KR101823439B1 - 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역 - Google Patents

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Abstract

원자로의 활성 영역, 상기 활성 영역을 생성하기 위한 연료 요소와 연료 집합체는, 질화물 연료, 및 일차적으로 용융 납과 그 합금의 형태인 액체 금속 냉각제를 갖는 고속 원자로에서 사용하도록 의도된다. 본 발명에 의해 해결되는 과제는, 보이드 반응성 효과와 활성 영역의 반경에 따른 효과적인 출력 평탄화를 갖는 활성 영역을 생성하는 것에 있다. 상기 활성 영역은 균질한 우라늄-플루토늄 질화물 연료를 포함하고, 활성 영역에서 상기 연료의 질량 분율은 최소 0.305이며, 3개의 부분, 즉, 중심 부분, 중간 부분, 및 주변 부분으로 이루어지며, 이들 부분은 기하학적으로 동일한 쉘을 갖지만, 활성 영역의 중심 부분, 중간 부분, 및 주변 부분에서 서로 다른 높이의 연료 칼럼들을 갖는 연료 요소들을 포함하는 연료 집합체들을 형성하고, 활성 영역의 부피에 걸쳐 연료의 반경방향 분포는 종단면에서 계단 모양의 형상인 것을 특징으로 한다. 활성 영역의 중심 부분의 반경은 활성 영역의 유효 반경의 0.4 내지 0.5인 반면, 중심 부분에서 연료 집합체의 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이는, 활성 영역의 주변 부분에서 연료 집합체에 배열된 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이의 0.5 내지 0.8이다. 활성 영역의 유효 직경의 0.5 내지 0.85의 범위의 직경에 대한 (적어도 하나의 계단을 갖는) 계단 모양의 중간 부분을 형성하는 연료 칼럼들의 높이는, 활성 영역의 주변 부분에서 연료 집합체에 배열된 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이의 0.55 내지 0.9의 범위 내에서 선택된다.

Description

납-냉각 고속 원자로의 활성 영역{ACTIVE ZONE OF A LEAD-COOLED FAST REACTOR}
본 발명은 핵 기술(nuclear technology)에 관한 것으로, 일차적으로 용융 납과 그 합금의 형태인 액체 금속 냉각제를 갖는 고속 원자로(fast reactor)에서 사용하도록 의도된다.
원자력 에너지 분야(nuclear energetics)의 장기적 개발은, 핵 연료 사이클의 종료시 핵 연료의 효과적이고 안전한 사용의 중대한 문제를 해결하고, 환경 안전을 제공할 수 있도록 하는 고속 동력로(fast power reactor)를 생산하는 것과 관련된다. 진행 중인 노력은 우라늄-플루토늄 질화물 연료를 갖는 신세대의 납-냉각 고속 원자로의 개발을 포함한다. 이러한 핵 원자로의 핵심적인 설계 개념을 선택하고 안전을 제공하는 문제는, 일차적으로 연료, 냉각제, 및 이와 다른 재료의 핵 및 물리적 특성에 좌우될 뿐만 아니라, 활성 영역 크기와 구성에도 좌우되는 여러 계수와 반응성 효과(reactivity effect)의 연구 결과에 대부분 기초한다.
관련 기술에서, 6각형 모양의 연료 집합체를 포함하는 활성 영역(active zone)을 갖는 원자로 BN-800이 존재하는데, 여기서 상기 연료 집합체의 중간 부분은 우라늄-플루토늄 연료를 포함하고, 단부 영역은 상부와 하부 증식 블랭킷(breeding blanket)을 포함한다 (Yu.E. Bagdasarov, L.A. Kochetkov 등. BN-800 원자로 - 고속 원자로 개발에서 새로운 단계. IAEA-SM, No. 284/41, vol. 2, p 209~216, 1985). 연료 집합체의 용기 내에, 막대형 연료 요소들(연료 요소)(fuel element)이 있고, 연료 요소들 사이의 공간 내에서 아래에서 위 방향으로 냉각제, 즉, 용융된 나트륨이 순환한다. 핵 안전성 면에서 이러한 BN-800 원자로의 단점은 높은 나트륨 보이드 반응성 효과(void reactivity effect)이다. 이 효과는 비상시 원자로의 핵 안전성을 크게 손상시키고, 그 결과 나트륨 비등 또는 활성 영역의 노출이 일어난다.
나트륨 보이드 반응성 효과를 그 최소 값까지 감소시키고, 원자로 비상 정지를 배제하는 과도 공정의 안전성을 보장하도록 구성된 중심 공동(central cavity)을 갖는 대형 고속 원자로의 활성 영역이 알려져 있다 (Ru 2126558). 이 발명에 따른 활성 영역은, 원주 방향으로 설치되고, 대형 중심 공동을 한정하는 연료 집합체, 제어 막대의 시스템, 및 비상시 원자로를 멈추기 위해 공동 내부에 들어갈 수 있는 장치와 재료를 포함한다. 이 발명은, 나트륨 냉각제 손실 또는 비등 조건 하에서 활성 영역의 중심 부분에서 대형 공동을 통한 중성자 이탈을 증가시켜, 보이드 반응성 효과를 감소시키는 것을 가능하게 한다. 하지만, 이러한 활성 영역을 사용하는 것은 원자로 크기의 증가와 경제적인 성능의 손실을 일으킬 수 있다.
우라늄-플루토늄 연료를 갖는 변형된 고속 나트륨 원자로가 알려져 있다 (Ru 2029397). 이 원자로의 활성 영역은, BN-600 원자로의 활성 영역과 마찬가지로, 6각형 모양의 연료 집합체를 포함하는데, 그 중간 부분은 우라늄-플루토늄 연료를 포함하고, 단부 영역은 상부와 하부 증식 블랭킷을 포함한다. 각 연료 집합체의 중심 부분은, 연료 집합체의 유효 직경의 0.3 내지 0.8인 직경을 갖고, 활성 영역과 증식 블랭킷의 전체 높이를 따라 연장되는 관통 공동을 포함한다. 나머지 연료 요소는 연료 집합체 용기 내에 배열되고, 연료 요소들 사이의 공간에서 아래에서 위 방향으로 냉각제, 즉, 용융된 나트륨이 순환한다. 비상시에, 이러한 연료 집합체 구성은 원자로 활성 영역으로부터 단부 반사체 안으로 중성자 이탈을 촉진하여, 보이드 반응성 효과를 감소시킨다. 연료 집합체에서 관통 공동을 통한 중성자 이탈의 증가와 반응성의 감소는 연료 집합체 중심 부분으로부터 상당수의 연료 요소를 제거함으로써만 이루어진다. 이러한 해법은, 더 낮은 원자로 출력을 일으키거나, 또는 핵 연료 농축을 향상시키거나 활성 영역 크기를 증가시킬 필요성을 가져온다.
그 반경에 따라 우라늄-플루토늄 질화물 핵 연료의 영역 분포를 특징으로 하는 활성 영역을 포함하는 납-냉각 고속 원자로가 알려져 있다 (Ru 2173484). 핵 연료는 연료 요소의 쉘(shell)에 들어있고, 연료와 쉘 사이의 간격은 높은 열 전도성 재료, 예를 들어, 납(lead)으로 충전된다. 연료 요소는 납-냉각 연료 집합체 안에 배열된다. 우라늄 대(對) 플루토늄 질량비는 5.7 대 7.3 범위이고, 전체 활성 영역에 걸쳐 균일하다. 활성 영역에서 연료는 방사상으로 영역이 형성되고, 활성 영역은 적어도 두 개의 하위영역(subzone), 즉, 중심 하위영역과 주변 하위영역을 포함한다. 주변 하위영역은 중심 하위영역보다 더 많은 연료와 더 적은 냉각제를 갖는다. 하위영역들 사이에서 핵 연료와 냉각제의 분포는, 연료 요소들 사이에서 피치를 변경하거나 및/또는 중심 부분과 주변 부분에서 직경이 다른 연료 요소를 사용하는 것에 의해 수행된다. 연료 요소의 상부 부분은 연료 칼럼 높이의 최소 0.8의 높이를 갖는 가스상 공동들을 포함한다.
이 발명은, 활성 영역의 중심 부분과 주변 부분에서 균일한 연료 연소와 플루토늄 증식 속도를 얻고, 반경에 따라 연료 요소와 냉각제 사이의 온도 차이를 더 낮추며, 비상시, 예를 들어, 냉각제 손실의 경우, 원자로의 핵 안전성을 증가시키는 것을 가능하게 한다. 이 발명에 상세히 기술된 원자로, 활성 영역, 연료 집합체, 및 연료 요소의 구성은, 추가적인 기술적 해법, 특히, 원자로 반응성 여유도(reactivity margin)를 최적의 레벨로 낮추고, 연료에서 연료 요소 쉘까지의 열 전사를 향상시키며, 연료 요소 쉘과 연료의 열역학적 상호작용을 낮추고, 연료 요소 내부의 압력을 감소시키도록 하는 해법을 고려한다. 특허 Ru 2173484에 개시된 발명에 따라 활성 영역 반경에 따라서 우라늄-플루토늄 질화물 연료와 냉각제의 영역 분포는, 중심 또는 주변 연료 집합체에서 서로 다른 직경의 연료 요소를 사용하거나 및/또는 서로 다른 패킹 밀도(packing density)를 사용하는 것에 의해 제공된다. 그래서, 특히, 주변 하위영역의 연료 집합체에서의 연료 요소들의 직경들과, 중심 하위영역의 연료 집합체에서의 연료 요소들의 직경들 사이의 비는 1.12이고, 중심 하위영역의 연료 집합체에서의 연료 요소들과, 주변 하위영역의 연료 집합체에서 연료 요소들 사이의 피치 비는 1.18이다. 이러한 방식으로, 이 발명의 실제 응용은, 핵 연료 제조의 필요성과, 서로 다른 크기의 연료 요소들과 연료 집합체들의 사용에 의해 이루어지는데, 이는 핵연료를 제조하기 위한 비용의 증가를 가져온다.
본 발명에 의해 해결되는 과제는, 음(negative) 또는 0에 가까운 보이드 반응성 효과와 활성 영역 반경에 걸쳐 효과적인 출력 밀도 평탄화(power density flattening)를 특징으로 하는 납-냉각 고출력 고속 원자로의 활성 영역을 제공하는 것에 있다.
상술한 목적은, 그 질량 분율(mass fraction)(εm)이 0.305 이상이고, 균질한 우라늄-플루토늄 질화물 연료를 포함하는 납-냉각 고출력 고속 원자로의 활성 영역(active zone)으로서, 연료는 원통형 연료 요소들(fuel elments)의 기하학적으로 동일한 쉘(shell) 내에 함유되며, 상기 연료 요소들은 연료 집합체들(fuel assemblies)에 배열되어, 상기 활성 영역의 중심 부분(central part), 중간 부분(intermediate part), 및 주변 부분(peripheral part)을 형성하고, 상기 활성 영역의 중심 부분, 중간 부분, 및 주변 부분에서의 연료 집합체들의 상기 연료 요소들은 서로 다른 높이의 연료 칼럼을 가지며, 활성 영역 부피에 걸쳐 연료의 방사상 분포(radial distribution)는 그 종단면에서 계단 모양의 형상인 것을 특징으로 하는 활성 영역을 제공하는 것에 의해 해결된다. 본 발명에서 정의된 바와 같은 "우라늄-플루토늄 질화물 연료의 질량 분율(mass fraction)(εm)"은, 핵 원자로 활성 영역에서 그 부피 비와, 사용된 연료의 밀도(ρи)와 그 이론적인 밀도(ρт) 사이의 비의 곱을 의미한다. 즉,
εm = εvㆍρи/ρт.
본 발명의 특정 구체예에 따라, 활성 영역의 중심 부분의 직경은 활성 영역의 유효 직경의 0.4 내지 0.5의 범위에 있는 반면, 활성 영역의 중심 부분에서의 연료 집합체들의 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이는 상기 활성 영역의 주변 부분에서 연료 집합체들에 배열된 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이의 0.5 내지 0.8의 범위에 있고, 계단 모양(stepped)의 중간 부분을 형성하는, 상기 활성 영역의 유효 직경의 0.5 내지 0.85 범위의 직경에 대응되는 공간 내에 배열된 연료 집합체들에서의 연료 요소들 내의 연료 칼럼들의 높이는, 상기 활성 영역의 주변 부분에서의 연료 집합체들에 배열된 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이의 0.55 내지 0.9의 범위에서 선택된다.
본 발명의 활성 영역, 및 연료 집합체와 연료 요소의 발명적 구성은, 다음의 공정 고유 안전성(process inherent safety) 특성들, 즉:
- 전체 원자로에 걸쳐 납 밀도 변경시 음의 보이드 효과;
- 전체 원자로에 걸쳐 납 밀도 변경시 음의 반응성 계수;
- 여러 심각한 사고에서 보호의 개선을 촉진하는, 원자로 활성 영역 내에서 크게 감소된 냉각제 밀도 효과
를 갖는 원자로를 제조하기 위한 기초를 형성할 수 있다.
본 발명의 주제는, 대부분 고속 원자로의 안전 성능에 영향을 미치는 중심 부분을 갖는 활성 영역의 특정한 구성에 있다. 그 종단면에서 크게 평탄화된 중심 부분을 구비한 계단 모양의 형상을 갖는 활성 영역에서 본 발명의 연료 분포는 중성자 이탈을 증가시키고, 이 부분이, 특정한 연료 질량 분율을 갖는 보이드 효과에서 음의 값 또는 0에 가까운 양(positive)의 값을 달성할 수 있도록 한다. 이 효과는, 측면 및 단부 반사체와, 연료 요소들의 상부 부분에 설치된 중성자 흡수체(neutron absorber)의 영향과 함께, 전체 원자로에 대해 음의 보이드 효과를 얻는 것을 제공한다.
원자로 활성 영역에서 증가된 과도한 중성자 생성은, 중성자 균형으로부터 비롯되기 때문에, 이는 보이드 반응성 효과의 감소를 위한 주 "기구(instrument)"이다. 원자로 활성 영역에서 이러한 증가된 과도한 중성자 생성은, 대형 부피 활성 영역에 대해 양의 보이드 효과의 극단적인 감소와, 심지어 모든 원자로 영역에 대해 음의 보이드 효과를 얻는 것에 기여한다.
원자로 활성 영역 내에 과도한 중성자 생성을 증가시키기 위해서는:
- 단일 질화물 연료뿐만 아니라, 고밀도 연료,
- 더 높은 연료 분율, 연료 요소들의 증가된 직경 등을 특징으로 하는 활성 영역의 조성,
- 활성 영역의 평탄화된 기하구조가 사용된다.
활성 영역의 기하학적 크기는 일차적으로 이탈(escape) 레벨과 보이드 효과 값을 한정한다. 중성자 경제성 뿐만 아니라, 경질 중성자 스펙트럼, 활성 영역에서 더 높은 연료 분율, 및 이에 따라 원자로 활성 영역에서의 높은 과잉의(excess) 중성자 생성 레벨을 갖기 때문에, 보이드 효과를 감소시키기 위해 이탈을 최대화하는 공정은 실질적으로 다음 두 가지 타입의 기하 구조, 즉:
- 비교적 큰 부피와 통합 출력(integral power)이 얻어질 수 있는, 극단적으로 평탄화된 활성 영역과;
- 비교적 적은 부피와 단위당 출력을 갖는 모듈식 구성(modular configuration)
에 의해 달성될 수 있다.
계산에 따르면, 조밀한 연료(dense fuel), 더 높은 연료 분율, 및 이에 따라 분열(fission)당 더 높은 중성자 생성을 갖는 모든 활성 영역은 실질적으로 감소된 보이드 효과를 갖는다.
과잉의 중성자들의 전체 여유도(whole margin)가 보이드 반응성 효과의 감소를 위해 사용될 때, 활성 영역에서 상대적으로 더 높은 연료 분율을 특징으로 하는 조밀한 연료와 조밀한 패킹을 갖는 활성 영역의 실시예가 심각한 사고 위험을 감소시키는 것을 보장하는데에는 더 바람직하다. 원자로에 공정 고유 안전성을 제공하기 위해, 보이드 반응성 효과는 음이고 절대 크기가 작아야만 하는데, 그 이유는, 특정한 비상 상황에서 음의 반응성 효과의 절대 크기가 크면 고속의 위험한, 양(positive)의 반응성 도입을 일으킬 수 있기 때문이다.
활성 영역의 중심 부분에서의 연료 높이의 감소에 따른 임계 하중(critical loading)을 달성하는 것은, 활성 영역의 중심 부분으로부터 주변 부분까지 연료 칼럼의 높이를 증가시킴으로써 제공된다. 본 발명에 따른 활성 영역의 구성에서, 출력 밀도 평탄화는 연료의 계단 모양의 배열(stepped arrangement)에 의해 제공되는데, 여기서 계단들은 연료 요소들 내의 연료 칼럼들의 높이(연료 중량)가 서로 다른 연료 집합체들에 의해 생성된다. 본 발명의 구성의 특정한 특징은, 이러한 활성 영역 부분에서 균질하게 농축된 연료 조성물을 갖는 연료와, 동일한 기하구조를 갖는 연료 요소들 및 연료 집합체들을 사용하는 것에 의해, 활성 영역의 중심 부분, 중간 부분, 및 주변 부분에서 연료의 계단 모양의 방사상 분포를 제공하는 것으로 구성된다.
도 1은, 본 발명에 따른 원자로 활성 영역의 주변 부분, 중간 부분, 및 중심 부분에서 연료 집합체들을 한정하는 연료 요소들의 종단면도이다.
도 2는, 본 발명에 따른 원자로 활성 영역에서 핵 우라늄-플루토늄 연료 분포를 나타내는 도면으로, 상기 분포는 종단면에서 계단 모양의 형상을 갖는다.
활성 영역의 주변 부분을 한정하는 연료 집합체의 연료 요소(도 1a)는 단부 요소들(2와 3)을 갖는 관형 쉘(1)로 이루어지고, 이 쉘(1)의 내부에는 높이(H)의 칼럼 형태인 우라늄-플루토늄 연료(4)가 있다. 상기 연료 요소의 상부 부분은 불활성 가스로 충전된 공동(cavity; 5)을 포함한다. 가스상 공동(5)의 상부 부분은, 예를 들어, 높이가 5㎝인 텅스텐-카바이드 막대(6) 형태인 중성자 흡수체와, 예를 들어, 스프링(7) 형태로 제조된 연료 고정용 구조 성분(structural component)을 포함한다.
종단면에서 계단 모양의 연료 분포(도 1b)를 갖는 활성 영역의 중심 부분과 중간 부분을 한정하는 연료 집합체의 연료 요소는 단부 요소들(2와 3)을 갖는 관형 쉘(1)로 이루어지고, 이 쉘(1)의 내부에는 높이(h)의 연료 펠릿의 칼럼 형태인 우라늄-플루토늄 연료(4)가 있다. 높이(h)는, 중심 부분에 대해서는 상기 H의 0.5 내지 0.8의 범위에서 선택되고, 중간 부분에 대해서는 상기 H의 0.55 내지 0.9의 범위에서 선택된다. 연료 요소의 상부 부분은 불활성 가스로 충전된 공동(5)을 포함한다. 가스상 공동(5)의 상부 부분은, 예를 들어, 높이가 5㎝인 텅스텐-카바이드 막대(6) 형태인 중성자 흡수체와, 예를 들어, 스프링(7) 형태로 제조된 연료 고정용 구조 성분을 포함한다.
도 2는 활성 영역에서 핵 우라늄-플루토늄 연료 분포를 나타내는 도면으로서, 상기 분포는 종단면에서 계단 모양의 형상을 갖는다. 이 원리에 따라 연료 집합체들을 배열할 때, d1 내지 d2의 직경을 갖는 활성 영역의 중간 부분은 계단을 생성하고, 도 1b에 도시된 연료 요소들을 갖는다. 활성 영역의 중심 부분의 직경(d1)은 활성 영역의 유효 직경(D)의 0.4 내지 0.5로부터 선택된다. 상기 중간 부분의 연료 집합체들은 직경(d2) 내에 배열되고, 이 직경은 활성 영역의 유효 직경(D)의 0.5 내지 0.85의 범위에서 선택되고, 높이(h)의 연료 칼럼을 갖는 연료 요소들을 포함한다.
본 발명에 따라, 활성 영역의 연료 집합체들과 연료 요소들은 함께 계단 모양의 형상 분포를 생성한다. 본 출원인은, 종래 기술에서는, 활성 영역에서 그 종단면에 계단 모양의 형상을 갖는 본 발명의 연료 분포를 수립하는 것에 관한 특징들을 포함할 수 있는 기술적 해결 수단(solution)을 전혀 발견하지 못하였다. 이러한 해결 수단은, 그 단순성과 사용되는 구조 면에서, 연료 요소들의 직경들과 활성 영역 반경에 따라 그들의 배열의 피치를 변경함으로써 연료 영역을 분포시키는 해결 수단과는 극적으로 다르다. 활성 영역의 중심 부분에서 연료 높이를 감소시키는 것은, 중성자 플럭스 공간-에너지 재분포, 활성 영역의 중심 부분으로부터 중성자 이탈의 증가, 및 이에 따라 보이드 반응성 효과에서 양(positive)의 성분의 감소를 가져온다. 이 효과는, 측면 및 단부 반사체들과, 연료 요소의 가스상 공동의 상부 부분에 설치된 중성자 흡수체의 영향과 함께, 전체 원자로에 대해 보이드 효과의 음(negative)의 값을 달성한다.
상술한 3단(three-step) 연료 배열과 유사하게, 연료 요소들에서 서로 다른 연료 높이의 연료 집합체들에 의해 생성된 4개 이상의 계단들을 갖는 활성 영역이 구현될 수 있다. 활성 영역의 중심 부분에서 연료 집합체들의 연료 요소들 내의 연료의 높이를 선택하는 것은, 그 반경에 따른 출력 분포(power distribution)에 영향을 미친다. 계산 결과, 활성 영역에서 계단 모양의 연료 분포는 활성 영역 반경을 따라 더 균일한 출력 분포를 제공한다는 것을 보여준다. 활성 영역 중심으로부터 그 주변으로 계단식으로 증가하는 연료 집합체들에 있는 막대형 연료 요소들 내의 연료의 다른 높이는, 활성 영역 반경을 따라 출력 분포의 불균일성을 감소시킬 수 있도록 하여, 평균 출력 밀도를 증가시키고, 활성 영역에서 연료 하중을 최적화한다.
원자로 BP-1200의 활성 영역의 구체예의 일 실시예는, 종단면에 계단 모양의 형상을 갖는 활성 영역 부피에 걸쳐 연료 방사상 분포를 갖는 본 발명의 해결 수단을 기초로 한다. 2800 MW의 열 출력(heat output)과 576㎝의 유효 직경을 갖는 납-냉각 원자로 BP-1200의 활성 영역은 692개의 재킷 연료 집합체들로 구성되고, 그 각각은 (약 14.3%의 Pu를 갖는) 우라늄-플루토늄 질화물 연료를 갖는 169개의 연료 요소를 포함하여, 활성 영역에서 연료의 질량 분율(εm)은 최소 0.305이다. 활성 영역에서 냉각제 가열은 120℃에서 수행되고, 최대 냉각제 속도는 약 2 m/s이다. 활성 영역의 중심 부분의 제1 계단은 127개의 연료 집합체들을 포함하고, 그 각각은 연료 칼럼 높이가 68㎝인 연료 요소들에 의해 한정된다. 활성 영역의 중심 부분의 제2 계단은 270개의 연료 집합체들을 포함하고, 그 각각은 연료 칼럼 높이가 78㎝인 연료 요소들에 의해 한정된다. 활성 영역의 주변 부분은 295개의 연료 집합체들을 포함하고, 그 각각은 연료 칼럼 높이가 88㎝인 연료 요소들에 의해 한정된다. 활성 영역의 중심 부분, 중간 부분, 및 주변 부분에서 연료 집합체들의 모든 연료 요소는 10.0㎜의 쉘 외부 직경을 갖고, 13㎜의 피치에서 3각형 어레이로 배열된다. 활성 영역의 중심 부분의 직경과 활성 영역의 유효 직경 사이의 비는 0.404인 반면, 활성 영역의 중심 부분의 제1 계단과 제2 계단의 연료 요소들 내의 연료 높이와 그 주변 부분에서의 연료 높이 사이의 비는 각각 0.77과 0.89이다.
2800 MW의 출력을 갖는 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역의 이 구체예에 따라, 활성 영역은 4개의 재킷 연료 집합체들을 포함하고, 기하학적으로 동일한 쉘들을 갖는 연료 요소들에 대해 연료 칼럼의 높이와 동일한 상기 활성 영역의 반경을 따라 연료 하중의 계단 모양의 구성을 사용하며; 1.27 이하인 반경을 따라 불균일성 인자를 갖는 출력 밀도 평탄화를 제공하고, 전체 원자로에 대해 음의 보이드 효과를 제공한다. 이러한 방식으로, 그 반경을 따라 계단 모양의 연료 분포를 갖는 본 발명의 활성 영역의 구성과, 상기 활성 영역을 생성하도록 의도된 연료 집합체 및 연료 요소의 구성의 잇점은, 고출력 납-냉각 원자로 시스템의 안전성을 증가시키고, 성능 및 경제적 특성의 향상을 위한 기초를 제공할 수 있게 한다.

Claims (2)

  1. 원통형 연료 요소들의 기하학적으로 동일한 쉘들 내에 포함되어 있는 균질한 우라늄-플루토늄 질화물 연료를 포함하는, 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역(active zone)으로서,
    상기 연료 요소들은, 상기 활성 영역에서의 상기 연료의 질량 분율(εm)이 최소 0.305가 되도록 연료 집합체들에 배열되고, 여기서 상기 활성 영역에서의 상기 연료의 질량 분율(εm)은 핵 원자로 활성 영역에서의 상기 연료의 부피 분율(εv)과, 사용된 연료의 밀도(ρи)와 사용된 연료의 이론적인 밀도(ρт) 사이의 비의 곱(εm = εvㆍρи/ρт)으로 정의되며,
    상기 연료 집합체들은 상기 활성 영역의 중심 부분, 중간 부분, 및 주변 부분을 생성하며, 상기 활성 영역의 상기 서로 다른 부분들에서의 상기 연료 집합체들의 상기 연료 요소들은 서로 다른 높이의 연료 칼럼을 갖고, 활성 영역 부피에 걸쳐 상기 연료의 방사상 분포는 종단면에서 적어도 하나의 계단을 포함하는 계단 모양의 형상을 갖는, 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역.
  2. 제 1항에 있어서, 상기 활성 영역 부피에 걸쳐 상기 연료의 질량 분율이 최소 0.305일 때, 상기 활성 영역의 상기 중심 부분의 직경은 상기 활성 영역의 유효 직경의 0.4 내지 0.5의 범위에 있고, 상기 활성 영역의 상기 중심 부분에서 상기 연료 집합체들의 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이는 상기 활성 영역의 상기 주변 부분에서 상기 연료 집합체에 배열된 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이의 0.5 내지 0.8의 범위에 있고, 상기 계단 모양의 중간 부분을 형성하고 상기 활성 영역의 유효 직경의 0.5 내지 0.85의 범위의 직경에 대응되는 공간 내에 배열된 상기 연료 집합체에서의 연료 요소들 내의 연료 칼럼들의 높이는, 상기 활성 영역의 주변 부분에서 상기 연료 집합체에 배열된 연료 요소들 내의 연료 칼럼의 높이의 0.55 내지 0.9의 범위에서 선택되는, 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역.
















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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108597625B (zh) * 2018-05-08 2019-04-09 西安交通大学 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置
RU2691628C1 (ru) * 2018-09-03 2019-06-17 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Твэл ядерного реактора

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
RU2173484C1 (ru) 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3575803A (en) * 1968-08-08 1971-04-20 Atomic Energy Commission Reactor fueling method
GB1285464A (en) * 1969-08-08 1972-08-16 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
GB1299768A (en) * 1969-09-27 1972-12-13 Siemens Ag Nuclear reactor installations
US3943036A (en) * 1969-09-27 1976-03-09 Siemens Aktiengesellschaft Fast breeder reactor
BE804246A (fr) * 1973-08-30 1974-02-28 Iljunin Vladimir G Reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS5050595A (ko) * 1973-09-04 1975-05-07
JPS61196195A (ja) * 1985-02-27 1986-08-30 株式会社日立製作所 高速増殖炉
FR2620438B1 (fr) * 1987-09-11 1989-12-01 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation de nitrure d'uranium et/ou de plutonium utilisable comme combustible nucleaire
US5143690A (en) * 1990-07-10 1992-09-01 General Electric Company Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
US5162097A (en) * 1990-07-10 1992-11-10 General Electric Company Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
JP3067291B2 (ja) * 1991-07-25 2000-07-17 株式会社日立製作所 原子炉燃料集合体
JP2551892B2 (ja) * 1992-01-18 1996-11-06 動力炉・核燃料開発事業団 高速炉の中空炉心
FR2711835B1 (fr) * 1993-10-21 1995-11-24 Framatome Sa Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur.
JPH07120580A (ja) * 1993-10-22 1995-05-12 Japan Atom Energy Res Inst 核燃料サイクル
JP3524884B2 (ja) * 2001-03-02 2004-05-10 三菱重工業株式会社 高速増殖炉
JP4746911B2 (ja) * 2005-04-27 2011-08-10 財団法人電力中央研究所 高速炉および高速炉施設の建設方法
CN101299351B (zh) * 2008-06-27 2011-09-07 张育曼 水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆
JP2012220325A (ja) * 2011-04-07 2012-11-12 Toshiba Corp 高速炉

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
RU2173484C1 (ru) 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
British Nuclear Fuels Limited (BNFL),"Advanced Reactors with Innovative Fuels", Workshop Proceedings Chester, United Kingdom (2001.10.22. - 2001.10.24.)

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