KR20140096807A

KR20140096807A - 원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로

Info

Publication number: KR20140096807A
Application number: KR1020130009867A
Authority: KR
Inventors: 이덕중; 탁태우
Original assignee: 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단
Priority date: 2013-01-29
Filing date: 2013-01-29
Publication date: 2014-08-06

Abstract

본 발명에서 제안하는 초장주기 고속로는 PWR 사용후핵연료를 다시 고속로에 연료로 장전하고 증식과 동시에 핵분열 에너지를 생산함으로써 PWR 사용후핵연료 처리방안을 제시함과 아울러, 원자력발전소에 있어서의 사용후핵연료를 Pu-239 증식 재료로 사용하여 원자로 내에서 핵분열성 물질을 생성하는 증식과 에너지를 생산하는 핵분열을 동시에 수행함으로써 핵연료 교체 없이 장기간 운전이 초장주기 고속 원자로를 제공하는 것을 목적으로 한다.
이러한 기술적 과제를 달성하기 위한 본 발명인 원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로는, 원자로 노심 하부에 배치되어 원자로 운전을 시작시키도록 구성된 저농축우라늄 영역, 및 상기 저농축우라늄 영역 위에 장전되어 Pu-239의 증식 및 연소를 진행시키도록 구성된 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역을 포함하여 이루어진다.

Description

원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로{Ultra-long Cycle Fast Reactor Using Spent Fuel}

본 발명은 차세대 원자력 발전소 노심 설계분야에 관한 것으로서, 원자력발전소에 있어서의 사용후핵연료(spent fuel)를 Pu-239 증식 재료로 사용하여, 원자로 내에서 핵분열성 물질을 생성하는 증식과 에너지를 생산하는 핵분열을 동시에 수행함으로써 핵연료 교체 없이 장기간 운전이 가능한 초장주기 고속 원자로에 관한 것이다.

일반적인 고속로의 경우 주기적으로 연료를 장전하고 방출된 연료를 재처리한 후 재순환시키는 개념이다. 즉, 기존의 가압수형 원자로(Pressurized Water Reactor: PWR)는 매년 새로운 핵연료를 공급하여야 하므로, 해마다 호기당 약 20톤의 사용후핵연료를 배출한다. 현재까지는 우리나라뿐만 아니라 전 세계적으로 사용후핵연료 처리 방안에 대하여 확정된 사항이 없는 실정이다.

한편, 이론적으로 고속로의 ‘증식’ 기능을 적절히 이용하면, 초기에 저농축 우라늄 연료만을 장전하고 30년 이상 사용할 수 있는 초장주기 고속로 (Ultra-long Cycle Fast Reactor, UCFR) 개념이 가능하다. 이 경우 연료의 연소도 또한 일반 고속로에서보다 훨씬 높을 수 있다.

UCFR 개념은 원자력 태동기인 1950년대 말에 구소련의 S. M. Feinberg 박사에 의해서 “Breed-Burn" 원자로라는 이름으로 제안된 이후 MIT의 M. J. Driscoll, LLNL의 E. Teller 등 소수의 연구자와 기관에 의해서 연구되었지만, 기존 고속로 시스템의 높은 비용과 안전성 및 핵확산에 대한 우려 그리고 재료적인 문제 등으로 아직까지 실용화되지 못했다.

UCFR은 기본적으로 fertile 핵종인 U-238을 핵분열성(fissile) 핵종인 Pu-239 변환시켜 핵연료의 재장전 없이 오랜 기간 원자로를 운전하는 개념이다. Fertile 물질로서 우라늄 대신 토륨을 사용할 수도 있지만, 우라늄을 이용할 경우 보다 많은 중성자를 얻을 수 있기 때문에 대부분의 UCFR 개념은 우라늄에 기초한다.

원자로의 설계 방식에 따라서 UCFR은 크게 비교적 큰 부피의 우라늄 블랭킷(Blanket)을 이용하는 방식과 초기부터 fissile 핵종이 노심전체에 적절히 장전되는 개념으로 구분할 수 있다. Fissile 핵종을 포함하지 않는 블랭킷을 활용하는 경우 활성노심이 시간에 따라서 이동을 하기 때문에 소위 ‘진행파원자로(Traveling Wave Reactor, TWR)’라고 불리기도 한다. 후자의 경우에는 노심의 위치는 거의 변하지 않으면서 자체적인 증식에 의존하는 개념이다. 결과적으로 큰 부피의 블랭킷을 사용하는 TWR 개념이 훨씬 긴 원자로 수명을 가질 것은 자명하다.

진정한 UCFR 개념을 달성하기 위해서는 40% 이상의 고연소도를 견디는 핵연료 개념이 개발되어야 하는데, 기존 고체연료를 사용할 경우 기술적으로 매우 어렵다. 한편, 액체연료 개념을 도입할 수 있다면 안전성을 극대화하면서 고연소도의 달성 가능성이 매우 크다. UCFR을 위한 액체연료 개념에 대한 연구는 지금까지 없었다. 현재까지 UCFR관련 연구는 주로 개념적인 수준에 머물러 있다. 액체금속 냉각재에 기초한 중대형 UCFR은 필연적으로 양의 냉각재 기포반응도에 따른 안전성 문제가 현안이 될 수 있다. 이를 해결할 수 있는 연구결과는 아직까지 발표된 바 없다.

대부분의 UCFR은 플루토늄 혹은 저농축 우라늄을 초기 연료로 사용하고 천연우라늄 혹은 열화우라늄을 블랭킷으로 이용했다. 그러나, 본 발명에서와 같이 경수로 사용후연료를 극히 단순한 과정만을 거쳐서 블랭킷 연료로 이용하는 UCFR에 대한 연구는 없었다.

본 발명에서 제안하는 초장주기 고속로는 PWR 사용후핵연료를 다시 고속로에 연료로 장전하고 증식과 동시에 핵분열 에너지를 생산함으로써 PWR 사용후핵연료 처리방안을 제시함과 아울러, 원자력발전소에 있어서의 사용후핵연료를 Pu-239 증식 재료로 사용하여 원자로 내에서 핵분열성 물질을 생성하는 증식과 에너지를 생산하는 핵분열을 동시에 수행함으로써 핵연료 교체 없이 장기간 운전이 초장주기 고속 원자로를 제공하는 것을 목적으로 한다.

이러한 기술적 과제를 달성하기 위한 본 발명인 원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로는, 원자로 노심 하부에 배치되어 원자로 운전을 시작하도록 구성된 저농축우라늄 영역, 및 상기 저농축우라늄 영역 위에 장전되어 Pu-239의 증식 및 연소를 진행시키도록 구성된 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역을 포함하여 이루어진다.

상기 저농축우라늄 영역은 12% 또는 그 이하의 농축우라늄을 포함하는 것이 바람직하다.

그리고, 상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서의 Pu-239의 증식 및 연소는 원자로심 하부에서 상부로 1년당 약 5cm 속도로 진행하는 것을 특징으로 한다.

상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서 U-238은 94%를 차지하는 것이 바람직하다.

여기서, 상기 원자로 노심은 드라이버 집합체, 제어봉 집합체, 및 반사체 집합체로 구성되는 것을 특징으로 한다.

상기 드라이버 집합체는 노심 중앙에서 시작하여 복수의 겹으로 자리하고 있고, 그 외각을 상기 반사체 집합체들이 복수의 겹으로 둘러싸고 있으며, 상기 노심의 외부에는 코어 배럴이 존재하며 총 집합체의 개수는 노심 전체가 코어 배럴 내에 포함될 수 있도록 구성되는 것을 특징으로 한다.

상기 제어봉 집합체는 복수의 주제어봉 집합체와 복수의 보조제어봉 집합체로 이루어지며, 상기 제어봉 집합체의 숫자는 제어봉가가 노심정지여유도를 만족하도록 결정되는 것을 특징으로 한다.

상기 제어봉의 재료는 B4C이며, 상기 주제어봉의 제어봉가보다 상기 보조제어봉의 제어봉가가 더 크도록 구성되는 것이 바람직하다.

상기 집합체들 내에 각각의 봉들이 육각배열로 배치되는 것을 특징으로 한다.

상기 제어봉 집합체는 이중 덕트로 이루어지고, 내부의 덕트는 봉과 연결되어 제어봉을 고정해주는 역할을 하는 것이 바람직하다.

그리고, 연료집합체는 연료봉, 피복재, 및 덕트로 구성되며, 상기 연료봉에는 소정의 반사체 영역이 봉의 상부와 하부에 각각 위치하고, 연료 영역은 상부 블랭킷의 사용후연료와 노심하부의 저농축우라늄 두 부분으로 이루어져 있는 것을 특징으로 한다.

한편, 앞서 설명한 기술적 과제를 달성하기 위한 또 다른 본 발명인 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법은, 원자로 노심 하부에 저농축우라늄 영역을 배치하여 원자로 운전을 시작시키는 단계, 및 상기 저농축우라늄 영역 위에 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역을 장전하여 Pu-239의 증식 및 연소를 진행시키는 단계를 포함하여 상기 가압수형 원자로 사용후핵연료를 초장주기 고속로의 연료로 사용하는 것을 특징으로 한다.

바람직하게는, 상기 저농축우라늄 영역은 12% 또는 그 이하의 농축우라늄을 포함하도록 구성된다.

상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서의 Pu-239의 증식 및 연소는 원자로심 하부에서 상부로 1년당 5cm 속도로 진행하도록 구성된다.

여기서, 상기 사용후연료가 산화물인 경우, 상기 사용후연료를 환원과정을 통하여 금속화한 후, 우라늄 또는 Zr을 추가하여 녹여서 봉 형태로 사출하는 것을 특징으로 하고, 상기 사용후연료가 금속인 경우, 상기 사용후연료를 녹여서 봉 형태로 사출하는 것을 특징으로 한다.

상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서 U-238은 94%를 차지하도록 구성되는 것이 바람직하다.

상기 원자로 노심은 드라이버 집합체, 제어봉 집합체, 및 반사체 집합체로 구성되는 것을 특징으로 한다.

상기 드라이버 집합체는 노심 중앙에서 시작하여 복수의 겹으로 자리하고 있고, 그 외각을 상기 반사체 집합체들이 복수의 겹으로 둘러싸고 있으며, 상기 노심의 외부에는 코어 배럴이 존재하며 총 집합체의 개수는 노심 전체가 코어 배럴 내에 포함될 수 있도록 구성된다.

바람직하게는 상기 제어봉 집합체는 이중 덕트로 이루어지고, 내부의 덕트는 봉과 연결되어 제어봉을 고정해주는 역할을 한다.

연료집합체는 연료봉, 피복재, 및 덕트로 구성되며, 상기 연료봉에는 소정의 반사체 영역이 봉의 상부와 하부에 각각 위치하고, 연료 영역은 상부 블랭킷의 사용후연료와 노심하부의 저농축우라늄 두 부분으로 이루어져 있는 것을 특징으로 한다.

상기 반사체는 LBE, ODS-MA957, SiC 중 어느 하나의 재료로 이루어지는 것이 바람직하다.

본 발명를 통하여 PWR 사용후핵연료를 블랭킷으로 사용, 즉 사용후연료를 UCFR 연료로 사용함으로써 사용후연료 처리에 대안을 제시하였으며, 경수로와 고속로를 포함한 보다 효율적인 핵주기 전략에 기여할 수 있을 뿐만 아니라, 나아가 유한한 우라늄 자원의 활용도 제고 및 핵비확산성 향상에 기여하는 효과를 기대할 수 있다.

도 1: 본 발명의 실시예에 따른 초장주기 고속로 블랭킷 연료를 위한 PWR 사용후연료 처리 개념도
도 2: 본 발명의 실시예에 따른 PWR 사용후연료가 장전된 초장주기 고속로 노심의 동특성 인자 변화
도 3: 본 발명의 실시예에 따른 초장주기 고속로 노심 구조
도 4: 본 발명의 실시예에 따른 초장주기 고속로 핵연료 집합체 구조
도 5: 본 발명의 실시예에 따른 초장주기 고속로 핵연료 봉 구조
도 6: 본 발명의 실시예에 따른 초장주기 고속로 노심 연소에 따른 증배계수 거동
도 7: 본 발명의 실시예에 따른 PWR 사용 후 연료와 지르코늄 비율에 따른 노심 반응도
도 8: 본 발명의 실시예에 따른 반사체 성능 평가

이하 첨부된 도면을 참조하면서 본 발명에 따른 바람직한 실시예를 상세히 설명하기로 한다. 이에 앞서, 본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정해서 해석되어서는 아니 되며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여, 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다.

따라서, 본 명세서에 기재된 실시예와 도면에 도시된 구성은 본 발명의 가장 바람직한 일 실시예에 불과할 뿐이고 본 발명의 기술적 사상을 모두 대변하는 것은 아니므로, 본 출원시점에 있어서 이들을 대체할 수 있는 다양한 균등물과 변형예들이 있을 수 있음을 이해하여야 한다.

PWR 사용후연료를 이용한 블랭킷 연료 조성

새로운 고속로 형태인 UCFR는 가능하면 가압경수로 사용후연료를 재활용할 수 있도록 개발되어야 한다. 그러나 사용후연료의 재활용은 전처리를 전제로 하기 때문에 소위 핵확산의 우려 때문에 국내에서 자유롭게 수행하기 어려운 상황이다.

유일하게 국내에서 가압경수로 사용후연료를 다룰 수 있는 방법은 과거에 개발된 소위 DUPIC (Direct Use of PWR Spent Fuel in Candu) 처리 방식이다. DUPIC 처리방식의 기본적인 특징은 사용후연료를 단순히 재가공하는 수준의 처리만을 하는 것이다. 따라서 PWR 사용후연료를 UCFR에 활용하기 위해서는 이러한 DUPIC처리와 매우 유사한 과정만을 전제로 해야 한다는 최소 제약조건이 따른다. DUPIC 처리과정에서는 피복재를 제거한 사용후연료를 몇 단계의 산화/환원과정을 거쳐서 (OREOX 과정) 미세한 분말형태로 만드는 과정이 필요하다.

한편 현 UCFR 개념은 금속연료에 기반하고 있다. 따라서, 도 1에 도시된 바와 같이, 산화물인 PWR 사용후연료를 먼저 환원과정을 통하여 금속화하는 과정이 필요하며, 이후 우라늄 혹은 Zr을 추가하여 단순히 녹여서 봉형태로 사출하는 과정이 핵연료를 만드는 모든 과정이라 할 수 있다. 특히, 사용후연료가 금속연료인 경우(예를 들어, UCFR 자체의 사용후연료는 금속임)에는 필요한 과정은 더욱 단순해진다. 즉, 이 경우 환원과정을 거치지 않고 바로 사출과정으로 넘어간다. 따라서 PWR 사용후연료를 UCFR에 사용하기 위해서 필요한 사용후연료 전처리 과정은 거의 DUPIC과 유사한 핵확산저항성을 가질 것으로 판단되며 결과적으로 국내에서도 큰 문제없이 현실화할 수 있다.

도 1의 처리과정을 거쳐서 얻어지는 블랭킷 연료조성을 결정하기 위해서 ORIGEN2 코드를 이용하여 연소계산을 수행하였다. PWR 방출연소도를 50 GWD/tU라 가정하였으며 사용후연료는 10년 냉각후 처리된다고 하였다. 위 전처리 과정에서 기본적으로 인위적으로 악티나이드 조성을 변화시키는 어떤 과정도 없다. 다만, 산화물의 환원과정과 금속연료를 용해하여 사출하는 과정에서 일부 핵분열생성물이 휘발하여 제거된다. 아직 정확한 전처리 과정이 결정되지 않았기 때문에 현 시점에서 블랭킷 연료의 조성을 “기화온도가 1000℃ 이하인 모든 핵분열 생성물은 제거된다”고 가정하고 결정하였다. 일반적으로 금속연료의 용해는 약 1300∼1400℃ 정도에서 이루어지기 때문에 약간 더 많은 핵분열생성물이 제거될 가능성이 있다.

아래 표 1에는 위의 계산과 가정을 통하여 얻어진 사용후연료의 조성을 보여준다. 전체연료에서 핵분열생성물의 무게비는 약 3.5%로서 여전히 상당하다. U-238이 절대적으로 많은 약 94%를 차지하며 핵분열성 플로토늄 Pu-239와 Pu-241은 각각 0.52%와 0.083%이다. 핵분열생성물 중에서 Nd (Neodymium)가 가장 많은 0.55% 정도 포함되어 있다.

표 1. 사용후연료 전처리후 연료조성

UCFR -1000 노심구조 설계

도 2에는 가압경수로 사용후연료가 블랭킷에 장전되고 초기에 LEU를 활용하여 임계를 달성한 UCFR 노심의 시간에 따른 동특성인자(즉발중성자 수명, 유효지발중성자분율)를 보여준다. 예상할 수 있듯이, 두 인자 모두 시간이 지나면서 점점 감소하여 약 20년 후에 평형노심 값에 도달함을 볼 수 있다. 지발중성자의 감소는 U-235의 지발중성자에 비하여 Pu-239의 지발중성자 생성이 현저하게 적기 때문이다. 즉, 초기노심의 경우 지발중성자분율은 약 700 pcm 정도이지만 준평형 노심에서는 약 350 pcm으로 전형적인 플루토늄이 장전된 고속로의 특성을 보여준다. 즉발중성자 수명은 초기 약 0.36 μsec에서 준평형 노심의 약 0.3 μsec로 감소하여 플루토늄이 주요한 연료로 사용되는 노심의 중성자 스펙트럼이 초기 우라늄 노심에 비하여 보다 경화됨을 확인할 수 있다.

위에서 평가한 UCFR 노심에 대하여 소듐냉각재 기포반응도 특성을 평가하였다. 일반적으로 소듐냉각 고속로에서 주요한 안전현안의 하나가 냉각재 기포반응도이며 이를 저감하기 위한 노력이 반드시 필요하다. 냉각재 기포반응도 저감을 위해서는 중성자의 누설을 향상시킬 필요가 있는데 UCFR에서는 본질적으로 누설을 최소화해야 하는 어려움이 있다. 본 실시예에서는 매우 보수적인 평가를 위해서 활성노심의 모든 소듐이 모두 기포로 대체되었다고 가정하고 평가하였으며, 평형 노심에서 총 기포반응도는 약 4∼6$ 정도로 계산된다. 본 예시에서 고려한 UCFR의 낮은 중성자누설과 높은 활성노심 높이가 기포반응도를 악화시키는 역할을 하고 있다. 또한 UCFR의 매우 높은 연소도는 핵분열생성물에 의한 약간의 기포반응도 증가로 이어진다. 따라서 향후 기포반응도를 저감하기 위해서는 노심 높이를 더욱 줄이는 노력이 필요하고, 무엇보다 매우 컴팩트한 핵연료집합체의 설계가 필요하다고 할 수 있다.

(1) 노심 설계 요건 도출

실제 노심모델을 위한 디자인 요건들을 도출하였다. 이 실제 노심모델 설계 및 해석계산은 디자인 요건과 설계 자료들을 기반으로 하여 집합체 단위로 균질화시켜서 수행하였다. 집합체 단위로 균질화시킨 노심모델의 증배계수 값은 비균질화 노심모델을 사용한 경우 얻어진 증배계수 값과 비교하여 일반적으로 300-500 pcm 낮다는 것을 감안하면, 집합체 단위 균질화 노심 모델을 사용하여도 충분히 실제 노심모델의 운전 가능성과 특성을 평가할 수 있다.

이 노심모델의 출력은 대형 발전소급인 1000MWe으로 정하였고 열효율 38.5%로 가정하여 실제 열출력을 2600MWth로 조정하였으며, 이로부터 핵연료장전량 등을 결정하였다. 또한 설계수명 60년 동안 핵연료 재장전 없이 운전하는 것을 목표로 하며, 그에 따라 노심 전체 높이 및 반경, LEU 영역의 높이 및 농축도 등이 결정되었다. 노심 전체 높이는 활성노심 높이에 노심 상부 및 하부 각 50cm 길이 반사체 영역을 포함하여 계산된다.

일반적으로 고속로의 연료배치는 상당히 조밀하고 운전온도 또한 높아서 노심에 사용되는 재료들의 열전도도가 높아야 한다. 핵연료 또한 높은 열전도도를 고려하여 금속연료가 많이 사용되는 추세이고 이번 설계에서는 그 중 안정성이 좋은 U-10Zr을 선택했다. 역시 높은 열전도도를 가진데 반해 낮은 밀도를 가진 액체금속 소듐이 냉각제로서 사용되었다. 납과 비스무스가 각각 44.5%와 55.5%의 비율로 섞인 LBE도 좋은 냉각제 후보군 중 하나이지만, 이 노심 모델과 같이 크기가 크고 온도가 높으며 연료의 부피비율이 큰 환경에서는 상당히 빠른 유속을 요하기 때문에 LBE나 납과 같은 높은 밀도의 냉각재는 어려움이 있다. 납 합금의 경우 최대 유속이 2~4m/s로 제한되는데 UCFR-1000에 납합금을 냉각재로 사용할 경우 약 4.8m/s 유속이 요구된다. 피복재와 구조재로는 현재 알려진 재료 중 가장 중성자속을 오랫동안 견딜 수 있는 대표적인 재료 HT-9을 사용하였다. 다음의 표 2에 새롭게 디자인된 노심 모델의 주요 설계요건을 정리했다.

표 2. UCFR-1000 설계 요건

초장주기 노심 설계에 있어서 가장 중요한 요소 중 하나가 60년을 연료의 재장전 없이 운전한다는 것이기 때문에, 축 방향으로의 'Breed-and-Burn' 컨셉이 응용되었다. 이 컨셉은 노심을 활성 시켜주는 ‘점화’ 부분과 활성노심이 옮겨가는 ‘증식’ 부분이 필요하다. 따라서 이 노심의 경우 12.3%의 농축 우라늄이 연료봉 아래 부분에 장전되는데, 이는 운전 초기에 노심을 점화시켜서 노심 활성화의 역할을 수행한다. 그리고 ‘증식’될 블랭킷 영역으로서 연료봉의 윗부분에 천연 우라늄이 장전되어 아래 부분에서부터 시작된 'Breed-and-Burn' 개념을 충족시킨다. 이렇게 활성노심은 60년에 걸쳐 연소함에 따라, 노심 하부에서 시작해서 노심상부로 이동한다.

노심의 높이는 3.6m이고 지름은 약 50cm 두께의 반사체 영역을 포함하여 5m를 넘지 않도록 설계되었다. 전체 연료의 장전량과 그에 따른 출력밀도, 그리고 연소도를 함께 놓고 고려하면, 초장주기운전을 위하여 주어진 연료를 상대적으로 낮은 출력으로 오랫동안, 그리고 높은 이용율로 연소시킨다는 것을 알 수 있다.

한편, 모사 계산의 온도 조건은 각각 연료 영역 900K, 반사체 영역 800K, 소듐 냉각제의 입출구 온도차이 150K로 가정되어 수행되었다.

(2) UCFR-1000 노심 구조

도 3은 총 631개의 육각 집합체로 이루어져 있는 UCFR-1000 노심구조를 나타낸다.

UCFR-1000 노심에 사용된 집합체는 드라이버, 제어봉, 그리고 반사체 세 가지 종류가 있다.

드라이버 집합체는 그림에서 보듯이 노심 중앙에서 시작하여 12겹으로 자리하고 있고, 그 외각을 반사체 집합체들이 3겹으로 둘러싸고 있다. 노심 외부에는 직경 5m의 코어 배럴이 존재하며 총 집합체의 개수는 노심 전체가 코어 배럴 내에 포함될수 있도록 631개로 결정되었다. 제어봉 집합체는 총 19개이고 13개의 주제어봉 집합체와 6개의 보조제어봉 집합체로 이루어져 있다. 제어봉 집합체의 숫자는 제어봉가가 노심정지여유도를 만족하도록 결정하였다. 제어봉의 재료는 B4C를 사용했는데 주제어봉의 붕소는 천연상태를, 보조제어봉의 붕소는 B10이 90% 농축되어있는 상태를 사용하여, 보조제어봉의 제어봉가가 더 크다.

도 4는 세 가지 집합체의 자세한 구조를 보여주고 있다.

각 봉들 역시 집합체 안에 육각배열로 배치했다. 고속로에서 전체적으로 육각배열이 선호되는 이유는 고속 중성자를 사용하는 고속로 환경을 위해서 상대적으로 높은 밀집도를 구현하기 가장 좋은 배열이기 때문이다. 연료집합체와 반사체 집합체에 있는 봉의 총 개수는 91개이고 7겹으로 배치되어 있으며 제어봉 집합체는 직경이 큰 7개의 봉이 2겹으로 배치되어 있다. 제어봉 집합체는 다른 집합체와는 다르게 이중 덕트로 이루어져 있는데 내부의 덕트는 봉과 연결되어 제어봉을 고정해주는 역할을 한다. 따라서 노심의 반응도를 조정하기 위해서 제어봉을 움직일 때, 이 내부 덕트를 움직인다.

연료집합체는 연료봉, 피복재, 그리고 덕트로 구성되는데 UCFR-1000의 연소계산에서는 각 집합체 별로 그 구성체들의 부피비율에 따라 균질화 되어서 계산된다. 각 핀들의 축 방향 구성은 도 5에서 나타내었다.

앞서 행해진 전체 균질화 모델에서와 같이 연료봉에는 50cm의 반사체 영역이 봉의 상부와 하부에 각각 위치한다. 연료 영역은 상부 블랭킷의 천연 우라늄과 노심하부 저농축 우라늄 두 부분으로 이루어져 있다. 이러한 구성은 활성노심이 노심하부로부터 축 방향으로 일정한 속도로 이동하도록 해준다. 각 반사체와 제어봉은 연료봉과 달리 단일 재료의 간단한 구조를 가지고 있고, 제어봉의 경우 다른 봉들보다 비교적 큰 직경을 가지고 있다.

표 3은 집합체 설계자료를 나타낸다.

스미어밀도와 본드 간격들은 고속로 노심의 높은 온도와 높은 중성자 조사량에 의한 금속 연료의 팽창 현상을 고려할 때 필수적으로 고려되어야 할 요소이다. 일반적으로 고속로에서 중성자 조사로 인한 팽창을 고려한 핵연료 스미어 밀도는 75%를 넘지 않도록 한다. 본 실시예에서의 모든 설계인자들 또한 이 스미어밀도와 구성체들의 부피비율에 의해서 결정되었고, 구조재의 경우는 덕트와 피복관을 포함한 수치를 나타낸다.

표 3. UCFR-1000 집합체 설계 자료

(3) UCFR-1000 연소 거동

표 4는 노심 연소에 걸친 k-effective 요동의 파라미터 연구에 대한 몬테칼로(Monte Carlo) 계산의 조건들을 나타낸다.

표 4. Monte Carlo 연소 계산의 파라미터

도 6은 UCFR 노심의 설계수명 60년에 걸쳐 노심 연소에 따른 증배계수의 추이를 보여준다.

연소계산은 All Rod Out (ARO) 상태로 수행되었으며, 연소계산 스텝은 일 년이며, 중성자 히스토리의 수는 모든 스텝의 평균 표준편차는 40 pcm보다 작도록 선택되었다.

노심 연소에 걸친 k-effective의 요동은 각각의 MC 계산에서의 많은 중성자 히스토리를 사용함에 의하여 감소될 수 있음을 알 수 있으며, 이는 노심 연소에 걸친 k-effective의 요동은 MC 걔산의 통계적 본질에 기인함을 의미한다.

UCFR-1000 노심은 방출연소도 283 GWd/t(이는 연료의 총 연소도 대비 약 29.8%에 해당하는 수치임)로 60년의 수명동안 유지될 수 있음에 주목해야 한다. 전체적으로, 노심 수명 60년 동안 노심 증배계수가 1.0 보다 크게 유지되었으며 그 값은 대략 1.0 에서 1.015 사이에 분포하고, 최대값과 최소값의 차이가 1200 pcm을 넘지 않는 안정된 모습을 보이고 있다.

민감도 계산으로부터, 노심 연소 초기 10년 동안의 초기 k-effective 값과 k-effective 변화 기울기는 저농축우라늄(LEU) 영역의 농축도와 저농축우라늄 영역의 높이를 조절함에 의하여 제어될 수 있음에 주목해야 한다.

(4) PWR 사용후연료 사용 노심 개념 평가

이하, 구체화된 UCFR-1000 모델에 사용후연료(spent fuel)를 적용하여 분석하였다.

모든 조건은 UCFR-1000 노심과 동일하고 유지하고, 핵연료만 U-10Zr 에서 사용후연료로 교체하였다. 사용후연료의 구성비는 표 1의 비율을 사용하였다.

PWR 사용 후 연료와 지르코늄 비율에 따른 노심 반응도를 나타내는 도 7로부터 확인되는 바와 같이, SF-10Zr 경우 50년이 지나면서 증배계수가 1.0 이하로 떨어짐을 확인하고, 노심수명을 늘리기 위하여 연료 합금에서 지르코늄의 비율을 낮추고 핵분열 물질의 비율을 늘려가면서 계산을 수행하였다. 도 7에서 SF-10Zr의 경우를 제외하고 모든 경우에서 증배계수가 1.0을 넘어 60년 동안 운전이 지속 가능함을 알 수 있다. 약 15년 경과 후 증배계수가 일정하게 유지되기 시작하면 각 값들의 차이는 500pcm을 넘지 않는다. U-10Zr 연료 노심과 SF-7Zr 연료 노심 경우 증배계수들의 차이가 1500 pcm을 넘지 않는다.

반사체 성능 평가

UCFR-1000 모델에 대해서 동일한 조건에서 반사체와 구조재의 재료만 바꾸어 가면서 여러 재료에 대한 반사체 성능평가를 수행했다.

액체금속인 납과 LBE, 철 기반 재료인 HT-9, ODS, 스테인리스, PNC, 세라믹 재료인 SiC, ZrC 등 약 15가지의 재료들에 대해서 반사체 성능을 평가했다. 그 결과, 각 재료의 종류별로 LBE, ODS-MA957, SiC가 가장 뛰어난 반사체 역할을 한다는 결과를 얻었다.

표 5. 반사체 종류에 따른 동특성 인자 (MOC)

도 8에서 알 수 있듯이 SiC와 액체금속이 상당히 높은 반사체 효과를 보여주었고 철 기반 재료들이 그 뒤를 이었다. 표 5에서와 같이 각 재료의 종류별로 세 가지 후보들에 대해서 동특성 조사를 해 본 결과 LBE만 밀도효과를 함께 고려하여도 MTC값이 음의 값을 나타내어 노심 고유안전성이 확보됨을 알 수 있다.

Claims

원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로에 있어서,
원자로 노심 하부에 배치되어 원자로 운전을 시작하도록 구성된 저농축우라늄 영역, 및
상기 저농축우라늄 영역 위에 장전되어 Pu-239의 증식 및 연소를 진행시키도록 구성된 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역
을 포함하여 이루어진 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제1항에 있어서,
상기 저농축우라늄 영역은 12% 이하의 농축우라늄을 포함하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제2항에 있어서,
상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서의 Pu-239의 증식 및 연소는 원자로심 하부에서 상부로 1년당 5cm 속도로 진행하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제1항에 있어서,
상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서 U-238은 94%를 차지하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서,
상기 원자로 노심은 드라이버 집합체, 제어봉 집합체, 및 반사체 집합체로 구성되는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제5항에 있어서,
상기 드라이버 집합체는 노심 중앙에서 시작하여 복수의 겹으로 자리하고 있고, 그 외각을 상기 반사체 집합체들이 복수의 겹으로 둘러싸고 있으며, 상기 노심의 외부에는 코어 배럴이 존재하며 총 집합체의 개수는 노심 전체가 코어 배럴 내에 포함될 수 있도록 구성되는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제6항에 있어서,
상기 제어봉 집합체는 복수의 주제어봉 집합체와 복수의 보조제어봉 집합체로 이루어지며, 상기 제어봉 집합체의 숫자는 제어봉가가 노심정지여유도를 만족하도록 결정되는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제7항에 있어서,
상기 제어봉의 재료는 B4C이며, 상기 주제어봉의 제어봉가보다 상기 보조제어봉의 제어봉가가 더 크도록 구성되는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제5항에 있어서,
상기 집합체들 내에 각각의 봉들이 육각배열로 배치되는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제9항에 있어서,
상기 제어봉 집합체는 이중 덕트로 이루어지고, 내부의 덕트는 봉과 연결되어 제어봉을 고정해주는 역할을 하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
제10항에 있어서,
연료집합체는 연료봉, 피복재, 및 덕트로 구성되며, 상기 연료봉에는 소정의 반사체 영역이 봉의 상부와 하부에 각각 위치하고, 연료 영역은 상부 블랭킷의 사용후연료와 노심하부의 저농축우라늄 두 부분으로 이루어져 있는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.
원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법으로서,
원자로 노심 하부에 저농축우라늄 영역을 배치하여 원자로 운전을 시작시키는 단계, 및
상기 저농축우라늄 영역 위에 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역을 장전하여 Pu-239의 증식 및 연소를 진행시키는 단계
를 포함하여 상기 가압수형 원자로 사용후핵연료를 초장주기 고속로의 연료로 사용하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제12항에 있어서,
상기 저농축우라늄 영역은 12% 이하의 농축우라늄을 포함하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제13항에 있어서,
상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서의 Pu-239의 증식 및 연소는 원자로심 하부에서 상부로 1년당 5cm 속도로 진행하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제12항에 있어서,
상기 사용후연료가 산화물인 경우, 상기 사용후연료를 환원과정을 통하여 금속화한 후, 우라늄 또는 Zr을 추가하여 녹여서 봉 형태로 사출하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제12항에 있어서,
상기 사용후연료가 금속인 경우, 상기 사용후연료를 녹여서 봉 형태로 사출하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제12항에 있어서,
상기 가압수형 원자로 사용후핵연료 영역에서 U-238은 94%를 차지하도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제12항 내지 제17항 중 어느 한 항에 있어서,
상기 원자로 노심은 드라이버 집합체, 제어봉 집합체, 및 반사체 집합체로 구성되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제18항에 있어서,
상기 드라이버 집합체는 노심 중앙에서 시작하여 복수의 겹으로 자리하고 있고, 그 외각을 상기 반사체 집합체들이 복수의 겹으로 둘러싸고 있으며, 상기 노심의 외부에는 코어 배럴이 존재하며 총 집합체의 개수는 노심 전체가 코어 배럴 내에 포함될 수 있도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제19항에 있어서,
상기 제어봉 집합체는 복수의 주제어봉 집합체와 복수의 보조제어봉 집합체로 이루어지며, 상기 제어봉 집합체의 숫자는 제어봉가가 노심정지여유도를 만족하도록 결정되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제20항에 있어서,
상기 제어봉의 재료는 B4C이며, 상기 주제어봉의 제어봉가보다 상기 보조제어봉의 제어봉가가 더 크도록 구성되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제18항에 있어서,
상기 집합체들 내에 각각의 봉들이 육각배열로 배치되는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제22항에 있어서,
상기 제어봉 집합체는 이중 덕트로 이루어지고, 내부의 덕트는 봉과 연결되어 제어봉을 고정해주는 역할을 하는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제23항에 있어서,
연료집합체는 연료봉, 피복재, 및 덕트로 구성되며, 상기 연료봉에는 소정의 반사체 영역이 봉의 상부와 하부에 각각 위치하고, 연료 영역은 상부 블랭킷의 사용후연료와 노심하부의 저농축우라늄 두 부분으로 이루어져 있는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제18항에 있어서,
상기 반사체는 LBE, ODS-MA957, SiC 중 어느 하나의 재료로 이루어지는 것을 특징으로 하는 원자력발전소 사용후핵연료의 처리방법.
제5항에 있어서,
상기 반사체는 LBE, ODS-MA957, SiC 중 어느 하나의 재료로 이루어지는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로.