KR20130112008A - RNR-Na 또는 SFR 원자로와 같은 액체금속냉각 원자로로부터 언로딩될 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워 측정 장치 - Google Patents

Abstract

본 발명은 RNR-Na 또는 SFR 원자로와 같은, 액체 금속-냉각 원자로로부터 언로딩될 수 있는 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워를 측정하기 위한 장치에 관한 것이다.
본 발명은 액체 금속으로 채워진 원자로의 용기로부터 언로딩될 수 있는 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워를 측정하기 위한 장치에 관한 것으로서, 종축(X)을 따라 가늘고 길게 형성되고, 불활성 가스를 수용하도록 2중 벽으로서 배치된 2개의 내벽과 외벽을 구비하고, 내벽은 집합체가 관통 유입되는 제1 개구와 집합체의 기저만 관통 유입되는 제2 개구를 각각 구획하며, 집합체가 수납되고 기저로부터 이격되어 종축(X)을 따라 연장되며 제1 개구와 제2 개구 사이의 공간을 구비하며, 내벽 및/또는 외벽은 집합체의 기저를 통한 액체 금속의 유입을 허용하도록 제2 개구 근처에 정렬된 포트(pot); 포트에 연결되어 집합체를 통해 순환하는 액체 금속의 유동율을 측정할 수 있는 유량계; 및 포트에 연결되어 조립체의 기저 및 그 반대 개방단의 각각의 근처에서 액체 금속의 온도를 측정할 수 있는 제1 온도 측정 수단과 제2 온도 측정 수단을 구비한다.

Description

RNR-Na 또는 SFR 원자로와 같은 액체금속냉각 원자로로부터 언로딩될 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워 측정 장치{Device for measuring the residual power of a spent fuel assembly, intended to be unloaded from liquid metal-cooled reactor, such as an RNR-Na or SFR reactor}

본 발명은 RNA-Na 또는 SFR(소듐냉각 고속로)이라고 명명되고 소위 4세대 원자로 계열의 부분을 형성하는, 액체 소듐으로 냉각되는 액체금속냉각고속 중성자 원자로에 관한 것이다.

SFR 원자로에 있어서, 사용후 집합체(spent assembly)는 새로운 조립체로 정규적으로 교체되어야 한다. 이러한 취급 공정은 코어로부터 다른 저장소로 원자로 용기(vessel)로부터 사용후 집합체를 개별적으로 이송시키는 로딩/언로딩 머신을 이용하여 수행된다. 이러한 다른 저장소는 다른 외부 용기와 세척 장치 중 어느 하나이다. 이러한 취급은 완벽하게 안전한 상태 즉, 그 어떤 상황에서도 사용후 집합체를 냉각시킬 수 있는 상태에서 수행되어야 한다. 사용후 집합체가 원자로 용기의 액체 소듐에 가능한 잠겨있는 한, 집합체와 소듐 사이의 열전달이 매우 높아, 결과적으로 집합체는 적절하게 냉각된다.

심각해질 수 있는 하나의 상황은, 언로딩하는 동안, 사용후 집합체가 그 안에 잠기는 대신에 소듐의 바깥에서 고착되어, 집합체의 냉각이 불량하여 궁극적으로 사용후 집합체의 악화를 유발하는 것이다.

이러한 상황을 방지하기 위하여, 언로딩/로딩 머신이 고장나는 경우에 잔류 파워가 추출될 수 있는 최대 파워와 호환되는지 여부를 확인하기 위해서, 사용후 집합체의 관리될 잔류 파워를 알아낼 필요성이 있다. 현재까지, 취급될 집합체의 파워를 현장에서 측정하기 위한 해결책이 존재하지 않았다.

도 1은 프랑스에서 "Superphenix" 원자로로 이미 보유하고 있거나 EFR이라는 이름으로 프랑스에서 계획된 바와 같이, 통합 형태로 건조된 소듐냉각 원자로(SFR)를 도시한다.(선행기술문헌1 참조)

이러한 원자로(1)는 1차 소듐으로 명명되는 액체 소듐(3)으로 채워지고 내부에 코어(4)를 가진 용기(2)를 구비한다. 코어 커버 플러그로 명명되는 플러그(5)는 코어(4) 위에 직접 배치된다. 코어(4) 내부에는 다수의 핵연료 집합체(6)가 배치되어 있고 그 중 어느 하나만 도 1에 도시된다.

이와 같은 원자로(1)에 있어서, 코어(4) 내부에서 핵반응을 하는 동안 생성되는 열의 추출은 미도시된 펌핑 수단에 의해 1차 소듐(3)을 중간 열교환기(7)로 순환시킴으로써 수행된다. 따라서, 1차 소듐은 그 입력 윈도우(70)를 통해 중간 열교환기(7) 안으로 들어가서, 열교환기의 튜브를 통과하여, 열교환기의 출력 윈도우(71)를 통해 재출현하기 전에 그 열을 2차 소듐에 넘겨준다. 따라서, 열의 추출은 그 출력 덕트(9)를 통해 고온이 재출현하기 전에 중간 열교환기에서 유입 덕트(8)를 통해 2차 소듐이 저온에 도달됨으로써 행해진다. 그러면, 추출된 열은 미도시된 스팀 발생기에서 스팀을 생성하는데 사용되고, 생성된 스팀은 미도시된 하나 또는 그 이상의 터빈 또는 발전기로 유도된다. 터빈(들)은 스팀의 기계적 에너지를 전기 에너지로 변환시킨다.

반응 용기(2) 내부에 배치된 적어도 하나의 용기(10)로 구성된 분리 장치에 의해 반응 용기(2)는 분명히 구별되는 2개의 구역들(3A)(3B)로 구분된다. 이러한 분리 장치는 레단(redan)으로 명명된다. 일반적으로, 도 1에 도시된 바와 같이, 분리 장치는 바닥에서 테이퍼지고 상부에서 원통 모양을 가진 하나의 내부 용기(10)로 구성된다. 국제출원공개번호 WO 2010/057720 A1에서 청구되고 개시된 바와 같이, 분리 장치는 그 각각을 통해 열 교환기들이 작동하도록 배치된 상사적인(homothetically) 모양을 한 2개의 벽(wall)으로 구성될 수 있다.

도 1에 도시된 바와 같이, 1차 소듐 구역(3A)은 코어(4)를 빠져나가는 소듐을 수집하고 중간 열교환기(7)로 공급하는 내부 용기(10)에 의해 내적으로 범위가 결정된다. 이러한 구역(3A)은 소듐이 가장 뜨겁기 때문에 통상적으로 고온 구역(3A) 또는 고온 컬렉터로 명명되는 구역을 구성한다. 2차 소듐 구역(3B)은 내부 용기(10)와 반응 용기(2) 사이를 구획하여 중간 열교환기에서 냉각된 1차 소듐을 수거하여 펌핑 수단으로 공급한다. 이러한 구역(3B)은 소듐이 가장 차갑기 때문에 냉각 구역(3B) 또는 저온 컬렉터로 명명되는 구역을 구성한다. 도 1에 도시된 바와 같이, 내부 용기(10) 및 중간 열교환기와 같이, 그것을 통과하는 모든 구성요소들에 의해 밀봉이 생성된다. 따라서, 1차 소듐은 코어(4)로부터 고온 컬렉터(3A)까지 따라서 중간 열교환기(7), 저온 컬렉터(3B), 미도시된 펌핑 수단, 펌핑 시스템 및 다시 코어를 통하는 각각 필요한 폐루프에서 순환이 강제된다.

도 1에 도시된 바와 같이, 반응 용기(2)는 중간 열교환기(7), 코어 커버 플러그(5) 및 펌핑 수단과 같은 다양한 구성요소들을 지지하는 폐쇄 헤드에 의해 밀봉된다. 폐쇄 헤드(11)와 소듐의 레벨 프리(free level)(30A)(30B) 사이의 공간(12)은 통상적으로 커버-가스 플리넘으로 명명되고, 이 공간(12)에는 소듐-불활성 가스(일반적으로 아르곤)으로 채워진다.

도 2는 "Phenix"라는 이름으로 알려진 SFR 원자로의 사용후 핵연료 집합체(6)를 도시한다. 종축(X)을 따라 형성된 가늘고 긴 형태의 이러한 집합체(6)는 중간부, 케이싱을 형성하여 미도시된 연료봉을 둘러싸는 육각 단면의 제1 튜브(60)를 구비한다. 집합체는 집합체의 헤드를 형성하는 정상부, 미도시된 펠릿을 흡수하는 중성자를 대체적으로 둘러싸고 제1 튜브(60)에서 연장하는 제2 튜브(61)를 구비한다. 집합체의 헤드(61)는 그 내부에서 외측으로 개방되는 중앙 개구(610)를 구비한다. 집합체(6)는 제1 튜브(60)에서 연장하여 기저를 형성하는 바닥부(62) 또는 제3 튜브(62)를 구비한다. 집합체의 기저(62)는 코어(4)의 미도시된 지지 구조물 속으로 삽입될 수 있도록 원뿔 또는 라운드 형태의 원위단(620)을 가진다. 집합체의 기저(62)는 그 테두리에서 그 내부로 개방된 개구들(621)을 구비한다.

따라서, 핵연료 집합체의 설치 구성 즉, 코어(4)(도 1)에 로딩된 상태일 때, 1차 소듐은 집합체(6)의 내부를 순환할 수 있으므로, 연료봉에 의해 방출되는 열을 열전도에 의해 취할 수 있다. 그러면, 소듐은 기저(62)의 개구(621)를 통해 도입되어 헤드(61)의 중앙 개구(610)를 통해 빠져나간다.

도 2에 더 자세히 도시된 바와 같이, 집합체의 바닥부(62) 영역은 집합체의 제1 튜브(60)의 영역보다 더 작다. 이러한 2개의 영역들(60)(62) 사이의 접합부(600)는 다소 라운드지거나 원뿔 형태의 숄더를 형성한다.

집합체의 중앙부(60)는 다수의 핵연료 봉을 구비한다. 각각의 봉은 그 내부에서 열을 방출하는 핵반응이 일어나는 핵분열성 물질의 펠렛 칼럼(6')이 적층된 시스(seath) 형태이다. 이러한 칼럼은 대체적으로 핵분열성 구역으로 명명되고 집합체(6)의 중간 높이 근처에 위치된다. 그것은 도 2의 흑색 4각형에 의해 개략적으로 도시되어 있다.

도 1 및 도 2에 도시된 핵연료 집합체가 사용된 후, 그것은 새로운 핵연료 집합체에 의해 교체되어야 한다.

사용후 집합체의 교체 작업은 현재 시행중인 안전 규칙을 준수하면서 수행되어야 한다. 특히, 사용후 집합체는 손상을 방지하기 위해 제한 범위 내에서 일정하게 냉각되어야 한다. 실제적으로, 핵반응이 정지되지 않더라도, 사용후 핵연료 집합체는 그자체만으로도 그것이 방출하는 잔류 열(파워)에 의해 열을 구성할 수 있다. 이러한 잔류 열은 원자로가 정격 출력 즉, 정상 상태일 때 핵반응에서 생성되었던 핵반응성 부산물의 방사선 붕괴로부터 기인한다. 핵반응이 정지될 때 집합체의 심각한 잔류 열은 정격 출력의 대략 4%이고 시간이 지날수록 상대적으로 천천히 감퇴한다.

일반적으로, 도 1 및 도 2의 참조부호 6에 의해 표시되는 것과 같은 핵연료 집합체에서 방출되는 잔류 파워는, 집합체에 포함된 연료(핵반응성 및 다른 물질)의 속성, 및 그 크기에 따라, 원자로의 조사(irradiation)가 종료된 후 수일이 경과한 후, 그 정격 출력의 0.5% 부근, 또는 대략 40킬로와트 또는 그 이상일 수 있다.

따라서, 핵연료 집합체의 냉각은 항상 보장되어야만 하는 안전 기준이다. 냉각 결함은 핵연료 집합체를 녹게 하여 방사성 생성물을 방출시킬 수 있다. 집합체(6)의 중앙부(60)에 포함된 핵반응성 구역이 소듐에 잠겨있고 소듐이 냉각되는 한, 잔류 파워는 정확하게 방전된다. 설계의 관점에서, 이러한 경우는 특히, 핵연료 집합체(6)가 원자로의 코어(4)에서 냉각 구역(3B)로부터 고온 구역(3A)까지 1차 소듐의 영구적 순환이 이루어지도록 배치되는 경우이다.

사용후 핵연료 집합체의 교환 작업은 사용후 핵연료의 취급 공정을 필수적으로 수반한다. 부연 설명하면, 사용후 핵연료 집합체를 밀봉한 채로 유지하는 동안 반응 용기로부터 핵연료 집합체를 멀리 떨어진 외측의 다른 용기로 언로딩하는 작업이 필수적이다.

도 1의 SFR-타입 원자로의 반응 용기(2)로부터 사용후 핵연료 집합체를 언로딩하는 동작은 2개의 구별되는 주요한 단계들을 포함한다.

제1 단계는 도 1에서 간단한 방식으로 표시된 취급 장치를 이용하여 사용후 집합체를 코어로부터 취급 포트(100:도 1)로 전송하는 것을 포함한다. 그러한 취급 장치는 예를 들어, 프랑스 특허 번호 FR 2235462에 개시되어 있다. 개략적으로, 이러한 취급 장치는 폐쇄 헤드(11)에서 회전할 수 있는 한편 서로에 대해 중앙이 옵셋되어 있는 2개의 회전 플러그들(13)(14) 및 폐쇄 헤드(11)를 관통하는 테이크-업 아암(15)을 구비한다. 2개의 회전 플러그들(13)(14)의 각각의 위치, 편심성, 및 상대 직경들은 코어(4)의 그 어떤 지점에 대해 테이크-업 아암이 수직(특히, 코어(4)에 배치된 그 어떤 핵연료 집합체들(6)에 대해 수직)으로 위치되는 것을 허용한다. 테이크-업 아암(15)은 그 바닥 끝단에서 파지 헤드를 형성하는 헤드(61)에 의해 집합체(6)를 붙잡기에 적합한 그랩(grab)(미도시)을 구비한다. 사용후 핵연료 집합체(6)가 그랩에 의해 붙잡히고, 테이크-업 아암에 의해 지탱된 그랩의 상방 수직 이동과 2개의 플러그들(13)(14)의 적절한 회전 운동에 의해 사용후 핵연료 집합체(6)가 취급 포트(100)로 전달될 수 있다. 이러한 제1 단계 동안, 도 1의 테이크-업 아암(15)의 일점 쇄선에 의해 표시된 바와 같이, 집합체(6)의 중앙부(60)에 있는 핵반응성 구역은 고온 컬렉터(3A)의 소듐에 영구적으로 잠겨져서, 집합체(6)의 양호한 냉각을 보장한다. 도 1에 도시된 바와 같이, 사용후 핵연료 집합체(6)의 수납 전에, 취급 포트(100)는 씸블(thimble)로 통상적으로 명명되는 형태의 리세스(16)에 수납될 수 있다.

제2 단계는 다른 취급 장치(미도시)를 사용하여, 도 1의 일점 쇄선에 의해 표시된 수직 이동을 통해, 사용후 핵연료 집합체(6)를 함유하는 취급 포트(100)를 리세스(16)로부터 폐쇄 헤드(11) 위의 반응 용기(10) 외측으로 추출하는 것을 포함한다. 이어서, 사용후 핵연료 집합체(6)는, 반응 용기(10)로부터 추출되면, 도 1의 참조부호 17에 의해 개략적으로 표시된 취급 카스크(cask)와 같은 취급 시스템에 의해 외부 저장 용기(미도시)로 전송된다. 이러한 제2 단계에 있어서, 냉각 장치는 취급 포트와 그 조립체를 냉각시키기 위해 사용될 수 있다.

이러한 제2 단계는 힘든 과정이다. 사실상, 현재 제공된 취급 포트(100)는 취급하는 동안 안전상의 이유로 소듐으로 채워져 있고 이동되는 하중을 제한하기 위해 상대적으로 작은 크기를 가진 탱크이다. 그래서, 만약 이동하는 동안 취급 장치가 고장나게 되면, 취급 포트(100)는 반응 용기(10)의 소듐 외부에 달라붙게 된다. 이 경우, 냉각 공정은 능동 또는 수동 장치에 의해 보장되어야 한다. 또한, 취급 포트 그 자체는 그것이 함유하는 소듐에 의해 열관성(thermal inertia) 냉각 장치를 구성하여, 결과적으로 소정 기간 동안 사용후 핵연료 집합체에 의해 방출되는 잔류 열 파워를 흡수할 수 있게 된다.

예상 가능한 취급 실패에 따르면, 그 완전성(integrity)과 관련하여 수인할 수 있는 온도 범위내에서 집합체를 유지시킬 수 없는 취급 시스템의 수동 냉각을 넘어서는 사용후 핵연료 집합체의 최대 잔류 열 파워가 존재한다. 다시 말해, 사용후 핵연료 집합체의 용융에 의해 야기되는 그 어떤 사고를 회피하기 위해서, 집합체의 잔류 열 파워는 취급 시스템에 의해 받아들여질 수 있는 한계를 초과해서는 안된다.

상대적으로 간단한 하나의 해결책은 언로딩 작업을 시작하기 전에 단순히 기다리는 것으로서, 가장 고온인 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워가 필요로 하는 시간 동안, 코어의 다른 사용후 집합체들이 취급 시스템에 의해 받아들여지는 이하의 값에 도달할 때까지의 비교를 통해 가능하다. 사용후 집합체를 형성하는 연료(핵반응성 및 다른 물질들)의 작동 상태 및/또는 속성에 따라, 이러한 기다림은 수 시간 또는 수 일 또는 수 개월이 걸릴 수도 있다. 또한, 기다리는 시간이 짧으면, 원자로의 작동을 위해 그렇게 지루한 것은 아니다. 그러나, 예를 들어, 2주일과 같이, 기다리는 시간이 길면, 언로딩 작업을 수행하기 전에 작업을 끝내기까지의 기다림의 시간은 원자로의 불가용성의 증가에 따른 중대한 결함을 나타낸다. 이러한 기다리는 시간 동안, SFR 원자로는 그 어떤 전기도 생산할 수 없고, 따라서 사용자에게 경제적 손실을 야기하게 된다.

이렇게 기다리는 시간을 줄이는 하나의 방법은, 그들의 잔류 열 파워가 취급 시스템이 받아들일 수 있다면, 그들의 잔류 열 파워는 가장 차가운 집합체가 언로딩되는 동안 감소하게 될 것이므로, 가장 차가운 사용후 집합체에 대한 언로딩 작동을 시작한 후 가장 뜨거운 사용후 집합체의 언로딩 작업을 종료하는 것이다.

현 시점에서, 각각의 핵연료 집합체의 잔류 열 파워는 코어 내부의 그들의 위치에 의해 어느 정도 정확하게 알려져 있다. 그러나, 집합체의 위치 오차는 취급 오차로 연결될 수 있다. 따라서, 안전상의 이유로, 가능한 취급 오차에 의해, 취급되는 가장 뜨거운 사용후 집합체를 고려할 필요가 있다.

또한, 이러한 이슈는 중간 저장 용기를 떠날 때 그들이 방사성 붕괴 동안 수냉 연못에 저장되기 전에 사용후 집합체의 이송 및 세척 공정에서 발생한다. 이러한 중간 저장 용기에서, 사용후 집합체는 계속 냉각되어 그들의 잔류 열 파워는 시간이 경과함에 따라 감소하여 불활성 기체하에서의 이송 동작과 세척 작업에 상응하게 된다. 세척 과정은 소듐-물 반응의 그 어떤 위험을 피하기 위해 냉각 연못에 저장되기 전에 사용후 집합체에 있는 소듐의 그 어떤 흔적을 제거할 의도를 가진다. 이러한 세척 작업 동안, 핵연료 집합체는 일정하게 냉각되어야 한다. 냉각 방법과 관련된 냉각 장치에 따라, 냉각 시스템과 냉각과 관련된 운송 시스템은 열 파워의 특정 제한(일반적으로 수 킬로와트)을 수용하는 치수를 가진다. 또한, 작동상 안전을 이유로, 세척 대상 사용후 집합체의 잔류 파워는 이러한 한계치를 초과해서는 아니 된다. 중간 저장 용기는 다수의 다른 잔류 파워를 가진 다수의 사용후 집합체를 함유하고 있고, 현재까지 액체 소듐으로 채워진 용기에서 사용후 집합체의 잔류 파워를 측정하기 위한 장치가 없기 때문에, 위치에 대한 정확한 판별은 그 어떤 취급 에러를 회피하는데 필수적이다. 집합체를 확인하기 위한 시스템은 현실적인 것보다 더 뜨거운 사용후 집합체를 취급하기 위한 불가능성을 나타내는데 불충분하다. 또한, 종래기술에 있어서, 외부 저장소 용기에 함유된 가장 뜨거운 사용후 핵연료 조립체의 잔류 파워가 이송에 유효한 한계값 이하로 충분히 하강되고 세척 작업을 보장하게 될 충분히 긴 시간을 기다려야 한다.

따라서, 반응 용기와 외부 저장소 용기 사이의 이송 작업이 수행되기 전 또는 방사성 붕괴용 수냉각 연못 저장소의 세척 및 이송 작업을 수행하기 전의 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워의 측정은 SFR 액체 소듐-냉각 원자로의 작동과 안전성의 척도가 될 것이다.

전술한 바와 같이, 액체 소듐에 잠겨있는 핵연료 집합체의 잔류 파워 측정이 아직 수행되지 않았으면, 간단히 열 균형에 의한 측정의 수행은 매우 어려운 것을 입증하고, 이러한 사실에 근거하여 액체 소듐은 매우 양호한 열 전달자이다. 일 예로서, 도 2에 도시된 바와 같이, SFR 형태로 존재하는 핵연료 집합체는 육각 튜브로 명명되고 연료 봉을 포함하는 육각 영역의 케이싱을 형성하는 중앙부(60)를 가진다. 케이싱의 편평부들 사이의 간격(편평부를 가로지르는 간격)은 20cm이고, 핵반응성 칼럼(6')의 높이는 대략 1m이다. 핵반응성 칼럼(6')을 둘러싸는 측면은 대략 0.7 평방 미터이다. 스틸 육각 튜브의 열전도 계수는 대략 20 W/m/℃이고, 육각 튜브의 두께는 수 밀리미터이다. 또한, 40 kW의 소듐에 잠겨 있는 사용후 핵연료 집합체(6)의 모든 잔류 파워가 육각 케이싱을 통과하게 되면, 그 벽의 두께에서 온도 차이는 대략 10℃가 될 것이다. 또한, 잔류 파워의 일부가 집합체를 통과하는 소듐 유동에 의해 소개되는 것을 감안하면, 육각 튜브의 벽에서 온도 차이는 사실상 더 낮아질 것이다. 소듐은 스틸로 제작된 육각 튜브의 그것보다 대략 3배 이상의 열전달 계수를 가지기 때문에, 집합체의 다른 지점들에서의 온도 차이는 소듐의 열 누수 때문에 매우 낮게 된다. 다시 말해, 소듐으로의 매우 심각한 열 누수라는 사실에 의해, 집합체의 다른 지점에서 온도 차이의 측정이 매우 어렵고 따라서 액체 소듐에 잠겨있는 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워 측정을 위한 열 균열을 수행하는 것이 매우 곤란하다.

또한, 선행기술문헌 2로부터, 수냉각 연못의 저장소의 현장에서 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워를 측정하는 방법이 알려져 있다. 이러한 측정 방법에 따르면, 사용후 집합체가 수납된 장소에 연결된 외부 탱크는 집합체를 통해 물의 제어된 유동을 보낸 후, 물 냉각 연못 속으로 빠뜨린다. 이러한 냉각 방법은 여러 가지 이유로 인해 액체 소듐이 채워진 용기에서 현장 측정에는 사실상 적용되지 않는다. 무엇 보다도 사용후 집합체를 포함하는 반응 용기 또는 외부 저장 용기의 외측으로부터 액체 소듐의 첨가는 사실상 제어된 유동을 가진 목적에만 상상할 수 있다. 이것은 SFR 원자로의 설비를 더 무겁게하고 더 복잡하게 하며, 그러한 액체 소듐은 저장 냉각 연못의 물보다 그 운용을 더 어렵게 한다. 또한, 선행기술문헌 2에 따른 측정 방법에 있어서, 잔류 파워 측정이 이루어지는 사용후 핵연료 집합체의 계속적인 냉각은 집합체를 통과하는 물의 자연 대류가 없기 때문에 폐쇄물로부터의 측면 열 누수에 의해 보장된다. 이러한 선택은 모조 핵연료 집합체(dummy assembly)와 함께 구현되어 전기적으로 가열되며, 실제 핵연료 집합체의 열적 거동(thermal behavior)을 재생하고, 다른 조립체 파워 및 주위의 물의 다른 온도를 위한 측정 공정을 가진 캘리브레이션 벤치(caliberation bench)의 개발을 수반한다. 이러한 캘리브레이션 벤치 역시 구현하기 어렵다.

선행기술문헌 1 : 기술 엔지니어 [공학 기술] B 3171 - 매뉴얼 [나트륨 냉각 고속 중성자 원자로] "고속 중성자 원자로, 나트륨 냉각" 선행기술문헌 2 : KARPENKO,-A.I., ROZENBAUM,-E.L., ZABEGAEV,-V.P. Izvestiya-Vysshikh-Uchebnykh-Zavedenij.-Yadernaya-Ehnergetika(ISSN 03A4-3327) "BN-600 원자로의 연료 냉각 연못에서 사용후 집합체의 잔여 열 방출의 연구" 2005, vol.1, PP 70-77, 선행기술문헌 3 : 매뉴얼 "전자기 유량계(DEM)"[전자기 유량계] - 기술 공학 R 2275 선행기술문헌 4 : 매뉴얼 "액체 금속을 펌핑"[액체 금속을 펌핑] - 기술 공학 B 4330

본 발명은 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워를 현장에서 즉, SFR 원자로의 용기로부터 집합체가 언로딩되기 전에 측정함으로써 그러한 언로딩을 완전히 안전한 상태에서 수행할 수 있는 장치를 제공하는 것을 목적으로 한다.

본 발명의 일반적인 목적은 선행기술의 모든 단점들 또는 일부 단점들을 해결함으로써, RNR-Na 또는 SFR 형태의 사용후 핵연료 조립체의 잔류 파워를 현장에서 즉, 액체 금속(특히, 액체 소듐)으로 채워진 용기로부터 언로딩하기 전에 잔류 파워의 측정을 위한 신뢰할 만한 해결책을 제안하는 것이다.

본 발명의 특수한 목적은 액체 금속 냉각 고속 중성자 원자로, 특히 액체 소듐-냉각 RNR-Na 또는 SFR의 현장에서 즉, 액체 금속(특히, 액체 소듐)으로 채워진 원자로 용기로부터 언로딩되기 전에, SFR 형태의 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워의 측정을 위한 신뢰할 만한 해결책을 제안하는 것이다.

본 발명은 통합된 형태 즉, 펌핑 수단과 함께 주요 소듐 회로가 용기에 완전히 총체적으로 내장되고 열교환기를 또한 포함하는 SFR 원자로를 참조하여 설명되었지만, 루프(loop) 형태의 원자로 즉, 중간 열교환기와 주요 소듐 펌핑 수단이 용기의 외측에 위치된 원자로에도 적용될 수 있다.

또한, 본 발명은 연료 저장 용기에도 적용된다.

또한, 본 발명은 RNR-Pb 또는 LFR(납냉각고속로)라고 명명되고 소위 4세대 원자로 계열의 일부를 형성하는 액체 납-냉각 원자로에도 적용된다.

핵연료 집합체는 원피스(one piece)로 원자로에 로딩되거나 원자로로부터 언로딩되는 연료 요소들로 구성된 집합체로 이해되어야 한다.

RNR-Na 또는 SFR 형태의 핵연료 집합체는 RNA-Na 또는 SFR(소듐냉각고속로)라고 명명되는 액체냉각고속 중성자 원자로에서 방사능처리되도록 설계된 핵연료 집합체로 이해되어야 한다.

사용후 핵연료 집합체는 적절한 처리를 거치지 않고서는 계속해서 원자로에 사용될 수 없을 정도로 방사능처리된 핵연료 집합체로 이해되어야 한다. 다시 말해, 사용후 핵연료 집합체는 원자로의 핵반응을 지속할 만큼의 핵분열성 물질이 더이상 아닌 집합체로 이해되어야 한다.

대조적으로, 새로운 핵연료 집합체는 원자로에서 핵반응을 지속할 수 있는 충분한 핵분열성 물질을 포함하는 핵연료 집합체로 이해되어야 한다.

핵연료 집합체의 잔류 파워는 핵반응에 더 이상 종속되지 않는 핵연료 집합체에 의해 방출되는 열 파워로 이해되어야 한다.

"사용후 핵연료 집합체의 언로딩(unloading)"이라는 표현은 액체금속으로 채워진 용기로부터 그것을 추출하는 동작을 의미한다.

본 발명의 주제는, 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워의 측정을 위한 장치로서, 집합체는 액체 금속으로 채워진 용기로부터 언로딩되며, 집합체는 그 반대 개방단쪽으로 액체 금속이 그 내부에서 순환할 수 있도록 적어도 하나의 개구를 가진 기저-형성부(foot-forming portion)를 일단에서 구비한다. 본 발명에 따르면, 측정 장치는, 종축(X)을 따르는 가늘고 긴 형태이고, 불활성 가스를 포함하는 2중-벽으로서 배열된 2개의 벽들을 가지며, 내벽은 집합체가 관통 유입되는 제1 개구와 집합체의 기저(foot)만 유입되는 제2 개구의 범위를 각각 구획하고, 제1 개구와 제2 개구 사이의 공간에는 집합체가 수납되고, 기저로부터 이격되어 종축(X)을 따라 연장하며, 내벽 및/또는 외벽은 제2 개구에 근접되게 배치되어 집합체의 기저를 통한 액체 금속의 유입을 허용하는 포트, 포트에 연결되어 집합체를 통해 순환하는 액체 금속의 유동량을 측정할 수 있는 유량계, 포트에 연결되어 집합체의 기저와 반대 개방단에 각각 근접되어 액체 금속의 온도를 측정할 수 있는 제1 및 제2 온도 측정 수단을 구비한다.

따라서, 본 발명은 각각의 집합체가 언로딩되기 전에 집합체를 차례차례 열평형(heat balance)을 수행할 수 있다. 이것은 종래기술에 따른 SFR 원자로에서는 불가능하였다. 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워의 열평형은 집합체의 측면 열손실의 제거에 의해 신뢰할만하게 측정된다. 이러한 성질은 액체 소듐으로 조성된 주변 환경에 대한 사용후 집합체 주위의 단열을 허용하는 불활성 가스로 채워진 포트의 이중벽에 의해 얻어진다. 측정하는 동안, 본 발명에 따른 장치의 포트에 수납된 사용후 핵연료 집합체의 냉각은 집합체를 통과하는 다양한 실시예들에 따른 액체 소듐의 자연 대류 또는 강제 대류에 의해 유지된다.

유용한 실시예에 따르면, 유량계는 자속 왜곡(flux distortion) 전자기 유량계이다. 그것은 내벽의 제2 개구에 근접된 포트의 외벽, 또는 대안적으로 포트의 내벽 즉, 액체 금속의 순환 방향에 대한 집합체의 상류에 배치된 내벽에 연결된다.

대안적 변형예에 따르면, 적어도 제2 온도 측정 수단은 열전대(thermocouple)이다. 그러면, 그것은 포트의 제1 개구로부터 분리된 후퇴(retracted) 위치와 집합체의 출 중앙에서 액체 금속의 온도를 측정할 수 있는 측정 위치 사이에서 이동하도록 장착되는 것이 바람직하다. 집합체의 기저 근처에서 온도를 측정할 수 있는 제1 측정 수단 역시 열전대일 수 있다.

대안적 변형예에 있어서, 적어도 제2 온도 측정 수단은 제1 개구 근처에서 포트에 고정된 초음파 전송기-수신기 및 초음파 전송기-수신기에 면하는 포트에 고정된 초음파 반사기를 구비하는 초음파 시스템이다. 이러한 변형예는 핵연료 집합체가 그곳을 통과하는 제1 개구에 그 어떤 물리적 장애를 없앨 수 있기 때문에 유용하다.

본 발명에 따른 장치는 포트에 연결되어 사용후 핵연료 집합체를 통과하는 액체 금속의 강제 대류를 생성하는 유량계에 유체 연결된 펌프를 구비한다. 이러한 펌프는 바람직하게 전자기 펌프이다. 따라서, 이러한 변형예에 따르면, 부가적인 펌프는 자연 대류가 충분한 경우 특히, 낮은 잔류 파워를 가진 집합체의 경우, 포트에 수납된 집합체를 통해 주어진 액체 금속 순환 유동량 부과할 수 있다.

바람직한 특징에 따르면, 이중 벽은 일단에서 개방되고 타단에서 폐쇄되는 것이 바람직하며, 이것은 액체 금속에 잠기기 전에 포트가 용기에 도입될 때 반응 용기의 커버-가스 플리넘을 점유하고 있는 아르곤과 같은 불활성 가스가 이러한 개구를 통해 이중 벽을 채우게 할 수 있다.

바람직하게, 핵연료 집합체는 중앙부와 기저 사이에 위치되어 제2 개구 주위의 내벽에 대항하여 지지하는 숄더(shoulder)를 구비한다. 액체 금속에 대한 밀봉(seal)은 사용후 집합체를 통해서만 순환되게 함으로써, 장치를 간소화 및 효율화 할 수 있다.

본 발명에 따른 장치는 포트의 제1 개구에 배치된 플랜지(flange)를 구비할 수 있고, 플랜지는 기능이 축소된 포트에 수납된 핵연료 집합체의 단면 형태에 근사하다.

본 발명의 다른 주제는 전술한 측정 장치를 구현하는 방법으로서, 용기는 액체 소듐-냉각 급속 중성자 원자로(RNR-Na)의 반응 용기이고, 원자로는 용기 내부의 고온 컬렉터와 저온 컬렉터의 범위를 구획하는 분리 장치를 구비하고, 이러한 방법에 있어서, 포트는 원자로의 고온 컬렉터에 잠기고 사용후 핵연료 집합체는 포트에 수납된다.

바람직하게, 포트는 사용후 핵연료 집합체를 위한 취급 저장소 근처에 잠긴다. 따라서, 포트가 잠기게 되는 본 발명에 따른 측정은 원자로의 가용성에 최소한의 영향으로 핵연료 집합체 취급 시스템(로딩/언로딩)에 가장 잘 통합된다.

테이퍼진 바닥부와 원통형 정상부를 가진 내부 탱크로 구성되는 분리 장치를 가진, RNR-Na 또는 SFR 원자로에 있어서, 포트는 내부 용기에서 생성되는 돌기부에 잠기고 반응 용기의 저온 컬렉터 속으로 돌출되는 것이 바람직하다. 이러한 돌기부는 씸블(Thimble)로 통칭되는 형태일 수 있다.

바람직하게, 포트의 침수는 포트에 연결되어 수직으로 배치된 봉에 의해 수행되어, 반응 용기의 폐쇄 헤드 외측 상방으로부터 추출될 수 있다. 이러한 봉은 사용후 집합체의 취급 동작 동안 제 위치에 남겨져서 다양한 측정 장비들(유량계, 제1 및 제2 온도 측정 수단)을 제공하는 전력 케이블을 위한 케이블 설비로서 기능한다.

그로부터 사용후 핵연료 집합체가 언로딩되는 용기는 RNR-Na 또는 RNR-Pb 원자로의 용기 외측에 있는 사용후 핵연료 집합체의 저장 용기일 수 있고, 이러한 방법의 실시예에 있어서, 포트는 외부 저장 용기에 잠긴 후 사용후 핵연료 집합체는 포트에 수납되고, 적절한 경우, 액체 금속은 집합체의 기저로부터 반대 개방단쪽으로 강제 순환된다. 그러한 외부 저장 용기에 있어서, 사용후 집합체의 잔류 파워의 측정을 위한 자연 대류 자체가 불충분할 때, 펌프를 이용한 강제 대류가 생성된다.

본 발명은 기본적으로 사용후 핵연료를 불활성 가스가 채워져 있고 절연 기능을 가진 이중-벽을 가진 포트에 위치시키고 이러한 벽들을 통한 열 누설에 의해 그 어떤 냉각 결함을 회피할 수 있다.

본 발명의 장점과 특징은 첨부된 도면들을 참조하여 이어지는 본 발명의 상세한 설명을 읽을 때 더 명확히 이해될 것이다.
도 1은 사용후 핵연료 집합체의 다른 취급 위치를 보여주는 선행기술에 따른 소듐-냉각(SFR) 원자로의 반응 용기의 개략적인 단면도이다.
도 2는 소듐-냉각 원자로(SFR)에 사용되고 본 발명에 따른 핵연료 집합체의 외관을 도시하는 사시도이다.
도 3a는 측정 위치에서 사용후 핵연료 조립체를 가진 본 발명에 따른 측정 장치의 예시적 실시예를 도시하는 개략적 단면도이다.
도 3b는 측정 위치에서 사용후 핵연료 집합체를 가진 본 발명에 따른 측정 장치의 변형 실시예를 도시하는 개략적 단면도이다.
도 4는 본 발명에 따른 소듐-냉각 원자로(SFR) 용기의 측정 장치의 예시적 실시예의 개략적 단면도이다.

도 1은 선행기술에 따른 통합 형태의 SFR 원자로에 관한 것으로서, 사용후 핵연료 집합체(6)의 서로 다른 취급 위치들 즉, 코어에서 취급 포트(100)로 이송하는 동안 반응 용기 위의 취급 캐스크(cask)(17)를 도시한다. 도 2는 본 발명에 따른 핵연료 집합체로서 소듐-냉각 원자로(SFR)에 사용되는 것을 도시한다. 도 1 및 도 2는 배경기술의 설명에서 이미 언급되었으므로 여기서는 상세히 설명하지 않기로 한다.

명확성의 관점에서, 동일한 참조부호는 원자로의 동일한 구성요소를 나타내고, 본 발명에 따른 핵연료 집합체와 측정 장치의 구성요소들은 도 1 내지 도 4 모두에 사용된다.

본 출원을 통해서, "수직", "하부", "상부", "바닥", "정상", "아래", "위"의 개념은 본 발명에 따라, 액체 소듐으로 채워진 용기, 측정 장치의 포트와 핵연료 집합체와 각각 관련되고 그것들이 수직 작동/측정 동작이기 때문에 이들과 관련하여 이해되어야 한다. 따라서, 측정 구성에서, 수직으로 배치된 핵연료 집합체(6)는 바닥을 향하는 기저(foot)를 가진다. 유사하게, 특정 구성에서, 수직으로 배치된 측정 장치의 포트(19)는 핵연료 집합체(6)가 상부에서 관통 유입되는 개구(190)를 가지는 한편 바닥에서 소듐이 관통 유입되는 이중 벽의 개방단을 가진다.

유사하게, 본 출원을 통하여, "입력", "출력", "하류", "상류"의 개념은 사용후 집합체를 통과하는, 집합체의 기저로부터 상방에서 반대의 개방단을 향하는, 소듐의 순환 방향과 관련하여 이해되어야 한다.

가열 요소에 의해 방출되는 화력(thermal power)의 측정은 이론적으로 요소를 통해 유체를 순환시킨 후 요소를 통과하는 유체의 입력과 출력의 유동량과 온도의 측정에 의해 수행된다. 그러면, 화력(W)은 다음과 같은 공식에 의해 계산된다.

W = Q×Cp×(Ts-Te)

여기서, Q는 질량 유동율이고, Cp는 유체의 비율(speific heat)이고, Ts는 출력 온도이고, Te는 입력 온도이다.

지금까지, 집합체가 항상 액체 소듐에 잠겨있고, 그 벽들을 통과하는 열 누설이 매우 심각하였고 따라서 집합체의 다른 위치들에서 온도 차이가 낮았고 그것으로부터 잔류 파워의 추론이 불가능하였기 때문에, SFR 형태의 사용후 핵연료 집합체의 잔류 파워의 측정은 용기에서 수행된 바 없다.

이러한 문제점을 해결하기 위한 본 발명은 기본적으로 사용후 핵연료를 불활성 가스가 채워져 있고 절연 기능을 가진 이중-벽을 가진 포트에 위치시키고 이러한 벽들을 통한 열 누설에 의해 그 어떤 냉각 결함을 회피할 수 있도록 액체 소듐에 있는 사용후 핵연료 집합체의 취급으로 구성된다.

도 3은 본 발명의 바람직한 예시적 실시예에 따른 측정 장치(18)의 예를 도시하며, 사용후 핵연료 집합체(6)는 잔류 파워를 측정하는 위치에 있다. 이러한 집합체(6)는 액체 소듐으로 채워진 용기(2)로부터 언로딩이 의도되며, 집합체(6)는 반대편 개방단(610)으로 그 내부에서 소듐이 순환하는 것을 허용하는 적어도 하나의 개구(621)를 가지도록 일단에 형성된 기저-형성부(foot-forming portion)(62)를 구비한다.

측정 장치(18)는 종축(X)을 따라 형성된 가늘고 긴 형태이고, 아르곤과 같은 불활성 가스를 포함하는 2중 벽으로 배열된 2개의 벽들(19A)(19B)를 구비하는 포트(19)를 포함한다. 단열제로 기능하는 불활성 가스가 통과하는 이러한 2중 벽의 기능은 벽을 통해 집합체의 열이 누수되는 것을 방지한다. 도 3a에 도시된 바와 같이, 2중 벽은 정상 끝단에서 폐쇄되고 바닥 끝단에서 개방된다. 불활성 가스가 포집되는 공간의 폭(l) 즉, 폐쇄 끝단에서 내벽(19A)과 외벽(19B) 사이의 공간의 폭(l)은 수 센티미터일 수 있다.

내벽(19A)은 집합체(6)가 관통 유입되는 정상 개구(190), 집합체의 기저(62)만 관통 유입되는 바닥 개구(191), 및 집합체가 수납되고 기저로부터 이격되어 종축(X)을 따라 연장하는 제1 개구와 제2 개구 사이의 공간(192)을 구비한다. 도 3a의 변형예에 도시된 바와 같이, 외벽(19B)은 바닥 개구(191)에 근접되게 배치되어 조립체의 기저(62)를 통해 소듐의 도입을 허용한다. 따라서, 바닥 개구(190)와 정상 개구(191)는 도 3a 및 도 4의 화살표 궤적에 의해 표시된 바와 같이, 조립체를 통한 소듐의 상방 순환을 허용한다. 도 3a 및 도 4에 도시된 바와 같이, 내벽(19A)의 바닥에 의해 구획되는 바닥 개구(191)는 천공 플레이트에 의해 생성될 수 있고, 그 단면은 집합체의 기저(62)의 단면에 실질적으로 상응한다. 따라서, 집합체(6)가 포트(19)에 수납될 때, 집합체의 기저(62)는 바닥 개구(191)에 있는 플레이트를 통과한다. 집합체의 케이싱의 기저(62)와 중앙부(60) 사이의 숄더(600)는 바닥 개구(191) 주위의 플레이트에 맞대어 지지하고, 소듐에 대한 씨일(seal)이 생성된다. 부연설명하면, 상방으로 순환하는 소듐은 생성된 씨일 때문에 바닥 개구(191)를 통과할 수 없다. 도 3a 및 도 4에 도시된 바와 같이, 포트(19)의 외벽(19B)은 그 자체가 원통부(191B)에 의해 연장하는 원뿔부(190B)에 의해 바닥부에서 연장한다. 이러한 방식으로 구성된 외벽(19B)은 집합체의 기저(62)를 완전히 둘러쌀 수 있으며, 아래에서 상술되는 바와 같이, 그 유동율을 측정하기 위해 원형 단면으로 소듐의 안내를 가능하게 하는 유체 통로 영역을 구획할 수 있다.

도 3b에 도시된 대안적 변형예에 있어서, 바닥 개구(191)에 근접하도록 배치된 바닥벽(19A)은 집합체의 기저(62)를 통한 소듐의 도입을 허용한다. 도 3b의 변형예에 있어서, 포트(19)의 내벽(19A)은 원통부(191A)에 의해 그 자체가 연장되는 원뿔부(190A)에 의해 바닥부에서 연장한다. 그러한 형태로 구성된 내벽(19A)은 집합체의 기저(62)를 완전히 둘러쌀 수 있도록 하고 아래에서 상술되는 바와 같이, 그 유동율을 측정하기 위해 원형 단면으로 소듐의 안내를 가능하게 하는 유체 통로 영역을 구획할 수 있다.

따라서, 소듐의 상방 순환은 사용후 집합체(6)를 냉각시킬 수 있도록 하고 잔류 파워의 결정에 필요한 측정을 수행한다. 이러한 측정들은 집합체를 통과하는 소듐 유동율 및 집합체의 입력과 출력에서의 각각의 2개의 소듐 온도의 측정이다.

집합체(6)를 통과하는 소듐 유동율을 측정하기 위해, 장치는 포트에 고정된 유량계(20)를 구비한다. 보다 정확하게, 유량계는 내벽(19A)(도 3b) 또는 외벽(19B)(도 3a)에 고정될 수 있다. 도 3a 및 도 4에 도시된 바와 같이, 유량계(20)는 외벽(19B)의 바닥 원통부(191B) 주위에 고정된다. 도 3b에 도시된 바와 같이, 유량계(20)는 내벽(19a)의 원통부(191a) 주위에 고정된다.

집합체(6)의 입력 및 출력에서 소듐 온도 측정을 수행하기 위해, 집합체의 기저 근처에서 포트(19)에 고정된 제1 온도 측정 수단(21) 및 집합체(6)의 중앙 개구(610)의 직접 상방에 2중 벽(19A)(19B)의 폐쇄 끝단 상방의 측정 장치(18)에 고정된 제2 측정 수단이 각각 마련된다.

포트(19)의 2중 벽(19A)(19B)에 포함된 아르곤과 같은 불활성 가스는 따라서 단열 기능을 한다. 도 3a, 도 3b 및 도 4에 도시된 예들에 있어서, 포트(19)는 다닥 끝단(193)에서 개방되어 불활성 가스가 이러한 2중 벽 내부에서 소듐의 자유 레벨의 위치(30C)를 결정할 수 있도록 한다. 자유 레벨의 위치(30C)가 핵분열성 칼럼(6)의 극한 바닥점 아래에 위치되도록 보장하여, 소듐에 대한 대류에 의한 열 누수를 방지할 수 있는 노력이 강구되어야 한다.

바닥 끝단에서 개방된 포트(19)가 소듐으로 채워진 용기(2)에 유입되고 소듐과 용기의 폐쇄 헤드 사이의 공간 그 자체가 이미 불활성 가스에 의해 점유되어 소듐 안으로 유입될 때, 불활성 가스는 2중 벽을 자연스럽게 채울 수 있다. 이러한 경우는 반응 용기(2)의 커버-가스 플리넘(12)이 아르곤으로 이미 채워진 경우이다.(도 1 참조).

변형 실시예는 안전상의 이유로 2중 벽에 있는 소듐의 자유 레벨(30C)을 제어하는 것을 포함한다. 사실상, 집합체(6)의 잔류 파워를 측정하는 동안, 그 어떤 고장이 발생되어 집합체에서 소듐 순환의 결함이 발생되면, 조립체는 엄청나게 온도가 높아질 수 있고, 이것은 물리적 순수성을 유지하기 어려워진다. 또한, 이 경우에, 2중 벽에 포함된 불활성 가스의 감압(depressurization)은 소듐을 미리 결정된 자유 레벨(30C) 이상으로 그 안으로 들어가게 한다. 이것은 집합체의 벽을 통한 열 대류를 재도입시킴으로써 잔류 파워의 신뢰할 만한 측정을 불가능하게 한다. 다시 말해, 집합체의 이러한 잔류 파워는, 사실상, 포트의 벽들을 통과하는 대류에 의해, 장치가 잠겨진 용기에 포함된 액체 소듐으로 정확하게 소개시키게 될 것이다. 2중 벽에 있는 소듐의 자유 레벨(30C) 제어의 이러한 변형예는 그 안에 포집된 불활성 가스 용량의 압력 측정(측정된 압력에 따라 불활성 가스를 주입하거나 빼내는 동작)으로 구성된다. 이러한 변형예의 예시는 도 4에 도시되어 있다. 직경이 감소된 튜브(19C)는 2개의 벽들(19A)(19B) 사이에서 외측으로 개방된 포트(19)의 상단에 고정된다. 따라서, 이러한 튜브(19C)는 2중 벽 내부의 불활성 가스 분량의 압력을 제어하기 위해 반응 용기(2)의 폐쇄 해드(11) 위에 배치된 시스템(미도시)에 연결된다.

포트(19)의 내부 치수 즉, 정상 개구(190)와 공간(192)의 치수가 사용후 집합체(6)의 용이한 유입을 허용할 수 있도록 충분히 크고, 잔류 파워의 측정을 방해할 수도 있는 소듐의 측면 순환의 궤도 이탈(stray)을 방지하도록 충분히 작게 유지시킬 필요가 있다.

사용후 집합체(6)의 용이한 유입은, SFR 원자로의 코어(4)에 있을 때 겪게 되는 방사(irradiation)의 정도와 무관하게 결과적으로, 그것이 겪게 되는 기계적 변형에 무관하게 사용후 집합체(6)가 포트(19)의 맞춤에 의해 용이하게 도입될 수 있는 것으로 이해되어야 한다. 도 4는 코어(4)에서의 방사 과정에서 휘어져서 포트(19)에 수납된 사용후 집합체(6)를 도시한다. 여기서, 휘어짐은 개략적으로 도시되었고 설명을 위해 과장되게 표현되었음을 밝힌다.

반면에, 포트(19)의 내부 치수들은 사용후 집합체가 포트(19)에 수납될 때 내벽(19A)과 사용후 집합체(6) 사이의 과도한 반응(excessive play)을 남겨놓지 않도록 작게 유지되도록 주의를 기울여야 한다. 실제로, 과도한 반응이 발생되는 경우, 반응 용기(2)의 고온 컬렉터(3A)와 같은 용기에 존재하는 것과 포트(19) 내부에 존재하는 것 사이의 소듐의 궤도 이탈 유동은 열 평형을 수정할 가능성이 있다. 다시 말해서, 과도한 반응의 경우, 용기로부터 나오는 상대적으로 더 차가운 소듐은 집합체를 따라 집합체(6)의 일측에 떨어질 수 있고, 따라서, 대류에 의해 가열된 후 용기의 내부를 향해 다시 상승할 수도 있다. 그러면, 이러한 궤도 이탈 유동은 집합체에 의해 생성된 잔류 열의 일부분을 없앰으로써, 실제 잔류 파워의 측정을 수정할 수도 있다. 이것을 방지하기 위해, 플랜지는 내벽(19A)의 내측에서 포트(19)의 정상 끝단에 유용하게 고정될 수 있다. 그러한 플랜지(24)는 도 4에 도시되어 있다. 그것은 전형적으로 수 밀리미터의로 감소된 반응을 가진 집합체의 육각 단면을 근사하게 추종한다. 따라서, 이러한 감소된 반응이 궤도 이탈 유동을 방지하거나, 적어도 궤도 이탈 유동을 무시할 정도로 만드는 한편, 방사에 의해 기계적 변형 정도에도 불구하고 사용후 집합체의 유입을 허용한다.

액체 소듐에 침수를 적당하게 하고 신뢰할 만한 측정을 생성할 수 있다면 그 어떤 유량계(20)도 사용될 수 있다. 선행기술문헌 3에서 기재된 바와 같이, 자속 왜곡 유량계는 소듐에 완전히 잠길 수 있으므로 특히 적합하다. 이러한 유량계(20)의 작동 원리는 액체 소듐과 같은 전기 전도성 물질 유체를 순환시키는 튜브 주위에 3개의 전선 코일을 직렬로 배치시키는 것을 포함한다. 중앙 코일은 교류 전류에 의해 작동되고, 중앙 코일의 일측에 위치된 2개의 외측 코일들은 유도 전류를 받는다. 튜브에 있는 전기 전도성 유체의 속도에 따라, 2개의 외측 코일들에 유도된 전류가 변화(왜곡)된다. 2개의 외측 코일들 사이에서 유도된 전류의 왜곡 측정은 그것으로부터 튜브를 통과하는 액체 유동율을 추론할 수 있게 한다. 도 3a 및 도 4에 개략적으로 도시된 바와 같이, 자속 왜곡 유량계(20)의 3개의 코일들은 각각 직사각형에 의해 표시되고 외벽(19B)의 바닥 원통부(191B) 주위에 고정된다.

집합체의 입력과 출력에서 온도 측정은 액체 소듐에서 신뢰할 만한 측정을 수행하기에 적합한 그 어떤 측정 수단에 의해 수행된다. 도 3a에 도시된 바와 같이, 제1 온도 측정 수단(21)과 제2 온도 측정 수단(22)은 열전대일 수 있다. 도 4에 도시된 바와 같이, 제2 온도 측정 수단(22)은 초음파 시스템일 수 있다. 그러한 초음파 시스템은 집합체의 정상 개구(610)의 중앙에서 온도를 측정하는데 필요하기 때문에 열전대와 비교하여 유용하다. 그러한 측정은 집합체가 정상 개구(190)를 통해 유입되는 분해 위치와 도 3a에 도시된 실제 측정 위치 사이에서 열전대를 이동가능하게 하는 것을 수반한다. 초음파 유동율 측정 시스템은 소듐-냉각 원자로에서 이미 시험되었다. 그러한 초음파 시스템(22)은 도 4에 도시되어 있다. 그것은 2중 벽의 정상에 고정된 초음파 전송기/수신기(220), 및 전송기/수신기(220)에 면하는 2중 벽의 정상에 역시 고정된 초음파 반사기(221)로 구성된다. 그러한 초음파 시스템(22)에 의한 측정은 초음파의 변위의 속도가 그것이 통과하는 액체 소듐의 밀도에 의존하고 그 자체가 그 온도에 의존하는 사실에 근거한다. 측정(calibration) 후, 송신기/수신기(222)와 반사기(221) 사이의 초음파의 운행 시간의 측정은 집합체의 출력에서 국부적 액체 소듐의 밀도 따라서, 송신기와 수신기 사이의 수평 모점(generatrix)을 따른 평균 온도를 알 수 있게 한다.

도 4는 본 발명에 따라 SFR 용기(2)의 고온 컬렉터(3A)에 잠긴 포트(19)를 구비하는 측정 장치를 구현하기 위한 방법을 도시한다. 보다 구체적으로, 도 4에 도시된 예에 있어서, 포트(19)는 SFR 용기(2)의 고온 컬렉터(3A)와 저온 컬렉터(3B) 사이의 분리 용기(10)의 테이퍼진 부분(10A)의 돌기부(16)에 잠긴다. 이러한 돌기부(16)의 치수와 그 내부의 포트(19)의 위치는 액체 소듐이 포트(19)의 바닥의 개방 끝단에 자유롭게 순환하는 것을 허용하기 위해 포트(19) 주위의 충분한 공간을 주는 것을 보장한다. 설명된 바와 같이, 대체적으로 평행 파이프 형태의 돌기부(16)는 일반적으로 "씸블(thimble)" 형태로 명명되고, 저온 컬렉터(3B) 속으로 돌출된다. 이러한 돌기부(16)는 용기(2)의 핵연료 집합체의 로딩/언로딩을 위한 저장소와 직접 수직으로 정렬된다. 돌기부(16)에, 보다 일반적으로 용기(2)에 포트(19)를 담그기 위해, 용기(2)의 폐쇄 헤드 위에 적절하게 배치된 캐스크로부터 추출될 수 있는 봉(25)을 유용하게 고정할 수 있다. 이러한 봉(25)은 유량계(20) 및 제1 및 제2 온도 측정 수단(21)(22)에 각각 연결된 전선을 위한 지지체로서 기능한다. 도 4에 도시된 바와 같이, 봉(25)은 2중 벽에 포함된 불활성 가스의 분량과 그 압력 제어 시스템에 연결하는 튜브(19C)를 위한 지지체로서 사용될 수도 있다.

측정이 수행되는 동안 본 발명에 따른 측정 장치(18)와 그 내부의 사용후 집합체(6)가 SFR 용기(2)의 고온 컬렉터(3A) 안에 있을 때, 액체 소듐은 자연 대류에 의해서만 그리고, 대략 200℃에서 순환할 수 있다. 전형적으로, 사용후 핵연료 집합체(6)의 잔류 파워가 40kW이면, 자연 대류의 소듐 유동율은 대략 0.60kg/s이고 입력(21)과 출력(22) 사이의 온도 차이는 50℃이다.

사용후 집합체(6)의 소듐의 유동의 상태를 더 잘 제어하기 위해, 유량계(20)와 유체 연결된 펌프(23)의 배치가 가능하므로, 집합체(6)를 통과하는 소듐의 강제 대류를 생성할 수 있다. 특히 유용한 변형예에 따르면, 펌프는 소듐과 같은 액체 금속의 전자기적 성질을 사용할 수 있는 전자기 펌프일 수 있다(선행기술문헌 4 참조). 도 4에 도시된 바와 같이, 그러한 환형의 유도성 전자기 펌프(23)는 유량계(20) 근처의 원통부(19B) 주위에 고정된다. 그러한 펌프(23)의 전력 공급선은 도입/추출 포트(19)를 위한 봉(25)에 의해 지지될 수 있다. 따라서, 본 발명의 관점에서, 그러한 전자기 펌프(23)에 의해 얻어지는 장점은 다음과 같다.

첫째, 펌프(23)의 저속 운전은 수 킬로와트 범위 내에서 잔류 파워를 측정할 수 있도록 집합체(6)의 소듐의 충분한 강제 대류를 형성할 수 있고, 그것이 가스 하에서 이송되고 세척되기 전에 외부 용기의 중간 저장소에 사용후 집합체가 저장되는 경우 특히 유용하다.

둘째, 펌프(23)의 고속 운전은 집합체(6)의 소듐의 현저한 강제 대류를 형성할 수 있게 함으로써, 잔류 파워의 측정이 완료되면, 원자로로부터 언로딩에 상응하는 평균 온도에 신속하게 복귀할 수 있다. 실제적으로, 측정하는 동안 집합체로부터의 측면 열 유도에 의한 잔류 파워의 소개(evacuation)는 집합체의 핵반응성 칼럼(6')의 평균 온도의 보다 더 현저한 상승(대략 50도 정도)을 유발한다. 그래서, 안전상의 이유로, 집합체는 언로딩되기 전에 가능한 한 저온인 것이 바람직하다.

전자기 펌프(20)의 작동이 없거나 그것이 고장나는 경우, 자연 대류의 소듐의 유동율은 포트(19)에 수납된 사용후 집합체(6)를 충분히 냉각시킬 수 있다.

본 발명에 따른 SFR 용기(2)로부터 사용후 핵연료 집합체(6)를 언도딩시키는 주요 단계는 다음과 같이 요약될 수 있다.

(a) 가동성 봉(25)을 이용하여 측정 장치(18)와 용기(2)의 온도 유량계(20) 및 측정 수단(21)(22)에 각각 관련된 전기 케이블을 폐쇄 헤드(11)를 통한 도입.

(b) 통상적인 취급 수단을 이용하여 코어(4)로부터 사용후 핵연료 집합체(6)의 추출로서, 집합체(6)는 고온 컬렉터(6A)의 액체 소듐에 영구적으로 잠겨 있음.

(c) 본 발명에 따른 측정 장치(18)의 포트(19)에 사용후 집합체(6)의 수납.

(d) 사용후 핵연료 집합체(6)의 잔류 파워의 고온 컬렉터(3A)의 현장에서의 즉각적인 측정.

(e) 측정된 잔류 파워가 임의의 한계값보다 낮을 때, 사용후 집합체(6)를 예컨데 도 1에 도시된 취급 포트(100)의 일반적인 언로딩 시스템에 배치한 후, 외부의 중간 저장 용기에 소개시키기 위해 취급 포트 이송 시스템(17)을 사용함.

(f) 다른 사용후 집합체(6)의 경우 (a) 내지 (e) 단계들의 반복

(g) SFR 원자로부터 언로딩된 모든 사용후 집합체(6)의 취급 공정의 종료 시점에서, 용기(2)로부터 포트(19)를 가진 측정 장치(18)의 추출.

본 발명은 전술한 실시예들의 예에 한정되는 것은 아니며, 설명된 예들의 특징은 그들의 변형예들과 결합될 수 있음을 당업자는 이해할 것이다.

예를 들어, 내벽(19A)과 외벽(19B)은 제2 개구(191) 근처에 배치될 수 있도록 제공되어 집합체(6)의 기저(62)를 통해 액체 소듐의 도입을 허용할 수 있다.

1...원자로 2...반응 용기
3...액체 소듐 3A...고온 컬렉터
3B...저온 컬렉터 4...코어
5...플러그 6...핵연료 집합체
7...중간 열교환기 8...유입 덕트
9...출력 덕트 10...내부 용기
11...폐쇄 헤드 12...공간
18...측정 장치 19...포트(pot)
19A...내벽 19B...외벽
190...정상 개구 20...유량계
21...제1 온도 측정 수단 22...제2 온도 측정 수단
23...펌프 60...제1 튜브
61...제2 튜브 62...제3 튜브
100...취급 포트 191...바닥 개구
192...공간 610...중앙 개구

Claims (16)

1. 액체 금속으로 채워져 있는 용기(2)로부터 언로딩될 수 있고, 일단으로부터 반대 개방단(610)까지 상기 액체 금속의 순환을 허용하는 적어도 하나의 개구(621)를 가진 기저-형성부(foot-forming portion)(62)가 일단에 마련된 사용후 핵연료 집합체(6)의 잔류 파워를 측정하기 위한 장치(18)에 있어서,
   종축(X)을 따라 가늘고 길게 형성되고, 불활성 가스를 수용하도록 2중 벽으로서 배치된 2개의 내벽(19A)과 외벽(19B)을 구비하고, 내벽은 상기 집합체가 관통 유입되는 제1 개구(190)와 상기 집합체의 기저(62)만 관통 유입되는 제2 개구(191)를 각각 구획하며, 상기 집합체가 수납되고 기저로부터 이격되어 상기 종축(X)을 따라 연장하고, 상기 제1 개구와 상기 제2 개구 사이의 공간(192)을 구비하며, 상기 내벽(19A) 및/또는 외벽(19B)은 상기 집합체의 기저를 통한 상기 액체 금속의 유입을 허용하도록 상기 제2 개구(191) 근처에 정렬된 포트(pot)(19);
   상기 포트에 연결되어 상기 집합체를 통해 순환하는 액체 금속의 유동율을 측정할 수 있는 유량계(20); 및
   상기 포트에 연결되어 상기 조립체의 기저 및 그 반대 개방단의 각각의 근처에서 상기 액체 금속의 온도를 측정할 수 있는 제1 온도 측정 수단(21)과 제2 온도 측정 수단(22)을 구비하는 것을 특징으로 하는 장치.
   
2. 청구항 1에 있어서,
   상기 유량계는 자속 왜곡 전자기 유량계인 것을 특징으로 하는 장치.
   
3. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
   상기 유량계는 상기 내벽의 제2 개구 근처에서 상기 포트의 외벽(19B)에 연결된 것을 특징으로 하는 장치.
   
4. 청구항 1 또는 청구항 2에 있어서,
   상기 유량계는 상기 내벽의 제2 개구 근처에서 상기 포트의 내벽(19A)에 연결된 것을 특징으로 하는 장치.
   
5. 청구항 1 내지 청구항 4 중 어느 한 항에 있어서,
   적어도 상기 제2 온도 측정 수단(22)은 열전대인 것을 특징으로 하는 장치.
   
6. 청구항 5에 있어서,
   상기 열전대는 상기 포트의 제1 개구로부터 분리되는 철회(retracted) 위치와 상기 집합체의 출구의 중앙에서 액체 금속의 온도를 측정할 수 있는 측정 위치 사이에서 이동하도록 장착된 것을 특징으로 하는 장치.
   
7. 청구항 1 내지 청구항 4 중 어느 한 항에 있어서,
   적어도 상기 제2 온도 측정 수단(22)은 제1 개구 근처에서 상기 포트에 고정된 초음파 전송기-수신기 및 상기 초음파 전송기-수신기에 면하는 상기 표트에 고정된 초음파 반사기를 구비하는 초음파 시스템인 것을 특징으로 하는 장치.
   
8. 청구항 1 내지 청구항 7 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 포트에 수납된 상기 핵연료 집합체를 통한 액체 금속의 강제 대류를 생성하기 위해, 상기 포트에 연결되고 상기 유량계(20)에 유체 연결된 펌프(23)를 더 구비하는 것을 특징으로 하는 장치.
   
9. 청구항 8에 있어서,
   상기 펌프는 전자기 펌프인 것을 특징으로 하는 장치.
   
10. 청구항 1 내지 청구항 9 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 2중 벽은 일단에서 개방된 것을 특징으로 하는 장치.
    
11. 청구항 1 내지 청구항 10 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 핵연료 집합체는 중앙부(60)와 기저부(62) 사이의 숄더(shoulder)(600)를 구비하고,
    상기 숄더는 상기 제2 개구(191) 주위의 상기 내벽(19A)에 맞대어 지탱하는 것을 특징으로 하는 장치.
    
12. 청구항 1 내지 청구항 11 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 포트의 제1 개구에 배치된 플랜지(flange)(24)를 더 구비하고,
    상기 플랜지는 감소된 기능으로 상기 포트에 수납된 상기 핵연료 집합체의 단면을 취하는 것을 특징으로 하는 장치.
    
13. 청구항 1 내지 청구항 12 중 어느 하나의 측정 장치(18)를 구현하기 위한 방법에 있어서,
    상기 용기는 액체 소듐-냉각 고속 중성자 원자로(RNR-Na)이고,
    상기 원자로는 상기 용기 내부의 고온 컬렉터(hot collector)(3A)와 저온 컬렉터(cold collector)(3B)를 구획하는 분리 장치를 구비하고,
    상기 방법은
    상기 포트가 상기 원자로의 고온 컬렉터에 잠긴 후 사용후 핵연료 집합체가 상기 포트에 수납되는 것을 특징으로 하는 측정 방법.
    
14. 청구항 13에 있어서,
    상기 포트의 침수(immersion)는 사용후 핵연료 집합체 언로딩 시스템에 근접되게 수행되는 것을 특징으로 하는 측정 방법.
    
15. 청구항 13 또는 청구항 14에 있어서,
    상기 포트의 침수는 상기 포트에 연결되어 수직으로 배치되고 상기 용기(2)의 폐쇄 헤드(11) 외측 위로부터 추출될 수 있는 봉(25)에 의해 수행되는 것을 특징으로 하는 측정 방법.
    
16. 청구항 1 내지 청구항 12 중 어느 하나의 측정 장치를 구현하기 위한 방법에 있어서,
    상기 용기는 RNR-Na 또는 RNR-Pb 원자로의 용기 외측에 있는 사용후 핵연료 집합체 저장 용기로 되어 있고,
    상기 방법은,
    상기 포트가 외측의 저장 용기에 침수된 후 사용후 핵연료 집합체가 상기 포트에 수납되고,
    적절한 경우, 상기 액체 금속은 상기 집합체의 기처로부터 그 반대 개방단까지 강제 대류되는 것을 특징으로 하는 측정 방법.
    

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