KR101549603B1 - A passive safety device and a nuclear fuel assembly with the passive safety device - Google Patents

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Abstract

The present invention relates to a nuclear reactor using a liquid metal as a coolant and more specifically, to a passive safety device and a nuclear fuel assembly comprising the same. The passive safety device according to the present invention is arranged among nuclear fuel rods, and includes: a guide pipe having at least one coolant entrance through which the coolant flows in and out; an absorber can which is arranged in an internal space of the guide pipe, and is embedded with a neutron absorber in the inside; and a buoyancy control can which is arranged in the inner space of the guide pipe, and is filled with a material with a lower density than the coolant. Under the condition that the temperature of the coolant is a normal state, the absorber can float on the upper side of the internal space of the guide pipe by the buoyance of the buoyancy control can. If the temperature of the coolant increases above the normal state and then the density of the coolant decreases, the buoyance decreases and the absorber can descend to the bottom of the guide pipe. The passive safety device according to the present invention has the effect of being able to obtaining negative reactivity feedback effect by being installed in a conventional nuclear reactor without a big design change. Also, if the temperature of the coolant increases, the passive safety device has the effect of being able to obtain the negative reactivity feedback effect automatically, without any special operation. Also, in case there is a loss of the coolant, the passive safety device has the effect of being able to obtain large negative reactivity feedback effect automatically.

Description

피동 안전장치 및 이를 구비한 핵연료집합체{A passive safety device and a nuclear fuel assembly with the passive safety device}BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention [0001] The present invention relates to a passive safety device and a nuclear fuel assembly having the passive safety device,

본 발명은 원자로에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 피동 안전장치 및 이를 구비한 핵연료집합체에 관한 것이다.The present invention relates to a reactor, and more particularly, to a passive safety device and a fuel assembly having the same.

원자로는 기본적으로 중성자와 원자의 핵분열 반응에서 나오는 에너지를 이용하는 장치이다. 중성자는 에너지에 따라 낮은 에너지의 열중성자와 높은 에너지의 속중성자 등으로 나뉘며 이에 따라 원자로도 열중성자를 이용하는 열중성자로와 속중성자를 이용하는 고속로로 나뉜다. 일반적으로 핵분열 반응에서는 대부분 속중성자들이 튀어나온다. A reactor is basically a device that uses energy from the fission reaction of neutrons and atoms. Neutrons are classified into energy neutrons with low energy and fast neutrons with high energy, and accordingly, the reactors are divided into thermal neutrons using thermal neutrons and high - speed neutrons using fast neutrons. In general, most of the neutrons protrude from the fission reaction.

열중성자로의 경우 감속재를 사용하여 속중성자를 열중성자로 감속시켜 핵분열에 사용될 수 있도록 하지만 고속로의 경우 감속 없이 속중성자를 그대로 핵분열에 사용한다. 이러한 이유로 고속로의 냉각재는 감속능력이 매우 낮은 액체금속이 고려되며 소듐(Na)이 대표적이다. 공이 무거운 물체에 충돌하면 거의 에너지가 손실되지 않은 상태로 반사되는 것과 마찬가지로 액체금속 냉각재는 감속능력이 매우 낮다. 일반적인 열중성자로에서는 감속재로 물을 사용하므로 중성자의 대부분의 에너지가 물에 전달되어, 고속중성자가 열중성자로 변한다. 속중성자는 열중성자에 비해 핵분열 단면적이 작기 때문에 고속로에서는 상대적으로 우라늄(U) 연료의 농축도를 높이거나 용도에 따라서는 플루토늄(Pu)과 같은 초우라늄 원소를 연료로 사용하는 것이 일반적이다. In the case of thermal neutrons, a moderator is used to slow down the fast neutrons to thermal neutrons so that they can be used for fission. However, in the case of high-speed neutrons, the fast neutrons are used for fission without any deceleration. For this reason, coolant of high speed is considered liquid metal with very low deceleration capability, and sodium (Na) is representative. The liquid metal coolant has a very low deceleration capability, just as the ball hits a heavy object and is reflected in a state of little energy loss. In general thermal neutrons, water is used as a moderator, so most of the energy of the neutrons is transferred to the water, and the high-speed neutrons turn into thermal neutrons. Since the inner neutron has a smaller fission cross section than the thermal neutron, it is common to increase the enrichment of uranium (U) fuel at high speed and to use a super uranium element such as plutonium (Pu) as fuel depending on the purpose.

이러한 액체금속 냉각 고속로들에서 일반적으로 냉각재 온도 변화에 따른 노심의 반응도 변화를 나타내는 온도계수(Coolant Temperature Coefficient, CTC)가 보통 양의 값을 가진다. 양의 냉각재 온도계수를 가지는 원자로의 경우 냉각재 내부에 생성된 기포에 의한 반응도 변화 즉 소위 기포반응도(coolant void reactivity)도 또한 양이 되는 문제점이 있다. 고속로에서 양의 냉각재 온도계수를 초래하는 몇 가지 원인이 있지만 주요한 원인으로 중성자의 에너지가 높은 쪽으로 이동하는 중성자 스펙트럼의 경화현상이 있다. 원래 액체금속 냉각재의 중성자 감속능력은 매우 적지만 원자로의 온도 상승에 따라 냉각재의 밀도가 감소하게 되면 감속능력이 더욱 낮아져 온도 상승 이전보다 원자로내 중성자의 에너지가 높아지게 된다. 이와 같은 스펙트럼 경화에 따라서 우라늄 및 초우라늄 원소들의 경우 중성자 포획 확률은 낮아지고 핵분열 확률은 비슷하거나 약간 증가하여 결과적으로 중성자흡수당 발생하는 핵분열중성자의 수가 증가하여 노심의 반응도 증가로 이어진다. 이와 같은 현상은 플루토늄과 같은 초우라늄 원소에서 보다 뚜렷하게 발생한다. 따라서 핵연료의 연소도가 높아져 초우라늄 원소가 축적된 경우나 장주기 소듐냉각고속로 혹은 연소용 소듐 냉각고속로와 같이 많은 초우라늄 연료가 장전된 경우 냉각재 온도계수는 더 큰 양의 값을 가지게 된다. 냉각재 온도계수에 영향을 미치는 또 다른 요인으로는 냉각재 온도 증가에 따른 밀도 감소시 나타나는 냉각재에 의한 중성자 포획의 감소가 있다. 즉, 냉각재 온도 증가로 밀도가 감소하면 냉각재에 의한 중성자의 흡수가 감소되어 노심의 반응도가 증가하게 된다.In such liquid metal cooled high-speed furnaces, the coolant temperature coefficient (CTC), which indicates the response of the core to changes in coolant temperature, is usually positive. In the case of a reactor having a positive coolant temperature coefficient, there is also a problem in that a change in reactivity caused by the bubbles generated inside the coolant, that is, a so-called coolant void reactivity, is also posed. There are several reasons for the positive coolant temperature coefficient in the high-speed furnace, but the main cause is the hardening of the neutron spectrum, which moves the higher energy of the neutrons. Although the neutron decelerating ability of the liquid metal coolant is very low, when the density of the coolant decreases with the increase of the temperature of the reactor, the decelerating ability is further lowered and the neutron energy in the reactor becomes higher than before the temperature rise. According to these spectral cures, the probability of neutron capture is low and the probability of nuclear fission is similar or slightly increased in uranium and ultra-uranium elements, resulting in an increase in the number of fission neutrons generated per neutron absorption, leading to an increase in reactor core response. This phenomenon occurs more prominently in transuranic elements such as plutonium. Therefore, when the fuel is burned to a high degree, the coolant temperature coefficient has a larger positive value when a large amount of uranium fuel is loaded, such as the accumulation of ultra-uranium element, the long-term sodium-cooling high-speed furnace or the combustion-type sodium- Another factor affecting the coolant temperature coefficient is the reduction of neutron capture by the coolant in decreasing density as the coolant temperature increases. That is, as the density of the coolant increases, the absorption of the neutrons by the coolant decreases and the reactivity of the core increases.

통상 원자로 사고시 반응도가 상승하면 출력 상승으로 인하여 원자로의 온도가 상승하게 된다. 이러한 사고 상황시 원자로의 안전성 관점에서 온도의 상승이 반응도의 감소로 이어지는 소위 음의 반응도 궤환효과가 바람직하므로 이를 달성하기 위하여 비균질한 노심 설계, 감속재 장전을 통한 중성자 스펙트럼의 연화 혹은 중성자 누설의 증가 등과 같은 여러 가지 개념들이 제안되었지만 그러한 방법들은 노심 설계 단계부터 고려되어야 하거나, 노심설계를 매우 복잡하게 하고, 또는 중성자 경제성을 크게 해치는 단점이 있다.Generally, when the reactivity of a reactor accident rises, the temperature of the reactor rises due to the increase of the output. In order to accomplish this, it is necessary to design an inhomogeneous core, to soften the neutron spectrum by loading the moderator, or to increase the neutron leakage. Several such concepts have been proposed, but such methods have to be considered from the design stage of the core, the complexity of the core design, or the economics of the neutron.

또 다른 방법으로는 강력한 중성자 흡수물질을 활성노심의 위 혹은 아래에 위치시키고 활성노심과 배관으로 연결해서 노심의 온도가 높아지면 중성자 흡수 물질이 활성노심으로 주입될 수 있도록 하는 피동 안전 주입 장치가 제안되었지만 이러한 피동적인 음의 반응도 주입 장치는 핵연료집합체 및 노심설계를 매우 복잡하게 만들며 그 효과 또한 아직 확인된 바 없다.As another method, a passive safety injection device is proposed in which a strong neutron absorbing material is placed above or below the active core, and the neutron absorbing material is injected into the active core when the core temperature is increased by connecting the active core to the active core However, this passive negative response injection system makes the fuel assembly and core design very complicated and its effect has not been confirmed yet.

등록특허 10-1350822Patent No. 10-1350822

상술한 바와 같이 원자로의 고유안전성 달성을 위한 중요한 요구조건 중 하나는 음의 냉각재 반응도 궤환 상수를 갖도록 하는 것이며 이는 경수로뿐만 아니라 가스냉각로 혹은 액체금속 냉각 고속로 등의 모든 원자로에 적용되는 사항이다. 특히, 액체금속 냉각 고속로의 경우 기포반응도를 최소화하는 것도 중요하다. As described above, one of the important requirements for achieving the intrinsic safety of a nuclear reactor is to have a feedback factor of negative coolant response, which applies to all nuclear reactors such as a gas cooling furnace or a liquid metal cooling high-speed furnace as well as a light water reactor. In particular, it is also important to minimize bubble reactivity in liquid metal cooling high speed furnaces.

본 특허는 상술한 요구에 대응하기 위한 것으로서, 통상의 고속로에도 큰 설계 변화 없이 장전되어 냉각재 온도 상승시 음의 반응도를 초래할 뿐만 아니라 기포반응도를 크게 감소시킬 수 있는 새로운 개념의 피동 안전장치 및 이를 구비한 핵연료집합체를 제공하는 것을 목적으로 한다.This patent corresponds to the above-mentioned requirement, and it is a new concept of a passive safety device which can be significantly reduced in bubble response as well as causing a negative response when a coolant temperature rises, And an object of the present invention is to provide a nuclear fuel assembly having such a structure.

상술한 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 피동 안전장치는 핵연료봉 사이에 배치되는 피동 안전장치로서, 냉각재가 유입 및 유출되는 적어도 하나의 냉각재 유출입구가 형성된 안내관과, 상기 안내관의 내부공간에 배치되며, 그 내부에 중성자 흡수체가 내장된 흡수체 캔과, 상기 안내관의 내부공간에 배치되며, 상기 냉각재에 비해서 밀도가 낮은 물질로 채워진 부력조절 캔을 포함한다.In order to accomplish the above object, a passive safety device according to the present invention is a passive safety device disposed between fuel rods, comprising: a guide tube having at least one coolant outlet opening through which a coolant flows in and out; An absorber can containing a neutron absorber inside thereof, and a buoyancy adjusting can disposed in an inner space of the guide pipe and filled with a material having a lower density than the coolant.

상기 부력조절 캔은 상기 냉각재의 온도가 기준온도 미만인 정상상태에서는 상기 안내관의 냉각재 유출입구를 통해서 유입된 냉각재에 의해서 상기 흡수체 캔이 상기 안내관의 내부공간 상부로 떠오르고, 상기 냉각재의 온도가 기준온도 이상으로 상승하여 냉각재의 밀도가 떨어지면 상기 흡수체 캔이 하강하도록 상기 흡수체 캔에 부력을 제공한다.Wherein the buoyancy control can is such that when the temperature of the coolant is lower than a reference temperature, the absorber can rises to the upper part of the inner space of the guide tube by the coolant introduced through the coolant outlet opening of the guide tube, And provides buoyancy to the absorber can so that the absorber can descends if the density of the coolant rises above the temperature.

상술한 피동 안전장치는 상기 흡수체 캔이 하강할 때, 상기 흡수체 캔을 상기 핵연료봉의 활성노심영역에 위치시키기 위해 상기 흡수체 캔의 하강거리를 제한하도록 구성된 하강거리 제한수단을 더 포함하는 하는 것이 바람직하다. 상기 하강거리 제한수단은 상기 안내관의 내부공간 하부에 설치되는 차폐체일 수 있다. 또한, 상기 안내관의 냉각재 유출입구는 상기 안내관의 둘레에 형성되는 것이 바람직하며, 또한, 상기 중성자 흡수체는 보론(B)을 포함하는 다공성물질로 이루어진 것이 바람직하다.The passive safety device described above preferably further comprises a descent distance limiting means configured to limit the descent distance of the absorber can to position the absorber can in the active core area of the fuel rod when the absorber can descends . The falling distance limiting means may be a shielding member installed at a lower portion of the inner space of the guide pipe. Preferably, the coolant outlet port of the guide pipe is formed around the guide pipe, and the neutron absorber is formed of a porous material containing boron (B).

본 발명의 다른 측면에 의하면, 복수의 핵연료봉과 상기 복수의 핵연료봉 사이에 배치된 적어도 하나의 상술한 피동 안전장치를 포함하는 핵연료집합체가 제공된다.According to another aspect of the present invention, there is provided a fuel assembly comprising a plurality of fuel rods and at least one of the above-described passive safety devices disposed between the plurality of fuel rods.

본 발명에 따른 피동 안전장치는 기존의 고속로에도 큰 설계 변화 없이 장전되어 음의 반응도 궤환효과를 얻을 수 있고 기포반응도를 감소시키는 효과가 있다. 또한, 냉각재의 온도가 상승하면, 특별한 조작 없이, 자동적으로 음의 반응도 궤환효과를 얻을 수 있다는 효과가 있다. 또한, 냉각재의 손실이 발생한 경우도 자동적으로 음의 반응도 궤환효과를 얻을 수 있다는 효과가 있다.The passive safety device according to the present invention is capable of achieving a negative response feedback effect and reducing the bubble responsiveness by being loaded without changing a large design even in a conventional high speed furnace. Further, when the temperature of the coolant rises, there is an effect that a negative reactivity feedback effect can be automatically obtained without any special operation. Further, even when a loss of the coolant occurs, a negative feedback effect can be obtained automatically.

도 1은 본 발명에 따른 핵연료집합체의 일실시예를 대략적으로 도시한 평단면도이다.
도 2는 도 1에 도시된 핵연료집합체의 일부를 나타낸 측단면도이다.
도 3은 도 2에 도시된 피동 안전장치가 냉각재 온도 상승으로 인하여 하강한 상태를 나타낸 도면이다.
도 4는 도 2에 도시된 피동 안전장치가 냉각재 손실로 인해 하강한 상태를 나타낸 도면이다.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a plan sectional view schematically showing an embodiment of a nuclear fuel assembly according to the present invention; FIG.
2 is a side sectional view showing a part of the nuclear fuel assembly shown in FIG.
FIG. 3 is a view showing a state in which the passive safety device shown in FIG. 2 is lowered due to an increase in the coolant temperature.
FIG. 4 is a view showing a state in which the passive safety device shown in FIG. 2 is lowered due to the loss of the coolant.

이하, 첨부된 도면들을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명하고자 한다. 다음에 설명되는 실시예는 여러 가지 다른 형태로 변형될 수 있으며, 본 발명의 범위가 아래에서 설명되는 실시예에 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 실시예는 당 업계에서 평균적인 지식을 가진 자에게 본 발명을 더욱 완전하게 설명하기 위해서 제공되는 것이다. 본 발명의 실시예를 설명하는 도면에 있어서, 도면상의 동일한 부호는 동일한 요소를 지칭한다.DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will now be described in detail with reference to the accompanying drawings. The embodiments described below can be modified in various other forms, and the scope of the present invention is not limited to the embodiments described below. Embodiments of the present invention are provided to more fully describe the present invention to those skilled in the art. In the drawings illustrating embodiments of the present invention, the same reference numerals in the drawings denote the same elements.

도 1은 본 발명에 따른 핵연료집합체의 일실시예를 대략적으로 도시한 평단면도이며, 도 2는 도 1에 도시된 핵연료집합체의 일부를 나타낸 측단면도이다.FIG. 1 is a plan sectional view schematically showing one embodiment of a nuclear fuel assembly according to the present invention, and FIG. 2 is a side sectional view showing a part of the nuclear fuel assembly shown in FIG.

도 1에 도시된 바와 같이, 본 발명에 따른 핵연료집합체(1)는 복수의 핵연료봉(10)과 세 개의 피동 안전장치(20)를 포함한다. 피동 안전장치(20)의 수는 목표로 하는 음의 반응도 궤환효과를 얻을 수 있도록 적절히 선택될 수 있다.1, the fuel assembly 1 according to the present invention includes a plurality of fuel rods 10 and three passive safety devices 20. As shown in FIG. The number of passive safety devices 20 can be appropriately selected so as to obtain a target negative reactivity feedback effect.

본 발명에 있어서, 핵연료봉(10)은 종래의 핵연료봉과 차이가 없으므로, 간략하게 설명한다. 핵연료봉(10)은 금속 피복관(11)과 금속 피복관(11)에 내장된 핵연료(12)를 포함한다. 피복관(11)은 HT9 강으로 제작될 수 있다. 본 실시예에 있어서, 핵연료봉(10)의 총 길이는 대략 3~4m이며, 외경은 대략 1.0㎝이다. 핵연료봉(10) 내부에 장전되는 핵연료(12)의 길이는 일반적으로 약 1m이며, 핵분열에 의해 고온의 열을 발생시킨다. 피복관(11)은 밀봉되어 있어, 피복관(11) 내부에 있는 핵연료 및 핵분열생성물의 외부 누출이 방지된다.In the present invention, since the fuel rod 10 is not different from the conventional fuel rod, it will be briefly described. The fuel rod (10) includes a metal clad pipe (11) and a nuclear fuel (12) embedded in the metal clad pipe (11). The cladding tube 11 can be made of HT9 steel. In this embodiment, the total length of the fuel rod 10 is approximately 3 to 4 m and the outer diameter is approximately 1.0 cm. The length of the fuel 12 loaded in the fuel rod 10 is generally about 1 m and generates heat at a high temperature by fission. The cladding tube (11) is sealed so that external leakage of fuel and fission products inside the cladding tube (11) is prevented.

핵연료(12)가 장입되는 피복관(11) 내부공간의 상부영역(16)은 일반적으로 비어 있으며, 이 공간을 가스플레넘(Gas Plenum, 13)이라 한다. 플레넘(13)은 핵반응에 의해 필연적으로 생성되는 핵분열기체(Fission Gas)를 수용하는 역할을 한다. 핵연료(12)는 피복관(11)의 중간영역인 활성노심영역(15)에 장전된다. 그리고 피복관(11) 내부공간의 하부영역(17)에는 중성자 누출을 방지하기 위한 차폐체(14)가 설치되어 있다.The upper region 16 of the inner space of the cladding pipe 11 in which the nuclear fuel 12 is charged is generally empty and this space is called a gas plenum 13. The plenum 13 serves to receive a fission gas that is inevitably generated by the nuclear reaction. The fuel (12) is loaded in the active core region (15), which is the middle region of the cladding tube (11). A shielding member 14 for preventing neutron leakage is provided in the lower region 17 of the inner space of the cladding pipe 11. [

도 2에 도시된 바와 같이, 원자로의 노심을 냉각하는 냉각재(30)는 핵연료집합체(1)의 하부로 유입되어 상부로 이동하면서, 핵분열에 의한 고온의 열에 의해서 가열된 노심을 냉각하고, 흡수한 열에너지를 열교환기(미도시)를 통해 외부로 전달하는 역할을 한다. 상술한 바와 같이, 고속로의 경우에는 소듐(Na) 혹은 납(Pb)과 같은 액체금속이 냉각재(30)로 사용된다.As shown in Fig. 2, the coolant 30 for cooling the core of the nuclear reactor flows into the lower portion of the nuclear fuel assembly 1 and moves to the upper portion. While cooling the nuclear core heated by the high- And transfers heat energy to the outside through a heat exchanger (not shown). As described above, liquid metal such as sodium (Na) or lead (Pb) is used as the coolant 30 in the high-speed furnace.

피동 안전장치(20)는 핵연료집합체(1)의 다수의 핵연료봉(10) 중에서 일부 핵연료봉(10)을 대체한다. 피동 안전장치(20)는 냉각재(30)의 온도 상승이 반응도의 감소로 이어지는 소위 음의 반응도 궤환효과를 얻을 수 있도록 하는 역할을 한다.The passive safety device 20 replaces a portion of the fuel rod 10 among a plurality of fuel rods 10 of the fuel assembly 1. The passive safety device 20 serves to obtain a so-called negative reactivity feedback effect in which the temperature rise of the coolant 30 leads to a decrease in reactivity.

도 2에 도시된 바와 같이, 피동 안전장치(20)는 안내관(21)과 안내관(21)의 내부공간에 배치되는 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)을 포함한다.2, the passive safety device 20 includes an absorber can 22 and a buoyancy control can 24 disposed in the inner space of the guide pipe 21 and the guide pipe 21.

안내관(21)은 핵연료봉(10)의 피복관(11)과 동일한 재질로 제작될 수 있다. 단, 피동 안전장치(20)의 안내관(21)은 피복관(11)과 달리 그 둘레에 외부의 냉각재(30)가 유입 및 유출될 수 있도록 하는 하부 냉각재 유출입구(28)가 형성된다. 그리고 상단 둘레에는 냉각재(30)가 유출 및 유입될 수 있는 복수의 작은 상부 냉각재 유출입구(27)가 형성된다. 본 실시예에 있어서, 피동 안전장치(20)는 핵연료봉(10)을 대체하므로, 안내관(21)의 길이와 외경은 피복관(11)과 동일하다.The guide tube 21 may be made of the same material as the cladding tube 11 of the fuel rod 10. However, the guide pipe 21 of the passive safety device 20 is formed with a lower coolant outlet opening 28 through which the coolant 30 can flow in and out, unlike the clad pipe 11. And a plurality of small upper coolant outlet openings 27 through which the coolant 30 can flow out and enter are formed around the upper end. In this embodiment, since the passive safety device 20 replaces the fuel rod 10, the length and outer diameter of the guide pipe 21 are the same as those of the clad pipe 11. [

그리고 안내관(21)의 하부에는 핵연료봉(10)과 마찬가지로 차폐체(26)가 채워져 있다. 안내관 내부의 차폐체(26)는 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)이 이동하는 거리를 제한하는 역할을 한다. 차폐체(26) 상부의 안내관(21) 둘레에는 하부 냉각재 유출입구(28)가 형성되어 있으므로, 냉각재(30)의 안내관(21) 내부로의 유입 및 순환을 제한하지 않는다.The lower end of the guide tube 21 is filled with a shield 26 as in the case of the fuel rod 10. The shield 26 inside the guide tube serves to limit the distance traveled by the absorber can 22 and the buoyancy can 24. The inflow and outflow of the coolant 30 into the guide tube 21 is not limited since the lower coolant outlet inlet 28 is formed around the guide tube 21 on the upper side of the shield 26.

흡수체 캔(22)은 안내관(21)의 내부공간에 배치된다. 흡수체 캔(22)의 내부에는 중성자 흡수체(23)가 내장된다. 중성자 흡수체(23)로는 보론(B)을 포함하는 다공성물질을 사용할 수 있다. 예를 들어, 다공성 보론 카바이드(B4C)와 같이 고속로에서 효과적으로 중성자를 흡수할 수 있는 물질이 사용될 수 있다. 중성자 흡수체(23)로 다공성 물질을 사용하는 것은 중성자 흡수체(23)의 밀도를 낮추기 위함이다. 흡수체 캔(22)의 길이는 핵연료와 유사하게 결정되며, 흡수체 캔(22)의 외경은 안내관 내경보다 충분히 작게 만들어져 흡수체 캔(22)이 자유롭게 안내관(21) 내부에서 이동할 수 있도록 설계된다. 흡수체 캔(22)은 실리콘 카바이드(SiC)로 제작될 수 있다.The absorber can 22 is disposed in the inner space of the guide tube 21. The neutron absorber 23 is embedded in the absorber can 22. As the neutron absorber 23, a porous material containing boron (B) may be used. For example, materials that can effectively absorb neutrons at high speeds, such as porous boron carbide (B 4 C), can be used. The use of the porous material as the neutron absorber 23 is intended to lower the density of the neutron absorber 23. The length of the absorber can 22 is determined similar to that of the fuel and the outer diameter of the absorber can 22 is made smaller than the inner diameter of the guide tube so that the absorber can 22 can freely move within the guide tube 21. The absorber can 22 may be made of silicon carbide (SiC).

부력조절 캔(24)은 안내관(21)의 내부공간의 흡수체 캔(22) 아래에 배치된다. 부력조절 캔(24)은 흡수체 캔(22)과 일체로 이루어질 수도 있으나, 분리된 것이 바람직하다. 부력조절 캔(24)의 내부(25)는 비어있거나, 기체 등으로 채워질 수 있다. 부력조절 캔(24)의 밀도는 냉각재(30)에 비해서 낮아야 한다. 부력조절 캔(24)의 길이는 흡수체 캔(2)에 충분한 부력을 제공할 수 있도록 결정된다.The buoyancy adjusting can 24 is disposed below the absorber can 22 in the inner space of the guide tube 21. The buoyancy adjusting can 24 may be integrated with the absorber can 22, but is preferably separate. The interior 25 of the buoyancy control can 24 may be empty or be filled with gas or the like. The density of the buoyancy adjusting can 24 should be lower than that of the coolant 30. [ The length of the buoyancy can (24) is determined so as to provide sufficient buoyancy to the absorbent can (2).

이하에서는, 상술한 피동 안전장치(20)의 작용에 대해서 설명한다. Hereinafter, the operation of the passive safety device 20 will be described.

원자로에 유입된 냉각재(30)는 피동 안전장치(20)의 안내관(21)의 냉각재 유출입구들(27, 28)을 통해서 안내관(21)의 내부를 채운다. The coolant 30 introduced into the reactor fills the inside of the guide tube 21 through the coolant outlet openings 27 and 28 of the guide tube 21 of the passive safety device 20. [

도 2에 도시된 바와 같이, 냉각재(30)의 온도가 기준 온도 미만인 정상상태에서 원자로가 가동되는 경우에는 냉각재(30)의 밀도가 충분히 높기 때문에 피동 안전장치(20)의 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 부력의 합이 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 무게의 합 이상이 된다. 따라서 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)은 냉각재(30) 위에 떠있는 상태로 유지된다. 이때, 흡수체 캔(22)의 상단이 안내관(21)의 상단에 접하게 된다.2, when the reactor is operated in a steady state in which the temperature of the coolant 30 is lower than the reference temperature, the density of the coolant 30 is sufficiently high, so that the absorbent can 22 of the passive safety device 20 The sum of the buoyancy of the buoyancy adjusting can 24 is equal to or more than the sum of the weights of the absorbent can 22 and the buoyancy adjusting can 24. Thus, the absorber can 22 and the buoyancy control can 24 remain floating on the coolant 30. [ At this time, the upper end of the absorber can 22 is brought into contact with the upper end of the guide pipe 21.

그러나 다양한 원인에 의해서 냉각재(30)의 온도가 상승하면, 냉각재(30)가 팽창하면서 냉각재(30)의 밀도가 점점 낮아진다. 냉각재(30)의 온도가 기준 온도 이상으로 상승하면, 도 3에 도시된 바와 같이, 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 부력의 합이 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 무게의 합 미만으로 감소하여, 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)이 냉각재(30) 안으로 가라앉는다. 냉각재(30) 안으로 가라앉은 부력조절 캔(24)의 하단은 차폐체(26)의 상단과 접하게 된다. 그리고 흡수체 캔(22)은 인접한 핵연료봉(10)의 핵연료(12)가 위치한 활성노심영역(15)에 위치한다. 이와 같이 흡수체 캔(22)이 활성노심영역(15)으로 삽입되면, 흡수체 캔(22)의 중성자 흡수체(23)가 핵분열에 의해서 발생한 중성자를 흡수하여, 노심의 반응도를 감소시키는 음의 궤환효과를 유발한다.However, when the temperature of the coolant 30 rises due to various causes, the coolant 30 is expanded and the density of the coolant 30 is gradually lowered. 3, when the temperature of the coolant 30 rises above the reference temperature, the sum of the buoyant force of the absorber can 22 and the buoyancy adjusting can 24 is greater than the sum of the buoyant force of the absorber can 22 and the buoyancy adjusting can 24 ), So that the absorber can 22 and the buoyancy adjusting can 24 sink into the coolant 30. The lower end of the buoyancy adjusting can 24 which sinks into the coolant 30 is brought into contact with the upper end of the shielding body 26. And the absorber can 22 is located in the active core region 15 where the fuel 12 of the adjacent fuel rod 10 is located. Thus, when the absorber can 22 is inserted into the active core region 15, the neutron absorber 23 of the absorber can 22 absorbs the neutrons generated by the fission, thereby reducing the reactivity of the reactor core. cause.

반응도가 충분히 감소하여, 다시 냉각재(30)의 온도가 낮아지면, 냉각재(30)의 밀도가 다시 증가한다. 냉각재(30)의 밀도가 증가하면, 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 부력이 증가한다. 냉각재(30)의 온도가 계속 낮아져서, 냉각재 온도가 기준온도 이하로 되면, 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 부력의 합이 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)의 무게의 합보다 커져서 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)이 냉각재(30) 위로 떠오른다. 그리고 흡수체 캔(22)이 활성노심영역(15)을 벗어나게 된다. 이러한 방식으로 냉각재(30)의 온도 변화에 따라서 흡수체 캔(22)이 하강하거나 상승하면서 자동으로 냉각재(30)의 온도가 계속 상승하거나 감소하는 것을 방지하는 음의 냉각재 온도 궤환효과를 유발한다.If the degree of reactivity is sufficiently reduced and the temperature of the coolant 30 is lowered again, the density of the coolant 30 increases again. As the density of the coolant 30 increases, buoyancy of the absorber can 22 and buoyancy control can 24 increases. When the temperature of the coolant 30 keeps lowering and the coolant temperature becomes lower than the reference temperature, the sum of the buoyant force of the absorber can 22 and the buoyancy adjusting can 24 is greater than the weight of the absorber can 22 and buoyancy adjusting can 24 So that the absorber can 22 and the buoyancy adjusting can 24 float over the coolant 30. And the absorber can 22 goes out of the active core region 15. [ In this way, a negative coolant temperature feedback effect prevents the temperature of the coolant 30 from being continuously increased or decreased automatically as the absorber can 22 is lowered or raised in accordance with the temperature change of the coolant 30.

이하에서는, 도 4를 참고하여, 상기 피동 안전장치(20)의 또 다른 작용에 대해서 설명한다. 도 4는 도 2에 도시된 피동 안전장치가 냉각재 손실로 인해 하강한 상태를 나타낸 도면이다.Hereinafter, another operation of the passive safety device 20 will be described with reference to FIG. FIG. 4 is a view showing a state in which the passive safety device shown in FIG. 2 is lowered due to the loss of the coolant.

도 4에 도시된 바와 같이, 냉각재(30)가 상실되는 사고가 발생할 경우에는 중력에 의해서 자동적으로 흡수체 캔(22)과 부력조절 캔(24)이 하강하여, 흡수체 캔(22)의 중성자 흡수체(23)가 중성자를 흡수함으로써 활성노심영역(15)에 음의 반응도를 제공한다. 이와 같이, 본 발명에 따른 피동 안전장치(20)는 냉각재(30)의 온도 상승 뿐 아니라 냉각재(30)의 상실에도 대응이 가능하다.4, when an accident occurs in which the coolant 30 is lost, the absorber can 22 and the buoyancy adjusting can 24 are automatically lowered by the gravity so that the neutron absorber (not shown) of the absorber can 22 23 provide a negative response to the active core region 15 by absorbing the neutrons. As described above, the passive safety device 20 according to the present invention is capable of coping with the temperature rise of the coolant 30 as well as the loss of the coolant 30.

이상, 본 발명의 바람직한 실시예들을 설명하였으나, 본 발명의 범위에서 벗어나지 않은 한도 내에서 여러 가지 변형을 할 수 있는 것은 명백하다.Although the preferred embodiments of the present invention have been described above, it is apparent that various modifications can be made without departing from the scope of the present invention.

예를 들어, 부력조절 캔(24)이 흡수체 캔(22)의 하부에 배치되는 것으로 설명하였으나, 흡수체 캔(22)의 상부에 결합될 수도 있으며, 흡수체 캔(22)의 상부와 하부에 각각 결합될 수도 있다.For example, although the buoyancy control can 24 is described as being disposed below the absorber can 22, it may be coupled to the top of the absorber can 22, .

또한, 하부 냉각재 유출입구가 차폐체 상부 안내관의 둘레에 형성되어 있는 것으로 설명하였으나, 하부 냉각재 유출입구를 안내관의 하부에 형성하고, 차폐체에 관통구멍을 형성할 수도 있다. Also, the lower coolant outlet port is formed around the shield upper guide pipe. However, the lower coolant outlet port may be formed in the lower portion of the guide pipe, and the through hole may be formed in the shield member.

또한, 하강거리 제한수단으로 안내관의 하부에 차폐체를 설치하는 것으로 설명하였으나, 안내관의 내벽에서 안내관의 중심부를 향해서 연장된 스토퍼를 설치하여 부력조절 캔의 하강거리를 제한할 수도 있다.In addition, although the shielding member is provided at the lower portion of the guide pipe by the falling distance limiting means, a stopper extending from the inner wall of the guide pipe toward the center of the guide pipe may be provided to limit the descent distance of the buoyancy adjusting can.

또한, 하부 냉각재 유출입구를 안내관의 하부에 형성하고, 하강거리 제한수단으로 차폐체 대신에 냉각재가 통과할 수 있는 다공성 부재를 안내관의 내부에 설치할 수도 있다.Further, the lower coolant outlet port may be formed in the lower portion of the guide pipe, and a porous member through which the coolant can pass, instead of the shielding member, may be provided inside the guide pipe by the lowering distance limiting means.

1: 핵연료집합체
10: 핵연료봉 11: 피복관
12: 핵연료 15: 활성노심영역
20: 피동 안전장치 21: 안내관
22: 흡수체 캔 23: 중성자 흡수체
24: 부력조절 캔 26: 차폐체
27: 상부 냉각재 유출입구 28: 하부 냉각재 유출입구
30: 냉각재1: Nuclear fuel assembly
10: Nuclear fuel rod 11: Clad tube
12: Nuclear fuel 15: Active core area
20: Passive safety device 21: Guide tube
22: absorber can 23: neutron absorber
24: Buoyancy control can 26: Shielding
27: Upper coolant outlet port 28: Lower coolant outlet port
30: coolant

Claims (10)

복수의 핵연료봉과 상기 복수의 핵연료봉 사이에 배치되는 적어도 하나의 피동 안전장치를 포함하며,
상기 피동 안전장치는,
냉각재가 유입 및 유출되는 적어도 하나의 냉각재 유출입구가 형성된 안내관과,
상기 안내관의 내부공간에 배치되며, 그 내부에 중성자 흡수체가 내장된 흡수체 캔과,
상기 안내관의 내부공간에 배치되며, 상기 냉각재에 비해서 밀도가 낮은 물질로 채워지며, 상기 냉각재의 온도가 기준온도 미만인 정상상태에서는 상기 안내관의 냉각재 유출입구를 통해서 유입된 냉각재에 의해서 상기 흡수체 캔이 상기 안내관의 내부공간 상부로 떠오르고, 상기 냉각재의 온도가 기준온도 이상으로 상승하여 냉각재의 밀도가 떨어지면 상기 흡수체 캔이 하강하도록 상기 흡수체 캔에 부력을 제공하는 부력조절 캔을 포함하는 핵연료집합체.A plurality of fuel rods and at least one passive safety device disposed between the plurality of fuel rods,
The passive safety device includes:
At least one coolant outlet port through which the coolant flows and flows,
An absorber can disposed in the inner space of the guide tube and having a neutron absorber built therein,
The coolant flowing through the coolant inlet port of the guide tube is cooled by the coolant flowing through the coolant outlet port of the guide tube when the temperature of the coolant is lower than the reference temperature, And a buoyancy adjusting can that floats above the inner space of the guide tube and provides buoyancy to the absorber can so that the absorber can descends if the temperature of the cooler rises above a reference temperature and the coolant density drops. 제1항에 있어서,
상기 흡수체 캔이 하강할 때, 상기 흡수체 캔을 상기 핵연료봉의 활성노심영역에 위치시키기 위해 상기 흡수체 캔의 하강거리를 제한하도록 구성된 하강거리 제한수단을 더 포함하는 핵연료집합체.The method according to claim 1,
Further comprising a descent distance limiting means configured to limit the descent distance of the absorber can to position the absorber can in the active core area of the fuel rod when the absorber can descends. 제2항에 있어서,
상기 하강거리 제한수단은 상기 안내관의 내부공간 하부에 설치되는 차폐체인 핵연료집합체.3. The method of claim 2,
Wherein the falling distance limiting means is a shield disposed under the inner space of the guide tube. 제3항에 있어서,
상기 안내관의 냉각재 유출입구는 상기 안내관의 둘레에 형성되는 핵연료집합체. The method of claim 3,
And a coolant outlet port of the guide pipe is formed around the guide pipe. 제1항에 있어서,
상기 중성자 흡수체는 보론(B)을 포함하는 다공성물질로 이루어진 핵연료집합체.The method according to claim 1,
Wherein the neutron absorber comprises a porous material containing boron (B). 핵연료봉 사이에 배치되는 피동 안전장치로서,
냉각재가 유입 및 유출되는 적어도 하나의 냉각재 유출입구가 형성된 안내관과,
상기 안내관의 내부공간에 배치되며, 그 내부에 중성자 흡수체가 내장된 흡수체 캔과,
상기 안내관의 내부공간에 배치되며, 상기 냉각재에 비해서 밀도가 낮은 물질로 채워지며, 상기 냉각재의 온도가 기준온도 미만인 정상상태에서는 상기 안내관의 냉각재 유출입구를 통해서 유입된 냉각재에 의해서 상기 흡수체 캔이 상기 안내관의 내부공간 상부로 떠오르고, 상기 냉각재의 온도가 기준온도 이상으로 상승하여 냉각재의 밀도가 떨어지면 상기 흡수체 캔이 하강하도록 상기 흡수체 캔에 부력을 제공하는 부력조절 캔을 포함하는 피동 안전장치.A passive safety device disposed between fuel rods,
At least one coolant outlet port through which the coolant flows and flows,
An absorber can disposed in the inner space of the guide tube and having a neutron absorber built therein,
The coolant flowing through the coolant inlet port of the guide tube is cooled by the coolant flowing through the coolant outlet port of the guide tube when the temperature of the coolant is lower than the reference temperature, And a buoyancy adjusting can that floats above the inner space of the guide tube and provides buoyancy to the absorber can so that the absorber can descends if the temperature of the cooler rises above a reference temperature and the coolant density drops, . 제6항에 있어서,
상기 흡수체 캔이 하강할 때, 상기 흡수체 캔을 상기 핵연료봉의 활성노심영역에 위치시키기 위해 상기 흡수체 캔의 하강거리를 제한하도록 구성된 하강거리 제한수단을 더 포함하는 피동 안전장치.The method according to claim 6,
Further comprising a descent distance limiting means configured to limit the descent distance of the absorber can to position the absorber can in the active core area of the fuel rod when the absorber can descends. 제7항에 있어서,
상기 하강거리 제한수단은 상기 안내관의 내부공간 하부에 설치되는 차폐체인 피동 안전장치.8. The method of claim 7,
And the descending distance limiting means is a shield disposed under the inner space of the guide tube. 제8항에 있어서,
상기 안내관의 냉각재 유출입구는 상기 안내관의 둘레에 형성되는 피동 안전장치.9. The method of claim 8,
And a coolant outlet port of the guide pipe is formed around the guide pipe. 제6항에 있어서,
상기 중성자 흡수체는 보론(B)을 포함하는 다공성물질로 이루어진 피동 안전장치.
The method according to claim 6,
Wherein the neutron absorber comprises a porous material comprising boron (B).
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