KR20130114894A - 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로 - Google Patents

산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로 Download PDF

Info

Publication number
KR20130114894A
KR20130114894A KR1020120037304A KR20120037304A KR20130114894A KR 20130114894 A KR20130114894 A KR 20130114894A KR 1020120037304 A KR1020120037304 A KR 1020120037304A KR 20120037304 A KR20120037304 A KR 20120037304A KR 20130114894 A KR20130114894 A KR 20130114894A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
coolant
reactor
core
steam generator
pressure vessel
Prior art date
Application number
KR1020120037304A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101322441B1 (ko
Inventor
방인철
김지현
이승원
서한
박성대
강사라
김성만
Original Assignee
국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단
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 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 filed Critical 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단
Priority to KR1020120037304A priority Critical patent/KR101322441B1/ko
Publication of KR20130114894A publication Critical patent/KR20130114894A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101322441B1 publication Critical patent/KR101322441B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/002Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/006Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • 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
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 원자로 냉각재에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자로에서 냉각재로 사용되는 물에 나노 산화토륨을 분산시켜 제조된 나노유체를 이용한 원자로 냉각재에 관한 것이다. 본 발명의 일 실시예는 핵분열성 연료가 연료집합체로 구성된 원자로의 노심과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉을 포함하는 원자로압력용기 내에 채워지는 원자로 냉각재에 있어서, 상기 노심으로부터 열공급을 받아 증기발생기로 열전달을 하며 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체를 포함하는 원자로 냉각재를 제공한다.

Description

산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로{Thorium oxide nano-fluid coolants, Breeder reactor using the same}
본 발명은 원자로 냉각재에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자로에서 냉각재로 사용되는 물에 나노 산화토륨을 분산시켜 제조된 나노유체를 이용한 원자로 냉각재에 관한 것이다.
원자력 발전소에서 사용하는 냉각재는 물이나 이산화탄소 등의 물질이며 연쇄반응에서 열을 빼앗아 원자로의 노심이 녹지 않도록 하고 이 열을 원자로 밖으로 빼내어 물을 가열해서 증기로 만든다. 냉각재는 원자로에서 발생하는 열을 원자로 밖으로 운반하는 열매개체의 역할 뿐만 아니라 원자로 노심의 온도를 조절해서 과열 막는 역할도 수행하게 된다. 가스, 액체, 액체금속 등이 냉각재로 사용된다.
현재 사용중인 원자로는 우리가 보통 사용하는 물인 경수를 감속재와 냉각재로 사용하는 경수로가 대부분을 차지한다. 연쇄반응이 시작될 때 노심 안에 물을 감속재로 넣는데 연쇄반응이 시작되고 나면 이 물이 냉각재 역할도 수행한다. 물을 냉각재로 사용하는 원자로에는 비등수경수로와 가압경수로가 있다.
도 1은 종래 가압경수형 원자로(PWR)를 이용한 원자력발전소의 모식도이다. 가압경수로는 핵연료가 연쇄반응을 일으키는 노심과 제어봉이 구비된 원자로 압력용기와 냉각재의 압력을 높이는 가압기, 터빈을 작동시킬 수 있는 증기를 발생시키는 증기발생기 및 증기발생기로부터 회수된 냉각재를 원자로 압력용기로 다시 공급하는 냉각재펌프로 구성된다.
가압경수로에서 냉각재로는 보통 경수를 사용한다. 원자로 압력용기에서 가열된 물은 증기발생기에서 열교환이 이루어져 물이 수증기로 바뀌고 열에너지가 방출되며 남은 물은 냉각된다. 냉각된 물은 밀도가 높아져 아래로 내려가기 때문이 냉각재가 순환하는 조건이 만들어 진다. 이 때 냉각재는 노심에서의 핵연료를 핵분열 시켜 얻는 열에너지에 의해 가열되고, 증기발생기에서 물을 가열하여 열을 전달한 후 냉각재 계통으로 따라 이동하여 다시 원자로압력용기로 투입된다.
따라서, 냉각재의 열전도도는 발전소의 발전효율에 중요한 요소이며 원자로의 안전성을 유지하면서 연도도가 높은 냉각재가 필요하다.
한편, 일반적으로 사용되는 원자력 발전소에서 연료물질로 사용되는 것은 우라늄(U)이다. 실제 연료로 사용되는 우라늄(U)-235는 전체 우라늄(U) 중에서도 0.7%에 불과하여 부족한 실정이다. 우라늄(U)-235의 매장량은 한정되어 있기 때문에 지금과 같은 속도로 사용하면 2050년 정도에는 우라늄(U)량이 감소하여 채광과 처리과정에 너무 많은 비용이 들게 될 것이다. 또한 사용후 핵원료에 포함된 우라늄(U)과 플루토늄을 이용하기 위한 재처리 기술은 농축기술과 함께 군사적으로 매우 민감한 기술로서, 일부 선진국에서만 독점하고 있는 실정이다.
따라서 원자력에너지가 다른 에너지자원을 대체하기 위해서는 우라늄(U)-235보다 더 풍부한 연료를 사용할 수 있는 기술이 요구된다.
본 발명은 이러한 문제점을 해결하기 위해 안출된 것으로, 본 발명의 목적은 냉각재의 열전도도를 향상시켜 전체 발전효율을 증가시키고 핵분열반응시에 냉각재에 포함되어 있는 토륨(Th)을 활용하여 핵연료로 사용할 수 있는 우라늄(U)-233을 증식시킬수 있는 원자로 냉각재를 제공하는 데 있다.
또한, 본 발명의 또 다른 목적은 상기 냉각재를 이용하여 전체 발전효율이 증가되고, 핵연료로 사용할 수 있는 우라늄(U)-233을 증식시킬 수 있는 원자로를 제공하는 데 있다.
본 발명의 일 실시예는 핵분열성 연료가 연료집합체로 구성된 원자로의 노심과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉을 포함하는 원자로압력용기 내에 채워지는 원자로 냉각재에 있어서, 상기 노심으로부터 열공급을 받아 증기발생기로 열전달을 하며 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체를 포함하는 원자로 냉각재를 제공한다.
이때 상기 원자로압력용기에서 핵분열 반응이 진행된 후의 냉각재를 여과하여 상기 노심에서 핵분열 반응중에 상기 냉각재에 포함된 토륨으로부터 중성자에 의해 변환된 생성된 우라늄(U)을 회수하여 핵분열성 연료로 재이용될 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 원자로는 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체로 구성된 원자로의 노심과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉을 포함하는 원자로압력용기; 상기 원자로압력용기를 채우고 상기 노심으로부터 열공급을 받아 증기발생기로 열전달을 하는 냉각재; 및 상기 증기발생기로부터 회수된 냉각재를 다시 상기 원자로압력용기로 공급하는 냉각재펌프를 포함하는 원자로에 있어서, 상기 냉각재는 물에 산화토륨을 분산시켜 제조된 나노유체인 것을 특징으로 한다.
상기 원자로압력용기와 연결되며 상기 노심에서 가열된 냉각재와 열교환에 의해 물을 증발시키는 증기발생기, 및 상기 증기발생기와 연결되며 수증기에 의해 터빈을 구동하여 전기를 생산하고 냉각된 물을 다시 증기발생기로 공급하는 발전부를 더 포함할 수 있다.
이때, 냉각재계통에서 순환되는 상기 냉각재의 압력을 높게 유지하기 위한 가압기를 더 포함할 수 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로는 원자력 발전소의 전체발전효율을 증가시키는 효과가 있다. 냉각재의 열전도도 증가에 따른 열교환기 효율향상은 열매체를 구동하고 있는 펌프의 소요동력을 큰 폭으로 줄일 수 있다. 또한 원자로 운행중에 냉각재에서 생성되는 우라늄(U)을 재이용할 수 있어 부족한 우라늄(U)-235를 대체할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 종래 가압수형 원자로(PWR)를 이용한 원자력 발전소의 모식도이다.
도 2는 토륨(Th)의 중성자 반응 메커니즘을 나타낸 도면이다.
도3은 본 발명의 일실시예에 따른 원자로의 모식도이다.
도4는 본 발명의 일실시예에 따른 원자로를 채용한 원자력 발전소의 모식도이다.
여기서 사용되는 전문용어는 단지 특정 실시예를 언급하기 위한 것이며, 본 발명을 한정하는 것을 의도하지 않는다. 여기서 사용되는 단수 형태들은 문구들이 이와 명백히 반대의 의미를 나타내지 않는 한 복수 형태들도 포함한다. 명세서에서 사용되는 "포함하는"의 의미는 특정 특성, 영역, 정수, 단계, 동작, 요소 및 또는 성분을 구체화하며, 다른 특정 특성, 영역, 정수, 단계, 동작, 요소, 성분 및/ 또는 군의 존재나 부가를 제외시키는 것은 아니다.
다르게 정의하지는 않았지만, 여기에 사용되는 기술용어 및 과학용어를 포함하는 모든 용어들은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 일반적으로 이해하는 의미와 동일한 의미를 가진다. 보통 사용되는 사전에 정의된 용어들은 관련기술문헌과 현재 개시된 내용에 부합하는 의미를 가지는 것으로 추가 해석되고, 정의되지 않는 한 이상적이거나 매우 공식적인 의미로 해석되지 않는다.
이하에서는 본 발명의 실시예를 상세하게 설명한다. 이러한 실시예는 단지 본 발명을 예시하기 위한 것이며, 본 발명이 여기에 한정되는 것은 아니다.
도2는 본 발명의 일실시예에 따른 원자로의 모식도이다. 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 냉각재는 핵분열성 연료가 연료집합체로 구성된 원자로의 노심(11)과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심(11) 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉(12)을 포함하는 원자로 압력용기(10) 내에 채워지는 원자로 냉각재에 있어서, 상기 노심(11)으로부터 열공급을 받아 증기발생기(20)로 열전달을 하며 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체를 포함한다.
원자로는 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체로 구성된 원자로의 노심(11)과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심(11)내에 위치하는 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉(10)을 포함하는 원자로압력용기(10)를 포함한다. 원자로압력용기(10)는 노심(11)에서의 핵분열 반응의 속도를 늦출수 있는 감속재 및 열에너지를 증기발생기(20)로 전달할 수 있는 냉각재로 채워진다.
노심(11)에서 열공급을 받아 온도가 상승한 냉각재는 냉각재 배출관(14)을 통하여 증기발생기(20)를 통과한다. 증기발생기(20)를 통과하면서 증기발생기(20)로 들어 오는 물과 열교환이 이루어지게 된다. 냉각재로부터 열공급을 받아 물은 증기화되고 원자로 외부에 연결된 발전부로 공급되고 발전이 이루어진 후 냉각되어 다시 증기발생기(20)로 재공급된다.
이 때 사용되는 냉각재의 열전도도는 노심(11)에서의 냉각효율과 증기발생기에서의 열전달 효율측면에서 매우 중요하다. 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 냉각재는 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체가 포함된다. 물에 전도도가 큰 입자를 분산시켜 나노유체를 형성시키면 열전도도를 향상시킬 수 있다.
93℃에서 원자로 냉각재로 사용되는 물의 열전도도는 0.67 W/mK 이며, 같은 온도에서 산화토륨의 열전도도는 12.62 W/mK이다. 맥스웰(Maxwell) 모델을 이용하여 하기 식에 의해 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체의 열전도를 계산할 수 있다.
<식1>
Figure pat00001
knf는 나노유체의 열전도도, kf는 물의 열전도도, kp는 산화토륨의 열전도도, α는 산화토륨의 물에 대한 열전도도비(kp/kf), φ는 산화토륨의 부피함유율을 의미한다.
상기 냉각재내의 산화토륨의 분말의 체적비율에 따른 열전도도를 표1에 표시하였다. 냉각재에 분산된 산화토륨의 함유량이 커질수록 냉각재의 열전도도가 증가함을 확인할 수 있다.
산화토륨 함유량(vol%) 0 1 5 10
열전도도(W/mK) 0.67 0.69 0.76 0.86
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 냉각재에 포함되어 있는 산화토륨은 원자로의 노심(11)내의 핵반응에 의해 발생하는 중성자에 의해 우라늄(U)-233이 생성될 수 있다. 상기 생성된 우라늄(U)-233은 회수하여 핵분열성 연료로 재이용될 수 있다.
이하 냉각재 내의 토륨(Th)으로부터 우라늄(U)-233이 생성되는 과정을 도3를 참조하여 자세히 설명한다.
냉각재내에 분산된 토륨(Th)이 중성자를 흡수하면 도3에 개시된 반응식에 의해 우라늄(U)-233이 얻어 진다. 토륨(Th)은 핵연료의 연료가 되는 물질(fertile)이고, 우라늄(U)-233은 핵반응하기 쉬운 물질(fissile)이다. 이 반응을 더욱 상세하게 설명하면, 본발명의 일실시예에서 이용되는 토륨(Th)은 원가가가 232인 토륨(Th)-232 동위원소다(자연계에 존재하는 토륨(Th)은 100% 토륨(Th)-232다). 이 원소가 중성자를 만나 결합하면 토륨(Th)-233으로 원자가가 증가한다. 토륨(Th)-233은 불안정한 핵종이기 때문에 22분만에 절반의 원소가 붕괴(중성자 하나가 양성자 하나로 변하는 베타 붕괴)돼 프로탁티늄(Pa)-233이 된다. 프로탁티늄(Pa)-233 역시 27일만에 절반의 원소가 붕괴돼 우라늄(U)-233이 된다. 이렇게 해서 만들어진 우라늄(U)-233은 현재 널리 쓰이는 우라늄(U)-235처럼 비교적 에너지가 낮은 중성자와 충돌해도 핵분열을 일으킬 수 있다. 냉각재에 생성된 우라늄(U)-235를 여과장치를 통하여 회수하여 연료로 재사용할 수 있게 된다.
도4는 본 발명의 일실시예에 따른 원자로를 채용한 원자력 발전소의 모식도이다. 본 발명에 따른 일실시예에 따른 원자로는 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체로 구성된 원자로의 노심(11)과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심(11) 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉(12)을 포함하는 원자로압력용기(10); 상기 원자로압력용기를 채우고 상기 노심(11)으로부터 열공급을 받아 증기발생기(20)로 열전달을 하는 냉각재; 및 상기 증기발생기(20)로부터 회수된 냉각재를 다시 상기 원자로압력용기로 공급하는 냉각재펌프(16)를 포함하는 원자로에 있어서, 상기 1차 냉각재는 물에 산화토륨을 분산시켜 제조된 나노유체인 것을 특징으로 한다.
상기 원자로압력용기(10)와 연결되며 상기 노심(11)에서 가열된 냉각재와 열교환에 의해 물을 증발시키는 증기발생기(20), 및 상기 증기발생기(20)와 연결되며 수증기에 의해 터빈(31)을 구동하여 전기를 생산하고 냉각된 물을 다시 증기발생기(20)로 공급하는 발전부(30)를 더 포함할 수 있다.
상기 원자로압력용기(10) 내에 위치한 노심(11) 내부에 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체가 위치한다. 노심(11) 안에서 연료의 핵분열 연쇄반응이 일어난다. 노심(11)은 원자로압력용기 바닥에 가깝게 위치될수 있고 핵연료는 상부지지판과 하부지지판 사이에 막대형태로 들어갈 수 있다.
노심(11)내의 제어봉(12)은 연쇄반응의 속도를 조절한다. 제어봉(12)은 중성자를 흡수해도 변하지 않는 물질로 이루어지며 붕소, 카드뮴 등이 사용될 수 있다. 원자로압력용기(10)는 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체를 포함하는 냉각재로 채워진다.
상기 냉각재는 노심(11)에서의 핵반응으로부터 발생하는 열을 전달받아 원자로의 노심(11)이 녹지 않도록 한다. 또한 가열된 냉각재는 원자로압력용기(10)와 연결된 증기발생기(20)로 냉각재배출관(14)를 통하여 이동하고 발전부(30)로부터 증기발생기(20)로 회수되는 물을 가열하여 증기로 만든다.
한편 냉각재에 포함되어 있는 토륨(Th)은 노심(11)에서 발생하는 중성자를 흡수하여 연쇄반응을 일으키게 되고 최종적으로 핵연료로 사용할 수 있는 우라늄(U)-233으로 전환될 수 있다.
증기발생기(20)에서 열교환을 통해 냉각된 냉각재는 증기발생기(20)와 연결된 냉각재펌프(16)에 의해 다시 원자로 압력용기로 투입되어 순환하는 냉각재 계통을 이루게 된다. 여기서 냉각재계통은 냉각재 펌프(16), 냉각재 공급관(13), 원자로압력용기(10), 냉각재 배출관(14), 증기발생기(20), 냉각재회수관(15)으로 구성되는 냉각재가 순환되는 계이다.
증기발생기(20)에서 가열된 증기는 발전부(30)의 터빈(31)으로 공급되어 터빈(31)에 연결된 발전기(32)를 구동시켜 전기를 발생시킨다. 터빈(31)을 통과한 증기는 복수기를 통하여 응축되어 다시 증기발생기(20)로 공급된다.
원자로압력용기(10)와 증기발생기(20)를 연결하는 냉각재 배출관(14)에는 가압기(40)가 더 포함될 수 있다. 가압기(40)는 냉각재의 압력을 높여 냉각재계통에서 고압을 유지할 수 있도록 한다. 가압기(40)에 의해 압력이 높아진 냉각재는 핵연료의 핵 분열 반응에 의해 발생한 열에너지에 의해 가열되어도 비등하지 않고, 액체의 상태로 원자로 및 그 냉각재계통을 순환한다.
증기발생기(20)로부터 배출되어 냉각재펌프(16)를 통하여 원자로냉각용기(10)로 재투입된 냉각재는 다시 노심(11)에서 핵분열반응에 의해 발생하는 열을 전달받음과 동시에 냉각재에 포함된 토륨(Th)은 연쇄반응에 의해 핵연료로 사용할 수 있는 우라늄(U)-233으로 전환될 수 있다.
상기 우라늄(U)-233은 원자로의 연료교체시 또는 점검을 위하여 작동이 중지되는 경우를 포함하여 원자로의 작동이 정지된 때에 별도의 여과장치 및 회수장치를 사용하여 회수할 수 있으며, 이를 따로 보관하여 추후에 핵연료로 사용이 가능하다. 이렇게 재이용할 수 있는 우라늄(U)-233은 우라늄(U)-235의 부족문제를 해결할 수 있을 뿐만 아니라 우라늄(U)-238에 의해 발생되는 폐기물처리문제도 해결할 수 있다.
이상과 같이 본 발명의 일 실시예를 앞서 기재한 바에 따라 설명하였지만, 다음에 기재하는 특허청구범위의 개념과 범위를 벗어나지 않는 한, 다양한 수정 및 변형이 가능하다는 것을 본 발명이 속하는 기술 분야에 종사하는 자들은 쉽게 이해할 것이다.
10: 원자로압력용기 11: 노심 12: 제어봉
13: 냉각재 공급관 14: 냉각재 배출관 15: 냉각재 회수관
16: 냉각재펌프 20: 증기발생기 22: 증기배출관
23: 급수관 30: 발전부 31: 터빈
32: 발전기 35: 급수펌프

Claims (5)

  1. 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체로 구성된 원자로의 노심과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉을 포함하는 원자로압력용기 내에 채워지는 원자로 냉각재에 있어서, 상기 냉각재는 상기 노심으로부터 열공급을 받아 증기발생기로 열전달을 하며, 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체를 포함하는 원자로 냉각재.
  2. 제1 항에 있어서,
    상기 원자로압력용기에서 핵분열 반응이 진행된 후의 냉각재를 여과하여 상기 노심에서 핵분열반응중에 상기 냉각재에 포함된 토륨으로부터 중성자에 의해 변환된 우라늄(U)을 회수하여 핵분열성 연료로 재이용되는 것을 특징으로 하는 원자로 냉각재.
  3. 핵분열성 연료가 봉입된 연료집합체로 구성된 원자로의 노심과 원자로 출력을 제어하기 위해 상기 노심 내에 위치하며 중성자 흡수물질로 구성된 제어봉을 포함하는 원자로압력용기;
    상기 원자로압력용기를 채우고 상기 노심으로부터 열공급을 받아 증기발생기로 열전달을 하는 냉각재; 및
    상기 증기발생기로부터 회수된 냉각재를 다시 상기 원자로압력용기로 공급하는 냉각재펌프를 포함하는 원자로에 있어서,
    상기 냉각재는 산화토륨을 물에 분산시켜 제조된 나노유체인 것을 특징으로 하는 원자로.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 원자로압력용기와 연결되며 상기 노심에서 가열된 냉각재와 열교환에 의해 물을 증발시키는 증기발생기, 및
    상기 증기발생기와 연결되며 수증기에 의해 터빈을 구동하여 전기를 생산하고 냉각된 물을 다시 증기발생기로 공급하는 발전부를 더 포함하는 원자로.
  5. 제3항에 있어서,
    냉각재계통에서 순환되는 상기 냉각재의 압력을 높게 유지하기 위한 가압기를 더 포함하는 원자로.
KR1020120037304A 2012-04-10 2012-04-10 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로 KR101322441B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020120037304A KR101322441B1 (ko) 2012-04-10 2012-04-10 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020120037304A KR101322441B1 (ko) 2012-04-10 2012-04-10 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20130114894A true KR20130114894A (ko) 2013-10-21
KR101322441B1 KR101322441B1 (ko) 2013-10-28

Family

ID=49634697

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020120037304A KR101322441B1 (ko) 2012-04-10 2012-04-10 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101322441B1 (ko)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20150048701A (ko) * 2012-06-22 2015-05-07 지이-히타치 뉴클리어 에너지 어메리카스 엘엘씨 원자로를 위한 액체 금속 냉각제의 제조 방법
KR20230032435A (ko) 2021-08-31 2023-03-07 한국수력원자력 주식회사 일체형원자로 피동냉각장치

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001242287A (ja) * 2000-02-28 2001-09-07 Toshiba Corp 原子力発電所
JP2005291006A (ja) * 2004-03-31 2005-10-20 Santeeru:Kk 水冷式エンジンの冷却液
KR101074228B1 (ko) * 2009-11-19 2011-10-14 한국수력원자력 주식회사 나노유체를 이용하여 격납건물 외부로 핵연료 누출을 방지하는 시스템 및 이를 이용하여 격납건물 외부로 핵연료 누출을 방지하는 방법

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20150048701A (ko) * 2012-06-22 2015-05-07 지이-히타치 뉴클리어 에너지 어메리카스 엘엘씨 원자로를 위한 액체 금속 냉각제의 제조 방법
KR20230032435A (ko) 2021-08-31 2023-03-07 한국수력원자력 주식회사 일체형원자로 피동냉각장치

Also Published As

Publication number Publication date
KR101322441B1 (ko) 2013-10-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Dai Thorium molten salt reactor nuclear energy system
Setiadipura et al. Cooling passive safety features of Reaktor Daya Eksperimental
CN108511088B (zh) 重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统
KR101020784B1 (ko) 초임계압수냉각원자로의 비상노심냉각장치에 사용되는 중성자 흡수 물질이 균일하게 분산된 냉각수
WO2015038922A1 (en) Hybrid molten-salt reactor with energetic neutron source
CN103928064A (zh) 一种热动转换系统
JP2014010022A (ja) 燃料集合体及び原子炉の炉心
Csom et al. Thorium as an alternative fuel for SCWRs
Van Rooijen Gas-Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook.
KR101322441B1 (ko) 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로
Hong et al. The encapsulated nuclear heat source (ENHS) reactor core design
JP6753760B2 (ja) 高速炉の炉心
Nagy Dynamics and fuel cycle analysis of a moderated molten salt reactor
Zhang et al. Comparisons of reduced moderation small modular reactors with heavy water coolant
Xiao et al. Licensing considerations of a fluoride salt cooled high temperature test reactor
Han et al. An overview of heavy water reactors
You et al. Sodium-cooled fast reactor cores using uranium-free metallic fuels for maximizing TRU support ratio
Hoang et al. Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design
Forsberg Developments in molten salt and liquid-salt-cooled reactors
Venneri et al. The Los Alamos accelerator driven transmutation of nuclear waste (ATW) concept development of the ATW target/blanket system
Galahom Analyze the effect of void fraction on the main operating parameters of the VVER-1200
Tran et al. New 237Np burning strategy in a supercritical CO2-cooled fast reactor core attaining zero burnup reactivity loss
Tuček et al. Studies of an accelerator-driven transuranium burner with hafnium-based inert matrix fuel
Ingersoll Passive safety features for small modular reactors
Wang et al. Preliminary Neutronics and Thermal-Hydraulics Study on Thorium-Based HTR-PM With Outer Breeding Zone

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170927

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20181001

Year of fee payment: 6