KR101763450B1 - 경수로에서의 사용을 위한 트리우라늄 디실리사이드 핵 연료 조성물 - Google Patents

경수로에서의 사용을 위한 트리우라늄 디실리사이드 핵 연료 조성물 Download PDF

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Abstract

본 발명은 트리우라늄 디실리사이드를 포함하는 핵 연료 조성물에 관한 것이다. 트리우라늄 디실리사이드는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 포함한다. 우라늄-235는 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 20 중량%까지로 구성되는 양으로 존재한다. 본 발명의 핵 연료 조성물은 경수로에서 특히 유용하다.

Description

경수로에서의 사용을 위한 트리우라늄 디실리사이드 핵 연료 조성물{TRIURANIUM DISILICIDE NUCLEAR FUEL COMPOSITION FOR USE IN LIGHT WATER REACTORS}
본 특허 출원은 2010년 06월 30일에 출원되고, 미국 특허청에 계류 중인 "경수로에서의 사용을 위한 트리우라늄 디실리사이드 핵 연료 조성물(Triuranium Disilicide Nuclear Fuel Composition for Use in Light Water Reators)"로 명명된 미국 특허 출원 제12/827,237호의 부분-계속 출원이다.
본 발명은 경수로에 관련되고, 특히, 경수로에서의 사용을 위한 우라늄 연료 조성물에 관련된다.
경수로("LWR")는 가압수형 원자로("PWR") 및 비등수형 원자로("BWR")를 포함할 수 있다. PWR에서, 예를 들어, 원자로 노심은 각각이 복수의 연신된 연료 엘리먼트 또는 봉으로 구성되는, 다수의 연료 조립체를 포함한다. 환형 또는 입자 형태의 연료 역시 사용됨에도; 연료 봉 각각은 일반적으로 핵 연료 펠릿의 스택의 형태로 우라늄 다이옥사이드("UO2")와 같은 핵분열성 물질을 함유한다. 연료 봉은 핵 분열의 높은 속도, 그리고 따라서 열의 형태로의 거대한 양의 에너지 방출을 지지하기에 충분한 노심에서의 중성자 플럭스를 제공하도록 조직된 어레이에서 함께 그룹핑된다. 물과 같은 냉매는 유용한 작업의 생산을 위해 노심에서 발생된 열의 일부를 추출하기 위해 노심을 통해 펌핑된다. 연료 조립체는 노심의 소망되는 크기와 원자로의 크기에 따라서 크기와 설계에서 변화한다.
새로운 원자로가 개시할 때, 그것의 노심은 종종 노심에서의 그들의 위치 및/또는 그들의 농축 레벨에 의해 구분될 수 있는 복수의 조립체, 예를 들어, 세 개 이상의 조립체의 그룹으로 나누어진다. 예를 들어, 제 1 배치 또는 영역은 2.0% 우라늄-235의 동위원소 함량으로 농축될 수 있다. 제 2 배치 또는 영역은 2.5% 우라늄-235로 농축될 수 있고, 제 3 배치 또는 영역은 3.5% 우라늄-235로 농축될 수 있다. 작동한 지 약 10개월 내지 24개월 후에, 원자로는 일반적으로 셧 다운되고, 제 1 연료 배치가 제거되고 일반적으로 더 높은 농축 레벨(바람직한 최대 농축 레벨까지)의 새로운 배치에 의해 대체된다. 이어지는 사이클은 약 8개월에서 24개월까지의 범위에서의 간격에서 이러한 시퀀스를 반복한다. 원자로는 그것이 임계 질량에 머무는 한에서만 핵 디바이스로서 작동할 수 있기 때문에, 위에 설명된 연료교체(refueling)가 요구된다. 따라서, 핵 원자로에는 일반적으로 약 6개월 내지 18개월의 소정 시간 기간 동안 작동을 허용하도록 연료 사이클의 개시에서 충분한 초과 반응도가 제공된다.
예를 들어, PWR에서의 사용을 위한 종래의 연료 펠릿은 일반적으로 원통형 몰드에 적합한 파우더를 압축하는 것에 의해 통상 제조된다. 압축된 물질은 소결되어, 부피에서 실질적인 감소를 초래한다. 결과 펠릿은 일반적으로 원통형이고 종종 압축의 결과로 각각의 단부에서 오목한 표면을 가진다. 연료 펠릿은 일반적으로 우라늄 다이옥사이드로 구성된다. 우라늄 다이옥사이드의 우라늄 성분은 우라늄-238 및 우라늄-235를 포함한다. 일반적으로, 펠릿의 연료 조성물은 다량의 우라늄-238 및 소량의 우라늄-235를 포함한다. 예를 들어, 종래의 연료 펠릿은 최대 5 중량% 보다 적은 우라늄-235를 포함할 수 있고 우라늄 성분에서 우라늄의 나머지는 우라늄-238로 구성된다.
펠릿의 연료 조성물에서 우라늄-235의 퍼센트는 (ⅰ) 핵 조성물에서 더 큰 퍼센트, 예를 들어, 5 중량%(현재 많은 핵 연료 제조 시설에 대해 허가된 한계치임)보다 더 큰 우라늄-235를 사용하는 것에 의해 또는 (ⅱ) 더 큰 양의 우라늄-235를 허용하도록 연료 조성물의 밀도를 증가시키는 것에 의해 증가될 수 있다. 연료 펠릿 조성물에서 우라늄-235의 더 높은 퍼센트는 더 긴 연료 사이클 및/또는 영역의 배치 교체 동안 더 적은 새로운 연료 조립체의 사용과 같은, 경제적 이점을 제공할 수 있다. 또한, 달성될 수 있다면, 더 높은 열 전도성은 더 높은 열 듀티(duty)를 가능하게 할 것이다.
따라서, 우라늄-235의 함량을 증가시키고 우라늄-함유 연료 조성물의 열 전도성을 증가시킬 필요가 있다.
본 발명의 목적은 경수로에서의 사용을 위한 우라늄 연료 조성물에 있어서, 우라늄-235의 함량을 증가시키고 우라늄-함유 연료 조성물의 열 전도성을 증가시키는 것이다.
일 측면에서, 본 발명은 트리우라늄 디실리사이드를 포함하는 핵 연료 조성물을 제공한다. 트리우라늄 디실리사이드는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 가진다. 우라늄-235은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 20 중량%까지로 구성되는 양으로 존재한다. 일 실시예에서, 우라늄-235은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 5 중량%까지로 구성되는 양으로 존재할 수 있다.
또 다른 측면에서, 본 발명은 복수의 연료 봉을 포함하는 연료 조립체를 제공한다. 각각의 연료 봉은 복수의 핵 연료 펠릿을 함유한다. 핵 연료 펠릿의 각각의 조성물은 트리우라늄 디실리사이드를 포함한다. 트리우라늄 디실리사이드는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 가진다. 우라늄-235는 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 20 중량%까지로 구성되는 양으로 존재한다. 일 실시예에서, 우라늄-235는 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 5 중량%까지로 구성되는 양으로 존재할 수 있다.
더 또 다른 측면에서, 본 발명은 연료 조립체를 갖는 경수로를 제공한다. 연료 조립체는 복수의 연료 봉을 포함하고, 각각의 연료 봉은 복수의 핵 연료 펠릿을 함유한다. 핵 연료 펠릿의 각각의 조성물은 트리우라늄 디실리사이드를 포함한다. 트리우라늄 디실리사이드는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 가진다. 우라늄-235는 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 20 중량%까지로 구성되는 양으로 존재한다. 일 실시예에서, 우라늄-235는 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 5 중량%까지로 구성되는 양으로 존재할 수 있다.
본 발명은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량%에서 약 20 중량%까지로 구성되는 양으로 존재하는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 포함하는 트리우라늄 디실리사이드를 포함하는 핵 연료 조성물을 제공하고, 본 발명의 핵 연료 조성물은 경수로에서 특히 유용하다.
청구항에서 제시된 본 발명은 예시의 방식에 의해서만 도시된 그것의 특정 바람직한 실시, 및 첨부된 도면에 관한 다음의 구체적인 설명으로부터 더 명백해질 것이고, 여기서;
도 1은 본 발명이 적용될 수 있는 선행 기술 핵 원자로의 부분적으로 단면에서 그리고 부분적으로 입면에서의 종방향 도면이다.
도 2는 도 1의 라인 2-2를 따라서 취해진, 그러나 본 발명에 부합해서 연료의 구조 및 배열을 갖는 노심을 갖는 원자로의 단순화된 확대 계획도이다.
도 3은 명백함을 위해 단면화된 부분 및 제거된 부분을 갖는, 도 2의 원자로에서의 핵 연료 조립체 중 하나의 입면도이고, 연료 조립체는 수직으로 축소된 형태로 도시된다.
도 4는 연료 펠릿을 함유하는 도 3의 연료 조립체의 연료 봉의 확대 축소된 종축방향 단면도이다.
본 발명은 경수로("LWR")에서의 사용을 위해 트리우라늄 디실리사이드를 포함하는 핵 연료 조성물에 관한 것이다. 본 발명은 가압수형 원자로("PWR") 및 비등수형 원자로("BWR")를 포함하나 그들로 한정되지 않는 다양한 LWR에 적용가능하다. 그러나 본 발명의 세부사항을 설명하는데 있어서 단순함을 위해, 도면에 대해 언급하는 다음의 설명은 PWR에 부합할 것이다.
다음의 설명에서, 동일한 도면 부호는 여러 도면에 걸쳐서 동일하거나 상응하는 부분을 나타낸다. 또한 다음의 설명에서, "전방", "후방", "좌측", "우측", "상향으로", "하향으로" 및 그와 유사한 것과 같은 용어는 편의를 위한 단어이고 한정하는 용어로서 해석되지 않아야 한다는 것이 이해되어야만 한다.
이제 도면, 그리고 특히, 도 1 및 도 2에 대해 언급하면서, 예시에 의해서만 본 발명의 일 실시예가 도시되고 많은 적합한 원자로 유형 중 하나인 PWR이 도면 부호(10)에 의해 일반적으로 나타난다. PWR(10)은 복수의 연신된 연료 조립체(16)로 구성되는 핵 원자로 노심(14)을 하우징하는 원자로 압력 용기(12)를 포함한다. 도 1에 도시된 상대적으로 적은 연료 조립체(16)는 단순함의 목적만을 위한 것이다. 실제에서는, 도 2에 도식적으로 도시된 바와 같이, 원자로 노심(14)은 매우 많은 수의 연료 조립체로 구성된다.
일반적으로 원통형 노심 배럴(18)이 원자로 압력 용기(12)로부터 방사상으로 내부로 이격되고, 원통형 배럴(18)로부터 노심 안에 어레이되는 복수의 연료 조립체(16)에 의해 형성된 원자로 노심(14)의 스퀘어드-오프(squared-off) 주변부로의 트랜지션을 허용하는, 이후로 배플 구조(20)로 불리는 포머 및 배플 시스템이 배럴(18) 내에 있다. 배플 구조(20)가 원자로 노심(14)의 연료 조립체(16)를 둘러싼다. 일반적으로, 배플 구조(20)는 볼트(미도시)에 의해 함께 조인된 플레이트(22)로 구성된다. 원자로 노심(14) 및 배플 구조(20)는 결국 노심 배럴(18)에 의해 지지되는 상부 및 하부 노심 플레이트(24, 26) 사이에 배치된다.
원자로 압력 용기(12)의 상부 단부는 복수의 제어봉 드라이브 메커니즘(30)이 장착되는 제거가능한 덮개 헤드(28)에 의해 밀폐하여 실링된다. 다시, 단순함을 위해, 많은 제어봉 드라이브 메커니즘(30) 중 일부만이 도시된다. 각각의 드라이브 메커니즘(30)은 연료 조립체(16)의 일부 위에 그리고 그들 내에 봉 클러스터 제어 메커니즘(32)을 선택적으로 위치시킨다.
원자로 노심(14)의 연료 조립체(16)에서 실행되는 핵 분열 프로세스는 열을 생성하고, 그 열은 원자로 노심(14)을 통해 가용성 보론을 갖는 경수와 같은 냉매 플루이드를 순환시키는 것에 의해 PWR(10)의 작동 동안 제거된다. 더 구체적으로, 냉매 플루이드는 일반적으로 복수의 입구 노즐(34)(그 중 하나만이 도 1에 도시됨)을 통해 원자로 압력 용기(12)로 펌핑된다. 냉매 플루이드는 원자로 압력 용기(12)의 바닥에 도달할 때까지 원자로 압력 용기(12)와 노심 배럴(18)(및 노심 배럴 상의 열 실드(38)) 사이에 형성된 환형 영역(36)을 통해 하향으로 통과하고, 여기서 그것은 하부 노심 플레이트(26)를 통해 따라가고 그런 후에 원자로 노심(14)을 통해 따라가기 전에 180도 터닝한다. 원자로 노심(14)의 연료 조립체(16)를 통해 상향으로 흐를 시에, 냉매 플루이드는 연료 조립체(16)로부터 플루이드로의 열 에너지의 전달에 의해 원자로 작동 온도로 가열된다. 그런 후에 뜨거운 냉매 플루이드가 노심 배럴(18)을 통해 연장하는 복수의 출구 노즐(40)(그들 중 하나만이 도 1에 도시됨)을 통해 원자로 압력 용기(12)를 빠져나간다. 따라서, 연료 조립체(16)가 냉매 플루이드에 전한 열 에너지가 원자로 압력 용기(12)로부터 플루이드에 의해 실려나간다.
노심 배럴(18)에서 홀(미도시)의 존재로 인해, 냉매 플루이드 역시 배럴(18)과 배플 구조(20) 사이에 그리고 원자로 노심(14) 내에서보다 더 높은 압력에서 존재한다. 그러나, 플루이드가 원자로 압력 용기(12)와 노심 배럴(18) 사이의 환형 영역(36)을 통해 하향으로 흐름에 따라, 노심 배럴(18)과 함께 배플 구조(20)는 냉매 플루이드를 연료 조립체(16)로부터 분리시킨다.
위에 간략하게 언급된 바와 같이, 원자로 노심(14)은 다수의 연신된 연료 조립체(16)로 구성된다. 도 3으로 돌아가서, PWR(10)에 사용된 유형인, 연료 조립체(16)의 각각은 기본적으로 하부 노심 플레이트(26) 상의 조립체를 지지하는 하부단부 구조 또는 바닥 노즐(42) 및 바닥 노즐(42)로부터 상향으로 돌출하는 다수의 종방향으로 연장하는 가이드 튜브 또는 딤블(44)을 포함한다. 연료 조립체(16)의 각각은 가이드 딤블(44)의 길이를 따라서 축방향으로 이격되고 그것에 부착되는 복수의 횡방향 지지 그리드(46)를 더 포함한다. 그리드(46)는 그것의 조직된 어레이에서 복수의 연료봉(48)을 횡방향으로 이격시키고 지지한다. 또한, 연료 조립체(16)의 각각은 그것의 중심에 위치되는 계장(instrumentation) 튜브(50) 및 가이드 딤블(44)의 상부 단부에 부착되는 상부 단부 구조 또는 상부 노즐(52)을 가진다. 부분의 그러한 배열과 함께, 연료 조립체(16)의 각각은 조립체 부분을 손상시키지 않고 편리하게 핸들링될 수 있는 일체형 유닛을 형성한다.
도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 연료 조립체(16)의 연료 봉(48)의 각각은 각각이 그 안에 실링된 챔버(60)를 형성하는 튜브(54)의 반대편 단부에 부착되고 그것을 실링하는 상부 단부 마개(56) 및 바닥 단부 마개(58)를 갖는 연신된 중공 클래딩 튜브(54)를 포함하는 한 동일한 구조를 가진다. 복수의 핵 연료 펠릿(62)은 엔드-투-엔드 근접 배열 또는 챔버(60) 내의 스택에 위치되고, 펠릿 스택의 상부와 상부 단부 마개(56) 사이의 챔버(60)에 위치된 스프링(64)의 작용에 의해 바닥 단부 마개(58)에 대해 바이어스된다.
앞서 언급된 바와 같이, LWR에서의 사용을 위한 종래의 핵 연료 조성물은 우라늄 다이옥사이드를 포함한다. 우라늄 다이옥사이드는 현저한 양의 우라늄-238 및 적은 양의 우라늄-235를 함유한다. 또한, 앞서 언급된 바와 같이, 핵 연료 조성물에서 우라늄-235의 함량을 증가시키는 경제적 이점이 있다. 그러한 이점은 더 긴 연료 사이클 또는 더 작은 배치의 사용을 포함할 수 있다. 덧붙여, 더 높은 열 전도성이 얻어질 수 있다면, 그때 더 높은 열 듀티가 그로부터 초래할 수 있다. 따라서, 핵 연료 조성물에서 우라늄-235의 양을 증가시키기 위해, 본 발명은 트리우라늄 디실리사이드를 사용한다. 일반적으로, 트리우라늄 디실리사이드의 밀도는 우라늄 다이옥사이드의 밀도보다 더 크다. 트리우라늄 디실리사이드의 밀도는 12.2 grams/cm3이고 우라늄 다이옥사이드의 밀도는 10.96 grams/cm3이다. 임의의 특정 이론에 의해 바인딩되도록 의도하지 않고, 종래의 연료 펠릿에 일반적으로 사용된 우라늄 다이옥사이드의 전부 또는 일부를 대체하도록 트리우라늄 디실리사이드를 사용한 결과로서, 밀도에서의 증가가 더 긴 연료 사이클 및/또는 더 높은 파워 레이팅을 가능하게 하는 것에 의해 개선된 핵 발전소 성능을 초래한다는 것이 믿어진다. 예를 들어, 핵 연료 조성물에서 트리우라늄 디실리사이드의 사용은 우라늄 다이옥사이드의 사용으로 얻어진 것에 비해서, 핵 연료 조립체에서의 우라늄-235 함량을 약 17 중량%까지 증가시키도록 허용할 수 있어서, 열 전도성을 3배 내지 5배 증가시킨다.
본 발명에서, 트라우라늄 디실리사이드는 종래의 핵 연료 조성물에 일반적으로 존재하는 우라늄 다이옥사이드 함량을 적어도 부분적으로 대체한다. 트리우라늄 디실리사이드의 양은 변화할 수 있다. 일 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드는 핵 연료 조성물에서 우라늄 다이옥사이드 함량을 완전히 대체한다. 대안적인 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드는 핵 연료 조성물의 총 중량의 약 80중량% 내지 100중량%, 또는 약 50중량% 내지 100중량%로 구성되는 양으로 존재한다.
다른 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드에 더해서, 핵 연료 조성물은 또한 트리우라늄 실리사이드, 트리우라늄 트리실리사이드, 및 그들의 혼합물을 포함할 수 있다. 일 실시예에서, 핵 연료 조성물은 실질적으로 트리우라늄 디실리사이드와 단지 미량의 트리우라늄 실리사이드, 트리우라늄 트리실리사이드, 및 그들의 혼합물을 포함한다.
트리우라늄 디실리사이드는 우라늄 성분을 포함한다. 우라늄 성분은 우라늄-238, 우라늄-236, 우라늄-235, 우라늄-234, 우라늄-233, 우라늄-232, 및 그들의 혼합물과 같은, 그러나 그들로 한정되지 않는 다양한 우라늄 동위원소를 포함할 수 있다. 일 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분은 실질적으로 우라늄-238 및 우라늄-235, 그리고 선택적으로, 미량의 우라늄-236 및 우라늄-232를 포함한다. 또 다른 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량% 내지 20 중량%로 구성되는 양으로 우라늄-235를 포함한다. 더 또 다른 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 약 0.7 중량% 내지 약 5 중량%로 구성되는 양으로 우라늄-235를 포함한다.
일 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드에서 우라늄-235의 퍼센트는 우라늄 다이옥사이드 연료 조성물을 포함하는 현재의 연료 봉에서 우라늄-235를 대체할 필요가 있는 우라늄-235의 양에 의존할 수 있다. 또 다른 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드에서의 우라늄-235의 퍼센트는 약 19.75% 내지 약 20.00%와 같은 최대치이고, 배치에서 연료 조립체의 수는 감소되거나 최소화된다.
본 발명의 핵 연료 조성물은 핵 연료 펠릿과 같은, 그러나 그것으로 한정되지 않는 다양한 형태일 수 있다. 핵 연료 펠릿은 가압수형 원자로의 연료 조립체의 부분인 연료 봉(도 4에 도시된 바와 같음)에 수직으로 스택될 수 있다.
분말 트리우라늄 디실리사이드는 약 100℃보다 더 낮은 온도에서 작동하는 시험로에서 사용되어왔고, 여기서 분말 트리우라늄 디실리사이드는 연료를 상대적으로 차갑게 유지하고 연료를 냉매로의 노출로부터 보호하도록 알루미늄 금속에 분산되었다. 그러나, 트리우라늄 디실리사이드는 물(예를 들어, 원자로 노심에서의 냉매)과 반응할 그것의 잠재성 때문에 그리고 그것의 상대적으로 낮은 용융점(우라늄 다이옥사이드에 있어서 약 2847℃에 비해 트리우라늄 디실리사이드에 있어서 약 1662℃) 때문에, PWR과 같은 LWR의 상업적 작동에 적합한 연료로 고려되지 않아왔다.
게다가, 트리우라늄 디실리사이드를 핵 연료 조성물에서 사용하기에 부적합한 것으로 간주할만한 또 다른 이유는 우라늄 다이옥사이드(2847℃)에 비해서 그것의 상대적으로 낮은 용융점(1662℃)이다. 트리우라늄 디실리사이드의 기대되는 작동 온도는 우라늄 다이옥사이드 연료 조성물이 작동되는 최대 파워 밀도에 대해서 평가되었다. 결과는 트리우라늄 디실리사이드가 LWR의 정상 작동 온도에서 사용될 때 우라늄 다이옥사이드보다 더 큰 능력을 가진다는 것을 나타냈다. 예를 들어, 실린더는 균일한 내부 가열 q와 일정한 열 전도율 k를 갖는 것으로 가정된다. 센터라인(centerline) 온도가 수학식 1에 따라서 계산된다:
Figure 112013001955110-pct00001
여기서 우라늄 다이옥사이드에 있어서:
최대 Tcenterline(용융점 온도)는 2846.85℃이고;
Tsurface는 400℃이며;
D(즉, 펠릿 직경)는 0.322 인치(0.819cm)이고; 그리고
k는 0.03 W/cm/℃이다.
우라늄 다이옥사이드에 있어서 최대 체적(volumetric) 열 발생 속도 q는 수학식 2에 따라서 계산된다:
Figure 112013001955110-pct00002
동일한 체적 열 발생 속도 q가 트리우라늄 디실리사이드에 사용된다면, Tcenterline이 위의 수학식 1에 따라서 계산된다:
여기서 트리우라늄 디실리사이드에 있어서,
Tsurface는 400℃이고;
q는 438 w/cm3이며
D(즉, 펠릿 직경)는 0.322 인치(0.819cm)이고;
k=0.15 W/cm/℃이다.
Tcenterlie=400℃+(438*((0.819*0.819)/0.15)/4)
Tcenterline=890℃
우라늄 다이옥사이드와 트리우라늄 디실리사이드 모두에 있어서 동일한 q 값에서, 트리우라늄 디실리사이드에 대해서 계산된 센터라인 온도는 890℃이고, 트리우라늄 디실리사이드의 용융 온도(1662℃)보다 772℃ 낮다. 따라서, 위의 계산에 부합해서, 트리우라늄 디실리사이드는 우라늄 다이옥사이드보다 더 높은 열 플럭스 능력을 가지는 것으로 나타난다. 작동 온도가 높아질수록, 센터라인 온도도 더 높아진다. 그러므로, 정상 작동 온도(예, PWR과 같은 LWR의 작동 온도)는 업셋 조건 동안, 센터라인 온도가 트리우라늄 디실리사이드의 용융점을 초과하지 않도록 상대적으로 낮게 유지되어야만 한다. 일 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드를 포함하는 본 발명의 핵 연료 조성물이 PWR과 같은 LWR에서 사용되고, 정상 작동 온도는 약 900℃를 초과하지 않는다.
또 다른 실시예에서, 트리우라늄 디실리사이드를 포함하는 연료 펠릿 조성물은 우라늄 다이옥사이드를 포함하는 연료 조성물에 비해 우라늄-235의 증가된 수 밀도(atoms/cm3)를 갖고, U-235의 농축 레벨은 두 조성물 모두에 대해 동일하다(5.06 atom %). 예를 들어서, 우라늄 다이옥사이드에 있어서 우라늄-235의 수 밀도는 다음과 같이 계산되었다:
Figure 112013001955110-pct00003
트리우라늄 디실리사이드에 있어서 우라늄-235의 수 밀도는 다음과 같이 계산되었다:
Figure 112013001955110-pct00004
위에 나타난 바와 같이, 연료 펠릿 조성물에서 우라늄 다이옥사이드 대신에 트리우라늄 디실리사이드의 사용은 우라늄-235의 농축 레벨이 트리우라늄 디실리사이드와 우라늄 다이옥사이드 연료 펠릿 조성물에 대해 동일하게 남겨질 때(예를 들어, 우라늄-235의 농축 레벨이 일정하게 유지될 때), 우라늄-235의 수 밀도(atoms/cm3)에서 17% 증가를 초래한다. 대안적인 실시예에서, 우라늄-235의 수 밀도에서의 퍼센트는 연료 펠릿 조성물에서 우라늄 다이옥사이드의 사용에 비해, 트리우라늄 디실리사이드가 사용될 때 10% 내지 17% 증가한다.
본 발명의 특정 실시예가 도시의 목적을 위해 여기에 설명된 반면에, 세부사항의 많은 변형이 첨부된 청구항에서 제시된 바와 같이 본 발명으로부터 벗어나지 않고 이루어질 수 있다는 것이 해당 기술분야의 통상의 기술자에게 명백할 것이다.

Claims (14)

  1. 경수로에 사용되기 위한 핵 연료 펠릿에 있어서,
    우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 갖는 트리우라늄 디실리사이드를 포함하고,
    상기 우라늄-235는 상기 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 0.7 중량% 내지 20 중량%로 구성되는 양으로 존재하며,
    상기 트리우라늄 디실리사이드는 상기 핵 연료 펠릿의 총 중량의 50 중량% 내지 100 중량%로 구성되는 것을 특징으로 하는 핵 연료 펠릿.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 우라늄-235는 상기 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 0.7 중량% 내지 5 중량%로 구성되는 양으로 존재하는 것을 특징으로 하는 핵 연료 펠릿.
  3. 제 1항에 있어서,
    상기 핵 연료 펠릿은 트리우라늄 실리사이드, 트리우라늄 트리실리사이드, 및 그들의 혼합물을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 연료 펠릿.
  4. 제 1항에 있어서,
    상기 트리우라늄 디실리사이드는 상기 핵 연료 펠릿의 총 중량의 80 중량% 내지 100 중량%로 구성되는 것을 특징으로 하는 핵 연료 펠릿.
  5. 삭제
  6. 제 1항에 있어서,
    상기 우라늄 성분은 우라늄-232, 우라늄-233, 우라늄-234, 우라늄-236, 우라늄-238, 및 그들의 혼합물로 구성되는 그룹으로부터 선택되는 우라늄 동위원소를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 연료 펠릿.
  7. 삭제
  8. 제 1항에 있어서,
    상기 핵 연료 펠릿은, 상기 트리우라늄 디실리사이드에 대한 대체물로서 우라늄 다이옥사이드를 포함하고 동일한 우라늄-235 중량%를 갖는 핵 연료 조성물에 비해, 10 중량% 내지 17 중량% 더 높은 우라늄-235의 수 밀도를 갖는 것을 특징으로 하는 핵 연료 펠릿.
  9. 복수의 연료 봉(48)을 포함하는 연료 조립체(16)로서,
    각각의 연료 봉(48)은 복수의 핵 연료 펠릿(62)을 함유하고, 상기 핵 연료 펠릿(62)의 각각의 조성물은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 0.7 중량% 내지 20 중량%로 구성되는 양으로 존재하는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 포함하는 상기 트리우라늄 디실리사이드를 포함하고,
    상기 트리우라늄 디실리사이드는 상기 핵 연료 펠릿의 총 중량의 50 중량% 내지 100 중량%로 구성되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체.
  10. 제 9항에 있어서,
    상기 우라늄-235는 상기 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 0.7 중량% 내지 5 중량%로 구성되는 양으로 존재하는 것을 특징으로 하는 연료 조립체.
  11. 제 9항에 있어서,
    상기 트리우라늄 디실리사이드는 상기 핵 연료 펠릿의 각각의 총 중량의 80 중량% 내지 100 중량%로 구성되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체.
  12. 연료 조립체(16)를 갖는 경수로로서,
    상기 연료 조립체(16)는 복수의 연료 봉(48)을 포함하고, 각각의 연료 봉(48)은 복수의 핵 연료 펠릿(62)을 함유하고, 상기 핵 연료 펠릿(62)의 각각의 조성물은 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 0.7 중량% 내지 20 중량%로 구성되는 양으로 존재하는 우라늄-235를 포함하는 우라늄 성분을 포함하는 상기 트리우라늄 디실리사이드를 포함하고,
    상기 트리우라늄 디실리사이드는 상기 핵 연료 펠릿의 총 중량의 50 중량% 내지 100 중량%로 구성되는 것을 특징으로 하는 경수로.
  13. 제 12항에 있어서,
    상기 우라늄-235는 상기 트리우라늄 디실리사이드의 우라늄 성분의 총 중량에 기반해서 0.7 중량% 내지 5 중량%로 구성되는 양으로 존재하는 것을 특징으로 하는 경수로.
  14. 제 12항에 있어서,
    정상 작동 온도는 900℃를 초과하지 않는 것을 특징으로 하는 경수로.

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