KR20130061202A - 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법에 관한 것으로, 상세하게는 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 중성자 흡수물질을 투입하는 단계를 포함하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법을 제공한다. 본 발명에 따른 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법은 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 입자형 중성자 흡수물질을 투입하여 사용 후 핵연료 표면에 중성자 흡수물질을 침적시킬 수 있으며, 이를 통해 사용 후 핵연료에서 발생하는 중성자를 흡수하여 추가적인 핵분열 반응성을 저하시킬 수 있다. 또한, 저장수가 모두 상실된 사용 후 핵연료 저장 수조에 저장수를 다시 보충하였을 때에도, 즉각적인 중성자 흡수 능력을 제공할 수 있다.

Description

사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법{The method for treating of neutrons generated from spent nuclear fuel}
본 발명은 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법에 관한 것이다.
일반적으로 원자로에서 연소된 사용 후 핵연료는 연료내에 존재하는 고방열 핵종으로 인하여 상당 기간 동안 붕괴 열 (decay heat)을 지속적으로 발생시키기 때문에, 이러한 붕괴 열을 제거하기 위하여 사용 후 핵연료는 원자로에서 방출된 후 일정기간 동안 냉각기능이 있는 저장 수조 내에서 보관된다. 이때, 저장 수조에 보관되는 사용 후 핵연료 내에는 아직까지 많은 핵분열 물질 (fissile materials)이 존재하기 때문에 핵반응이 재개되지 않도록 임계치 이내로 그 저장량을 관리하고 있다. 또한, 핵반응 재개에 대한 안전성을 강화하기 위하여 저장 수조 내에 중성자를 흡수하는 물질인 붕산수를 첨가하며, 이와 함께 연료집합체 사이에도 중성자 흡수물질이 포함된 연료 수납랙을 설치하여 사용 후 핵연료에서 방출되는 중성자를 흡수한다.
2011년 일본 원전사고를 통하여 인지되었듯이, 사용 후 핵연료 저장 수조 (pool) 및 사용 후 핵연료 중간저장 시설에 냉각기능 상실 사고가 발생하는 경우, 핵연료에서 발생하는 고방열 핵종의 붕괴 열로 인하여 저장수가 증발하고, 저장수가 증발된 후에는 금속 피복재 고온 산화에 의해서 수소기체가 발생하여 수소 폭발이 발생한다. 또한, 온도가 계속 상승하면 사용 후 핵연료가 용융되어 저장 수조 바닥에 모이게 된다. 이때, 중성자 흡수물질로 냉각수에 첨가한 붕산은 수용성 물질이므로 저장수 증발시 저장 수조 내부에 결정으로 석출되며, 이로 인하여 적절한 중성자 흡수 기능을 수행하지 못하게 된다. 따라서 저장 수조 바닥에 용융된 핵연료는 핵반응에 대한 임계질량을 초과하여 핵반응이 재개될 가능성이 높아지게 된다.
나아가, 사용 후 핵연료 저장 수조의 냉각수가 상실된 후 냉각수를 다시 보충하는 경우에도, 석출된 붕산이 다시 완전히 용해될 때까지는 상당한 시간(수 시간 이상)이 소요되므로, 반드시 보충 냉각수로 고농도의 붕산수를 사용하여야 하는 어려움이 있다.
현재까지 개발된 사용 후 핵연료 저장 수조의 재임계에 대한 안전성 향상기술은, 미국공개특허 5,085,825 A(공개일 1992년 02월 04일)에서는 다중 안전주입 개념을 도입하여 원자로 내부에 중성자흡수물질이 함유된 냉각수를 주입함으로써 원자로의 안전을 강화시킨 바 있다. 또한, 일본공개특허 제2005-181238호 (공개일 2005년 07월 07일)에서는 원자력 플랜트의 사용 후 핵연료 저장시설에 붕산수를 주입할 수 있는 복수의 살포노즐을 구비하여, 핵반응 임계치 도달 이전에 펌프를 이용하여 붕산수저장 탱크에 저장되어 있는 붕산수를 살포할 수 있는 기술이 개시된 바 있다. 상기 선행특허와 같이 현재까지 개발된 대부분의 기술은 붕산수를 효율적으로 저장 수조에 주입하는 방법에 집중하였으며, 이들은 앞서 설명한 바와 같이 붕산수가 가지는 문제점을 그대로 내재하고 있다.
한편, 원자로나 사용 후 핵연료 저장 수조의 안전성 향상을 위하여, 붕산과 같은 용해성 중성자 흡수물질 및 입자형 중성자 흡수물질을 함께 사용하는 기술이 개발된 바 있으며, 상기 중성장 흡수물질을 냉각수에 분산시키는 것이 아닌 사용 후 핵연료 저장랙 재료와 혼합되어 사용하고 있다. 유럽공개특허 EP 0016252 (A1) (공개일 1980년 10월 01일)에는 사용 후 핵연료 저장랙 재료에 중성자 흡수물질을 분산시켜 중성자 흡수 성능을 향상시키는 방법이 개시된 바 있다. 또한, 대한민국 등록특허 제10-1020784호 (등록일 2011년 03월 02일)에서는 초임계압수 냉각원자로의 비상노심장치에 사용되는 냉각수를 제공하고 있으며, B4C를 비상주입하여 냉각수의 중성자 흡수 입자로 사용하는 내용이 개시된 바 있다.
이와 같이, 사용 후 핵연료 저장수 내에서는 붕산이 중성자 흡수재로 사용되고 있으며, 입자형 중성자 흡수물질은 저장수가 아니라 사용 후 핵연료 집합체 사이에 설치하는 랙(rack)을 제조할 때 혼합되어 사용되어왔다. 따라서, 상기한 선행기술로는 저장수가 고갈되어 붕산이 석출되는 경우, 적절한 중성자 흡수기능을 제공할 수 없는 문제가 있다.
이에, 본 발명자들은 사용 후 핵연료 저장 수조가 냉각기능을 상실하는 경우에도 중성자를 효과적으로 흡수하는 방법을 연구하던 중, 미세 입자가 비등 표면에 침적되는 현상을 이용하여 저장수의 냉각기능이 상실될 경우, 미세 입자형 중성자 흡수물질을 저장수에 투입하여 사용 후 핵연료 표면에 중성자 흡수물질을 침적시키고, 이를 통하여 사용 후 핵연료에 대한 중성자 흡수 능력을 유지시키는 중성자 처리방법을 개발하고 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법을 제공하는 데 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은
냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 중성자 흡수물질을 투입하는 단계를 포함하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법을 제공한다.
또한, 본 발명은
사용 후 핵연료 저장수의 온도를 측정하기 위한 온도센서; 및
사용 후 핵연료 저장수의 온도변화 시, 사용 후 핵연료 저장수로 중성자 흡수물질을 투입하기 위한 중성자 흡수물질 투입장치;를 포함하는 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수의 중성자 처리장치를 제공한다.
본 발명에 따른 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법은 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 입자형 중성자 흡수물질을 투입하여 사용 후 핵연료 표면에 중성자 흡수물질을 침적시킬 수 있으며, 이를 통해 사용 후 핵연료에서 발생하는 중성자를 흡수하여 추가적인 핵분열 반응성을 저하시킬 수 있다. 또한, 저장수가 모두 상실된 사용 후 핵연료 저장 수조에 저장수를 다시 보충하였을 때에도, 즉각적인 중성자 흡수 능력을 제공할 수 있다.
도 1은 물의 비등이 분산 입자의 침적을 촉진하는 과정을 개략적으로 나타낸 그림이고;
도 2는 본 발명에 따른 중성자 처리장치의 바람직한 일 실시예를 개략적으로 나타낸 도면이고;
도 3은 중성자 흡수물질의 침적 분석을 수행하기 위하여 구성한 실험장치 사진이고;
도 4 및 도 5는 중성자 흡수물질이 침적된 히터를 나타낸 사진이고;
도 6은 중성자 흡수물질의 투입량에 따른 pH 변화를 나타낸 그래프이다.
본 발명은
냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 중성자 흡수물질을 투입하는 단계를 포함하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법을 제공한다.
사용 후 핵연료는 연료내에 존재하는 핵분열 생성물인 고방열 핵종으로 인하여 지속적으로 열을 발생시키며, 이로 인하여 저장수를 포함하는 저장조 내에 보관된다. 현재 이용되고 있는 사용 후 핵연료 저장조에는 용해성 붕산을 중성자 흡수물질로 사용하고 있으며, 상기 용해성 붕산은 저장수의 정화와 관리가 용이하여 중성자 흡수물질로 가장 많이 사용되고 있다. 그러나, 저장조가 냉각기능을 상실하여 저장수가 고갈되는 비상상황이 발생했을 시에는 붕산이 농축되어 침전되는 문제가 있으며, 이로 인하여 중성자 흡수 능을 상실하게 된다.
이에, 본 발명에 따른 중성자 처리방법은 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 중성자 흡수물질을 투입하여 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자가 외부로 누출되지 않도록 처리한다. 이때, 투입된 중성자 흡수물질은 저장수에 용해되지 않고 사용 후 핵연료의 표면에 침적되며, 이를 통해 저장수가 모두 고갈되는 상황에서도 중성자를 흡수할 수 있는 기능을 제공한다. 또한, 저장수로 투입되는 상기 중성자 흡수물질은 사용 후 핵연료 표면의 비등이 발생하는 지점에서 우선적으로 침적한다. 비등이 발생하는 지점은 사용 후 핵연료 표면이므로, 이러한 비등에 의한 침적 현상을 통해 중성자를 보다 효과적으로 흡수할 수 있다.
도 1은 물의 비등이 분산된 입자의 침적을 촉진하는 과정을 개략적으로 나타낸 그림이다. 도 1에 나타낸 바와 같이, 물의 비등은 분산된 입자를 물과 수증기 기포 계면으로 몰아놓은 후, 수증기 기포가 비등 표면을 이탈할 때 그 입자들을 비등 표면에 남겨 둠으로써 입자가 침적되도록 한다. 입자의 침적이 진행될수록 분산입자가 침적되어 형성된 침적층이 두꺼워지고, 이에 따라 비등 침니(chimney)가 형성됨으로써 입자의 침적속도가 더욱 상승하게 되다.
상기와 같이 물의 비등은 분산 입자의 침적을 유도하지만, 이를 위해서는 저장조에 투입된 입자가 냉각수에 안정하게 분산되어 사용 후 핵연료의 비등 표면으로 이동되어야 한다. 따라서 입자 침적을 잘 유도시키기 위해서는 물에서의 입자의 분산 특성이 중요하다. 미세 입자의 분산 특성은 일반적으로 입자 크기에 의해서 좌우된다. "Introduction to Colloid and Surface Chemistry" (Duncan J. Shaw, Bitterworth-Heinemann, 4th ed., page 1, 1992)에 따르면, 직경이 1 nm 내지 1 μm 사이인 입자가 매질에 분산되어 있을 경우, 이를 콜로이드라 하며 어떠한 외부 에너지 투입 없이도 안정하게 분산된 형태를 유지할 수 있다. 매질이 물인 경우, 입자 직경이 1 μm 이하이더라도 상온에서 분산이 잘되며, 만약 물이 열 대류 또는 물리적인 힘에 의해서 유동하는 경우에는 더욱 큰 입자도 안정하게 분산될 수 있다. 본 발명에 따르면(실험예 1 참조) 평균 직경이 5 μm 이하인 입자가 100 ℃의 온도인 물의 비등 표면에 잘 침적되고 있음을 알 수 있다.
한편, 중성자 흡수 능은 물질의 질량에 비례하며, 입자의 질량은 그 직경의 3승에 비례하므로 입자의 직경이 10 nm 이하인 매우 미세한 입자의 경우에는 작은 질량으로 인하여 중성자 흡수 능이 미미한 문제가 있다.
따라서 상기 중성자 흡수물질의 크기는 평균 직경이 5 μm 이하인 것이 바람직하며, 평균 직경이 10 nm 내지 1 μm인 것이 더 바람직하다. 평균 직경이 상기 범위를 나타내는 미세 입자형 중성자 흡수물질은 저장수가 비등하는 조건에서 비등 표면에 침적되는 특성을 가지며, 사용 후 핵연료에서 방출되는 중성자를 효율적으로 흡수할 수 있다.
사용 후 핵연료 저장수로 투입되는 상기 중성자 흡수물질은 중성자 흡수단면적 값이 큰 원소를 포함하는 것이 바람직하다. 따라서 상기 중성자 흡수물질로는 붕소(B), 가돌리늄(Gd), 은(Ag) 및 카드뮴(Cd)으로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1종 이상을 포함하는 물질을 사용할 수 있으며, 붕소 또는 가돌리늄의 탄화물, 붕소 또는 가돌리늄의 산화물, 붕소 또는 가돌리늄의 질화물, 또는 붕화금속을 사용하는 것이 더욱 바람직하고, 가장 바람직하게는 B4C, B2O3, BN, Gd2O3, GdC2. GdN, TiB2 등을 사용할 수 있다.
중성자 흡수 능은 동일한 원소 중에서도 원소의 질량수에 따라 그 흡수 능이 상이하다. 붕소의 경우, 질량수가 10인 붕소(B-10)와 11인 붕소(B-11)가 있으며, 질량수가 10인 붕소는 중성자 흡수 능이 높으나, 질량수가 11인 경우에는 중성자를 흡수를 하지 않는다. 자연계에 존재하는 붕소는 질량수가 10인 붕소의 함량이 19.9%, 질량수가 11인 붕소는 80.1%로 혼재되어 있다. 인위적으로 중성자 흡수 능이 높은 질량수 10인 붕소의 함량을 높여 주면 동일한 양의 물질을 사용하더라도 중성자 흡수 능을 향상시킬 수 있다. 따라서, 상기 중성자 흡수물질이 B4C, B2O3, BN, TiB2 등과 같이 붕소를 함유하는 경우, 붕소 중 B-10 (질량수: 10)의 동위원소 함량이 19.9% 이상인 것이 바람직하고, Gd2O3, GdC2. GdN 등과 같이 가돌리늄을 함유할 경우에는 상기 가돌리늄 중 Gd-157의 동위원소 함량이 15.65% 이상인 것이 바람직하다. 상기 B-10 및 Gd-157의 동위원소는 해당 원소에서 중성자 흡수 능을 가지는 동위원소들로써, 이러한 동위원소 함량을 증가시켜 중성자 흡수물질을 제조함으로써 보다 성능이 더욱 우수한 중성자 흡수 물질을 제공할 수 있다.
상기 중성자 흡수물질은 저장수에 분산되어 안정화될 때, 물분자를 가수분해시켜 분산 용액의 pH를 변화시킬 수 있다. 예를 들어 B4C 미세입자를 사용하는 경우, 저장수(물)에 분산될 때 입자표면에 수산화기(-OH)가 흡착되어 안정화되므로, 저장수의 pH가 낮아지며 강한 산성용액으로 변화된다. 저장수의 pH가 낮아지면 중성자 흡수물질의 분산능력이 저하될 수 있으며, 이와 함께 방사선 요오드의 휘발도가 높아지므로, 이를 방지하기 위하여 중성자흡수 미세입자와 함께 pH 조절제를 투입할 수 있다.
또한, 본 발명은
사용 후 핵연료 저장수의 온도를 측정하기 위한 온도센서; 및
사용 후 핵연료 저장수의 온도변화 시, 사용 후 핵연료 저장수로 중성자 흡수물질을 투입하기 위한 중성자 흡수물질 투입장치;를 포함하는 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수의 중성자 처리장치를 제공한다. 본 발명에 따른 중성자 처리장치의 바람직한 일 실시예를 개략적으로 나타낸 도면을 도 2에 나타내었다.
도 2를 참조하면, 본 발명에 따른 중성자 처리장치는 사용 후 핵연료 저장조의 냉각기능을 확인하기 위하여 사용 후 핵연료 저장수의 온도를 측정하는 온도센서를 포함하고, 상기 온도센서를 통해 저장조의 냉각기능이 상실되었음을 확인하였을 때 중성자 흡수물질을 투입하기 위한 중성자 흡수물질 투입장치를 포함한다. 또한, 도 2에 개략적으로 나타낸 바와 같이, 온도센서를 통해 저장조의 온도변화를 파악한 후, 자동 또는 반자동으로 중성자 흡수물질 투입장치가 작동하여 중성자 흡수물질을 저장수를 투입할 수 있다.
본 발명에 따른 중성자 처리장치의 작동원리는 다음과 같다.
사용 후 핵연료 저장조의 냉각기능이 상실되면 저장수의 온도가 상승하고, 온도센서는 이를 감지하여 중성자 흡수물질 투입장치를 개방하여 중성자 흡수물질을 저장조 내의 저장수로 자동 투입하며, 또는 저장수의 온도 상승을 저장조 관리자가 파악하여 반자동으로 투입할 수 있다.
이때, 중성자 흡수물질이 투입되는 온도는 정상상태인 저장수 온도 25 ℃보다 높은 온도로 설정하며, 필요에 따라 저장수의 온도범위를 복수개의 단계로 나누어 시스템 오작동 여부 등을 판단할 수 있다. 예를 들면, 저장수의 온도가 30 ℃ 이상에서는 주의단계, 40 ℃ 이상에서는 경고단계 및 60 ℃ 이상에서는 비상경고단계를 설정하여 체계적으로 비정상 상태에 대비할 수 있다.
저장수의 온도상승에 따라 저장수로 투입되는 중성자 흡수물질은 저장수와 접하고 있는 저장수 외벽, 연료 수납랙 등 다양한 구조물 표면 중, 사용 후 핵연료로부터 배출되는 열로 인하여 비등이 발생되는 사용 후 핵연료 피복재 표면에 우선적으로 침적된다. 상기 비등이 발생하는 지점은 열 방출이 집중적으로 발생하는 지점, 즉 사용 후 핵연료가 밀집되어 있는 지점이기 때문에 핵반응이 재개할 가능성이 가장 높은 지점이다. 즉, 본 발명에 따른 중성자 처리장치를 통해 중성자 흡수물질을 저장수에 투입함으로써, 중성자 흡수물질을 사용 후 핵연료가 밀집되어 있는 지점의 핵연료 표면에 우선적으로 침적시킬 수 있고 이를 통해 중성자 흡수를 더욱 효과적으로 수행할 수 있다.
한편, 본 발명에 따른 중성자 처리장치는 pH 조절장치를 더 포함할 수 있다. 상기 pH 조절장치는 저장수 내의 pH의 변화가 극심한 경우 pH 조절제를 투입함으로써 저장수의 pH를 조절한다. 중성자 흡수물질이 투입됨으로써 저장수의 pH 변화가 극심한 경우, 제타전위를 저하시켜 중성자 흡수물질의 안정한 분산을 저해할 수 있다. 따라서, 상기 중성자 처리장치가 pH 조절장치를 더 포함하는 것이 바람직하나, 이에 제한되는 것은 아니다.
이하, 본 발명을 실시예를 통해 보다 구체적으로 설명한다. 그러나, 하기 실시예는 본 발명을 설명하기 위한 것일 뿐, 하기 실시예에 의하여 본 발명의 권리범위가 한정되는 것은 아니다.
<실험예 1> 중성자 흡수물질 침적 분석
사용 후 핵연료 저장조의 저장수가 냉각기능을 상실하는 경우, 본 발명에 따른 처리방법으로 중성자 흡수물질을 투입하여 사용 후 핵연료 표면에 침적시킴으로써 중성자를 효과적으로 흡수할 수 있음을 입증하기 위하여 하기와 같은 침적 실험을 수행하였다.
열을 방출하는 사용 후 핵연료를 모사하기 위하여 열출력 100 W인 소형 막대형 히터(4.7 W/cm2), 붕산수 (1500 ppm B) 용액 및 붕산수에 붕소기준 5,000 ppm의 농도로 B4C 입자 (평균직경 5 μm 이하)를 분산시킨 용액을 각각 준비하였다. 붕산수 용액 및 B4C 입자가 분산된 용액 모두에 가성소다 (NaOH)를 첨가하여 pH를 7.5로 조절하였다.
상기 붕산수 용액 및 B4C 입자가 분산된 용액에 막대형 히터를 도 3과 같이 설치한 후, 20 분간 전기히터를 가동하여 열을 가함으로써 비등을 유도하였고, 비등이 일어난 히터 표면을 관찰하였다. 이때, 비등이 일어난 히터 표면을 도 4 및 도 5에 나타내었다.
도 4에 나타낸 바와 같이, 붕산수 용액에서 비등된 히터표면(A)에서는 어떠한 침적물질도 관찰되지 않았지만, B4C 입자가 분산된 용액에서 비등된 히터 표면 (B)에서는 다량의 B4C 입자가 침적된 것을 알 수 있다. 이때, 침적된 B4C 양은 열출력이 4.7 W/cm2 일 때, 약 230 g/cm2의 B4C 입자가 침적되었다.
또한, 도 5에 나타낸 바와 같이 침적이 발생한 히터표면을 더욱 자세히 관찰하였을 때, 히터의 열선으로 인하여 비등에 발생한 부분에는 많은 양의 B4C 입자가 침적되었지만, 인근의 비등이 발생하지 않은 영역(non-boiling zone)에서는 침적이 관찰되지 않았다. 이를 통해, 물의 비등이 B4C 와 같은 중성자 흡수물질의 침적을 가속화시킴을 확인하였다.
<실험예 2> 중성자 흡수물질에 의한 pH 변화 분석
본 발명에 따른 처리방법으로 중성자 흡수물질을 투입하여 저장수로 중성자 흡수물질이 분산되면서 안정화될 때, 저장수의 pH 변화를 관찰하기 위하여, 하기와 같은 실험을 수행하였다.
상기 실험예 1에서 수행한 침적 분석 중, B4C 입자가 분산된 수용액의 pH 변화를 측정하였고, 그 결과를 도 6에 나타내었다.
도 6에 나타낸 바와 같이, 저장수에 투입되어 분산되는 B4C 양이 증가함에 따라 pH가 감소하는 것을 알 수 있다. 즉, 중성자 흡수물질인 B4C 입자가 분산되면서 표면에 수산화기(-OH)를 흡착하여 pH가 감소하는 것을 확인하였다. 이와 같이, 중성자 흡수물질을 투입함으로써 pH의 변화가 극심한 경우 제타전위를 저하시켜 중성자 흡수물질의 안정한 분산을 저해할 수 있다. 따라서, 본 발명에 따른 처리방법에서 pH 조절제를 저장수에 투입하여 저장수의 pH를 중성으로 조절함으로써 중성자 흡수물질을 더욱 안정적으로 분산시킬 수 있음을 확인하였다.

Claims (13)

  1. 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 중성자 흡수물질을 투입하는 단계를 포함하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  2. 제1항에 있어서, 상기 중성자 처리방법은 사용 후 핵연료 저장수에 중성자 흡수물질을 투입하여 사용 후 핵연료 표면으로 중성자 흡수물질을 침적시키는 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  3. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질은 붕소(B), 가돌리늄(Gd), 은(Ag) 및 카드뮴(Cd)으로 이루어지는 군으로부터 선택되는 1종 이상을 포함하는 물질인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  4. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질은 붕소 또는 가돌리늄의 탄화물인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  5. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질은 붕소 또는 가돌리늄의 산화물인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  6. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질은 붕소 또는 가돌리늄의 질화물인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  7. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질은 B4C, B2O3, BN, Gd2O3, GdC2, GdN 및 TiB2로 이루어지는 군으로부터 선택되는 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  8. 제3항 내지 제7항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 붕소(B) 중 B-10의 동위원소 함량은 19.9% 이상인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  9. 제3항 내지 제7항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 가돌리늄(Gd) 중 Gd-157의 동위원소 함량은 15.65% 이상인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  10. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질의 평균 직경은 5 μm 이하인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  11. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질의 평균 직경은 10 nm ~ 1 μm인 것을 특징으로 하는 사용 후 핵연료로부터 발생하는 중성자 처리방법.
  12. 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수물질은 pH 조절제와 함께 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수에 투입되는 것을 특징으로 하는 중성자 처리방법.
  13. 사용 후 핵연료 저장수의 온도를 측정하기 위한 온도센서; 및
    사용 후 핵연료 저장수의 온도변화 시, 사용 후 핵연료 저장수로 중성자 흡수물질을 투입하기 위한 중성자 흡수물질 투입장치;를 포함하는 냉각기능을 상실한 사용 후 핵연료 저장수의 중성자 처리장치.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3134902B1 (en) * 2014-04-25 2021-03-31 Ceradyne Inc. Nuclear fuel storage pool including aqueous solution of polyhedral boron hydride anions or carborane anions and methods of using the same
US10128006B2 (en) * 2015-10-12 2018-11-13 Westinghouse Electric Company Llc Cryogenic system for spent nuclear fuel pool emergency cooling and safety system
CN114292108B (zh) * 2021-11-29 2023-01-31 华能核能技术研究院有限公司 一种控制棒用碳化硼-氧化钆中子吸收体材料及其制备方法
CN116230259A (zh) * 2023-05-09 2023-06-06 有研资源环境技术研究院(北京)有限公司 一种复合中子吸收材料及其制备方法

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1283159A (en) * 1970-05-21 1972-07-26 Atomic Energy Authority Uk Improvements in neutron absorbers
US4143276A (en) * 1977-05-09 1979-03-06 Brooks & Perkins, Incorporated Spent nuclear fuel storage racks
US4865769A (en) * 1988-12-07 1989-09-12 Sanoya Industries Co., Ltd. Radiation shielding material and process for preparing the same
US6544606B1 (en) * 2000-01-11 2003-04-08 Nac International Systems and methods for storing fissile materials
US6813329B1 (en) * 2003-06-12 2004-11-02 Westinghouse Electric Copmany Llc Crud-resistant nuclear fuel cladding
JP4764411B2 (ja) * 2007-12-27 2011-09-07 三菱重工業株式会社 ｐＨ調整システムおよびｐＨ調整方法
KR101020784B1 (ko) * 2009-03-19 2011-03-09 한국원자력연구원 초임계압수냉각원자로의 비상노심냉각장치에 사용되는 중성자 흡수 물질이 균일하게 분산된 냉각수

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