KR102121078B1 - 소형 원자력 발전 시스템 - Google Patents

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오사오 스미타
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니혼네이챠세루 가부시키가이샤
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Abstract

<과제>
시스템 전체의 일층의 소형화를 도모하면서 안전하고 고능률의 발전 시스템을 구축한다.
<해결수단>
우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239의 어느 일방 또는 쌍방을 함유하는 금속성 연료를 이용한 노심(2)과, 이 노심(2)을 수납한 원자로 용기(1)와, 원자로 용기(1) 내에 충전되고, 노심(2)에 의해 가열되는 금속 나트륨과, 노심(2)으로부터 방사되는 중성자의 실효 배증 계수를 약 1 이상으로 유지하여 노심을 임계 상태로 하는 중성자 반사체(9)를 가지는 원자로(3)를 구비한다. 원자로(3)의 외부에는 주열교환기(15)가 설치된다. 주열교환기(15)에는 원자로(3)에 의해 가열된 금속 나트륨이 공급되고, 가열된 금속 나트륨과 열교환되는 초임계 이산화탄소가 순환한다. 주열교환기(15)에 의해 가열된 초임계 이산화탄소는 터빈(20)을 구동하고, 이 터빈(20)의 구동에 의해 발전기(21)를 동작시킨다.

Description

소형 원자력 발전 시스템{COMPACT NUCLEAR POWER GENERATION SYSTEM}
본 발명은 원자력 발전 시스템에 관한 것으로, 더 상세하게는 냉각계가 적어도 1차계와 2차계로 나뉘어 있는 소형 원자력 발전 시스템에 관한 것이다.
종래, 원자력 발전 시스템에 이용되는 원자로로서, 방사선에 의해 오염되어 있지 않은 수증기로 터빈을 회전시켜 발전을 행하는 간접 사이클형의 원자로가 알려져 있다. 이런 종류의 원자로는 1차 냉각계와 2차 냉각계 사이에 증기 발생기나 열교환기를 구비하고 있다.
그런데, 대형 발전 시스템의 구축을 목적으로 한 루프형의 고속 증식로에서는, 노심을 냉각하여 가열된 1차 나트륨계(1차 냉각계)의 열을 중간 열교환기에 의해 2차 나트륨계(2차 냉각계)에 전달하고, 또한 2차 나트륨계의 열을 증발기 및 과열기에 의해 물·증기계에 전달하고 있다. 또, 원자로 용기를 크게 하여 1차 나트륨계의 펌프와 중간 열교환기를 원자로 용기 내에 받아들인 탱크형의 고속 증식로에서도, 마찬가지로 1차 나트륨계의 열을 중간 열교환기에 의해 2차 나트륨계에 전달하고, 또한 2차 나트륨계의 열을 증기 발생기에 의해 물·증기계에 전달하고 있다.
이런 종류의 대형 발전 시스템에 이용되는 원자로는, 저전열 특성의 우라늄 235 또는 플루토늄 239를 함유하는 금속 산화물을 펠릿상으로 성형한 연료를 피복관에 수납한 다수의 연료봉을 집합시킨 노심을 구비한다. 대형 원자로에 이용되는 노심은 수십개 정도의 연료봉을 묶은 연료봉 다발을 200 정도 집합시키고, 이들 연료봉의 집합체 사이에 연료의 반응 속도를 제어하기 위한 제어봉을 배치하고 있다. 이러한 제어봉을 이용한 대형 원자로에 있어서는, 제어봉의 위치를 제어하는 기구가 고장나는 등 하여 제어봉이 기능하지 않게 되면 노심의 핵반응이 폭주할 위험이 있다.
또한, 고속 증식로 이외의 원자로, 예를 들면 가압수형 경수로는 노심을 냉각하여 가열된 1차 냉각수의 열을 증기 발생기에 의해 물·증기계에 전달하고 있다. 이런 종류의 원자로에 있어서도 노내에 수납된 연료의 집합체 사이에 제어봉을 배치하여 노심의 반응 속도를 제어하도록 하고 있다.
상술한 대형 발전 시스템의 구축을 목적으로 한 루프형의 고속 증식로나 가압수형 경수로 등의 간접 사이클을 채용한 원자로에서는, 각 냉각계간의 열전달이, 서로 독립하거나, 혹은 다른 방에 수납되어 배관으로 이어진 증기 발생기나 열교환기에 의해 행해지므로, 냉각계 전체가 복잡하고 큰 것으로 되어 버린다. 특히, 발전을 목적으로 한 고속 증식로 등에서는 냉각재로서 금속 나트륨을 이용한 1차 냉각계가 다수의 루프로 구성되어 있고, 또한 그 루프의 하나하나에 2차 냉각계의 루프가 복수 접속되어 있기 때문에, 배관류, 펌프류, 열교환기나 증기 발생기 등의 수가 많아져 냉각계의 복잡화나 대형화가 현저하다.
또한, 대형 발전 시스템을 구축하는 대형 원자로에 있어서는, 연료 집합체간에 배치한 제어봉에 의해 노심의 핵반응 속도를 제어하도록 하고 있기 때문에, 제어봉의 감시 시스템이 필요하게 되는 등, 노 자체의 구조가 복잡하게 되어 버린다. 그 때문에 원자로의 제조 비용이 막대한 것으로 될 뿐만 아니라, 그 보수 관리에도 많은 인원과 감시 설비가 필요하게 되어 버린다.
또한, 루프형의 고속 증식로에 비해 냉각계의 간소화나 소형화를 도모하기 위해 탱크형의 고속 증식로가 제안되어 있다. 이런 종류의 고속 증식로에 있어서도, 노심을 냉각하기 위해 이용하는 나트륨의 위험성을 회피하기 위해, 중간 열교환기나 증기 발생기가 여전히 필요하여 냉각계의 간소화나 소형화는 충분하다고는 할 수 없다.
그래서, 냉각계의 가일층의 간소화나 소형화가 요청되고, 이들 목적을 달성하기 위해 특허문헌 1에 기재되는 것 같은 원자로가 제안되어 있다.
WO 03/007310
본 발명은 원자로 및 발전 시스템을 포함하는 시스템 전체의 일층의 소형화를 가능하게 하는 소형 원자력 발전 시스템을 제공하는 것을 목적으로 한다.
또, 본 발명은 부하 추종형으로 제어가 용이하고 또한 안전한 소형 원자력 발전 시스템을 제공하는 것을 목적으로 한다.
또한, 본 발명은 제조 비용, 보수 관리를 위한 비용의 저감을 가능하게 하는 원자력 발전 시스템을 제공하는 것을 목적으로 한다.
상술한 것 같은 목적을 달성하기 위해 제안되는 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템은, 우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239의 어느 일방 또는 쌍방을 함유하는 금속성 연료를 피복관에 봉입한 복수의 연료봉으로 이루어지는 노심과, 이 노심을 수납한 원자로 용기와, 원자로 용기 내에 충전되고, 노심에 의해 가열되는 금속 나트륨으로 이루어지는 1차 냉각재와, 노심의 주위를 둘러싸 설치되고, 노심으로부터 방사되는 중성자의 실효 배증 계수를 약 1 이상으로 유지하여 노심을 임계 상태로 하는 중성자 반사체를 구비한 원자로를 구비한다. 단, 우라늄 연료에 포함되는 우라늄 238은 중성자를 흡수하여 운전과 함께 플루토늄 238을 생성한다.
이 소형화 원자력 발전 시스템은 원자로의 외부에 주(主)열교환기가 설치된다. 주열교환기에는 원자로에 의해 가열된 1차 냉각재가 도관을 통하여 공급되고, 이 1차 냉각재와 열교환하여 가열되는 2차 냉각재가 순환한다. 본 발명에 있어서 2차 냉각재에는 초임계 이산화탄소가 이용된다. 그리고, 주열교환기에 의해 가열된 2차 냉각재에 의해 구동되는 터빈과, 이 터빈의 구동에 의해 동작하는 발전기를 구비한다.
원자로에 수납된 연료 집합체의 주위를 둘러싸 설치되는 중성자 반사체는 노심의 높이 치수보다 작은 높이로 형성되고, 이동 기구에 의해 노심의 하방측으로부터 상방측을 향해 이동된다.
그리고, 원자로의 노심은, 지르코늄과 우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239로 이루어지는 합금 또는 지르코늄과 우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239의 어느 일방으로 이루어지는 합금으로 이루어지는 금속 연료를 페라이트계 스테인리스강 또는 크롬·몰리브덴강으로 이루어지는 피복관에 봉입한 복수의 연료봉의 집합체에 의해 구성되어 있다.
또, 원자로 용기는 직경을 2m 이하로 하고 높이를 12m 이하로 하는 원통 형상으로 형성되고, 이 원자로 용기에 수납되는 노심은 연료봉의 집합체로 이루어지되, 이 연료봉은 직경을 5~15mm로 하고 그 길이를 2m 이하로 형성한다.
또한, 본 시스템은 원자로 용기에 충전된 1차 냉각재를 원자로 용기로부터 주열교환기로 순환시키는 펌프를 더 구비한다.
또, 본 발명에 관계되는 시스템은, 터빈을 구동하여 당해 터빈으로부터 배출된 2차 냉각재를 냉각하는 냉각기와, 이 냉각기에 의해 냉각된 2차 냉각재를 압축하는 압축기와, 터빈으로부터 배출된 2차 냉각재가 공급됨과 아울러, 상기 압축기에 의해 압축된 2차 냉각재가 공급되고, 이 압축기에 의해 압축된 2차 냉각재를 터빈으로부터 공급되는 2차 냉각재에 의해 가열하여 주열교환기에 반환하는 재생 열교환기를 구비한다. 2차 냉각재를 압축하는 압축기는 터빈에 의해 구동된다.
본 발명은 핵반응의 속도를 제어하기 위한 제어봉을 이용하지 않고 원자로를 구성함으로써 원자로의 소형화를 도모하고, 또한 원자로에 의해 가열되어 터빈을 구동하는 2차 냉각재로서 초임계 이산화탄소를 이용함으로써, 터빈을 포함하는 발전 시스템의 구동계의 소형화를 실현하고, 또 원자력 발전 시스템 전체의 소형화를 실현한다.
또, 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템을 구성하는 원자로는, 1차 냉각재로서 금속 나트륨을 이용함으로써, 이 발전 시스템에 접속된 부하의 전력 소비량의 변동에 추종하여 발전 출력을 변동시키는 부하 추종형 운전을 할 때에, 부하의 전력 소비량의 변동에 추종하여 핵연료의 반응도를 자동적으로 제어하는 것을 가능하게 하여 발전 시스템의 자동 운전을 가능하게 한다.
또한, 본 발명은, 연료 집합체의 높이 치수보다 작은 높이로 형성되고, 연료 집합체의 하방측으로부터 상방측을 향해 이동 가능하게 지지된 중성자 반사체는, 연료 집합체의 핵연료가 소모된 부분으로부터 소모되어 있지 않은 부분으로 이동됨으로써, 핵연료의 반응도를 제어하면서 장기간에 걸쳐 핵반응을 지속할 수 있다.
본 발명은, 원자로 용기를 직경을 2m 이하로 하고 그 높이를 12m 이하로 하고, 이 원자로 용기에 수납되는 노심을 연료봉의 집합체로 형성하되, 이 연료봉은 직경을 5~15mm로 하고 그 길이를 2.5m 이하로 형성하고 있으므로, 원자로의 소형화가 실현된다.
본 발명은 원자로 용기에 충전된 1차 냉각재를 펌프를 이용하여 순환하도록 하고 있으므로, 1차 냉각재를 구성하는 금속 나트륨을 확실히 순환시킬 수가 있다.
그리고, 본 발명은, 원자로에 있어서 가열된 1차 냉각재는, 원자로의 외부에 설치된 열교환기에 공급되어 초임계 이산화탄소로 이루어지는 2차 냉각재와 열교환을 행하도록 하고 있으므로, 열교환기 및 터빈을 포함하는 2차 냉각재의 순환계를 원자로의 외부에 설치할 수가 있어, 발전 시스템의 보수 점검을 용이하게 행할 수가 있다.
또, 터빈을 구동하는 2차 냉각재가 순환하는 순환로는 폐루프로서 구성되어 있으므로, 발전 시스템의 일층의 소형화를 실현할 수 있고, 또한 2차 냉각재의 손실을 억제할 수가 있다.
그리고, 2차 냉각재로서 초임계 이산화탄소를 이용함으로써, 발전기를 구동하는 터빈을 일층 소형화할 수 있다. 즉, 초임계 이산화탄소는 물 등에 비해 충분히 밀도가 크므로 고능률로 터빈을 구동할 수 있기 때문이다.
또한, 2차 냉각재로서 초임계 이산화탄소를 이용함으로써, 1차 냉각제를 구성하는 금속 나트륨과 접촉해도, 나트륨과 물이 반응하여 생기는 폭발과 같은 사고를 방지할 수 있어 시스템의 안전성을 향상시킬 수 있다.
도 1은 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템의 실시의 형태를 나타내는 개략 구성도이다.
도 2는 본 발명에 관계되는 원자로에 이용되는 연료봉을 나타내는 측면도이다.
도 3은 원자로의 내부를 나타내는 단면도이다.
도 4는 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템의 설치예를 나타내는 개략 구성도이다.
본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템은, 도 1에 나타내듯이, 원자로 용기(1)에 노심(2)을 장전한 원자로(3)를 구비한다.
본 실시의 형태에 있어서, 원자로 용기(1)는 직경(R1)을 2m 이하로 하고, 높이(H1)를 12m 이하로 하는 원통 형상으로 형성된다. 더 구체적으로는 원자로 용기(1)는 직경(R1)을 1.5m로 하고, 높이(H1)를 3m로 하는 원통 형상으로 형성된다.
그리고, 원자로 용기(1)에 장전되는 노심(2)은, 도 2에 나타내듯이, 우라늄 (235, 238)과 플루토늄 239를 함유하는 금속 연료를 피복관에 봉입한 복수의 연료봉(4)을 묶은 연료 집합체(5)에 의해 구성되어 있다.
본 실시의 형태에 있어서 이용되는 금속 연료는 지르코늄과 우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239의 합금으로 이루어지고, 직경을 5~15mm로 하고 높이를 10cm 이상의 봉상으로 하여 형성되어 있다. 이 금속 연료는 페라이트계 스테인리스강으로 이루어지는 피복관에 봉입되어 연료봉(4)을 구성한다.
여기서, 금속 연료가 봉입되는 피복관은 직경을 5~15mm로 하고 그 길이를 2.5m 이하로 하는 홀쭉한 원통 형상으로 형성되어 있다. 따라서, 이 피복관을 이용하여 구성된 연료봉(4)은 직경 약 9mm로 하고 그 길이를 약 1.5m로 하는 원기둥 형상으로 형성되어 있다.
그리고, 피복관에 금속 연료를 봉입하여 구성된 연료봉(4)은, 도 2에 나타내듯이, 약 50개가 하나의 다발로서 결속 밴드(4a)를 이용하여 묶여 하나의 연료 집합체(5)를 구성한다. 이 연료 집합체(5)는 약 40체가 일체화되어 연료 집합군(7)을 구성한다. 또한, 약 40체의 연료 집합체(5)는, 도 3에 나타내듯이, 그 바깥 주위에 배치된 노심 배럴(6)에 의해 일체화되어 있다. 이 연료 집합군(7)은 원자로 용기(1) 내에 장전되어 노심(2)을 구성하고 있다.
여기서, 연료 집합군(7)은 길이를 약 1.5m로 하는 연료봉(4)으로 구성되어 있으므로, 연료봉(4)과 거의 동일한 1.5m의 길이로 되어 있다. 그리고, 높이를 약 1.5m로 한 연료 집합군(7)은, 도 1에 나타내듯이, 높이(H1)를 3m로 하는 원자로 용기(1)의 저부측에 장전되므로, 원자로 용기(1)의 상부측에는 1~1.2m 정도의 공간부(1a)가 설치된다.
또한, 금속 연료는 지르코늄과 우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239의 어느 일방의 합금에 의해 형성한 것이라도 좋다.
또, 금속 연료가 봉입되어 연료봉(4)을 구성하는 피복관은 크롬·몰리브덴강에 의해 통 형상으로 형성한 것이라도 좋다.
그리고, 원자로 용기(1) 내에는 노심(2)이 임계 상태로 됨으로써 발생하는 열에 의해 가열되는 1차 냉각재(8)가 충전되어 있다. 본 실시의 형태에 있어서 1차 냉각재(8)에는 금속 나트륨이 이용된다.
또한, 원자로 용기(1) 내에는, 복수의 연료 집합체(5)가 일체화된 연료 집합군(7)의 외주측에는 중성자 반사체(9)가 배치되어 있다. 이 중성자 반사체(9)는 연료 집합군(7)과 일정 간극을 유지하여 이 연료 집합군(7)을 둘러싸도록 설치되어 있다. 그리고, 중성자 반사체(9)는 노심(2)을 구성하는 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자를 반사하여, 원자로 용기(1) 내의 중성자의 밀도를 제어하고, 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자의 실효 배증 계수를 약 1 이상으로 유지하여 노심(2)을 임계 상태로 한다.
본 발명에 이용되는 원자로(3)는 중성자 반사체(9)를 이용하여, 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자를 노심(2)측으로 반사하여, 원자로 용기(1) 내의 중성자의 밀도를 제어하고 노심(2)을 임계 상태로 하고 있으므로, 연료가 소량으로 족하여 원자로(3)의 소형화를 실현할 수 있다.
본 실시의 형태에 있어서, 중성자 반사체(9)는 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자를 반사할 수 있는 스테인리스강 등을 이용하여 형성되어 있다. 또, 중성자 반사체(9)는 일정 간격을 이격하여 배치된 내통과 외통으로 이루어지는 이중벽의 환상체로서 형성되고, 그 내부에 중성자의 반사 기능을 가지는 흑연 미립자를 충전하고 있다. 이와 같이 카본 미립자인 흑연 미립자(9a)를 내부에 충전한 중성자 반사체(9)는, 이 중성자 반사체(9)에 의해 둘러싸인 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자를 연료봉(4)을 향해 반사하고, 또한 내주측의 반사벽을 투과하는 중성자를 흑연 미립자에 충돌시켜 반사하여 노심으로 되돌린다.
또한, 흑연 등의 카본 소재는 중성자의 흡수가 적고, 또한 중성자 충돌 단면적이 비교적 크기 때문에 반사의 확률이 크다. 그래서, 흑연 미립자(9a)가 가지는 반사 확률이 크다고 하는 특징을 이용하여 중성자의 반사재로 하고 있다.
또한, 중성자 반사체(9)는 연료 집합군(7)을 둘러싸 원자로 용기 내에 배치되었을 때, 연료 집합군(7)의 외주면과 내주벽 사이에 1~10cm, 바람직하게는 1~2cm 정도의 간격이 생기는 크기를 가지는 원통 형상으로 형성되어 있다.
그런데, 노심(2)은 연료 집합군(7)의 주위에 중성자 반사체(9)가 존재하지 않을 때, 금속 연료로부터 방사되는 중성자의 밀도가 저하하여 임계 상태를 지속할 수 없다. 또, 노심(2)이 임계 상태로 되어 반응함으로써, 금속 연료에 포함되는 우라늄 235나 플루토늄 239는 소모된다.
그래서, 중성자 반사체(9)를 원자로 용기(1)에 장전된 연료봉(4)의 길이의 1/2 이하의 높이(H2)로 형성하고, 연료 집합군(7)의 상하 방향을 따라 이동 가능하게 지지한다. 그리고, 중성자 반사체(9)를 연료봉(4)의 금속 연료가 소모된 부분으로부터 소모되어 있지 않은 부분을 향해 서서히 이동시킴으로써, 노심(2)의 임계 상태를 장기간에 걸쳐 지속할 수 있다.
본 실시의 형태에 있어서, 중성자 반사체(9)는 약 40cm의 높이(H2)로 형성되어 있다. 그리고, 중성자 반사체(9)는, 도 1에 나타내듯이, 노심(2)과 평행하게 배치되고, 회전 구동 기구(10)에 의해 회전 조작되는 구동축(11)에 지지되고, 이 구동축(11)이 회전 조작됨으로써 노심(2)의 높이 방향을 따라 이동 조작된다.
또한, 구동축(11)은 원자로 용기(1)의 상부를 밀폐하는 격벽(12)을 관통하여 설치되어 있다. 그리고, 구동축(11)은 격벽(12)의 상부에 설치된 회전 구동 기구(10)에 연결되고, 이 회전 구동 기구(10)가 구동함으로써 회전되고, 중성자 반사체(9)를 노심(2)을 따라 상하로 이동 조작한다.
그리고, 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템은, 원자로(3) 내에서 가열된 1차 냉각재(8)가 공급되고, 이 1차 냉각재(8)와 열교환하여 가열되는 2차 냉각재가 순환하는 주열교환기(15)를 구비한다. 이 주열교환기(15)는 원자로 용기(1) 내에 충전된 1차 냉각재(8)가 유통하는 유통로를 구성하는 도관(16, 17)을 통하여 원자로(3)에 연결되고, 원자로(3)의 외부에 설치되어 있다.
그리고, 원자로 용기(1) 내에서 가열된 1차 냉각재(8)는 공급측의 도관(16)을 통하여 주열교환기(15)에 공급된다. 주열교환기(15)에 공급된 1차 냉각재(8)는 주열교환기(15) 내를 유통한 후, 귀환측의 도관(17)을 통하여 원자로 용기(1) 내로 귀환된다. 즉, 원자로 용기(1)에 충전된 1차 냉각재(8)는 원자로 용기(1)로부터 주열교환기(15)를 순환하는 폐루프로서 구성된 순환로 중을 유통한다.
또, 1차 냉각재(8)의 순환로 중에, 원자로 용기(1) 내에서 가열되는 1차 냉각재(8)의 대류를 가속시키는 펌프(18)가 설치되어 있다. 이 펌프(18)는 주열교환기(15)로부터 배출된 1차 냉각재(8)가 원자로 용기(1)를 향해 유통하는 유통로의 도중에 설치된다. 이와 같이 1차 냉각재(8)의 대류를 가속시키는 펌프(18)를 설치함으로써, 1차 냉각재(8)에 비교적 점성이 높은 금속 나트륨을 이용한 경우라도, 원자로 용기(1)로부터 주열교환기(15)에 이르는 순환로 중을 원활히 순환시킬 수가 있다.
그런데, 1차 냉각재(8)로서 전기적인 도체인 금속 나트륨이 이용되고 있으므로, 펌프(18)로는 전자(電磁)식의 것이 이용된다. 전자 펌프(18)는 금속 나트륨이 순환로 중을 유통할 때에 이 금속 나트륨 중에 전류를 생기게 하고, 이 전류와 전자 펌프(18)로부터의 자계의 작용에 의해 금속 나트륨이 유통하는 방향의 힘을 생기게 하여 유통을 촉진하도록 한 것이다.
그리고, 주열교환기(15) 내에는 2차 냉각재가 순환하는 전열관(19)이 설치되어 있다. 2차 냉각재는 주열교환기(15) 내의 전열관(19)을 유통할 때에, 주열교환기(15) 내에 공급되는 가열된 1차 냉각재(8)와 열접촉이 도모되어 가열된다. 본 실시의 형태에 있어서 2차 냉각재로서 초임계 이산화탄소가 이용되고 있다.
본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템은, 주열교환기(15)에 있어서 가열된 2차 냉각재인 초임계 이산화탄소에 의해 구동되는 터빈(20)과, 이 터빈(20)이 구동됨으로써 동작하는 발전기(21)를 구비한다.
또한, 본 발명에 관계되는 시스템은 터빈(20)을 구동한 초임계 이산화탄소를 냉각하는 냉각기(22)와, 이 냉각기(22)에 의해 냉각된 초임계 이산화탄소를 압축하는 압축기(23)와, 터빈(20)으로부터 배출된 초임계 이산화탄소가 공급됨과 아울러, 압축기(23)에 의해 압축된 초임계 이산화탄소가 공급되고, 이 압축기(23)에 의해 압축된 초임계 이산화탄소를 터빈(20)으로부터 공급되는 초임계 이산화탄소에 의해 가열하여 주열교환기(15)에 반환하는 재생 열교환기(24)를 구비한다.
그리고, 터빈(20)을 구동한 후 재생 열교환기(24)에 공급된 초임계 이산화탄소를 냉각기(22)에 공급하는 순환용 펌프(25)가 설치되어 있다.
재생 열교환기(24)로부터 냉각기(22)에 공급되는 초임계 이산화탄소는 냉각기(22) 내에 배치된 전열관(26) 내를 유통한다. 이 전열관(26) 내를 유통하는 초임계 이산화탄소는 냉각수 유통관(27)을 통하여 냉각기(22) 내에 공급되어 유통하는 냉각수(H20)와 열적인 접촉이 도모됨으로써 냉각된다.
냉각기(22)에 의해 냉각된 초임계 이산화탄소는 압축기(23)에 공급되어 압축된다. 또한, 압축기(23)는 연결축(28)을 통하여 터빈(20)에 연결되고, 터빈(20)의 구동에 의해 동작된다.
그리고, 압축기(23)에 의해 압축된 초임계 이산화탄소는 다시 재생 열교환기(24) 내에 배치된 전열관(29) 내에 공급된다. 재생 열교환기(24) 내의 전열관(29)에 공급된 초임계 이산화탄소는 재생 열교환기(24) 내에 터빈(20)으로부터 공급된 온도가 높은 초임계 이산화탄소와 열접촉하여 가열된다. 재생 열교환기(24)에 의해 가열된 압축 초임계 이산화탄소는 귀환로(30)를 통하여 주열교환기(15) 내의 전열관(19)으로 환류된다.
상술한 것처럼, 주열교환기(15)에 의해 가열되는 초임계 이산화탄소는 터빈(20)을 구동한 후, 냉각기(22)로부터 압축기(23), 또 재생 열교환기(24)로부터 주열교환기(15)를 순환함으로써, 가열, 팽창, 압축을 반복하면서 터빈(20)을 구동하고, 발전기(21)를 동작시켜 발전을 행한다.
다음에, 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템의 동작을 더 구체적으로 설명한다. 이 소형 원자력 발전 시스템은 운전 개시 전의 초기 상태에 있을 때, 중성자 반사체(9)가 원자로 용기(1)의 상부의 공간부(1a)에 위치되어 있다.
그리고, 운전을 개시하기 위해, 회전 구동 기구(10)를 구동하여 중성자 반사체(9)를 원자로 용기(1)의 하방측으로 이동시키고, 도 1에 나타내듯이, 노심(2)의 하방측과 대향시킨다. 중성자 반사체(9)가 노심(2)과 대향하면, 연료 집합군(7)을 구성하는 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자가 중성자 반사체(9)에 의해 반사되어 노심(2) 내의 중성자의 밀도를 올리고, 연료봉(4)으로부터 방사되는 중성자의 실효 배증 계수를 약 1 이상으로 하여 노심(2)을 임계 상태로 한다.
노심(2)이 임계 상태로 되고, 연료봉(4) 내의 연료가 반응하여 발열함으로써, 원자로 용기(1)에 충전된 1차 냉각재(8)가 가열된다. 가열된 1차 냉각재(8)는 원자로 용기(1) 내를 대류하고 공급측의 도관(16)을 통하여 주열교환기(15)에 공급된다. 주열교환기(15)에 공급된 1차 냉각재는 주열교환기(15) 내에 배치된 전열관(19)과 열접촉하여 이 전열관(19)내를 순환하는 2차 냉각재를 가열한다. 이때 2차 냉각재를 가열한 1차 냉각재(6)는 귀환측의 도관(17)의 도중에 설치한 펌프(18)에 의해 흐름이 촉진되어 주열교환기(15)로부터 원자로 용기(1) 내를 순환한다.
본 발명에서는 주열교환기(15)에서 열교환이 도모되는 1차 냉각재(8)로 금속 나트륨을 이용하면서 2차 냉각재로서 초임계 이산화탄소를 이용하고 있으므로, 전열관(19) 등이 손상되어 고온의 1차 냉각재(8)와 2차 냉각재가 직접 접촉했다고 해도 폭발 등의 위험을 확실히 회피할 수가 있다.
금속 나트륨은 600℃ 정도까지 가열되어 CO2와 접촉하면 화학적인 반응을 일으키지만, 화학적인 반응을 일으킨 경우라도, 하기 반응식에 나타내듯이, 개체로서의 탄산나트륨과 탄소를 생성할 뿐이고, 물과 반응한 것 같은 경우에 발생하는 폭발 등의 사고를 발생시키는 일도 없다.
       4Na+3CO2 → 2NaCO3+C
그런데, 원자로(3)의 노심(2)은 임계 상태로 되었을 때, 600℃~800℃로 되어 원자로 용기(1) 내의 1차 냉각재(8)를 가열한다. 그리고, 노심(2)의 발열에 의해 500℃~750℃ 정도로 가열된 1차 냉각재(8)는 펌프(18)에 의해 순환되면서 주열교환기(15)에 공급되고, 이 주열교환기(15) 내에 배치된 전열관(19)을 유통하는 초임계 이산화탄소와의 열교환을 행하여 초임계 이산화탄소를 450℃~700℃ 정도로 가열한다.
또한, 주열교환기(15) 내를 유통하는 초임계 이산화탄소는 압축기(23)에 의해 12~20MPa로 압축되어 있다.
그리고, 주열교환기(15)에 의해 가열된 초임계 이산화탄소는 상온의 대기압 분위기 중에 설치된 터빈(20) 내에 분사되면, 급격히 감압, 냉각되면서 체적을 팽창시키면서 터빈(20) 내를 유통하여 터빈(20)을 회전시킨다. 터빈(20)이 회전됨으로써 발전기(21)가 구동되어 발전을 행한다.
그런데, 12~20MPa에서 450℃~700℃로 가열된 초임계 이산화탄소는 대기 분위기 중에 설치된 터빈(20) 내에 분사되었을 때, 8.0~10MPa 정도로 감압되면서 350℃~500℃ 정도로 냉각된다. 그 결과 초임계 이산화탄소는 약 2.5배로 체적을 팽창시키면서 터빈(20)을 구동한 후 이 터빈(20)으로부터 배출된다.
이와 같이, 터빈(20)을 구동하는 초임계 이산화탄소는 터빈(20)의 입구측과 출구측에서의 팽창비가 약 2.5배 정도이므로, 2차 냉각재로서 물을 이용한 경우와 같이 초임계 이산화탄소의 출구를 크게 할 필요도 없어 터빈(20) 자체의 소형화를 실현할 수 있다.
그리고, 터빈(20) 내에 분출하여 터빈(20)을 구동하고 감압, 냉각된 초임계 이산화탄소는 재생 열교환기(24) 내에 공급되고, 이 재생 열교환기(24)를 통하여 냉각기(22)에 공급된다. 또한, 초임계 이산화탄소의 재생 열교환기(24)로부터 냉각기(22)에의 공급은 순환용 펌프(25)에 의해 행해진다.
냉각기(22)에 공급된 초임계 이산화탄소는 냉각기(22) 내의 전열관(26) 내를 유통하면서 냉각기(22) 내를 유통하는 냉각수와 열교환하여 임계점 근방까지 냉각된다. 여기서, 냉각기(22)에 공급되는 초임계 이산화탄소는 8.5~10MPa의 압력을 유지하고 있다. 그리고, 냉각기(22)는 압력을 8.5~10MPa로 하는 초임계 이산화탄소를 임계점 근방의 35℃ 정도까지 냉각시킨다.
냉각기(22)로 임계점 근방까지 냉각된 초임계 이산화탄소는 압축기(23)에 공급되어 12~20MPa까지 압축된다.
그런데, 임계점 근방에 있는 초임계 이산화탄소는 임계점 이하의 압력 또는 온도에 있는 이산화탄소에 비해, 같은 압축비를 달성할 때에 필요하게 되는 일량을 큰 폭으로 저감할 수 있으므로, 이 초임계 이산화탄소를 압축하는 압축기(23)의 일량을 저감할 수 있다. 본 발명에 있어서, 압축기(23)는 발전기(21)를 구동하는 터빈(20)에 의해 구동되고 있으므로, 발전기(21)를 구동하기 위해 이용하는 에너지를 상대적으로 증가시킬 수 있다. 그 결과 터빈(20)의 발전기(21)를 구동하는 에너지의 비율을 크게 하여 발전 효율을 향상시킬 수 있다.
또, 압축기(23)에 의해 압축된 초임계 이산화탄소는 재생 열교환기(24) 내의 전열관(29)에 공급되고, 터빈(20)으로부터 분사하여 재생 열교환기(24) 내에 공급되는 350℃~500℃ 정도의 온도를 가지는 초임계 이산화탄소와 열교환되어 250℃~350℃ 정도로 예비 가열된다. 이 예비 가열된 초임계 이산화탄소는 다시 주열교환기(15)로 귀환되고, 원자로(3)에서 가열된 1차 냉각재인 금속 나트륨과 열교환하여 가열된다.
이와 같이, 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템은 터빈(20)의 구동에 이용된 초임계 이산화탄소를 냉각, 압축하고, 또 예비 가열하고, 재차 가열하여 터빈(20)의 구동을 하여 발전기(21)를 동작시키도록 하고 있으므로, 고능률의 발전 시스템을 구축할 수 있다.
또한, 발전 시스템을 구동하는 원자로는 직경을 2m 이하로 하고, 그 높이를 12m 이하로 하는 원자로 용기를 이용하여 구성되어 있으므로, 소형의 장치로서 구성할 수 있다. 따라서, 이 원자로를 포함하는 원자력 발전 시스템의 소형화를 실현할 수 있다.
또한, 본 실시의 형태에서는 초임계 이산화탄소가 주열교환기(15)로부터 터빈(20)으로 유통하는 유통로의 도중, 및 터빈(20)으로부터 재생 열교환기(24)로 유통하는 유통로의 도중에는, 원자로(3)를 포함하는 원자로 시스템으로부터, 초임계 이산화탄소에 의해 구동되는 터빈(20)을 격리하는 격리 밸브(31, 32)가 설치되어 있다. 이들 격리 밸브(31, 32)를 설치함으로써, 초임계 이산화탄소의 원자로 시스템측으로의 유통을 차단하여 터빈(20)을 원자로(3)로부터 격리할 수가 있으므로, 터빈(20)을 포함하는 발전 시스템의 보수 점검을 안전하고 또한 용이하게 행할 수가 있다.
또, 본 발명은 발전 시스템에 접속된 부하의 전력 소비량의 변동에 추종하여, 원자로(3)의 연료의 반응도를 자동적으로 제어하면서 운전을 행하는 부하 추종형 운전을 행하는 원자력 발전 시스템에 적용하여 유용하게 된다.
본 발명에서는 원자로의 1차 냉각재로서 금속 나트륨을 이용하고 있다. 금속 나트륨은 발전 시스템에 접속된 부하의 전력 소비량의 증가에 추종하여 발전 출력을 크게 하도록 연료의 반응도가 오르면 온도를 올리면서 밀도를 내린다. 그리고, 연료의 반응에 의해 발생하는 중성자수의 누설도가 향상되어 자동적으로 연료의 반응도가 저하한다. 역으로, 발전 시스템의 발전 출력이 저하하면, 금속 나트륨은 온도를 내리면서 밀도를 올리고, 연료의 반응에 의해 발생하는 중성자수의 누설도를 저하시켜 자동적으로 연료의 반응도가 향상된다. 이와 같이, 1차 냉각재로서 금속 나트륨을 이용함으로써, 발전 시스템에 접속된 부하의 전력 소비량의 변동에 추종하여 핵연료의 반응도를 자동적으로 제어하는 것이 가능하게 되므로, 제어봉을 사용하지 않고 부하 추종형 운전을 행하는 원자력 발전 시스템에 적용할 수가 있다.
또, 본 발명에 관계되는 소형 원자력 발전 시스템은, 원자로(3) 및 주열교환기(15)와, 원자로(3)의 운전을 제어하는 기구를 포함하는 원자로 주변 시스템(A)과, 주열교환기(15)에서 열교환되어 가열된 초임계 이산화탄소에 의해 구동되는 터빈(20)과, 이 터빈(20)에 의해 동작되는 발전기(21)를 포함하는 발전 시스템(B)은, 초임계 이산화탄소가 유통하는 도관을 통하여 관련되어 있을 뿐이므로, 서로 분리 독립한 시스템으로서 설치할 수 있다.
그래서, 도 4에 나타내듯이, 원자로 주변 시스템(A)을 예를 들면 지하의 콘크리트제 건물(32)에 설치하고, 발전 시스템(B)을 지상의 건물(33)에 설치한다. 이와 같이, 원자로 주변 시스템(A)과 발전 시스템(B)을 분리하여 설치함으로써, 방사선 피폭량을 저감하고 안전을 보증하여, 터빈(20)을 포함하는 발전 시스템(B)의 보수 점검을 가능하게 한다.
1: 원자로 용기 2: 노심
3: 원자로 8: 1차 냉각재
9: 중성자 반사체 10: 회전 구동 기구
11: 구동축 15: 주열교환기
16, 17: 도관 20: 터빈
21: 발전기 22: 냉각기
23: 압축기 24: 재생 열교환기
25: 순환용 펌프

Claims (7)

  1. 지르코늄, 우라늄 (235, 238) 및 플루토늄 239를 함유하는 합금으로 이루어지는 금속 연료가 페라이트계 스테인리스강 또는 크롬·몰리브덴강으로 이루어지는 피복관에 봉입되고, 직경을 5~15mm로 하고 그 길이를 2.5m 이하로 형성한 연료봉을 복수 묶어 일체화하여 이루어지는 연료 집합체를 복수 구비하는 노심과,
    직경을 2m 이하로 하고 높이를 12m 이하로 하는 원통 형상으로 형성됨과 아울러, 저부측에 상기 연료 집합체가 장전되고, 상부측에 1m 이상의 높이의 공간부가 설치된 원자로 용기와,
    상기 원자로 용기 내에 충전되고, 상기 금속 연료의 반응도에 따라 온도를 가변시킴과 아울러 그 밀도를 변화시키고, 상기 금속 연료의 반응도를 자동적으로 제어하는 금속 나트륨으로 이루어지는 1차 냉각재와,
    상기 노심의 바깥 주위를 둘러싸 설치되고, 상기 노심의 금속 연료로부터 방사되는 중성자를 상기 금속 연료측으로 반사하여, 상기 금속 연료로부터 방사되는 중성자의 실효 배증 계수를 약 1 이상으로 유지하여 상기 금속 연료를 임계 상태로 하는 중성자 반사체를 구비하고,
    상기 중성자 반사체는, 상기 원자로 용기의 상부측에 설치된 공간부의 높이보다 낮은 높이로서 상기 연료봉의 높이의 1/2 이하의 높이로 형성됨과 아울러, 상기 연료봉의 높이 방향으로 이동 가능하게 지지되고, 이동 기구에 의해 상기 노심의 하방측으로부터 상방측을 향해 이동 조작됨으로써, 상기 노심의 금속 연료와 대향하는 위치를 하방측으로부터 상방측을 향해 이동되고, 상기 금속 연료를 하방측으로부터 상방측을 향해 순차 임계 상태로 하는 원자로와,
    상기 원자로의 외부에 설치되고, 상기 원자로에 의해 가열된 상기 1차 냉각재가 도관을 통하여 공급됨과 아울러, 상기 1차 냉각재와 열교환되어 가열되는 초임계 이산화탄소로 이루어지는 2차 냉각재가 순환하는 주열교환기와,
    상기 주열교환기에 의해 가열되어 순환하는 상기 초임계 이산화탄소로 이루어지는 상기 2차 냉각재에 의해 구동되는 터빈과,
    상기 2차 냉각재에 의해 구동되는 터빈에 의해 구동되는 발전기를 구비하는 것을 특징으로 하는 소형 원자력 발전 시스템.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 중성자 반사체를 이동 조작하는 이동 기구는, 상기 중성자 반사체를 상기 노심의 상하 방향으로 이동 가능하게 지지하는 회전 구동축과, 상기 회전 구동축을 회전 조작하는 회전 구동 기구로 이루어지는 것을 특징으로 하는 소형 원자력 발전 시스템.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서,
    상기 원자로 용기에 충전된 상기 1차 냉각재를 상기 원자로 용기로부터 상기 주열교환기로 순환시키는 펌프를 더 구비하는 것을 특징으로 하는 소형 원자력 발전 시스템.
  4. 제1항 또는 제2항에 있어서,
    상기 터빈을 구동하고 팽창하여 당해 터빈으로부터 배출된 상기 2차 냉각재를 임계점 이상으로서 임계점 근방의 온도까지 냉각하는 냉각기와,
    상기 냉각기에 의해 냉각되어 공급되는 상기 2차 냉각재를 압축하는 압축기와,
    상기 터빈을 구동하고 팽창하여 당해 터빈으로부터 배출된 2차 냉각재가 공급됨과 아울러, 상기 압축기에 의해 압축된 상기 2차 냉각재가 공급되고, 상기 압축기에 의해 압축된 2차 냉각재를 상기 터빈으로부터 공급되는 2차 냉각재에 의해 가열하여 상기 주열교환기에 반환하는 재생 열교환기를 구비하는 것을 특징으로 하는 소형 원자력 발전 시스템.
  5. 제4항에 있어서,
    상기 압축기는 상기 터빈에 의해 구동되는 것을 특징으로 하는 소형 원자력 발전 시스템.
  6. 삭제
  7. 삭제
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Families Citing this family (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20150089949A1 (en) * 2013-10-01 2015-04-02 L'air Liquide, Societe Anonyme Pour L'etude Et L'exploitation Des Procedes Georges Claude Closed loop supercritical carbon dioxide power cycle
US9067785B2 (en) * 2013-10-01 2015-06-30 L'Air Liquide Société Anonyme Pour L'Étude Et L'Exploitation Des Procedes Georges Claude Integration of a closed loop supercritical carbon dioxide power cycle in a steam methane reformer
JP5838511B2 (ja) * 2014-03-25 2016-01-06 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
KR101588827B1 (ko) 2015-02-06 2016-01-27 최일호 소형 원자력 발전소
KR101629657B1 (ko) * 2015-02-06 2016-06-13 한국과학기술원 초소형 발전 모듈
JP2016156729A (ja) * 2015-02-25 2016-09-01 株式会社 シー・アール・ワイ 原子炉
RU2696594C2 (ru) * 2015-04-02 2019-08-05 Клир Инк. Малогабаритная система производства ядерной энергии с режимом следования за нагрузкой с использованием тепловой деформации отражателя, вызванной явлением теплового расширения
JP5967790B1 (ja) * 2015-04-02 2016-08-10 株式会社クリア 熱膨張現象による反射体の熱変形を利用した負荷追随型小型原子力発電システム
CN105261404A (zh) * 2015-11-19 2016-01-20 中国核动力研究设计院 采用超临界二氧化碳工质的钠冷快堆发电系统
EP3336851A4 (en) * 2015-12-15 2019-05-15 Clear Inc. CORE REACTOR SYSTEM FOR DELETING RADIOACTIVITY
EP3435383B1 (en) * 2016-04-26 2021-01-20 Clear Inc. Load-following small nuclear reactor system using liquid metal primary coolant
CN106677849A (zh) * 2016-12-29 2017-05-17 中科瑞华原子能源技术有限公司 采用超临界co2工质液态重金属冷却反应堆发电装置
KR101988265B1 (ko) * 2017-05-24 2019-06-12 한국원자력연구원 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CN109427421A (zh) * 2017-08-27 2019-03-05 南京乐朋电子科技有限公司 一种小型核能发电装置
RU2674268C1 (ru) * 2017-09-12 2018-12-06 Федеральное государственное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Способ контроля периода, мощности и реактивности ядерного реактора и устройство для его осуществления
US11424046B2 (en) * 2018-12-05 2022-08-23 Westinghouse Electric Company Llc Electronic enclosure with neutron shield for nuclear in-core applications
CN109441582B (zh) * 2019-01-11 2023-09-22 哈尔滨电气股份有限公司 小型钠堆的再压缩循环紧凑式超临界二氧化碳循环供能系统
CN109616229A (zh) * 2019-01-11 2019-04-12 哈尔滨电气股份有限公司 用于钠冷快堆的梯级供热超临界二氧化碳循环热电联供系统
CN110534210B (zh) * 2019-08-31 2021-11-19 华南理工大学 一种可长途运输的气冷小堆及其安全控制方法
CN112865606B (zh) * 2020-12-08 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种碱金属反应堆电源
KR102632044B1 (ko) * 2022-03-02 2024-01-31 한국수력원자력 주식회사 소형 연료집합체를 포함하는 소형모듈원전

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008292161A (ja) * 2007-05-22 2008-12-04 Japan Atomic Energy Agency 核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置
US20100303193A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CH488103A (de) * 1968-04-24 1970-03-31 Siemens Ag Gasturbinenkraftwerk zur Ausnutzung der durch Kernspaltung bzw. Verbrennung fossiler Brennstoffe erzeugten Wärme
US4971753A (en) * 1989-06-23 1990-11-20 General Electric Company Nuclear fuel element, and method of forming same
JPH03282396A (ja) * 1990-03-30 1991-12-12 Toshiba Corp 原子炉の出力調整装置
FR2665290B1 (fr) * 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
JP2835161B2 (ja) * 1990-07-24 1998-12-14 株式会社東芝 高速増殖炉
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
JP3126502B2 (ja) * 1992-07-30 2001-01-22 株式会社東芝 反射体制御方式の原子炉
JPH0815473A (ja) * 1994-07-05 1996-01-19 Toshiba Corp 高速炉の反射体駆動装置
JP3530939B2 (ja) * 2001-08-09 2004-05-24 東京工業大学長 原子炉プラント
JP2003028975A (ja) 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
JP2005049135A (ja) * 2003-07-30 2005-02-24 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子力プラント
JP4825478B2 (ja) * 2005-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 高速炉
JP2007107907A (ja) * 2005-10-11 2007-04-26 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高温ガス炉システム及び中間熱交換システム
US7685820B2 (en) * 2006-12-08 2010-03-30 United Technologies Corporation Supercritical CO2 turbine for use in solar power plants
JP2008191069A (ja) * 2007-02-07 2008-08-21 Toshiba Corp 反射体制御方式高速炉の中性子検出器設置方法及び運転方法、並びに反射体制御方式高速炉
JP4825763B2 (ja) * 2007-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
CN101656119A (zh) * 2008-08-18 2010-02-24 河南省长葛市新能源研究所 Co2工质联产重水堆核能低温发电装置
US8767902B2 (en) * 2010-02-22 2014-07-01 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008292161A (ja) * 2007-05-22 2008-12-04 Japan Atomic Energy Agency 核熱利用コンパクト型コジェネレーション装置
US20100303193A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors

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