KR102128532B1 - 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉 - Google Patents

디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉 Download PDF

Info

Publication number
KR102128532B1
KR102128532B1 KR1020190135740A KR20190135740A KR102128532B1 KR 102128532 B1 KR102128532 B1 KR 102128532B1 KR 1020190135740 A KR1020190135740 A KR 1020190135740A KR 20190135740 A KR20190135740 A KR 20190135740A KR 102128532 B1 KR102128532 B1 KR 102128532B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
nuclear fuel
absorber
flammable
combustible
fuel rod
Prior art date
Application number
KR1020190135740A
Other languages
English (en)
Inventor
김용희
장성동
하 누옌 수안
Original Assignee
한국과학기술원
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한국과학기술원 filed Critical 한국과학기술원
Priority to KR1020190135740A priority Critical patent/KR102128532B1/ko
Priority to US16/797,309 priority patent/US11133115B2/en
Priority to EP20159606.1A priority patent/EP3817007B1/en
Priority to CN202010177337.5A priority patent/CN111863290B/zh
Priority to JP2020050813A priority patent/JP6786134B1/ja
Application granted granted Critical
Publication of KR102128532B1 publication Critical patent/KR102128532B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/02Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/045Pellets
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/18Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • Y02E30/38
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/901Fuel

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

적어도 하나 이상의 핵연료 소결체 및 상기 핵연료 소결체를 둘러싸는 피복관을 포함하는 핵연료 봉에 있어서, 상기 핵연료 봉은 피복관 내부에 가연성흡수체를 포함하고, 상기 가연성흡수체는, 가연성 흡수 물질 및 상기 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하는 핵연료 봉이 개시된다.

Description

디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉{Disk-type Burnable Absorber for Nuclear Reactor Fuel}
가연성흡수체를 포함하는 핵연료 봉에 관한 것이다.
원자력 발전소는 핵반응에 의해 생성되는 원자력 에너지를 이용하여 전기를 생산해내는 발전소를 일컫는다. 핵분열 연쇄 반응에 기초한 상용 원자력 발전소는 중성자를 감속시키는 방법과 그에 따른 중성자 에너지에 따라 가압 경수로(PWR : Pressurized Water Reactor), 가압 중수로(PHWR : Pressurized Heavy Water Reactor), 비등 경수로(BWR : Boiling Water Reactor) 및 고속로(FR : Fast Reactor) 등으로 분류된다. 핵분열 연쇄 반응의 기본 원리는 우라늄 235(U-235)와 같은 핵분열성 물질이 중성자 하나를 흡수하여 불안정해지면서 평균 2.5개의 중성자와 에너지를 방출하고, 이때 새롭게 생성된 평균 2.5개의 중성자가 다른 핵분열을 야기하게 되면서 생성되는 에너지가 기하급수적으로 증가할 수 있게 하는 것으로 설명 가능하다.
원자력 발전소의 원자로 내부에서는 핵분열에 사용되는 중성자의 수를 인위적으로 조절하여 핵분열 연쇄반응을 필요한 만큼 통제하는 방식으로 전기를 생산해내는데, 흡수되거나 누설되어 중성자가 손실되는 양보다 핵분열 반응에 의해 생성되는 양이 많으면 '초임계' 적으면 '미임계' 같으면 '임계' 상태라고 정의한다. 이러한 핵분열 연쇄반응의 정도를 물리적 수치로 나타낸 것을 '반응도'라 하는데 반응도가 양의 값이면 '초임계' 음의 값이면 '미임계' 0인 경우 '임계' 상태임을 나타낸다.
일반적인 경수로의 경우, 우라늄 235가 일정부분 농축된 우라늄 기반의 핵분열성 물질은 핵연료 펠렛(pellet) 형태로 가공되어 한 다발의 핵연료 집합체 형식으로 원자로 내부에 장전된다. 일정한 주기마다 원자로 내부에 잔존하는 오래된 핵연료 집합체들 중 일부를 인출하고 새로운 핵연료 집합체를 장전하는 방식으로 원자로 설계수명 동안 운용된다. 이때, 원자로 주기 초에 새롭게 핵연료를 장전한 후, 아무런 반응도 조절 없이 원자로를 가동한다면 원자로는 '초임계' 상태가 되며, 이때의 반응도 값을 '잉여반응도'라고 정의한다. '잉여반응도'는 통상 원자로 주기 초에 가장 높고 핵연료가 연소됨에 따라 점점 낮아져 주기 말에는 '임계' 상태에 가까워지게 된다. 실질적인 원자로 운용에서는 주기 동안 적절하게 '잉여반응도'를 조절하여 인위적으로 '임계 상태'를 유지시키는 것이 바람직하다.
통상의 원자로에서는 중성자를 흡수하는 물질로 이루어진 제어봉의 기계적인 삽입 혹은 인출을 통해 잉여반응도를 조절한다. 하지만 잉여반응도가 크다면 제어봉의 기계적 움직임 역시 함께 커져야 하고 이로 인한 반응도 조절의 불확실도 증가는 물론 사고의 위험성도 증가할 수 있다. 따라서 통상의 원자로에서는 다른 방법을 이용해 잉여반응도를 낮춘 후 제어봉을 이용해 추가적인 반응도 제어를 하게 된다. 잘 알려진 방법 중 하나는 냉각재에 붕산수를 섞는 방법이다.
하지만 이 방법은 붕산수로 인해 감소된 냉각재의 pH를 중화하기 위해 LiH를 냉각재에 다시 혼합하는데 LiH와 중성자가 반응하면서 많은 양의 삼중수소를 생성할 뿐만 아니라 냉각재에 붕산수가 혼합되면 원자로 고유 안전인자의 하나인 감속재 온도 계수가 증가되어 심각한 경우 양의 값이 되기도 한다. 따라서 이 방법은 붕산수의 농도조절이나 붕산수를 냉각재에 혼합하기 위한 복잡한 시설을 요구할 뿐만 아니라 원자로의 고유 안전성을 악화시키며 붕산수는 그 자체로 원자로의 구조물을 부식시키는 특성을 가지고 있다.
따라서, 일반적인 경수로에서는 가연성 흡수 물질을 적용하는 개념을 도입하여 최대한 저붕산 환경의 운전을 가능하게 만드는 것을 목표로 원자로의 고유 안전성을 향상시키는 방향으로 발전해왔다. 가연성 흡수 물질이란, 흡수 물질이 중성자를 흡수한 후 더 이상 중성자를 흡수하지 않는 물질로 변환되어 원자로 주기 초에서 주기 말로 시간이 경과될수록 중성자 흡수 물질로서의 역할을 하지 못하게 되는 흡수체를 의미한다. 통상적으로 사용되는 가연성 흡수 물질을 적용하는 개념들은 핵연료 주위에 장전하거나 핵연료 물질에 섞어 장전하는 방식으로 사용된다. 대표적인 예시로 핵연료 펠렛(pellet) 외부에 가연성흡수체를 코팅하는 IFBA(Integral Fuel Burnable Absorber) 및 Gd2O3 혹은 Er2O3와 같은 가연성흡수체를 핵연료와 균질하게 혼합하여 사용하는 방식이 있다.
이러한 기존 방법들의 대부분은 설계의 유연성이 낮아서 일반적인 경수로 환경에서 저붕산 환경의 운전만 가능하도록 최적화 될 뿐, 초저붕산 혹은 무붕산 환경을 조성하는 것에는 분명한 한계점이 존재한다. 때문에 최근 카이스트에서는 가연성흡수체(Gd2O3)를 핵연료 펠렛 내부에 위치시킴에 따라 설계의 유연성을 보장하고, 물리적으로는 자체차폐(self-shielding) 현상을 활용하여 가연성흡수체가 매우 천천히 연소되어 원자로 주기 동안 잉여반응도를 효율적으로 조절할 수 있는 CSBA(Centralized-shielded Burnable Absorber)를 제안하였다. CSBA가 장전된 핵연료 펠렛은 기존의 가연성흡수체 개념들과 현 가압경수로 환경에서 비교하였을 때, 핵연료 내부에 보다 오래도록 잔존하여 잉여반응도를 효과적으로 조절할 수 있다는 장점이 여러 연구결과들을 통해 입증되었다. 또한, 모든 핵연료 펠렛에 CSBA를 삽입하고 동시에 CSBA의 개수를 달리하여 다배치 노심설계에서도 잉여반응도를 최적화 할 수 있음이 입증되었다. 제작 가능성 관점에서도 다양한 연구를 통해 CSBA가 삽입된 핵연료 펠렛을 제작할 수 있음을 그리고 다양한 온도 환경에서도 핵연료 건전성이 보장됨이 입증되었다. 결론적으로, 자체차폐 현상을 활용한 가연성흡수체의 개념은 잉여반응도를 효율적으로 조절함으로써 원자로의 초저붕산 혹은 무붕산 운전 환경을 조성할 수 있으므로 원자로의 고유 안전성을 극대화 할 수 있다는 것을 기존 CSBA의 연구를 통해 확인 하였다.
하지만, 이러한 장점들이 있음에도 불구하고 다양한 개수의 CSBA가 혼용되는 상황에서의 핵연료 집합체 관리의 복잡성, 중성자 조사 환경에서의 CSBA가 삽입된 핵연료 펠렛의 건전성 문제, 기존 핵연료 펠렛 제조방식의 변경으로 인한 실제 상용 원자로의 적용 가능성 등의 현실적인 한계점이 존재한다. 본 특허에서는 앞서 설명한 기존의 가연성흡수체들의 고유한 한계점들을 해결하고 동시에 CSBA와 유사한 좋은 성능을 지니면서 제작이 간편한 새로운 가연성흡수체 활용 기술이 제안되었다.
이처럼 현재의 가압 경수로에 대해서는 그 특성에 맞는 다양한 가연성흡수체의 기술이 이미 개발되었고 그 성능이 충분히 검증된 상태이다. 하지만 현재의 상용 원자로의 고유 안전성 및 경제성을 현저하게 향상시킬 수 있는 초저붕산 혹은 무붕산 운전 환경을 조성하는 것과 더 나아가 미래형 장주기 가압 경수로 및 SMR(Small and medium sized or modular reactor)에 대한 요구들을 충족 시키기 위해서는 기존의 다양한 가연성흡수체들은 그 한계점이 명확히 나타나기 때문에, 각각의 특성에 맞는 새로운 개념의 가연성흡수체 개념이 필요한 실정이다. 구체적인 미래형 원자로들에 대한 요구 사항들은 보다 간단하고 경제적인 가연성흡수체 기술, 초저붕산 혹은 무붕산 노심구현, 경제적인고 안전한 24개월 장주기 운전, 현 4~5% 정도의 U-235 농축도를 소폭 증가시켜 초장주기 운전 달성 등으로 요약할 수 있다.
이에, 본 발명의 일 측면에서는 자체차폐 현상을 활용하여 원자로의 잉여반응도를 효과적으로 조절하여 기존의 가연성흡수체 장치의 단점을 최소화하여 상용 원자로의 고유 안전성 및 경제성을 향상시키면서 동시에 미래형 경수로 및 SMR에 적용 가능한 새로운 가연성흡수체 활용 방식을 제공하고자 한다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명의 일 측면에서
적어도 하나 이상의 핵연료 소결체 및 상기 핵연료 소결체를 둘러싸는 피복관을 포함하는 핵연료 봉에 있어서,
상기 핵연료 봉은 피복관 내부에 가연성흡수체를 포함하고,
상기 가연성흡수체는,
가연성 흡수 물질 및
상기 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하는 핵연료 봉이 제공된다.
또한, 본 발명의 다른 측면에서
적어도 하나 이상의 핵연료 소결체 및 상기 핵연료 소결체를 둘러싸는 피복관을 포함하는 핵연료 봉에 있어서,
상기 핵연료 봉은 핵연료 소결체 및 디스크 형태의 가연성흡수체가 교대로 적층된 구조이며,
상기 가연성흡수체는 디스크 형태의 가연성 흡수 물질 및 상기 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하고,
상기 핵연료 소결체는 상부 및 하부에 홈(dish)이 형성된 핵연료 봉이 제공된다.
나아가, 본 발명의 다른 일 측면에서
가연성 흡수 물질 및 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하는 가연성흡수체를 준비하는 단계; 및
피복관에 적어도 하나 이상의 핵연료 소결체와 적어도 하나 이상의 가연성흡수체를 교대로 적층하는 단계;를 포함하는 핵연료 봉의 제조방법이 제공된다.
더욱 나아가,
상기의 핵연료 봉을 포함하는 원자로가 제공된다.
본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉은 핵연료와 구분하여 적절하게 장전하는 형태의 가연성흡수체가 도입된 것으로, 가연성흡수체의 디자인을 자유롭게 설정하여 체적 대비 표면적의 비율을 결정할 수 있고, 그에 따른 물리적인 특성인 자체차폐 효과를 최적화할 수 있다. 또한, 가연성흡수체로 가연성 흡수 물질과 피복재로 구성함으로써 중성자흡수체의 위치를 고정하고 가돌리늄(Gd)과 같이 용융점이 상대적으로 낮은 금속형 가연성흡수체 물질들에 대해서도 원자로 운용시 잉여반응도 조절에 직접 사용될 수 있는 가능성을 제공한다. 상대적으로 용융점이 높은 피복재로 가연성 흡수물질을 동봉함으로써 만일 원자로의 비정상적인 환경에서 가연성 흡수물질이 용융된다 할지라도 피복재 내부에 잔존시켜 가연성 흡수물질의 유실을 막을 수 있는 효과를 기대할 수 있다. 또한, 핵연료 펠렛 사이에 적재되는 가연성흡수체에 열전도 성능이 좋은 피복재를 적용함으로써 핵연료 펠렛에서 생성되는 열이 가연성흡수체를 통해 냉각재로 보다 효율적으로 전달되어 원자로 운용시 형성되는 핵연료 펠렛의 최고 온도를 낮출 수 있는 효과가 있다.
도 1은 종래 기술에 따른 핵연료 봉의 일례를 나타낸 개념도이고;
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 봉을 나타낸 개념도이고;
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 가연성흡수체를 나타낸 개념도이고;
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 봉을 나타낸 평면도이고;
도 5는 실시예 1(DiBA), 대조군(No BA (7 wt% UO2)), 비교예 1(3-ball CSBA) 및 비교예 2(2-ball CSBA)의 반응도 제어 성능을 비교한 그래프이고;
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 봉을 나타낸 평면도이고;
도 7은 핵연료 소결체 및 가연성흡수체의 중심 영역부터 반경 방향으로의 온도분포를 나타낸 것이고;
도 8은 가연성흡수체가 포함된 핵연료 봉의 축 및 반경 방향으로의 온도분포를 나타낸 것이다.
아래에서는 첨부한 도면을 참조하여 본원이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 본 발명의 실시예를 상세히 설명한다. 그러나 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 그리고 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 유사한 부분에 대해서는 유사한 도면 부호를 붙였다.
본 발명의 명세서 전체에서, 어떤 부분이 다른 부분과 "연결"되어 있다고 할 때, 이는 "직접적으로 연결"되어 있는 경우뿐 아니라, 그 중간에 다른 소자를 사이에 두고 "전기적으로 연결"되어 있는 경우도 포함한다.
본 발명의 명세서 전체에서, 어떤 부재가 다른 부재 "상에" 위치하고 있다고 할 때, 이는 어떤 부재가 다른 부재에 접해 있는 경우뿐 아니라 두 부재 사이에 또 다른 부재가 존재하는 경우도 포함한다.
본 발명의 명세서 전체에서, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함" 한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성 요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다. 본 발명의 명세서 전체에서 사용되는 정도의 용어 "약", "실질적으로" 등은 언급된 의미에 고유한 제조 및 물질 허용 오차가 제시될 때 그 수치에서 또는 그 수치에 근접한 의미로 사용되고, 본 발명의 이해를 돕기 위해 정확하거나 절대적인 수치가 언급된 개시 내용을 비양심적인 침해자가 부당하게 이용하는 것을 방지하기 위해 사용된다. 본 발명의 명세서 전체에서 사용되는 정도의 용어 "~(하는) 단계" 또는 "~의 단계"는 "~ 를 위한 단계"를 의미하지 않는다.
본 발명의 명세서 전체에서, 마쿠시 형식의 표현에 포함된 "이들의 조합"의 용어는 마쿠시 형식의 표현에 기재된 구성 요소들로 이루어진 군에서 선택되는 하나 이상의 혼합 또는 조합을 의미하는 것으로서, 상기 구성 요소들로 이루어진 군에서 선택되는 하나 이상을 포함하는 것을 의미한다.
본 발명의 일 측면에서
적어도 하나 이상의 핵연료 소결체(11) 및 상기 핵연료 소결체를 둘러싸는 피복관(12)을 포함하는 핵연료 봉(10)에 있어서,
상기 핵연료 봉(10)은 피복관(12) 내부에 가연성흡수체(13)를 포함하고,
상기 가연성흡수체(13)는,
가연성 흡수 물질(13a) 및
상기 가연성 흡수 물질(13a)을 둘러싸는 피복재(13b)를 포함하는 핵연료 봉(10)이 제공된다.
이때, 본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉(10)을 도 2 및 도 3의 모식도를 통해 나타내었으며,
이하, 도 2 및 도 3의 모식도를 참조하여 본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉(10)에 대하여 상세히 설명한다.
먼저, 자체차폐 현상을 가연성 흡수 물질 내부에서 설명하자면 다음과 같다. 가연성 흡수 물질 표면에서부터 침투하는 중성자는 가연성 흡수 물질 표면에서 먼저 반응하여 그 위치의 가연성 흡수 물질을 중성자를 흡수하지 않는 물질로 변환시킨다. 이때, 표면에서부터 침투하는 중성자의 수가 가연성 흡수 물질과 차차 반응하면서 가연성 흡수 물질 내부로 들어갈수록 중성자의 수가 감소하게 되는데 이를 자체차폐 현상이라 한다. 이러한 자체차폐 현상으로 인해 가연성 흡수 물질 내부에서는 중성자를 흡수할 수 있는 확률이 낮아지게 되면서 전체적으로 가연성 흡수 물질의 연소를 느리게 만드는 효과가 있다. 결과적으로 동일한 부피를 갖는 가연성흡수체의 표면적이 적을수록 자가차폐가 강화되어 가연성흡수체가 보다 천천히 연소되는 효과를 제공한다.
본 발명의 일 측면에서는 핵연료와 공간적으로 구분하여 적절하게 장전하는 형태의 가연성흡수체를 제공한다. 새롭게 제안되는 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 봉은 가연성흡수체의 디자인을 자유롭게 설정하여 체적 대비 표면적의 비율을 결정할 수 있고, 그에 따른 물리적인 특성인 자체차폐 효과를 최적화할 수 있다는 장점을 지닌다.
도 1에 일반적인 핵연료 봉(1)의 개념도를 나타내었으며, 도 2에 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 봉(10)의 개념도를 나타내었고, 도 3에 본 발명의 일 실시예에 따른 가연성흡수체(13)의 개념도를 나타내었다.
도 2의 개념도를 참조하여 설명하면, 본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉(10)은 핵연료 소결체(11) 및 가연성흡수체(13)가 피복관(12) 내부에 형성되고, 상기 가연성흡수체는 핵연료 소결체 사이에 삽입된 형태일 수 있다. 상기 핵연료 소결체는 통상적인 펠렛 형태일 수 있다.
구체적인 일례로, 상기 가연성흡수체(13)는 가연성 흡수 물질(13a) 및 상기 가연성 흡수 물질(13a)을 둘러싸는 피복재(13b)를 포함하고, 도 3의 개념도에 나타낸 바와 같이, 상기 가연성흡수체(13)는 디스크 형태인 것이 바람직하다. 상기 가연성흡수체가 디스크 형태라는 것은 디스크 형태의 가연성 흡수 물질 및 상기 디스크 형태의 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재로 형성된 가연성흡수체를 의미할 수 있다.
본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉(10)은 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하는 가연성흡수체를 포함함으로써, 또한, 가연성흡수체로 가연성 흡수 물질과 피복재로 구성함으로써 가돌리늄(Gd)과 같이 용융점이 상대적으로 낮은 가연성흡수체 물질들에 대해서도 원자로 운용시 잉여반응도 조절에 직접 사용될 수 있는 가능성을 제공한다. 상대적으로 용융점이 높은 피복재로 가연성 흡수물질을 동봉함으로써 만일 원자로의 비정상적인 환경에서 가연성 흡수물질이 용융된다 할지라도 피복재 내부에 잔존시켜 가연성 흡수물질의 유실을 막을 수 있는 효과를 기대할 수 있다. 또한, 핵연료 펠렛 사이에 적재되는 가연성흡수체에 열전도 성능이 좋은 피복재를 적용함으로써 핵연료 펠렛에서 생성되는 열이 가연성흡수체를 통해 냉각재로 보다 효율적으로 전달되어 원자로 운용시 형성되는 핵연료 펠렛의 최고 온도를 낮출 수 있는 효과가 있다.
상기 가연성 흡수 물질(13a)은 가돌리늄(Gd); Gd2O3; 에르븀(Er); Er2O3; 보론카바이드(B4C) 등일 수 있다. 본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉(10)은 가연성흡수체(13)를 포함함으로써 종래 적용하기 어려운 가연성 흡수 물질인 가돌리늄(Gd) 혹은 에르븀(Er) 자체를 그대로 적용할 수도 있다.
핵연료와 접촉하지 않는 디자인의 특성상 그 자체로 안정적인 물질이 되기에 가연성 흡수 물질의 적용에서 다른 물질을 첨가할 필요성이 없어진다. 따라서 Gd, Gd2O3, Er, Er2O3, B4C 등의 물질이 후보군이 될 수 있으며 필요할 경우 이들 가연성 흡수 물질의 특정 동위원소를 농축하여 사용 가능하다. 구체적으로는 B4C를 적용할 경우 웨스팅하우스의 IFBA와 유사한 성능을 내면서 훨씬 경제적일 것으로 예측되고, Er2O3의 경우 반응도 패널티의 이유로 Gd2O3와 같이 적용하는 것 보다는 Er-167 등을 농축하여 적용하면 그 활용도가 효율적일 것으로 예상된다.
또한, 상기 피복재(13b)는 지르코늄을 포함하는 합금일 수 있다. 일반적으로 핵연료 봉 피복관 소재로 적용되는 소재를 사용할 수 있다.
나아가, 상기 핵연료 봉(10)은 적어도 2개 이상의 핵연료 소결체(11) 사이에 적어도 하나 이상의 가연성흡수체(13)가 위치하는 것일 수 있다. 구체적인 일례로, 핵연료 소결체 상부로 디스크 형태의 가연성흡수체가 적층되고, 상기 가연성흡수체 상부로 핵연료 소결체가 적층되며, 상기 핵연료 소결체 상부로 가연성흡수체가 적층되는 구조로, 복수 개의 핵연료 소결체 및 복수 개의 가연성흡수체가 서로 번갈아 적층된 구조일 수 있다.
가연성흡수체(13)의 직경은 핵연료 소결체(11)의 직경과 동일할 수 있다. 만약, 가연성흡수체의 직경이 핵연료 소결체의 직경보다 커진다면 피복관의 제한조건으로 피복관 내부에 장전될 수 없으며, 가연성흡수체의 직경이 핵연료 소결체의 직경보다 작아진다면 원자로 운용중 피복관 내부에서 움직일 수 있기 때문에 기계적으로 문제가 발생할 수 있다.
가연성흡수체(13)의 두께는 가연성 흡수 물질(13a) 및 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재(13b)를 포함하는 형상의 두께일 수 있으며, 0.1 mm 내지 2.0 mm일 수 있고, 0.5 mm 내지 1.8 mm일 수 있으며, 1.0 mm 내지 1.7 mm일 수 있고, 1.3 mm 내지 1.6 mm일 수 있다. 가연성흡수체의 두께가 2.0 mm를 초과하는 경우 전체 노심의 높이가 과하게 높아지는 문제점이 있을 수 있다.
상기 가연성흡수체(13)의 가연성 흡수 물질(13a) 및 피복재(13b)의 두께는 가연성흡수체의 두께 범위를 바탕으로 설정될 수 있다. 자체차폐 효과는 표면적과 체적의 비로 조절되는데, 본 발명의 일 측면에서 제공되는 가연성흡수체는 가연성 흡수 물질의 디자인을 탄력적으로 조절하여 자체차폐 효과를 최적화할 수 있다.
가연성 흡수 물질(13a)의 직경은 핵연료 소결체(11)의 직경 대비 30% 내지 95%의 직경일 수 있으며, 40% 내지 95%의 직경일 수 있고, 50% 내지 95%의 직경일 수 있으며, 65% 내지 93%의 직경일 수 있고, 70% 내지 92%의 직경일 수 있으며, 80% 내지 90%의 직경일 수 있고, 50% 내지 85%의 직경일 수 있으며, 50% 내지 75%의 직경일 수 있고, 60% 내지 70%의 직경일 수 있다.
구체적인 일례로, 도 4에 나타낸 바와 같이, 가연성흡수체(13)에서 가연성 흡수 물질(13a)의 반경은 a로 나타낼 수 있으며, 상기 a는 1 mm 내지 3 mm일 수 있고, 1.5 mm 내지 2.5 mm일 수 있고, 1.7 mm 내지 2.4 mm일 수 있다. 또한, 가연성 흡수 물질의 두께는 b로 나타낼 수 있으며, 상기 b는 0.8 mm 내지 1.6 mm일 수 있고, 1.0 mm 내지 1.4 mm일 수 있다. 또한, 가연성흡수체의 두께는 c로 나타낼 수 있으며, 상기 c는 0.1 mm 내지 2.0 mm일 수 있다. 또한, 피복재 두께인 d는 0.05 mm 내지 0.2 mm일 수 있으며, 0.07 mm 내지 0.15 mm일 수 있고, 0.08 mm 내지 0.12 mm일 수 있다. 또한, 가연성흡수체와 핵연료 소결체 사이에는 소정의 공간이 형성될 수 있으며, 상기 소정의 공간 또는 틈의 두께는 e로 표시될 수 있고, 상기 e는 0.01 mm 내지 0.1 mm일 수 있으며, 0.03 mm 내지 0.07 mm일 수 있다. 또한, 상기 가연성흡수체의 반경은 f로 표시될 수 있으며 핵연료 소결체의 반경과 동일할 수 있고, 상기 f는 2 mm 내지 5 mm일 수 있으며, 3.5 mm 내지 4.5 mm일 수 있다.
또 다른 일례로, 상기 핵연료 봉(10)에서 상기 핵연료 소결체(12)은 상부 및 하부에 홈(dish)이 형성된 것일 수 있다. 상기 핵연료 소결체의 상부 및 하부 표면에 홈(dish)이 형성되어 핵연료 소결체가 중성자를 조사받아 축 방향으로 팽창하는 현상에 의한 밀림을 방지할 수 있다. 더욱이, 열전달 측면에서도 우수한 효과가 있다.
도 6에 본 발명의 다른 일 실시예에 따른 핵연료 봉(10)의 평면도를 나타내었으며, 구체적으로, 상기 핵연료 봉(10)은 핵연료 소결체(11) 및 디스크 형태의 가연성흡수체(13)가 교대로 적층된 구조이며, 상기 가연성흡수체는 디스크 형태의 가연성 흡수 물질(13a) 및 상기 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재(13b)를 포함하고, 상기 핵연료 소결체는 상부 및 하부에 홈(11a)이 형성된 것일 수 있다.
본 발명의 일 측면에서 제공되는 핵연료 봉은 가연성흡수체의 형태를 자유롭게 조절하여 자체차폐 효과를 효율적으로 이용할 수 있다는 장점을 지닌다. 또한 핵연료 소결체 펠렛 사이에 위치하는 디자인으로 인하여 가연성흡수체의 최고 온도가 핵연료 펠렛보다 상대적으로 낮게 형성되어 가연성흡수체의 용융 가능성이 낮아진다는 장점이 있으며, 만약 용융된다는 가정 하에도 용융된 가연성흡수체가 피복재 내부에 위치한다는 장점이 있다. 뿐만 아니라 디스크 타입의 단순한 구조물로 구성되어 있는 가연성흡수체의 제작과정도 상대적으로 매우 용이하다는 장점이 있으며 핵연료와 구분되어 독립적으로 존재하는 형태이기 때문에 이미 잘 알려진 핵연료 건전성이 확보될 수 있다는 장점을 지닌다.
또한, 본 발명의 다른 일 측면에서
가연성 흡수 물질 및 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하는 가연성흡수체를 준비하는 단계; 및
피복관에 적어도 하나 이상의 핵연료 소결체와 적어도 하나 이상의 가연성흡수체를 교대로 적층하는 단계;를 포함하는 핵연료 봉의 제조방법이 제공된다.
본 발명의 다른 일 측면에서 제공하고자 하는 핵연료 봉의 제조방법은 전술한 핵연료 봉(10)을 제조하는 방법에 일례를 제공하여, 핵연료 봉(10)의 각 구성요소에 대해서는 전술한 바와 같으므로 이하에서 상세한 설명은 생략한다.
나아가, 본 발명의 또 다른 측면에서
상기의 핵연료 봉을 포함하는 원자로가 제공된다.
이하, 실험예를 통하여 본 발명을 상세히 설명한다.
단, 하기의 실험예는 본 발명을 설명하기 위한 것일 뿐, 본 발명의 내용이 하기의 실험예에 의하여 한정되는 것은 아니다.
< 실험예 1>
도 4에 나타낸 바와 같이, 실시예 1(DiBA)의 핵연료 봉으로 핵연료 소결체의 상부 및 하부에 위치하고, 상부 및 하부에 위치한 핵연료 소결체 사이에 가연성흡수체가 위치하여 하나의 단위체를 구성하는 핵연료 봉을 디자인하였다. a는 0.22527 cm이고, b는 0.12048 cm이고, c는 0.14048 cm이고, d는 0.01 cm이고, e는 0.005 cm이고, f는 0.40958 cm이다. 가연성 흡수 물질로 가돌리늄(Gd)을 적용하였다.
또한, 비교예 1(3-ball CSBA)의 핵연료 봉 및 비교예 2(2-ball CSBA)의 핵연료 봉으로 종래 CSBA를 디자인하였다. 가연성 흡수 물질로 가돌리니아(Gd2O3)를 적용하였다.
나아가, 대조군(No BA (7 wt% UO2))으로 우라늄 산화물이 7 wt%의 농축도를 가지는 핵연료를 디자인하였다.
본 실험은 ENDF/B-VII. 핵자료 라이브러리를 바탕으로 확률론적 방법론 기반의 매우 정확한 원자로 전산 모사가 가능한 전산코드 Serpent2를 활용하여 수행되었다. 100,000개의 히스토리를 사용하여 웨스팅하우스사의 17x17 핵연료집합체를 전반사 경계조건에서 연소에 따른 반응도의 거동을 평가하였다. 핵연료의 온도는 900 K, 냉각재의 온도는 600 K으로 가정하여 평가를 진행하였으며, 이때의 불확실도는 증배계수를 기준으로 30 pcm 정도로 평가되었다.
도 5는 도 4의 디자인에 가돌리늄(Gd)를 가연성흡수체로 사용한 결과를 기존의 가돌리니아(Gd2O3) CSBA 디자인의 반응도 제어 성능을 비교한 그래프이다. 이때 사용된 CSBA의 크기는 2개의 경우(비교예 2; 2-ball CSBA) 가연성 흡수 물질의 반지름이 0.14 cm, 3개의 경우(비교예 1; 3-ball CSBA) 가연성 흡수 물질의 반지름이 0.12 cm로 최적화되었다. 미래형 장주기 가압 경수로 및 SMR의 요구를 반영하여 7% 농축도의 핵연료를 사용한 경우(대조군)를 반응도 제어 성능 비교 문제로 선정한 후, 몬테칼로 코드인 Serpent 코드를 사용하여 CSBA 및 DiBA가 적용된 핵연료 펠렛으로 단일 집합체를 구성하고 전반사 경계조건 환경에서 반응도 평가를 수행하였다. 체적 대비 표면의 비로 결정되는 자체차폐 효과를 고유적으로 극대화할 수 있는 구형상의 가연성 흡수 물질을 사용한 기존의 CSBA(비교예 1 및 비교예 2)의 결과와 비교해볼 때, 디스크 타입의 가연성흡수체 또한 최적화를 통해 반응도 제어 관점에서 우수한 성능을 지니는 것으로 평가되었다. 더욱이, 상기 실시예 1의 핵연료 봉은 가돌리늄을 적용한 것으로, 종래 가돌리늄을 적용하기 어려운 문제점을 해소할 수 있다. 한편 DiBA의 중성자 흡수체로서 Gd2O3를 적용하더라도 도 5의 금속형 Gd 경우와 매우 비슷한 결과가 얻어진다.
구체적인 반응도 제어 성능을 설명하면 다음과 같다. 만약, 가연성흡수체가 주기 초반에 급격하게 반응하여 연소한다면 초반의 반응도는 상대적으로 낮게 평가될 것이다. 이후 빠르게 연소한 가연성흡수체로 인하여 아직 주기 초인 상태이지만, 반응도는 가연성흡수체가 없는 반응도에 수렴하는 모양새로 급격히 증가할 것이다. 증가된 반응도는 이후 주기말까지 감소하는 형태를 보이게 되는데 이러한 현상은 Gd과 같은 강력한 가연성흡수체에 나타나는 고유한 특성으로 소위 반응도 스윙(reactivity swing)이라 부른다. 모든 가연성흡수체는 설계 최적화를 통해 이 반응도 스윙이 적절히 나타나도록 설계되며, 전주기 동안 거의 평탄한 반응도를 유지하는 것을 목표로 할 수도 있다.
이러한 관점에서 도 5에서 제시된 실시예 1(DiBA), 비교예 1 및 비교예 2(CSBA)의 반응도 스윙 특성을 평가해보면, 전주기 동안 가연성흡수체가 효율적으로 잔존하면서 반응도 스윙이 거의 나타나지 않을 정도의 평탄한 반응도가 유지되는 것으로 평가된 것을 확인할 수 있고 결론적으로, 동일한 가연성 흡수 물질이 사용된다면, CSBA 및 DiBA는 반응도 제어 성능이 유사하다고 할 수 있다.
< 실험예 2>
도 6에 나타낸 바와 같이, 실시예 2의 핵연료 봉으로 핵연료 소결체의 상부 및 하부에 위치하고, 상부 및 하부에 위치한 핵연료 소결체 사이에 가연성흡수체가 위치하여 하나의 단위체를 구성하며, 핵연료 소결체의 상부 및 하부에 작은 홈(dish)이 형성된 핵연료 봉을 디자인하였다. a는 0.12048 cm이고, b는 0.22527 cm이고, c는 0.14048 cm이고, d는 0.01 cm이고, e는 0.005 cm이고, f는 40958 cm이고, 홈의 직경은 0.40100 cm이고, 높이는 0.02500 cm이다. 가연성 흡수 물질로 가돌리늄(Gd)을 적용하였다.
핵연료가 중성자를 조사받아 비균질하게 팽창하는 현상을 방지하기 위해 초기 핵연료 소결체 펠렛 제작과정에서 상하부에 작은 홈(dish)을 만들어 놓은 것이다. 반응도 제어 관점에서는 매우 적은 양의 핵연료가 제거된 것이기 때문에 기존의 결과와 거의 동일한 성능을 보인다. 하지만 이러한 홈이 포함된 핵연료 소결체 펠렛이 핵연료 봉 내부 가연성흡수체의 온도분포에 미치는 영향은 무시할 수가 없으므로, 홈(dish)을 고려하여 열전달 평가를 수행하였다.
상기 실시예 2의 핵연료 봉을 사용하여 FEM 기반의 COMSOL 코드를 사용하여 열전달 성능을 분석하였으며, 그 결과를 도 7 및 도 8에 나타내었다.
도 7은 핵연료 소결체 및 가연성흡수체의 중심 영역부터 반경 방향으로의 온도분포를 나타낸 것이고, 도 8은 가연성흡수체가 포함된 핵연료 봉의 축 및 반경 방향으로의 온도분포를 나타낸 것이다.
도 7 및 도 8에 나타낸 바와 같이, 핵연료 소결체의 홈(dish)에 의한 열전달 효과를 고려하더라도 핵연료 소결체 펠렛에서 가연성흡수체로의 온도 구배가 의미 있게 형성된 것을 확인할 수 있다. 홈(dish)이 없는 경우와 비교할 때, 최고점의 온도가 약 50 K 정도 차이가 나는 것으로 평가되었다. 도 7 및 도 8에서 확인할 수 있듯이, 가연성흡수체의 최고 온도는 본 평가에서 사용한 가돌리늄(Gd)의 용융점인 1,586 K 보다 600 K 정도 낮게 평가되어 정상적인 환경에서는 가연성흡수체의 용융을 걱정할 필요가 없다. 만약, 어떠한 이유에 의해 가돌리늄(Gd)이 용융된다 하더라도 피복재의 용융점인 2,123 K 보다 낮은 온도가 형성된다면 가돌리늄(Gd)이 피복재 안에 동봉된 채로 용융되기 때문에 약 500 K 정도의 여유를 갖는다. 또한, 도 8의 그래프에서 알 수 있듯이 핵연료 펠렛 내부에서는 가연성흡수체를 통한 축방향의 열전달이 발생하게 된다. 이는 열전도도가 상대적으로 낮은 UO2 핵연료의 특성을 가연성흡수체를 통해서 보완해줄 수 있다는 이점이 있음을 나타낸다.
본 발명에서 제안된 가연성흡수체 개념은 가연성흡수체의 형태를 자유롭게 조절하여 자체차폐 효과를 효율적으로 이용할 수 있다는 장점을 지닌다. 또한 핵연료 펠렛 사이에 위치하는 디자인으로 인하여 가연성흡수체의 최고 온도가 핵연료 펠렛 보다 상대적으로 낮게 형성되어 가연성흡수체의 용융 가능성이 낮아진다는 장점이 있으며, 만약 용융된다는 가정 하에도 용융된 가연성흡수체가 피복재 내부에 위치한다는 장점이 있다. 뿐만 아니라 디스크 타입의 단순한 구조물로 구성되어 있는 가연성흡수체 제작과정도 상대적으로 매우 용이하다는 장점이 있으며 핵연료와 구분되어 독립적으로 존재하는 형태이기 때문에 가연성흡수체가 핵연료 건전성을 악화시킬 수 없다는 장점을 지닌다.
실제 상용 노심에서 사용되는 핵연료 집합체에 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 봉을 위치시키고 전산계산을 수행해본 결과, 자체차폐의 효과로 매우 효율적으로 적용되었던 기존의 CSBA와 비교할만한 혹은 더 좋은 성능의 효과를 보이는 것이 확인되었다. 또한, 열전달 관점에서의 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 봉의 성능을 평가해본 결과 핵연료 소결체 펠렛 사이에 존재하는 가연성흡수체로 인해 가연성흡수체의 최고온도가 상대적으로 크게 낮아지는 것을 확인하였다. 이는 다양한 물질이 핵연료 봉의 가연성흡수체로 고려될 수 있음을 뜻한다. 실질적인 가연성흡수체의 위치가 핵연료 소결체 펠렛과 독립적으로 위치하므로 제작성 및 양립성 등에 아무런 문제가 없다는 장점을 지닌다. 제작 설비 관점에서도 기존 핵연료 소결체 펠렛의 높이를 최적화하여 독립적인 가연성흡수체를 추가적으로 위치시키는 형태이기 때문에 경제성이 높을 것으로 판단됨에 따라 실제 가압경수로뿐만 아니라 가연성흡수체가 많이 사용되는 비등수로에서도 적용 및 실현 가능성이 높을 것으로 기대된다. 특히 가압 경수로의 경우 대형 상용로에서 많은 문제를 야기하는 수용성 보론을 제거하여 경제성 및 안전성을 크게 개선할 것으로 기대한다. 또한 차세대 원자로로 각광받고 있는 SMR에서도 역시 노심설계 및 운전성/안전성/경제성을 획기적으로 제고하여 고성능 SMR의 실현을 가능하게 할 것으로 기대한다.
이상과 같이 본 발명의 일 측면에서 제공되는 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 봉에 대해 예시한 도면을 참조로 하여 설명하였으나, 본 명세서에 개시된 실시예와 도면에 의해 본 발명이 한정되는 것은 아니며, 본 발명의 기술사상 범위내에서 당업자에 의해 다양한 변형이 이루어질 수 있음은 물론이다.
10 : 핵연료 봉
11 : 핵연료 소결체
11a : 홈
12 : 피복관
13 : 가연성흡수체
13a : 가연성 흡수 물질
13b : 피복재

Claims (13)

  1. 적어도 하나 이상의 핵연료 소결체 및 상기 핵연료 소결체를 둘러싸는 피복관을 포함하는 핵연료 봉에 있어서,
    상기 핵연료 봉은 피복관 내부에 가연성흡수체를 포함하고,
    상기 가연성흡수체는,
    가연성 흡수 물질 및
    상기 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 피복재를 포함하고,
    상기 가연성흡수체는 디스크 형태이고,
    상기 피복재는 지르코늄을 포함하는 합금인 핵연료 봉.
  2. 삭제
  3. 제1항에 있어서,
    상기 핵연료 봉은 적어도 2개 이상의 핵연료 소결체 사이에 적어도 하나 이상의 가연성흡수체가 위치하는 것을 특징으로 하는 핵연료 봉.
  4. 제1항에 있어서,
    상기 핵연료 봉은 핵연료 소결체 및 상기 핵연료 소결체 상부에 형성된 디스크 형태의 가연성흡수체를 포함하는 적층 구조를 가지는 핵연료 봉.
  5. 제1항에 있어서,
    상기 가연성 흡수 물질은 가돌리늄(Gd); Gd2O3; 에르븀(Er); Er2O3; 및 보론카바이드(B4C)로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1종 이상을 포함하는 핵연료 봉.
  6. 삭제
  7. 제1항에 있어서,
    상기 가연성흡수체의 직경은 핵연료 소결체의 직경과 동일한 것인 핵연료 봉.
  8. 제1항에 있어서,
    상기 가연성흡수체의 두께는 0.1 mm 내지 2.0 mm인 핵연료 봉.
  9. 제1항에 있어서,
    상기 가연성흡수체에서 가연성 흡수 물질의 직경은 핵연료 소결체의 직경 대비 30% 내지 95%의 직경인 핵연료 봉.
  10. 제1항에 있어서,
    상기 핵연료 소결체는 펠렛 형태인 핵연료 봉.
  11. 삭제
  12. 가연성 흡수 물질 및 가연성 흡수 물질을 둘러싸는 지르코늄을 포함하는 합금인 피복재를 포함하는 디스크 형태의 가연성흡수체를 준비하는 단계; 및
    피복관에 적어도 하나 이상의 핵연료 소결체와 적어도 하나 이상의 가연성흡수체를 교대로 적층하는 단계;를 포함하는 핵연료 봉의 제조방법.
  13. 제1항의 핵연료 봉을 포함하는 원자로.
KR1020190135740A 2019-10-29 2019-10-29 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉 KR102128532B1 (ko)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020190135740A KR102128532B1 (ko) 2019-10-29 2019-10-29 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉
US16/797,309 US11133115B2 (en) 2019-10-29 2020-02-21 Nuclear fuel rod including disk-type burnable absorber
EP20159606.1A EP3817007B1 (en) 2019-10-29 2020-02-26 Nuclear fuel rod including disk-type burnable absorber
CN202010177337.5A CN111863290B (zh) 2019-10-29 2020-03-13 包括盘式可燃吸收体的核燃料棒
JP2020050813A JP6786134B1 (ja) 2019-10-29 2020-03-23 ディスク型可燃性吸収体を含む核燃料棒、同核燃料棒の製造方法及び同核燃料棒を用いた原子炉

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020190135740A KR102128532B1 (ko) 2019-10-29 2019-10-29 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR102128532B1 true KR102128532B1 (ko) 2020-06-30

Family

ID=69740272

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020190135740A KR102128532B1 (ko) 2019-10-29 2019-10-29 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉

Country Status (5)

Country Link
US (1) US11133115B2 (ko)
EP (1) EP3817007B1 (ko)
JP (1) JP6786134B1 (ko)
KR (1) KR102128532B1 (ko)
CN (1) CN111863290B (ko)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102269863B1 (ko) 2020-08-21 2021-06-28 한국과학기술원 핵연료집합체 및 이를 포함하는 가압경수로
KR102424294B1 (ko) * 2021-01-21 2022-07-22 한국원자력연구원 열유로 구조를 구비하는 핵연료

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04212093A (ja) * 1990-01-16 1992-08-03 Westinghouse Electric Corp <We> 複合可燃性吸収材・核燃料、核燃料及び原子炉の炉心
JPH09304566A (ja) * 1996-05-20 1997-11-28 Toshiba Corp 原子炉燃料要素及び燃料集合体
KR20110070984A (ko) * 2008-09-30 2011-06-27 아레바 엔피 원자로용 녹색 연료 펠렛 및 소결된 연료 펠렛, 이에 따른 연료봉 및 연료 집합체

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2984613A (en) 1959-04-09 1961-05-16 Charles H Bassett Fuel element for nuclear reactors
BE743232A (ko) 1969-02-25 1970-05-28
JPS601591B2 (ja) 1977-12-23 1985-01-16 住友金属工業株式会社 Fmレ−ダによる距離測定方法及びfmレ−ダ装置
US4587087A (en) * 1983-02-22 1986-05-06 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber coated nuclear fuel
US4671927A (en) 1984-12-03 1987-06-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber
US4678629A (en) 1985-09-05 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel pellet containing gadolinia
US5009840A (en) 1988-01-23 1991-04-23 Kabushiki Kaisha Toshiba Fuel assembly for nuclear reactor
JP2556876B2 (ja) * 1988-03-11 1996-11-27 株式会社日立製作所 燃料要素及び燃料集合体
JPH0540186A (ja) * 1990-12-21 1993-02-19 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料要素
JPH0519078A (ja) 1991-07-15 1993-01-26 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp 原子炉用燃料棒
JP3419997B2 (ja) * 1996-06-26 2003-06-23 株式会社日立製作所 燃料集合体と該燃料集合体用のチャンネルボックスの製造方法
KR100281169B1 (ko) 1998-05-15 2001-02-01 장인순 핵연료집합체의반응도제어를위한복합가연성흡수물질핵연료
KR100331483B1 (ko) 1999-06-02 2002-04-03 장인순 중성자 흡수물질을 함유한 산화물 핵연료 소결체의 제조방법
CN1133176C (zh) * 2001-03-30 2003-12-31 中国核动力研究设计院 用U3O8粉末制备Gd2O3UO2可燃毒物燃料芯块的方法
US7815964B2 (en) * 2007-03-29 2010-10-19 Westinghouse Electric Co Llc Method of applying a burnable poison onto the exterior of nuclear rod cladding
KR100922565B1 (ko) 2007-10-12 2009-10-21 한국원자력연구원 이중 구조 가연성 흡수 핵연료 소결체 재활용을 위한소결체 분말 분리방법
US8755483B2 (en) * 2010-06-25 2014-06-17 Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. Nuclear fuel
KR20170052701A (ko) * 2010-11-15 2017-05-12 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료
CN103366836B (zh) * 2013-04-01 2016-01-06 中科华核电技术研究院有限公司 核燃料芯块、制作方法及核反应堆
US11049625B2 (en) * 2016-11-25 2021-06-29 Korea Advanced Institute Of Science And Technology Nuclear fuel pellet with central burnable absorber
US11367537B2 (en) * 2017-05-09 2022-06-21 Westinghouse Electric Company Llc Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber
US20200321134A1 (en) * 2019-04-02 2020-10-08 Battelle Energy Alliance, Llc Fuel pellets having a heterogeneous composition and related methods

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04212093A (ja) * 1990-01-16 1992-08-03 Westinghouse Electric Corp <We> 複合可燃性吸収材・核燃料、核燃料及び原子炉の炉心
JPH09304566A (ja) * 1996-05-20 1997-11-28 Toshiba Corp 原子炉燃料要素及び燃料集合体
KR20110070984A (ko) * 2008-09-30 2011-06-27 아레바 엔피 원자로용 녹색 연료 펠렛 및 소결된 연료 펠렛, 이에 따른 연료봉 및 연료 집합체

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102269863B1 (ko) 2020-08-21 2021-06-28 한국과학기술원 핵연료집합체 및 이를 포함하는 가압경수로
KR102424294B1 (ko) * 2021-01-21 2022-07-22 한국원자력연구원 열유로 구조를 구비하는 핵연료

Also Published As

Publication number Publication date
US11133115B2 (en) 2021-09-28
CN111863290B (zh) 2021-08-27
EP3817007A1 (en) 2021-05-05
US20210125736A1 (en) 2021-04-29
JP2021071470A (ja) 2021-05-06
JP6786134B1 (ja) 2020-11-18
CN111863290A (zh) 2020-10-30
EP3817007B1 (en) 2022-07-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20070064861A1 (en) High-density, solid solution nuclear fuel and fuel block utilizing same
KR101717942B1 (ko) 소형 모듈형 원자로 노심 및 이를 갖는 원자로
KR102128532B1 (ko) 디스크형 가연성흡수체를 포함한 핵연료 봉
George et al. Neutronics studies of uranium-bearing fully ceramic microencapsulated fuel for pressurized water reactors
US20130114781A1 (en) Fully ceramic microencapsulated replacement fuel assemblies for light water reactors
Awan et al. Neutronic design and evaluation of a PWR fuel assembly with accident tolerant-Fully Ceramic Micro-Encapsulated (AT-FCM) fuel
Hartanto et al. A comparative physics study for an innovative sodium‐cooled fast reactor (iSFR)
Awan et al. Neutronic design study of a small modular IPWR loaded with accident tolerant-fully ceramic micro-encapsulated (AT-FCM) fuel
Setiadipura et al. Study on MCNP6 model in the calculation of kinetic parameters for pebble bed reactor
Handwerk et al. Optimized core design of a supercritical carbon dioxide-cooled fast reactor
Rineiski et al. ESFR-SMART core safety measures and their preliminary assessment
Elazaka et al. Study the neutronic feasibility of using Zr as an energy regulator instead of traditional methods
Rabir et al. The neutronics effect of TRISO duplex fuel packing fractions and their comparison with homogeneous thorium‐uranium fuel
Sambuu et al. Possible Design of Long-Life Small Prismatic HTGR for Passive Decay Heat Removal
Talamo et al. Key physical parameters and temperature reactivity coefficients of the deep burn modular helium reactor fueled with LWRs waste
Tran et al. An optimal loading principle of burnable poisons for an OTTO refueling scheme in pebble bed HTGR cores
Boer et al. Material performance of fully-ceramic micro-encapsulated fuel under selected LWR design basis scenarios
JP2002303692A (ja) 軽水炉用燃料集合体、軽水炉およびその炉心
Andrews et al. Steady state and accident transient analysis burning weapons-grade plutonium in thorium and uranium with silicon carbide cladding
Tran et al. Optimization of burnable poison loading for HTGR cores with OTTO refueling
US5440598A (en) Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel
Kim et al. Long-cycle and high-burnup fuel assembly for the VHTR
Hartanto et al. An LEU-loaded long-life innovative sodium-cooled fast reactor (iSFR) with novel and passive safety devices
RU2242810C2 (ru) Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
Huang Study on the Small Pressurized Water Reactor Based on Fully Ceramic Microencapsulated Fuel

Legal Events

Date Code Title Description
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant