KR20090013034A - 원자로 제어봉 - Google Patents

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KR20090013034A
KR20090013034A KR1020080067405A KR20080067405A KR20090013034A KR 20090013034 A KR20090013034 A KR 20090013034A KR 1020080067405 A KR1020080067405 A KR 1020080067405A KR 20080067405 A KR20080067405 A KR 20080067405A KR 20090013034 A KR20090013034 A KR 20090013034A
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elongated tubular
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KR1020080067405A
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조셉 엠. 버거
조지 피. 스미스
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웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
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Abstract

원자로용 제어봉은 금속 슬리브에 싸인 환상 중성자 흡수체를 포함하는 하부를 가진다. 슬리브는 제어봉 하단부 캡에 설치된 하부 스페이서에 위치한다. 슬리브의 상부는 이 하부의 환상 중성자 흡수체를 지나 연장되고 상부 스페이서로 덮인다. 표준 중성자 흡수체는, 상부 스페이서와 환상 중성자 흡수체 사이의 갭을 정하는 금속 슬리브의 상단부에 위치한 상부 스페이서 상에 지지되어 축선이 연장될 수 있다.
제어봉, 환상 중성자 흡수체, 슬리브, 스페이서, 노심

Description

원자로 제어봉{NUCLEAR REACTOR CONTROL ROD}
본 발명은 일반적으로 원자로용 제어봉 집합체에 관한 것으로서, 특히 제어봉 하부에 흡수체 재료의 머쉬루밍(mushrooming)을 실질적으로 감소 또는 제거하는 개선책에 관한 것이다.
통상적인 원자로에 있어서, 원자로 노심은 다수의 연료 집합체를 포함하며, 각 연료 집합체는 기다란 복수의 상하부 노즐과, 축선 상으로 이격되고 가이드 딤블에 부착된 복수의 횡형 지지 그리드와 노즐 사이에서 수직으로 연장되고 횡으로 이격된 가이드 딤블로 구성된다. 또한, 각 연료 집합체는, 서로로부터 그리고 가이드 딤블로부터 횡으로 이격되고, 상부 노즐과 하부 노즐 사이의 횡형 그리드에 의해 지지되는 복수의 기다란 연료 소자 또는 봉으로 구성된다. 연료봉 각각은 핵 분열성 물질(fissile material)을 포함하고, 구성된 어레이에서 함께 그룹화로 되어 있어서, 핵분열의 높은 비율을 유지하기 위해 노심에서 중성자 플럭스(neutron flux)를 충분하게 제공하여, 이로써, 가열 형태에서 많은 에너지량을 방출시킨다. 액체 냉각재는, 사용가능한 작업을 생산하기 위하여 노심에서 발생된 일부 열을 추출하도록 노심을 통해 상부로 펌핑된다. 원자로 노심에서의 열 발생 속도가 핵분열 속도와 비례하기 때문에, 이는 차례로 동작 중에 노심의 중성자 플럭스와, 열 발생의 제어에 의해 원자로의 기동에서 결정되고, 기동이 꺼진 경우에는 중성자 플럭스를 변화시킴으로써 달성된다. 일반적으로, 이는 중성자 흡수재를 포함하는 제어봉을 사용하여 초과 중성자를 흡수하여 행해진다. 연료 집합체의 구성 소자 이외에 가이드 딤블도 원자로 노심 내에서 중성자 흡수체 제어봉의 삽입용 채널을 구비한다. 이로써, 중성자 플럭스의 레벨과 노심의 열출력은 가이드 딤블로부터 그리고 가이드 딤블로 제어봉의 이동에 의해 일반적으로 조절된다.
연료 집합체와 연관되어 제어봉을 이용하는 하나의 공통 배치(common arrangement)는 힐(Hill)에 의한 미국 특허 제 4,326,919 호에 개시되고, 본 발명의 양수인에게 양도되었다. 이 특허는, 연료 집합체의 공동(hollow) 가이드 딤블 외부 및 내부의 제어봉을 수직으로, 점차적으로 상승 및 하강(스텝핑 작동이라 칭함)시키는 제어봉 구동 장치에 차례로 연결된 스파이더 집합체에 의해 그 상단부에서 지지되는 제어봉의 어레이를 개시하고 있다. 그러한 배치에 사용된 제어봉의 전형적 구조는 배관 내에 배치되고, 그리고 배관 내의 흡수성 재료를 밀봉하는 말단 플러그를 그 양 말단에서 지닌 중성자 흡수재를 가지는 기다란 금속 클래딩 배관의 형태에서 비롯된다. 일반적으로, 중성자 흡수재는 제어 동작 중에 가스를 수용하는 플리넘 챔버(plenum chamber)를 정하는 상단부 플러그와 펠릿(pellet)의 상부 사이에 보이드 간격 또는 축 갭을 남겨두고 배관의 일부만을 채우는 세밀하게 패킹된 적층 세라믹이나 금속 펠릿의 형태이다. 코일 스프링은 이 플리넘 챔버 내에서 배치되고 상부 말단 플러그와 상부 펠릿 사이의 압축 상태로 유지되어 제어봉을 스텝 핑하는 동안 그 세밀하게 패킹된 배치로 적층된 펠릿을 유지한다.
이로써, 제어봉은 중성자 흡수를 직접적으로 변화시켜 반응에 영향을 미친다. 제어봉은 빠른 반응 제어를 위해 사용된다. 붕산 등의 화학적 쉼(shim)은 장기간 반응 변화를 제어하기 위해 냉각재에 녹는다. 붕산 용액은 노심 전체에 더 균일하게 분배되어, 파워분배 및 연료 고갈을 제어봉이 하는 것보다 더 균일하게 한다. 붕소의 농도는 연료 고갈 및 분열 생산 강화제로 인해 노심 수명과 함께 일반적으로 감소된다. 크세논-135 등의 분열 생산 강화제는 기생적으로 중성자를 흡수하여 반응을 감소시켜서 열적 이용을 감소시킨다. 크세논-135(이하에서 단지 "크세논"이라 칭함)는 중성자 흡수나 부식에 의해 제거된다. 노심 파워의 감소(부하 중에 일어나는 파워 요구의 감소에 따라 원자로 파워의 감소 등)에 따라 더 적은 열 중성자는 크세논을 제거하기 위해 이용가능하다. 그러므로, 노심에서 크세논의 농도는 증가된다.
노심 반응의 감소를 수반하는 크세논 농도의 증가는 노심 냉각재에 녹은 붕소의 농도를 감소시키거나 노심으로부터의 제어봉을 빼내어 일반적으로 보상된다. 그러나, 양 방법에는 결점이 있다. 붕소 농도의 변화는 냉각재의 처리 즉, 물을 요구하는데, 이는 노심 수명을 짧게 하여 사용되기 어렵거나 소망되지 않는다. 제어봉의 제거는 노심의 파워 성능이 감소되고 피킹(peaking) 인자가 증가됨을 의미한다. 이 문제점에 대한 일반적인 해결책은 최대 파워의 노심에 있어서 주지된 그레이봉과 같이, 크세논 강화에 대한 보상을 하기 위해 감소된 파워에서 제거가능한 감소된 반응치 봉의 여러 뱅크(bank)를 가지는 것이다. 본 발명의 양수인에 의해 설계되어, 주지된 AP1000 원자로와 같은 개선된 수동 핵 플랜트에 있어서, 상대적으로 낮은 반응치를 가진 그레이봉은 안정 상태 및 부하에 따른 동작 동안 노심 반응에서 전체 변화를 보상하기 위해 사용될 수 있다. 최대 파워로 안정된 상태에서 그리고 감소된 파워의 일시 조건에서, 이는 노심 내로 그리고 노심 외부로 일정하게 순환되는 그레이 제어봉일 수 있다. 동시에, 일반 제어봉은 노심의 외부로 남아있을 수 있고, 정상 기동시에, 중지 및 시동시에 대부분 사용될 수 있다.
제어봉은 얇은 벽으로된 스틸 클래딩에 둘러싸인 고체 또는 공동 은-인듐-카드뮴(AIC) 봉으로 제조된 기술분야의 중성자 흡수체를 사용한다. AIC는 클래딩용으로 사용된 스테인레스강이나 높은 니켈 합금과 비교하여 상대적으로 부드럽거나 또는 두들겨 펼 수 있다. 조사하에, AIC는 팽창한다. 방사상의 갭 및/또는 구멍은 일반적으로 팽창을 수용하기 위해 구비된다. 그러나, 봉 제어 클러스터 집합체 구동 장치의 순환 스텝핑 작동으로 인한 관성 부하는 AIC 기둥 하부의“머쉬루밍”을 생성할 수 있고, 이는 팽창을 수용하기 위해 초기에 구비된 간격을 소모할 수 있다. 머쉬루밍 및 팽창은 제어봉의 첨단인 제 1 풋(foot) 정도에서 가장 두드러진다. 이는 흡수체 재료의 제 1 풋이 말단 플러그를 대향하여 흡수체 봉의 전체 중량을 가지고 방사능에 최대 노출을 수용하기 때문이다. 제어봉은 그 시점에서 대부분 노심 위에 있기 때문에 제 1 풋 상의 흡수체 재료의 잔여물은 중성자 노출로부터 상대적으로 차폐된다. 흡수체에 대한 이런 물리적 변화는 그 핵 성능에 대해 아무런 결과가 없을 수 있는 반면, 특히 클래딩의 첨단에서 조사 취화(irradiation embrittlement)가 가장 심각하기 때문에 둘러싸고 있는 클래딩은 크랙 지점에서 변 형될 수 있다. 이 팽창은 노심 내에 가득 삽입되어 있는 제어봉의 성능에 영향을 끼치거나 제어봉의 성능을 악화시킬 수 있다. 이는 그 하단부에서 대시포트(dashpot)를 사용하는 가이드 딤블에 대해서는 더 크다. 상부 노즐 상의 스파이더의 충격을 완화시키는 중 제어봉이 노심으로 떨어지게 될 시, 대시포트는 제어봉의 하강을 감속시키는 기능을 하는 연료 집합체 가이드 딤블의 가장 최하부 2 개 풋부 정도에서 감소된 직경부이다.
따라서, 본 발명에서는 제어봉 클래딩이 안전하게 동작될 수 있는, 즉, 연장된 듀티 싸이클에 대해 탄성 영역 내에서 변형이 유지될 수 있는 개선된 흡수체 첨단 배치가 소망된다.
상술된 목적은 클래딩이 연장된 기간 이상으로 안전하게 동작할 수 있는 개선된 흡수체 첨단 배치로 달성된다. 본 발명은 흡수체 첨단 영역을 둘러싸는 얇은 금속 슬리브와, 슬리브의 에지 상에 직각으로 설치된 슬리브 상하의 스페이서 디스크와, 그리고 AIC 재료에서 다른 보이드와 중앙 구멍을 사용한다. 슬리브/스페이서 조합은 필요에 따라 AIC 보다 다소 긴 크기로 되어 있어서 축 방향으로 슬리브와 AIC 사이에서 차별적인 팽창을 허용한다. 상부 스페이서와 AIC 흡수체 재료 사이의 갭 및 스페이서, 슬리브의 주요 기능은 상부 스페이서 상의 12-14 ft의 긴 적층 흡수체로 인한 관성 스텝핑 부하로부터 흡수체 첨단을 격리시키는 것이다. 부하는 스페이서 슬리브 조합에 의해 하단부 플러그에서 축선 상으로 가해지게 되어, 흡수체 첨단을 우회하고 머쉬루밍을 방지한다. 스페이서 높이는 최소한으로 하여 봉가(rod worth)에 대한 영향은 미미하다. 게다가, 스페이서는 슬리브에 기계구조학적으로 부착될 수 있거나 또는 제조중 제어봉 클래딩 내로 적재를 용이하게 하는 위치로 유지시킬 수도 있다.
또 다른 실시예에서, 슬리브의 나란한 배치는 첨단부를 더 격리시키는 각 측 의 스페이서로 구비된다.
본 발명은 제어봉 하부에 흡수체 재료의 머쉬루밍 및 팽창을 실질적으로 감소 또는 제거시킬 수 있는 효과를 가진다.
설명의 편의상, 본 발명은 AP1000이라는 명칭을 가진, 상업적으로 알려진 가압수형 원자로 노심 설계에 대하여 설명된다. AP1000 원자로는 웨스팅하우스 일렉트릭 회사 LLC(Westinghouse Electric Company LLC)가 설계하였다. 웨스팅하우스 일렉트릭 회사 LLC는 펜실베니아 피쉬버그에 그 병합 사무소를 가지고 있다. 참고로, AP1000 원자로 설계는 설명적 예 목적만으로 제공되고 본 발명에 기술적 사상에 국한되지 않는다. 그러므로, 본 발명의 바람직한 실시예의 대표적인 제어봉 제어 집합체 설계는 다른 원자로 설계를 변형하여 적용될 수 있음을 이해해야 한다.
도면에 도시된 부재를 위치를 설명하기 위해 사용된 상부, 하부, 상, 하, 좌, 우 및 그 파생어들의 사전적 어구는 본 발명의 청구를 제한하는 것은 아니다.
여기에서 사용된 바와 같이, 2 개 이상의 부분이 함께 "연결됨(coupled)"은 상기 부분이 직접적으로 결합되거나 또는 하나 이상의 중간 부분을 통해 결합되었다는 것을 의미한다.
여기서 사용된 바와 같이 "수(number)"의 용어는 하나 이상, 즉 복수로 언급된다.
연료 집합체
도면을 참조하여, 특히, 도 1은 수직으로 짧게 형성되고, 참조번호 10으로 지칭되는 원자로 연료 집합체의 정면도를 제시한 도면이다.
연료 집합체(10)는 가압수로 원자로에서 사용되는 형태로서, 그 하단부에 있어서 원자로(미도시)의 노심 영역에서 하부 노심 지지판(14) 상에 연료 집합체(10)를 지지하는 하부 노즐(12)과, 그 상단부에서 상부 노즐(16)과, 그리고 하부 노즐과 상부 노즐(12, 16) 사이에 수직으로 연장되고 양단에서 하부 및 상부 노즐(12 및 16)과 강하게 연결된 다수의 가이드 배관 또는 딤블(thimble)(18)을 포함하는 구조 골격을 가진다.
연료 집합체(10)는 축선을 따라 이격되고 가이드 딤블 배관(18)에 장착된 복수의 횡형 그리드(20)와, 횡으로 이격되고 그리드(20)에 의해 지지되는 구조적 어레이의 기다란 연료봉(22)을 더 포함한다. 집합체(10)는 그 중앙에 위치되고 하부 노즐과 상부 노즐(12, 16) 사이에 연장되고 하부 및 상부 노즐(12 및 16)에 부착된 중개 배관(24)도 가진다. 상술된 일부 배치에 대해서, 연료 집합체(10)는 집합체 부분에 손상 없이 적당하게 취급될 수 있는 일체부로 형성될 수도 있음을 이해하여야한다.
상술된 바와 같이, 연료 집합체(10)의 연료봉(22) 어레이는 연료 집합체 길이를 따라 이격된 그리드(20)에 의해 서로 이격되어 있다. 각 연료봉(22)은 핵 연료 펠릿(nuclear fuel pellet)(26)을 포함하고 상단 및 하단 플러그(28 및 30)에 의해 그 양단에서 끝나게 된다. 펠릿(26)은 상단 플러그(28)와 적층 펠릿의 상부 사이에 배치된 플리넘 스프링(32)에 의해 적층되어 유지된다. 분열재로 구성된 연료 펠 릿(26)은 원자로의 반응파워를 생성한다. 물이나 붕소를 포함한 물 등의 액체 감속재/냉각재는 하부 노심판(14)의 복수의 흐름 개구부를 통해 연료 집합체로 상부쪽으로 펌핑된다. 연료 집합체(10)의 하부 노즐(12)은 가이드 배관(18)을 통하여 그리고 집합체의 연료봉(22)을 따라 상부쪽으로 냉각재를 흐르게 하여 사용 작업의 생산성에 대해 그 발생된 열을 추출한다. 분열 처리를 제어하기 위해서, 다수의 제어봉(34)은 연료 집합체(10)의 소정의 위치에 위치된 가이드 딤블(18)에서 대응되게 이동될 수 있다. 상부 노즐(16) 상에 위치된 스파이더 집합체(39)는 제어봉(34)를 지지한다.
도 2a 및 2b는 도 1의 연료 집합체(10)로부터 제거된 제어봉 집합체(36)를 도시한 도면이다. 일반적으로, 제어봉 집합체(36)는 도 2b에 가장 잘 도시된 바와 같이, 스파이더 집합체(39)로 구성되고 방사상으로 연장된 복수의 플루크(fluke) 또는 암부(38)와 함께 내부적으로 연이어진 원통형 부재(37)를 포함한다. 잘 알려진 방식으로, 각 암부(38)는 제어봉(34)과 서로 연결되어 제어봉 집합체(36)는 가이드 딤블(18)(도 1) 내에 수직으로 제어봉(34)을 이동시킬 수 있어서, 연료 집합체(10)(도 1)에서 분열 처리를 제어한다. 하술되는 개선된 제어봉 설계를 포함하는 대표적인 제어봉 집합체를 제외하고는, 상술한 모든 것은 구식이고 일반적으로 잘 알려진 기술이다. 다음으로 본 발명의 바람직한 실시예는 정상적인 셧 다운(shut down) 제어봉 집합체에 적용하는 것으로 개시되고 기술하였지만, 그레이봉 제어 집합체 등의 다른 제어봉 집합체에도 적용될 수 있음을 이해하여야 한다. 이로써, 여기에서 사용된 “제어봉” 용어는 마찬가지로 그레이봉을 포함한다.
개선된 봉 제어 집합체
핵 제어봉 집합체는 연장된 수명을 가진다. 이전에 상술한 바와 같이, 기술분야에서 중성자 흡수체는 얇은 벽으로 된 스틸 클래딩에 둘러싸인 고체 또는 공동 은-인듐-카드뮴(AIC) 바아로 이루어진다. AIC는 클래딩용으로 사용된 스테인레스 스틸이나 높은 니켈 합금과 비교하여 상대적으로 부드럽거나 또는 두들겨 펼 수 있다. 조사하에, AIC는 팽창한다. 방사상의 갭 및/또는 구멍은 일반적으로 팽창을 수용하기 위해 구비된다. 그러나, 봉 클러스터 제어 집합체 구동 장치의 순환 스텝핑 작동으로 인한 관성 부하는 AIC 기둥 하부의“머쉬루밍”을 생성할 수 있고, 이는 팽창을 수용하기 위해 초기에 구비된 간격을 없앨 수 있다. 머쉬루밍 및 팽창은 제어봉 첨단, 즉, 제어봉의 하부 영역에서 가장 두드러진다. 이는, 제어봉이 연료 집합체에 근접함으로 인해 노심으로부터 완전히 멀어지는 경우에도 강한 조사하에 이 영역이 있는 요인과 이 영역에 10-12 ft의 AIC 적층 중량의 무게가 가해지기 때문이다. 머쉬루밍 및 팽창의 결과에 따라서, 특히 클래딩의 첨단에서 조사 취화가 가장 심각하기 때문에 이 하부영역을 둘러싸는 클래딩은 크랙 지점에서 변형될 수 있다.
본 발명은 클래딩이 연장된 수명으로 안전하게 동작될 수 있는, 즉, 탄성 영역 내에서 변형이 유지되는 개선된 흡수체 첨단 배치가 구비된다. 본 발명의 한 실시예에는 도 3에 개시된다. 본 발명은 그 하단부에서 하단 캡(40)에 용접된 얇은 표준 스틸 클래딩(42)을 사용한다. 약 12-20 인치(3.48 - 50.8 ㎝)로 연장될 수 있는 하부 내부 영역(58)은 클래딩(42)으로부터 이격되고 알맞게 둘러싸인 얇은 금속 슬리브(54)를 가진 환상 AIC 흡수체로 채워진다. 중앙 보이드 영역(48) 및 클래딩(42)에 근접한 환상 보이드 영역(46)은 조사하에서 팽창을 수용하기 위한 크기를 가진다. 하부 AIC 중성자 흡수체(44)는, 단일 부재 또는 펠릿에 적층되어 형성될 수 있고, 그리고 축선 상으로 하부 스페이서(50)로부터 금속 슬리브(54)의 다른 말단을 향해 연장되어, 축 성장을 수용하는 갭(60)을 남겨두기 위해 슬리부의 상단부의 단측에서 종료된다. 금속 슬리브(54)는 하부 스페이서(50)에 놓이게 되고, 상부 스페이서(52)로 덮인다. 바람직하게, 스페이서는 슬리브에 기계구조적으로 부착될 수 있거나 또는 적당한 배향성을 유지하기 위해 해당 위치에서 유지될 수도 있다. 표준 AIC 중성자 흡수체(56)는 스페이서(52)로부터 축선 상으로 상부 가스 플리넘(미도시)까지 연장된다. 표준 중성자 흡수체(56)는 AIC의 고체 슬러그(slug)이고, 상부 스페이서(52)로 지지된다. 슬리브(54), 스페이서(50 및 52) 및 갭(60)의 주요 기능은 상부 스페이서 상의 12-14 ft(3.66-4.27m)의 긴 적층 흡수체(56)로 인한 관성 스텝핑 부하로부터 첨단 흡수체(44)를 격리시키는 것이다. 부하는 축선 상으로 하단부 플러그로 가해지게 되고, 스페이서(50)에 의해 말단 플러그에 분포되어 흡수체 첨단(44)을 우회하고 머쉬루밍을 방지한다. 슬리브(54)는 예를 들면, 300 시리즈의 스테인레스 스틸 등의 금속, 또는 인코넬 합금 718 등의 니켈 합금으로 구성될 수 있으며, 그리고 약 0.008인치(.02㎝) 두께를 가지는 것이 바람직하다. 슬리브는 기계구조적으로 부하를 전달하도록 설계되고 AIC로 동시-압출성형됨으로 인해, 그리고 AIC(44)로 근접하게 맞음으로 인해 일부분이 변형됨을 방지할 수 있다.
하부 흡수체(44)는 스텝핑 로드로부터 격리되어있기 때문에, 머쉬루밍에 대한 잠재력은 제거되고, 그리고 중앙 구멍 또는 보이드(48)는 팽창을 수용할 수 있도록 남게된다. 초기 수명에 있어, AIC가 최소 저항 방향으로 방사상외부로 팽창되는 경향이 있어서, 이는 클래딩(42)과의 접촉이 일어날 때까지 작은 갭(46)을 통하여 얇은 슬리브를 밀어낼 수 있다. 슬리브는 후프(hoop) 방향으로 특별히 강하지 않아도 된다. 클래딩(42)과 함께 슬리브(46)와의 다음 접촉에 있어, AIC의 계속되는 팽창은 AIC 변형에 의해 그 중앙 보이드(48)로 수용된다. 전형적 제어봉비를 사용한 한정된 구성재 모델은 클래딩이 공동 AIC의 낮은 변형 강도를 극복하여, 보이드가 유효하게 남아있을 동안 중앙 보이드(48)에 변형이 일어날 수 있다. 이 처리 동안에 클래딩의 변형은 탄성 영역에 남아있게 된다. 보이드(48) 또는 다른 형상인 보이드는 제어봉의 소망된 수명 플루언스(life fluence)와 연관된 체적 팽창을 수용하는 크기를 가질 수 있다. 또한, 보이드 크기는 보이드가 여전히 개구될 수 있는 유효비율로 수명이 다할 수 있도록 선택될 수 있다.
도 4는 본 발명의 또 다른 실시예를 제시하는 것으로서, 특히, 노심으로 일부 삽입되는 제어봉으로, 이는 스페이서(52)의 상부에 얇은 금속(54)의 외부 슬리브에 싸여진 또 다른 층의 AIC 흡수체(44)가 삽입되고, 표준 AIC 흡수체(56)를 지지하기 위해 나란히 있는 제 2 얇은 금속 슬리브(54)의 상부에 추가적인 스페이서(62)를 부가한다. 대안적으로, 도 4a에 도시된 바와 같이, 스페이서(52)는 2 개의 조각부, 즉, 하부 슬리브(54)에 기계학적으로 부착된 제 1 조각부(51)와, 적합한 배향성으로 슬리브와 스페이서를 유지하기 위해 그리고 제조 중 부하를 용이하게 하기 위해 상부 슬리브(54)에 기계학적으로 부착된 제 2 조각부(53)로 구성될 수 있다. 나란 하게 배치된 슬리브(54)의 전체 길이는 약 12-40 인치(30.48-101.6 ㎝) 범위이다.
그러므로, AIC 흡수체의 머쉬루밍 및 팽창의 조합으로부터 제어봉 클래딩 일체형에 대한 문제점은, 제어봉 클래딩에 대해 수명이 연장된 설계로 변화되어 본 발명의 개선된 설계에 의해 해결된다.
본 발명의 특정 실시예를 상세하게 기술하였지만, 기술 분야의 당업자라면 이러한 기술을 다양하게 변형하고 대체함은 본 명세서의 전반적인 설명의 관점에서 개시될 수 있음을 이해할 수 있다. 따라서, 기술된 특정 실시예는, 첨부된 청구항과 그에 대한 여러 또는 모든 균등성의 전체 관점으로 주어질 수 있는 본 발명의 기술 사상에 국한 없이, 단지 설명을 위한 것임을 의미한다.
다음의 첨부된 도면과 관련지어 바람직한 실시예의 설명을 이해할 시, 본 발명을 더 자세하게 이해할 수 있다.
도 1은 수직으로 짧게 형성된 연료 집합체와, 도면에서 점선으로 일부 제시된 제어 집합체의 정면도이다;
도 2a는 연료 집합체로부터 제거된 도 1의 제어 집합체의 일부 단면의 정면도이다;
도 2b는 도 2a의 제어 집합체에 대한 제어봉 스파이더 집합체의 상면도이다;
도 3은 일부 단면도로서 제어봉의 하부의 측면을 도시한 도면이다;
도 4는 일부 단면도로서 본 발명에 병합된 제어봉의 또 다른 실시예의 측면도이다; 그리고
도 4a는 스페이서(52)에 대한 대안 배치를 도시한 부분 측면도이다.

Claims (11)

  1. 제어봉으로서:
    일측 길이에서 축 크기의 제 1 말단부와 타측 길이에서 축 크기의 제 2 말단부를 가지는 축 크기를 가지며, 그리고 핵연료 집합체의 제어봉 가이드 딤블의 공동(hollow) 내부의 가장 좁은 크기 내에 맞기 위해 외부 크기를 가지는 긴 배관 클래딩;
    상기 긴 배관 클래딩의 제 1 말단부에서 끝나고 상기 제어봉 가이드 딤블 내에 슬라이드식으로 수용되는 하단부 플러그;
    상기 긴 배관 클래딩의 제 2 말단부에서 끝나는 상단부 플러그;
    상기 하단부 플러그로부터 축선 상으로 제 1 거리만큼 연장된 상기 긴 배관 클래딩의 하부 내에 수용되는 제 1 슬리브;
    상기 제 1 슬리브의 하단부가 제 1 스페이서에 놓이도록 상기 제 1 슬리브와 상기 하단부 플러그 사이에 삽입된 제 1 스페이서;
    상기 긴 배관 클래딩 내에 위치되고, 상기 제 1 스페이서로부터 상기 제 1 슬리브의 상단부를 향해 축선 상으로 연장되고, 그리고 상기 제 1 슬리브의 상단부의 단측에서 종료되는 제 1 길이의 중성자 흡수재;
    상기 제 1 슬리브의 상단부 상에 놓이고, 상기 제 1 길이의 중성자 흡수재와 제 2 스페이서 사이에 보이드 공간을 덮는 제 2 스페이서; 및
    상기 긴 배관 클래딩 내에 위치되고, 상기 제 2 스페이서로부터 상기 상단부 플러그를 향해 축선 상으로 연장되고, 그리고 상기 상단부 플러그의 단측에서 종료되는 제 2 길이의 중성자 흡수재를 포함함을 특징으로 하는 제어봉.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 스페이서는 고체 디스크임을 특징으로 하는 제어봉.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 길이의 중성자 흡수재는 조사 성장(irradiation growth)을 흡수하기 위한 고리 모양 크기로 형성된 중앙 보이드 영역을 가짐을 특징으로 하는 제어봉.
  4. 제 3 항에 있어서,
    상기 제 2 길이의 중성자 흡수재는 고체 펠릿이거나 또는 그 안에 보이드 영역이 없는 봉임을 특징으로 하는 제어봉.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 길이의 중성자 흡수재는 상기 제 1 슬리브의 내부 직경보다 작은 외부직경을 가지며, 그리고 조사성장을 수용하기 위한 크기 사이에서 보이드 공간이 정해짐을 특징으로 하는 제어봉.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 슬리브는 상기 긴 배관 클래딩의 내부 직경보다 작은 외부 직경을 가지며, 그리고 조사성장을 수용하는 크기 사이에서 보이드 공간이 정해짐을 특징으로 하는 제어봉.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 제 1 길이의 중성자 흡수재는 상기 제 1 슬리브 내에 수용됨을 특징으로 하는 제어봉.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 2 스페이서 상에 있는 상기 긴 배관 클래딩 상의 하부 내에 수용되고, 상기 제 2 스페이서로부터 제 2 거리만큼 축선 상으로 연장되는 제 2 슬리브;
    상기 긴 배관 클래딩 내에 위치되고 상기 제 2 스페이서로부터 상기 제 2 슬리브의 상단부를 향해 축선 상으로 연장되고, 그리고 상기 제 2 슬리브의 상단부의 단측에서 종료되는 제 3 길이의 중성자 흡수재; 및
    상기 제 2 슬리브의 상단부 상에 놓이고, 상기 제 3 길이의 중성자 흡수재와 제 3 스페이서 사이의 제 2 보이드 공간을 덮는 제 3 스페이서를 더 포함하며, 그리고
    상기 제 3 스페이서는 상기 제 2 슬리브와 상기 제 2 길이의 중성자 흡수재 사이에 삽입됨을 특징으로 하는 제어봉.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 슬리브는 1 ft와 2 ft(.3048 m와 .6096 m) 길이 범위에 있음을 특징으로 하는 제어봉.
  10. 적어도 복수의 제어봉 일부를 가지는 제어봉 집합체로서:
    일측 길이에서 축 크기의 제 1 말단부와 타측 길이에서 축 크기의 제 2 말단부를 가지는 축 크기를 가지며, 그리고 핵연료 집합체의 제어봉 가이드 딤블의 공동 내부의 가장 좁은 크기 내에 맞기 위해 외부 크기를 가지는 긴 배관 클래딩;
    상기 긴 배관 클래딩의 제 1 말단부에서 끝나고 상기 제어봉 가이드 딤블 내에 슬라이드식으로 수용되는 하단부 플러그;
    상기 긴 배관 클래딩의 제 2 말단부에서 끝나는 상단부 플러그;
    상기 하단부 플러그로부터 축선 상으로 제 1 거리만큼 연장된 상기 긴 배관 클래딩의 하부 내에 수용되는 제 1 슬리브;
    상기 제 1 슬리브의 하단부가 제 1 스페이서에 놓이도록 상기 제 1 슬리브와 상기 하단부 플러그 사이에 삽입된 제 1 스페이서;
    상기 긴 배관 클래딩 내에 위치되고, 상기 제 1 스페이서로부터 상기 제 1 슬리브의 상단부를 향해 축선 상으로 연장되고, 그리고 상기 제 1 슬리브의 상단부의 단측에서 종료되는 제 1 길이의 중성자 흡수재;
    상기 제 1 슬리브의 상단부 상에 놓이고, 상기 제 1 길이의 중성자 흡수재 와 제 2 스페이서 사이에 보이드 공간을 덮는 제 2 스페이서; 및
    상기 긴 배관 클래딩 내에 위치되고, 상기 제 2 스페이서로부터 상기 상단부 플러그를 향해 축선 상으로 연장되고, 그리고 상기 상단부 플러그의 단측에서 종료되는 제 2 길이의 중성자 흡수재를 포함함을 특징으로 하는 적어도 복수의 제어봉 일부를 가지는 제어봉 집합체.
  11. 연료 집합체 내에 대응되는 가이드 딤블 내에서 다수의 제어봉을 상승 및 하강시키는 제어 집합체에 대응되게 정렬되는 적어도 복수의 연료 집합체 일부를 가지는 노심으로 구성된 원자로에 있어서, 상기 제어봉 중 적어도 일부는:
    일측 길이에서 축 크기의 제 1 말단부와 타측 길이에서 축 크기의 제 2 말단부를 가지는 축 크기를 가지며, 그리고 대응되는 핵연료 집합체의 제어봉 가이드 딤블의 공동 내부의 가장 좁은 크기 내에 맞는 외부 크기를 가지는 긴 배관 클래딩;
    상기 긴 배관 클래딩의 제 1 말단부에서 끝나고 상기 제어봉 가이드 딤블 내에 슬라이드식으로 수용되는 하단부 플러그;
    상기 긴 배관 클래딩의 제 2 말단부에서 끝나는 상단부 플러그;
    상기 하단부 플러그로부터 축선 상으로 제 1 거리만큼 연장된 상기 긴 배관 클래딩의 하부 내에 수용되는 제 1 슬리브;
    상기 제 1 슬리브의 하단부가 제 1 스페이서에 놓이도록 상기 제 1 슬리브와 상기 하단부 플러그 사이에 삽입된 제 1 스페이서;
    상기 긴 배관 클래딩 내에 위치되고, 상기 제 1 스페이서로부터 상기 제 1 슬리브의 상단부를 향해 축선 상으로 연장되고, 그리고 상기 제 1 슬리브의 상단부의 단측에서 종료되는 제 1 길이의 중성자 흡수재;
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20230139592A (ko) * 2022-03-28 2023-10-05 한국과학기술원 피동 안전 장치 및 핵연료 집합체

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9852818B2 (en) * 2009-11-06 2017-12-26 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
CN102714063B (zh) * 2009-11-06 2016-06-22 泰拉能源有限责任公司 用于控制核反应堆中的反应性的系统和方法
US9190177B2 (en) * 2009-11-06 2015-11-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9793013B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US20130070890A1 (en) * 2011-09-19 2013-03-21 Westinghouse Electric Company Llc Grooved nuclear fuel assembly component insert
US9875818B2 (en) 2012-10-11 2018-01-23 Bwx Technologies, Inc. Fail-safe reactivity compensation method for a nuclear reactor
US11024433B2 (en) * 2016-12-30 2021-06-01 Nuscale Power, Llc Control rod damping system
US20240006091A1 (en) * 2020-12-23 2024-01-04 Framatome Gmbh Device for use in a fuel assembly of nuclear power plant, method for manufacturing a device and method for activating a material in a nuclear power plant
CN113012828B (zh) * 2021-02-08 2024-05-10 中广核研究院有限公司 一种控制棒吸收体组件、控制棒及控制棒组件

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3975233A (en) * 1952-09-10 1976-08-17 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Neutronic reactor
US4169759A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Method for operating a nuclear reactor with scrammable part length rod
US4062725A (en) * 1975-08-14 1977-12-13 Combustion Engineering, Inc. Part length control rod
US4169760A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor with scrammable part length rod
US4208247A (en) * 1977-08-15 1980-06-17 Westinghouse Electric Corp. Neutron source
US4326919A (en) * 1977-09-01 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core arrangement
US4172762A (en) * 1978-01-20 1979-10-30 Combustion Engineering, Inc. High exposure control rod finger
FR2470432A1 (fr) * 1979-11-19 1981-05-29 Pechiney Ugine Kuhlmann Uran Nouvelle barre de reglage pour reacteur nucleaire
US4624827A (en) * 1984-07-23 1986-11-25 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod having a reduced worth tip
FR2570214B1 (fr) * 1984-09-13 1986-11-14 Commissariat Energie Atomique Aiguille absorbante pour assemblage absorbant de reacteur nucleaire a neutrons rapides
DE3529242A1 (de) * 1985-08-16 1987-02-19 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Absorberstab
US4707329A (en) * 1986-01-07 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth
US4678628A (en) * 1986-03-03 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod cluster for enthalpy rise compensation
DE3835711A1 (de) * 1988-10-20 1990-04-26 Bbc Reaktor Gmbh Steuerstab zur beeinflussung der reaktivitaet eines kernreaktors und anordnung mehrerer dieser steuerstaebe zu einem steuerelement
US5064607A (en) * 1989-07-10 1991-11-12 Westinghouse Electric Corp. Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth
RU2077743C1 (ru) * 1995-08-02 1997-04-20 Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" Регулирующий стержень ядерного реактора
SE508645C2 (sv) * 1996-06-20 1998-10-26 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron för lättvattenreaktor med axiellt gap i det klyvbara materialet
JP3021405B2 (ja) * 1997-12-11 2000-03-15 核燃料サイクル開発機構 中性子吸収ピン
JPH11281784A (ja) * 1998-03-26 1999-10-15 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 制御棒
JP2000121769A (ja) * 1998-10-15 2000-04-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉用制御棒
JP2001108780A (ja) * 1999-10-08 2001-04-20 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉用制御棒
US7460632B2 (en) * 2004-09-22 2008-12-02 Areva Np Inc. Control rod absorber stack support
US7412021B2 (en) * 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20230139592A (ko) * 2022-03-28 2023-10-05 한국과학기술원 피동 안전 장치 및 핵연료 집합체

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JP2009063561A (ja) 2009-03-26

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