KR20190061773A - Method of reducing nuclear fuel for heavy-water reactor - Google Patents

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Abstract

The present invention relates to a method for reducing a nuclear fuel, which can suppress unnecessary output cutback by changing a control rod material, and can simultaneously produce cobalt-60. The method for reducing a nuclear fuel of a heavy water reactor of the present invention, which installs seven control rod groups including first to seventh control rod groups in different parts of a nuclear fuel assembly to be inserted thereinto or withdrawn therefrom, comprises: a first step of manufacturing a seventh control rod group to have a reactivity value of control rods constituting the seventh control rod group to be smaller than that of control rods constituting the remaining control rod groups; and a second step of finally withdrawing the seventh control rod group when all the first to seventh control rod groups are extracted from the nuclear fuel assembly. In the withdrawal process of the seventh control rod group, the seventh control rod group is prevented from being automatically re-introduced due to an automatic increase of a water level of a liquid zone control system (LZC) to be equal to or more than a water level of a control rod introduction condition. Accordingly, an unnecessary combustion suppressing phenomenon due to automatic re-introduction of the seventh control rod group is solved to increase the combustion, thereby significantly reducing a consumed nuclear fuel.

Description

중수로의 핵연료 절감 방법{Method of reducing nuclear fuel for heavy-water reactor}BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for reducing nuclear fuel in a heavy water reactor,

본 발명은 핵연료 절감 방법에 관한 것으로, 특히 불필요한 출력감발을 조절봉 소재 변경으로 억제시킴과 동시에 코발트-60을 생산할 수 있는 핵연료 절감 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a fuel saving method, and more particularly, to a fuel saving method capable of suppressing unnecessary output sputtering by changing the control rod material and producing cobalt-60.

국내에서 건설되어 사용중인 원자력 발전소는 크게 경수로식과 중수로식으로 나뉜다. 이러한 분류는 핵발전이 안정적으로 이루어질 수 있게 중성자를 감속시키는 감속재로서 경수가 이용되는지 또는 중수가 이용되는지에 따라 구분된다.Nuclear power plants constructed and used domestically are classified into light water reactor and heavy water reactor. This classification is distinguished by whether hard water or heavy water is used as a moderator to slow neutrons so that nuclear power can be stabilized.

또한 경수로는 핵연료의 농축도를 높여야 핵분열이 안정적으로 발생 가능한 임계에 도달하나, 중수로는 농축되지 않은 천연우라늄이나 농축도가 낮은 핵연료로도 임계상태에 도달될 수 있고, 발생되는 폐기물의 양이 적으며, 가동 중에 핵연료 교체가 가능하고, 경수에 비해 중수는 중성자 흡수가 억제되어 중성자의 이동거리가 길 필요가 없어 원자로 용기 소형화가 가능한 장점이 있으나, 다만 경수로에 비해 중수로는 가동률 향상을 위해 잦은 연료 교체가 필요한 단점이 있다.In addition, it is necessary to increase the concentration of nuclear fuel in light water reactors to reach a critical threshold for stable fission. However, the heavy water reactor can reach the critical state with unconcentrated natural uranium or low enrichment fuel, It is possible to replace the fuel container during operation and the heavy water does not need to move the distance of neutrons because neutron absorption is suppressed as compared with the light water. It is possible to downsize the reactor vessel. However, the heavy water reactor has more frequent fuel replacement There are disadvantages.

이러한 원자로 용기 대형화 및 핵연료 농축도 증가를 피하기 위해 개발된 원자로가 압력관형 중수로이며, 대표적인 것이 캐나다에서 개발한 CANDU(CANadian Deuterium Uranium) 원자로이다.The reactor was developed to avoid the enlargement of the reactor vessel and the increase of the fuel enrichment. The CANDU (CANadian Deuterium Uranium) reactor developed in Canada is a typical reactor.

CANDU에도 경수로에서와 유사하게 노심에서 직접 증기를 발생시키는 비등중수로 (boiling heavy water reactor, BHWR), 그리고 노심열을 증기발생기로 보내어 증기를 발생시키는 가압중수로(pressurized heavy water reactor, PHWR)가 있다. 조기 폐쇄된 250 MWe 용량의 Gentilly-1를 제외하고 전 세계에서 가동 중인 중수로 모두는 가압중수로(PHWR)이다.CANDU also has a boiling heavy water reactor (BHWR) that generates steam directly from the core, similar to light water reactors, and a pressurized heavy water reactor (PHWR) that generates steam by sending core heat to a steam generator. With the exception of the early-closure 250 MWe capacity Gentilly-1, all of the world's heavy water reactors are pressurized heavy water reactors (PHWRs).

국내에서 가동 중인 중수로는 현재 월성에 1,2,3,4호기가 운영중이며, 중수로에서는 핵연료집합체가 칼란드리아 라는 용기에 설치되고, 감속재로 사용되는 중수는 칼란드리아에 내장되며, 냉각수는 연료봉이 칼란드리아에 삽입된 통로를 통과하므로 중수와 냉각재는 서로 공간적으로 분리된다.The heavy water reactor in operation in Korea is currently in operation in Wolsong with 1,2,3,4 units. In the heavy water reactor, the fuel assembly is installed in a container called calandria. The heavy water used as a moderator is installed in calandria. As it passes through the channel inserted in the calandria, the heavy water and coolant are separated from one another spatially.

중수로 원전은 출력운전 중 노심 전체 및 지역별로 반응도제어장치들로 인해 반응도가 자동으로 조절된다. 즉, 정상운전 중에는 액체영역제어계통(LZC, Liquid Zone Controller)이 사용되어 반응도가 자동 제어되고, LZC 제어범위를 벗어나는 반응도는 흡수봉으로 자동 제어된다. 액체영역제어계통(LZC)은 도 5에 도시된 바와 같이 원자로 내부에 14개 지역으로 나누어져 있으며, 각 영역은 수직원통형의 zone compartment 내에 내부 수위가 적정하게 제어됨으로써 각 영역 중성자 흡수율이 조절되어 국부 출력이 제어 된다.The reactors of the heavy water reactors are automatically controlled by reactivity control devices for all core and region during output operation. That is, during normal operation, the liquidity zone controller (LZC) is used to automatically control the reactivity, and the reactivity outside the LZC control range is automatically controlled by the absorption rod. As shown in FIG. 5, the liquid zone control system (LZC) is divided into fourteen zones inside the reactor, and each zone is appropriately controlled in the inner cylindrical zone compartment to adjust the neutron absorption rate of each zone, The output is controlled.

발전소 과도상태 발생시에는 운전변수 이상 신호에 따라 흡수봉으로 단계별 출력감발(Stepback)이 되거나 연속적 출력감발(Setback)이 수행되어 발전소가 안전하게 제어된다. In the event of a power station transient state, stepped output is stepped back to the absorption rod according to the operation parameter abnormal signal, or continuous output setback is performed, and the power plant is safely controlled.

비정상조건 발생시(중성자고출력, 출력증가 등)에는 제어용전산기(DCC)와 독립적으로 운영되는 제1정지계통(정지봉 삽입) 및 제2정지계통(독물질주입)이 작동되어 발전소가 안전하게 정지된다.In case of abnormal condition (high neutron output, power increase, etc.), the first stop system (stop rod insertion) and the second stop system (poison material injection) operated independently of the control computer (DCC) are operated and the power plant is stopped safely.

조절봉은 스텐리스 스틸 재질로 제작되어 칼란드리아의 21개 지역에 설치되는데 이 21개 지역은 몇 개씩이 묶여서 7개의 군으로 분류되어 설치되며, 노심 출력 분포 평탄화를 위한 목적으로 운영된다. 정상운전 시에는 조절봉은 완전 삽입되어 잠김 상태가 유지되며, 양의 반응도가 필요할 경우에 인출한다. 이때 양의 반응도가 필요한 경우는 원자로가 불시에 정지된 후 30분 이내 재기동이 되어야 하는 경우, 또는 연료교환기 고장의 경우이거나 또는 단계출력감발, 연속출력감발이 필요한 상황에서이다. 다만 국내 원전에서는 안전성의 강화로 발전소 정지 후 30분 내 재기동 상황은 적용되지 않는다.The control rods are made of stainless steel and installed in 21 areas of Calandria. Twenty-one areas are grouped into seven groups, which are installed for the purpose of planarization of core power distribution. During normal operation, the control rod is fully inserted to maintain the locked state and withdraw when a positive response is required. In this case, if the reactivity is positive, the reactors must be restarted within 30 minutes after the reactor is stopped unexpectedly, or in the case of the failure of the fuel exchanger, or in a situation where step output output and continuous output output are required. However, in the case of domestic nuclear power plants, the reinforcement condition is not applied within 30 minutes after the power plant is shut down due to the enhancement of safety.

월성 중수로(CANDU-600) 조절봉도 마찬가지로 총 21개, 7개 군(Bank)으로 구성되었으며, 도 1 및 도 2에 붉은 색으로 도시된 바와 같이 정상 운전 중 항상 노심 내에 인입하도록 설계되어 중성자 흡수체 작용을 한다. 이때 7개 군의 반응도 값은 서로 다르다.As shown in Fig. 1 and Fig. 2, the CANDU-600 control rod is designed to be pulled into the core at all times during normal operation as shown in red in Fig. 1 and Fig. 2, so that the neutron absorber function . At this time, the reactivity values of 7 groups are different from each other.

그런데 현재 7개 군의 조절봉 군중에서 제7 군은 도 4의 표에 나타난 바와 같이 반응도 값이 커서 한 번에 100% 인입 또는 인출이 되지 않는 문제가 있다. 예를 들면 액체영역제어계통(LZC)의 수위가 20%에서 제7군의 인출(100% 지시)이 시작되어 인출중 조절봉 뱅크 제7 군이 60% 인출되었을 때 제7 군의 인출에 반응하여 연소도가 상승되어 액체영역제어계통 수위가 연소도 억제를 위해 70%에 도달되는데, 액체영역제어계통 수위가 70%에 도달되는 것은 인출되던 제7 군의 조절봉이 다시 인입되는 조건이 되므로 제7 군이 다시 인입되어 버려 결국 제7 군을 인출시켜야 하는 상황임에도 자동으로 인출시키지 못하게 되는 것이다. 이런 경우에는 제7 군의 인출 및 인입이 자동으로 구동되지 않도록 수동으로 전환 후 다시 수위가 감소되면 조절봉을 한개 씩 인출해야 한다.However, among the control rods of the 7 groups, the seventh group has a problem that the reactivity value is large as shown in the table of FIG. 4, so that it is not 100% pulled in or withdrawn at a time. For example, when the liquid level control system (LZC) starts to withdraw from the 20% water level (100% indication), and when the control rod bank 7 group withdraws 60%, the 7th group withdraws As the degree of combustion increases, the liquid level control system level reaches 70% in order to suppress the combustion. The liquid level control system level reaches 70%, which is a condition in which the control rod of the withdrawn group 7 is reentered The 7th Army will be reintroduced and eventually the 7th Army will be withdrawn, but it will not be automatically withdrawn. In this case, you must manually pull out the control rods once the water level is reduced again after switching manually so that withdrawals and withdrawals of Group 7 are not automatically activated.

따라서 제7군이 필요할 때 인출되지 못하는 결과 불필요한 연소도 억제가 발생되어 연소도 증가를 위하여 핵연료의 소모가 많아지는 문제가 생긴다.Therefore, when the seventh group is not required to be drawn out, unnecessary combustion suppression occurs, resulting in a problem of increasing the consumption of the fuel to increase the degree of combustion.

한편, 코발트-60(60Co)은 코발트 동위 원소의 하나로써 방사성 동위 원소이다. 코발트-60은 방사선투과시험에서는 강의 두께 5~15cm의 촬영에 이용되며, 공업적으로는 화학 섬유, 필름 등의 개량 및 식품의 살균, 식물의 품종 개량 외에도 의료 방면에 널리 이용되고 있다.Cobalt-60 (60Co), on the other hand, is one of cobalt isotopes and is a radioactive isotope. Cobalt-60 is used for radiography of steel thickness of 5 ~ 15cm in the radiation penetration test, and industrially, it is widely used for medical purposes in addition to improvement of chemical fiber and film, sterilization of food and improvement of plant variety.

코발트-60은 자연계에서 존재하지 않기 때문에 인공적으로 코발트-59 원자에 중성자를 충돌시켜 만든다. 여러 국가에서 코발트-60을 생산 중이나 우리나라는 해외 수입에 의존하고 있는 상황이다.Since cobalt-60 does not exist in nature, it is artificially created by colliding neutrons with cobalt-59 atoms. Cobalt-60 is being produced in many countries, but Korea is dependent on overseas imports.

코발트-60이 원자로의 가동 중에 생성될 수 있으므로 코발트-60을 원자로 가동 중에 생성시키는 기술 자체는 종래부터 제안되어 오고 있다. 그러나 종래의 원자로에서 코발트-60을 생성시키는 기술은 오직 코발트-60의 생산에만 초점이 맞추어져 있으며, 코발트-60의 생산과정이 원자로의 가동 효율과 유기적으로 조화된 기술을 보여주지는 못하는 한계가 있다.Since cobalt-60 can be generated during the operation of the reactor, the technology itself has been proposed to produce cobalt-60 during operation of the reactor. However, the technology to produce cobalt-60 in conventional reactors is focused only on the production of cobalt-60, and the limit of cobalt-60's production process does not show a technology that is organically coordinated with the operation efficiency of the reactor have.

특허등록공보 제10-1756952호(등록일자: 2017. 07. 05)Patent Registration No. 10-1756952 (Registration date: July 27, 2017)

이에 본 발명은 종래 중수로에서 문제가 되던 자동 조절봉 인출이 이루어지지 못함으로 인한 핵연료의 과도한 소비 문제를 해결하여 종래 연소도는 유지하면서 핵연료는 대폭 절감시킴으로써 원자로 가동 효율을 상승시킴과 아울러, 이러한 원자로 가동 효율 상승과 코발트-60의 생산이 서로 유기적인 상호 작용으로 이어질 수 있는 중수로의 핵연료 절감 방법을 제공하고자 한다.Accordingly, the present invention solves the problem of excessive consumption of nuclear fuel due to failure in withdrawing the automatic control rod, which is a problem in the conventional heavy water reactor, thereby greatly reducing the nuclear fuel while keeping the conventional combustion degree, thereby increasing the reactor operation efficiency, And to provide a fuel-saving method for heavy water reactors in which the increase in the operation efficiency and the production of cobalt-60 may lead to organic interactions.

이러한 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 중수로의 핵연료 절감 방법은 중수로용 핵연료집합체에 설치되어 핵연료집합체에 인입 또는 인출시켜 핵연료의 연소도를 감소시키거나 증가시켜 핵분열 연쇄반응이 지속 가능한 임계상태를 유지시키는 조절봉을, 두 개 이상의 조절봉이 하나의 조절봉 군을 이루게 배치하고, 제1부터 제7 조절봉 군으로 이루어지는 7개의 조절봉 군을 각각 핵연료집합체의 서로 다른 부위에 인입 또는 인출 가능하게 설치하되, 상기 조절봉 군은 원래 설계된 조절봉들의 반응도 값 보다 작게 제작하는 제1단계 및, 제1 내지 제7 조절봉 군을 모두 핵연료집합체에서 인출시킬 때, 제7 조절봉 군을 가장 마지막으로 인출시키는 제2단계로 이루어짐으로써, 제7 조절봉 군의 인출 과정에서 액체영역제어계통(LZC, Liquid Zone Control system)의 수위가 자동으로 조절봉 인입조건 수위 이상으로 상승됨으로 인한 제7 조절봉 군의 자동 재인입 현상을 방지하고 과도한 중성자 흡수능을 감소시켜 불필요한 연소도 억제 현상을 해소시킴으로써, 연소도를 상승시켜 소요되는 핵연료를 대폭 절감시키는 것을 특징으로 한다.In order to achieve the above object, the present invention provides a method for reducing nuclear fuel in a heavy water reactor, which is installed in a nuclear fuel assemblage for a heavy water reactor to reduce or increase the degree of combustion of the nuclear fuel by introducing or withdrawing the nuclear fuel assembly to maintain a critical state , Two or more control rods are arranged as one control rod group, and seven control rods composed of the first to seventh control rods are installed to be able to be drawn in or drawn out to different parts of the fuel assembly, respectively A first step of making the control rod group smaller than the reactivity value of the control rods originally designed, and a third step of, when all the first to seventh control rod groups are drawn out from the fuel assembly, (LZC, Liquid Zone Control System) in the withdrawal process of the seventh control rod group, The water level of the control rod is automatically raised to a level higher than the control rod inlet condition, thereby preventing the automatic regeneration of the seventh control rod group and reducing excessive neutron absorption ability, thereby eliminating unnecessary combustion suppression phenomenon. Thereby significantly reducing fuel consumption.

이 경우 상기 제1단계에서 바람직하게는, 제7 조절봉군을 이루는 조절봉들의 재질이 코발트-59(Co-59)로 이루어지게 제작한다.In this case, preferably, in the first step, the control rods constituting the seventh control rods are made of cobalt-59 (Co-59).

또한 바람직하게는 상기 제7 조절봉군의 반응도 값을 작게 제작함으로써, 제1내지 제7 조절봉군을 이루는 전체 조절봉들의 반응도 값의 합계를 10% 내지 15% 감소시킨다.Preferably, the degree of reactivity of the seventh control rod is made small so that the sum of the reactivity values of all the control rods constituting the first to seventh control rods is reduced by 10% to 15%.

그리고 바람직하게는 상기 제1 내지 제7 조절봉 군 중에서 추가적으로 제6 조절봉 군의 반응도 값을 제1 내지 제5 조절봉 군의 반응도 값보다 작게 제작하여, 제6 및 제7 조절봉군의 반응도 값 저하로 인한 제1내지 제7조절봉군을 이루는 전체 조절봉들의 반응도 값 저하가 10% 내지 15%가 된다.Preferably, the response value of the sixth control rod group is further made smaller than the response value of the first to fifth control rod groups among the first to seventh control rod groups, and the reactivity value of the sixth and seventh control rod groups The decrease in the response value of the entire control rods constituting the first through seventh control rods due to the degradation becomes 10% to 15%.

한편, 바람직하게는 제7조절봉군을 이루는 조절봉들은 봉 형상으로 제작한다.Preferably, the control rods constituting the seventh control rods are formed into a rod shape.

본 발명에 따른 중수로의 핵연료 절감 방법은 종래 과다 반응도 흡수체 성분을 축소함으로 인해 중수로에서 문제가 되던 자동 조절봉 인출이 이루어지지 못하는 문제와 핵연료의 과도한 소비 문제를 해결하여 종래 연소도는 상승하면서 핵연료는 대폭 절감시킴으로써 원자로 가동 효율을 상승시킴과 아울러, 이러한 원자로 가동 효율 상승과 코발트-60의 생산이 서로 유기적인 상호 작용으로 이어질 수 있는 효과가 있다.The fuel saving method of the heavy water reactor according to the present invention solves the problem that the automatic control rod withdrawal which is a problem in the heavy water channel is not performed due to the reduction of the absorber component and the excessive consumption of the fuel, By dramatically reducing reactor operation efficiency, it is possible to increase the efficiency of operation of the reactor and to produce organic interactions with cobalt-60 production.

또한 본 발명에 따르면, 조절봉의 반응도 값이 약 2.4mk 감소되면서 연소도 상승효과로 연료 소비가 15% 감소되어 연료봉이 매년 약 675다발 절약되므로, 호기당 131억원이 절감되는 효과가 있을 뿐만 아니라, 호기당 1년간 약 9억원에 상당하는 코발트-60의 생산이 가능한 효과가 있다.Also, according to the present invention, since the reactivity value of the control rod is reduced by about 2.4 mk and the fuel consumption is reduced by 15% due to the synergy effect of burning, the fuel rods are saved by about 675 bundles each year, It is possible to produce cobalt-60 equivalent to about 900 million won per one year per expiration.

도 1은 조절봉이 정상운전 중에 노심에 인입된 것을 나타내는 중수로 원자로의 정단면도,
도 2는 조절봉의 위치를 나타내는 중수로 원자로의 평면도,
도 3은 종래의 스테인리스 스틸 조절봉의 측단면도,
도 4는 제7 및 제6 조절봉 군의 원자로 내 단계적 인입에 따른 반응도 변화를 나타내는 표,
도 5는 액체영역제어계통(LZC, Liquid Zone Controller)을 나타내는 개념도,
도 6은 전체 조절봉의 반응도 값을 조절봉 외의 다른 연소 제어 수단의 반응도 값과 비교하여 나타낸 표,Figure 1 is a front section view of a heavy water reactor showing that the control rod is drawn into the core during normal operation,
2 is a plan view of a heavy water reactor showing the position of the control rod,
3 is a side cross-sectional view of a conventional stainless steel control rod,
FIG. 4 is a table showing changes in reactivity of the seventh and sixth control rods according to the stepwise entry into the reactor,
5 is a conceptual diagram showing a liquid zone controller (LZC)
FIG. 6 is a table showing the reaction value of the entire control rod compared with the reaction value of other combustion control means other than the control rod,

본 발명의 실시예에서 제시되는 특정한 구조 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 개념에 따른 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 개념에 따른 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있다. 또한 본 명세서에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
The specific structure or functional description presented in the embodiment of the present invention is merely illustrative for the purpose of illustrating an embodiment according to the concept of the present invention, and embodiments according to the concept of the present invention can be implemented in various forms. And should not be construed as limited to the embodiments described herein, but should be understood to include all modifications, equivalents, and alternatives falling within the spirit and scope of the invention.

이하에서는 첨부된 도면을 참조하여 본 발명에 대해 상세히 설명한다. Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

본 발명에 따른 중수로의 핵연료 절감 방법은 중수로용 핵연료집합체에 설치되어 핵연료집합체에 인입 또는 인출시켜 핵연료의 연소도를 감소시키거나 증가시켜 핵분열 연쇄반응이 지속 가능한 임계상태를 유지시키는 조절봉을, 두 개 이상의 조절봉이 하나의 조절봉 군을 이루게 배치하고, 제1 내지 제7 조절봉 군으로 이루어지는 7개의 조절봉 군을 각각 핵연료집합체의 서로 다른 부위에 인입 또는 인출 가능하게 설치하되, 상기 제7 조절봉 군은 제7 조절봉 군을 이루는 조절봉들의 반응도 값을 나머지 조절봉 군을 이루는 조절봉들의 반응도 값 보다 작게 제작하는 제1단계 및, 제1 내지 제7 조절봉 군을 모두 핵연료집합체에서 인출시킬 때, 제7 조절봉 군을 가장 마지막으로 인출시키는 제2단계로 이루어진다.The method for reducing nuclear fuel in a heavy water reactor according to the present invention includes a control rod installed in a nuclear fuel assemblage for a heavy water reactor to reduce or increase the degree of combustion of the nuclear fuel into a nuclear fuel assembly to maintain a critical state, The seventh control rod group consisting of the first to seventh control rod groups is installed to be able to be drawn in or drawn out to different parts of the fuel assembly, In the first step, the reaction value of the control rods constituting the seventh control rod group is made smaller than the reactivity value of the control rods constituting the remaining control rods, and the first step of withdrawing all the first to seventh control rods from the fuel assembly And the second step of withdrawing the seventh control rod group at the last time.

앞서 발명의 배경이 되는 기술 란에서 기술된 바처럼 현재 국내 가동 중인 중수로에서는 7개 군의 조절봉 군중에서 제7 군은 도 4의 표에 나타난 바와 같이 반응도 값이 커서 한 번에 100% 인입 또는 인출이 되지 않는 문제가 있다.As described in the description of the technical background of the present invention, among the seven control rod groups in the current heavy water reactor operating in Korea, the seventh group has a large reactivity value as shown in the table of FIG. 4, There is a problem that it can not be drawn out.

이 경우 액체영역제어계통(LZC)의 수위가 20%에서 제7군의 인출(100% 지시)이 시작되어 인출중 조절봉 뱅크 제7 군이 60% 인출되었을 때 제7 군의 인출에 반응하여 연소도가 상승되어 액체영역제어계통 수위가 연소도 억제를 위해 70%에 도달되는데, 액체영역제어계통 수위가 70%에 도달되는 것은 인출되던 제7 군의 조절봉이 다시 인입되는 조건이 되므로 제7 군이 다시 인입되어 버려 결국 제7 군을 인출시켜야 하는 상황임에도 자동으로 인출시키지 못하게 되는 것이다. 이런 경우에는 제7 군의 인출 및 인입이 자동으로 구동되지 않도록 수동으로 전환한 후 다시 수위가 감소되면 조절봉을 한개 씩 인출해야 한다.In this case, when the liquid level control system (LZC) starts to withdraw from the 20% water level (100% indication), and when the control rod bank 7 group withdraws 60% As the degree of combustion increases, the liquid level control system water level reaches 70% to suppress the combustion, and the liquid level control system water level reaches 70%, which is the condition that the control rod of the withdrawn group 7 is re- The military will be reintroduced and eventually the 7th Army must be withdrawn, but it will not be automatically withdrawn. In such a case, the control rod must be pulled out once the water level is reduced again after manual switching so that the withdrawal and withdrawal of the 7th group are not automatically activated.

이로 인한 문제 해결을 위해 본 발명에서는 제7 조절봉 군을 이루는 조절봉의 반응도가 다른 조절봉 군의 반응도 값 보다 작게 되도록 설계하는 것을 제안하는 것이다.In order to solve the problem, the present invention proposes that the reactivity of the control rod constituting the seventh control rod group is made smaller than the reactivity value of the other control rod groups.

이로써, 제7 조절봉 군의 인출 과정에서 액체영역제어계통(LZC, Liquid Zone Control system)의 수위가 자동으로 조절봉 인입조건 수위 이상으로 상승됨으로 인한 제7 조절봉 군의 자동 재인입 현상을 방지하여, 제7 조절봉 군의 자동 재인입으로 인한 불필요한 연소도 억제 현상을 해소시킴으로써, 연소도를 상승시켜 소요되는 핵연료를 대폭 절감시킬 수 있다.This prevents the automatic regeneration of the seventh control rod due to the fact that the water level of the liquid zone control system (LZC) is automatically raised above the control rod inlet water level during the withdrawal process of the seventh control rod group By eliminating the phenomenon of unnecessary combustion suppression due to the automatic re-entry of the seventh control rod group, it is possible to greatly reduce the amount of fuel required by increasing the degree of combustion.

특히 제7 조절봉 군의 재 인입 조건인 액체영역제어계통(LZC)의 수위 70% 도달 상황이 되지 않기 위해서는 제7 조절봉군의 반응도 값을 작게 제작함으로써, 제1내지 제7 조절봉군을 이루는 전체 조절봉들의 반응도 값의 합계를 10% 내지 15% 감소시킨다.In particular, in order not to reach the water level of 70% of the liquid zone control system (LZC), which is the re-entry condition of the seventh control rod group, the response value of the seventh control rod group is made small, Reduce the sum of the response values of the control rods by 10% to 15%.

이것은 도 6의 표에 나타난 것처럼 전체 조절봉의 반응도가 16.4mk 일 때, 종래에는 제7 조절봉 군의 반응도는 도 4의 표에 나타난 것처럼 3.46mk이던 것을 1.3 내지 1.8mk만큼 낮추는 것을 의미하며, 이 경우 전체 반응도는 16.4mk에서 10% 내지 15% 감소되는 것이다.As shown in the table of FIG. 6, when the degree of reactivity of the entire control rod is 16.4 mk, conventionally, the degree of reactivity of the seventh control rod is reduced from 1.3 to 1.8 mk, which is 3.46 mk as shown in the table of FIG. The overall response is reduced by 10% to 15% at 16.4 mk.

특히, 이러한 조절봉의 반응도 값을 낮추는 설계는 조절봉을 코발트-59로 제작함으로써 달성할 수 있고, 이처럼 코발트-59로 조절봉을 제작하는 방법으로 조절봉의 반응도 값을 낮출 경우, 제7 조절봉 군의 자동 인출뿐만 아니라, 중성자를 흡수한 코발트-59가 코발트-60으로 생성됨으로써, 그동안 국내에서 생산되지 못하던 코발트-60의 생산이 중수로의 핵연료 효율 향상 과정에서 달성될 수 있으므로 이중의 효과가 있는 것이다.In particular, the design of lowering the response value of such control rods can be achieved by manufacturing the control rods with cobalt-59, and in the case of lowering the response value of the control rods by the method of manufacturing the control rods with cobalt-59, Of Cobalt-59, which absorbs neutrons, is produced by cobalt-60, so that the production of cobalt-60, which has not been produced domestically in the meantime, can be achieved in the process of improving the fuel efficiency of the heavy water reactor .

또한 필요에 따라 제1 내지 제7 조절봉 군 중에서 추가적으로 제6 조절봉 군의 반응도 값을 제1 내지 제5 조절봉 군의 반응도 값보다 작게 제작하여, 제6 및 제7 조절봉군의 반응도 값 저하로 인한 제1내지 제7조절봉군을 이루는 전체 조절봉들의 반응도 값 저하가 10% 내지 15%가 되게 제작할 수 있다. 이 경우에는 제6 조절봉 군 및 제7조절봉 군의 반응도 감소 합계가 1.3 내지 1.8mk이 된다.In addition, the degree of reactivity of the sixth control rod group may be made smaller than that of the first to fifth control rods among the first to seventh control rods, if necessary, and the reactivity value of the sixth and seventh control rods may be lowered It is possible to reduce the reactivity value of the entire control rods constituting the first to seventh control rods to 10% to 15%. In this case, the total reduction in reactivity of the sixth control rod group and the seventh control rod group is 1.3 to 1.8 mk.

이 경우 조절봉을 제작할 때 반응도 값의 조절은 조절봉의 단면 직경 크기 감소로 달성할 수 있다. 조절봉이 원자로의 최초 설계에 따른 단면 직경을 가질 경우 단면 직경이 큰 튜브 형상이 되어 반응도 값이 크게 되나, 단면 직경 크기를 줄여서 봉 형상으로 제작하면 반응도 값이 감소될 수 있게 조절 가능하다.In this case, adjustment of the reactivity value can be achieved by reducing the cross-sectional diameter of the control rod when fabricating the control rod. If the control rod has a cross-sectional diameter according to the initial design of the reactor, the cross-sectional diameter of the tube becomes larger and the response value becomes larger. However, if the cross-sectional diameter is reduced, the reactivity value can be controlled to be reduced.

조절봉군A regulator 변경전
반응도Before change
Reactivity 변경후
반응도after change
Reactivity 반응도 감소Reduced reactivity #7# 7 3.5mk3.5mk 3.0mk3.0mk 2.442.44 #6# 6 2.48mk2.48mk 2.0mk2.0mk #5# 5 2.46mk2.46mk 2.0mk2.0mk #1∼#4# 1 to # 4 8mk8mk 좌동Same as left -- 전체all 16.4mk16.4 mk 14mk14mk 약-15%Approximately -15%

이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것이 아니고, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 명백할 것이다.It will be apparent to those skilled in the art that various modifications and variations can be made in the present invention without departing from the spirit or scope of the inventions. It will be apparent to those of ordinary skill in the art.

Claims (5)

중수로용 핵연료집합체에 설치되어 핵연료집합체에 인입 또는 인출시켜 핵연료의 연소도를 감소시키거나 증가시켜 핵분열 연쇄반응이 지속 가능한 임계상태를 유지시키는 조절봉을, 두 개 이상의 조절봉이 하나의 조절봉 군을 이루게 배치하고, 제1 내지 제7 조절봉 군으로 이루어지는 7개의 조절봉 군을 각각 핵연료집합체의 서로 다른 부위에 인입 또는 인출 가능하게 설치하되,
상기 제7 조절봉 군은 제7 조절봉 군을 이루는 조절봉들의 반응도 값을 나머지 조절봉 군을 이루는 조절봉들의 반응도 값 보다 작게 제작하는 제1단계; 및,
제1 내지 제7 조절봉 군을 모두 핵연료집합체에서 인출시킬 때, 제7 조절봉 군을 가장 마지막으로 인출시키는 제2단계;로 이루어짐으로써,
제7 조절봉 군의 인출 과정에서 액체영역제어계통(LZC, Liquid Zone Control system)의 수위가 자동으로 조절봉 인입조건 수위 이상으로 상승됨으로 인한 제7 조절봉 군의 자동 재인입 현상을 방지하여,
제7 조절봉 군의 자동 재인입으로 인한 불필요한 연소도 억제 현상을 해소시킴으로써, 연소도를 상승시켜 소요되는 핵연료를 대폭 절감시키는 것을 특징으로 하는 중수로의 핵연료 절감 방법.A control rod installed in a fuel assembly for a heavy water reactor to enter or withdraw a nuclear fuel assembly to reduce or increase the degree of combustion of the fuel to maintain a sustainable critical state of the fission chain reaction, And seven control rods composed of the first to seventh control rods are installed in the different parts of the nuclear fuel assembly so as to be able to be drawn in or drawn out,
The seventh control rod group includes a first step of making the response value of the control rods constituting the seventh control rod group smaller than the response value of the control rods constituting the remaining control rods. And
And a second step of withdrawing the seventh control rod group when the first to seventh control rod groups are all taken out from the nuclear fuel assembly,
In the withdrawal process of the seventh control rod group, the water level of the liquid zone control system (LZC) is automatically raised to the control rod inlet water level, thereby preventing the automatic re-entry of the seventh control rod group,
And the unnecessary combustion suppression phenomenon due to automatic re-entry of the seventh control rod group is solved, thereby increasing the degree of combustion and significantly reducing the amount of fuel consumed. 제1항에 있어서,
상기 제1단계에서, 제7 조절봉군을 이루는 조절봉들의 재질이 코발트-59(Co-59)로 이루어지게 제작하는 것을 특징으로 하는 중수로의 핵연료 절감 방법.The method according to claim 1,
Wherein the control rods constituting the seventh control rods are made of cobalt-59 (Co-59) in the first step. 제2항에 있어서,
상기 제7 조절봉군의 반응도 값을 작게 제작함으로써, 제1내지 제7 조절봉군을 이루는 전체 조절봉들의 반응도 값의 합계를 10% 내지 15% 감소시키는 것을 특징으로 하는 중수로의 핵연료 절감 방법.3. The method of claim 2,
Wherein the reactivity value of the seventh control rod is made small so that the sum of the reactivity values of all the control rods constituting the first to seventh control rods is reduced by 10% to 15%. 제2항에 있어서,
상기 제1 내지 제7 조절봉 군 중에서 제6 조절봉 군의 반응도 값을 제1 내지 제5 조절봉 군의 반응도 값보다 작게 제작하여,
제6 및 제7 조절봉군의 반응도 값 저하로 인한 제1내지 제7조절봉군을 이루는 전체 조절봉들의 반응도 값 저하가 10% 내지 15%인 것을 특징으로 하는 중수로의 핵연료 절감 방법.3. The method of claim 2,
The reaction value of the sixth control rod group is made smaller than that of the first to fifth control rod groups among the first to seventh control rod groups,
Wherein the degree of decrease in the reactivity of all the control rods constituting the first to seventh control rods due to the decrease in the reactivity value of the sixth and seventh control rods is 10% to 15%. 제2항에 있어서,
상기 제7조절봉군을 이루는 조절봉들의 단면 직경을 감소시켜 제작함으로써 상기 조절봉들의 반응도 값이 감소되게 조절하는 것을 특징으로 하는 중수로 핵연료 절감 방법.3. The method of claim 2,
And reducing the cross-sectional diameter of the control rods constituting the seventh control rods so as to reduce the reactivity value of the control rods.
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Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20040076799A (en) * 2003-02-25 2004-09-03 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern
KR20090061219A (en) * 2007-12-11 2009-06-16 한전원자력연료 주식회사 The processing method of the axial power shapes in nuclear reactor
KR20120029823A (en) * 2010-09-17 2012-03-27 한국수력원자력 주식회사 Power control method for reactor
KR101502414B1 (en) * 2014-06-24 2015-03-13 박윤원 Manufacturing method of isotope using candu type reactor
KR20160084048A (en) * 2015-01-05 2016-07-13 한국수력원자력 주식회사 Monitoring method for axial zone flux tilt of heavy water reactor and apparatus using the monitoring method
KR101756952B1 (en) 2016-01-07 2017-07-12 한국원자력연구원 Isotropes of cobalt production method in heavy water reactor

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01299496A (en) * 1988-05-27 1989-12-04 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Reactivity control of light water cooled and light water moderated nuclear reactor core
JPH01172798A (en) * 1987-12-26 1989-07-07 Hitachi Ltd Pressure tube type reactor
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
AU2007363064B2 (en) * 2007-12-26 2014-02-13 Thorium Power Inc. Nuclear reactor (variants), fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor (variants) and a fuel cell for a fuel assembly
CN101252025B (en) * 2008-03-13 2011-03-02 上海核工程研究设计院 Heavy water stack cobalt regulating rod component
CN102915774B (en) * 2011-08-02 2017-06-06 李代甫 Nuclear reactor and nuclear reactor shut-down method
CN103377736A (en) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 Cobalt rod cluster part in cobalt regulating rod assembly

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20040076799A (en) * 2003-02-25 2004-09-03 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern
KR20090061219A (en) * 2007-12-11 2009-06-16 한전원자력연료 주식회사 The processing method of the axial power shapes in nuclear reactor
KR20120029823A (en) * 2010-09-17 2012-03-27 한국수력원자력 주식회사 Power control method for reactor
KR101502414B1 (en) * 2014-06-24 2015-03-13 박윤원 Manufacturing method of isotope using candu type reactor
KR20160084048A (en) * 2015-01-05 2016-07-13 한국수력원자력 주식회사 Monitoring method for axial zone flux tilt of heavy water reactor and apparatus using the monitoring method
KR101756952B1 (en) 2016-01-07 2017-07-12 한국원자력연구원 Isotropes of cobalt production method in heavy water reactor

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