질 (2-2c)의 직경은 6.77mm인 것을 특징으로 하는 노심 영역별 서로 다른 두께의 피복재의 핵연료봉을 포함하는 액체금속 냉각 고속로의 노심.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101494782B1 (ko) * 2013-06-14 2015-02-23 한국원자력연구원 핵연료집합체 및 이를 구비하는 고속원자로

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100951398B1 (ko) 2008-03-25 2010-04-08 한국원자력연구원 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통
KR101218774B1 (ko) * 2011-12-23 2013-01-09 한국원자력연구원 고속로용 핵연료봉
JP6039524B2 (ja) * 2013-09-25 2016-12-07 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 核変換用集合体およびそれを用いた高速炉原子力発電システム
KR101528220B1 (ko) * 2013-10-31 2015-06-12 한국원자력연구원 핵연료봉, 핵연료 집합체 및 이를 이용한 고속 원자로
KR101565429B1 (ko) * 2014-08-22 2015-11-04 한국원자력연구원 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉
KR101704658B1 (ko) * 2015-03-25 2017-02-08 세종대학교산학협력단 자발핵분열 중성자원을 이용한 소형 모듈화 원자로 노심 및 이를 포함하는 원자로
BR112017028556A2 (pt) * 2015-08-27 2018-09-04 Terrapower, Llc elemento de combustível com combustível de multidensidade de oleosidade
CN109935371A (zh) * 2017-12-19 2019-06-25 中国原子能科学研究院 一种带有绕丝的双面冷却环形燃料棒
CN109215812B (zh) * 2018-09-13 2020-01-14 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯及方法
CN109192332B (zh) * 2018-09-13 2020-01-07 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯钴靶组件核设计检验堆芯及方法
CN109215811B (zh) * 2018-09-13 2020-01-14 中国核动力研究设计院 六边形铍组件和铝组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
CN113436757B (zh) * 2021-07-19 2023-01-17 西安交通大学 一种具有均温结构的模块化固态反应堆堆芯

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5299241A (en) * 1990-08-03 1994-03-29 Kabushiki Kaisha Toshiba Transuranium element transmuting reactor core
JPH09166679A (ja) * 1995-12-19 1997-06-24 Hitachi Ltd 高速炉の燃料集合体、制御棒および炉心
JP2006126147A (ja) * 2004-11-01 2006-05-18 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 液体金属冷却高速炉用の炉心燃料集合体

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3215607A (en) * 1964-02-07 1965-11-02 Mack E Lackey Multi-region neutronic fuel element
GB1285464A (en) * 1969-08-08 1972-08-16 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US4362696A (en) * 1979-05-21 1982-12-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Corrosion-resistant fuel cladding allow for liquid metal fast breeder reactors

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5299241A (en) * 1990-08-03 1994-03-29 Kabushiki Kaisha Toshiba Transuranium element transmuting reactor core
JPH09166679A (ja) * 1995-12-19 1997-06-24 Hitachi Ltd 高速炉の燃料集合体、制御棒および炉心
JP2006126147A (ja) * 2004-11-01 2006-05-18 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 液体金属冷却高速炉用の炉心燃料集合体

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101494782B1 (ko) * 2013-06-14 2015-02-23 한국원자력연구원 핵연료집합체 및 이를 구비하는 고속원자로

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