KR20190124537A - 고체 노심 핵연료체 및 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로 - Google Patents

고체 노심 핵연료체 및 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로 Download PDF

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KR20190124537A
KR20190124537A KR1020180048621A KR20180048621A KR20190124537A KR 20190124537 A KR20190124537 A KR 20190124537A KR 1020180048621 A KR1020180048621 A KR 1020180048621A KR 20180048621 A KR20180048621 A KR 20180048621A KR 20190124537 A KR20190124537 A KR 20190124537A
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이현철
이호철
강승구
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부산대학교 산학협력단
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

본 발명은 냉각재 상실 사고 시에도 열전도를 통해 붕괴열이 신속하게 냉각될 수 있는 구조를 갖는 고체 노심 핵연료체 및 이로 구성된 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로에 관한 것으로, 본 발명에 따른 고체 노심 핵연료체는, 봉 형태의 핵연료부와; 상기 핵연료부의 외측을 둘러싸도록 배치되며, 다각기둥 형태의 탄화규소(SiC)로 된 열전도부; 상기 열전도부의 각각의 모서리 부분에 형성되어 냉각재가 유동하는 냉각재통로;를 포함한다. 이러한 본 발명에 따르면, 고체 노심 핵연료체의 핵연료부가 열전도성이 우수한 탄화규소(SiC)로 된 열전도부에 의해 둘러싸인 구조를 가지므로, 냉각재 상실 사고 시 노심을 구성하는 열전도부의 열전도를 통해 핵연료의 붕괴열을 원자로 밖으로 원활하게 배출하고, 배출되는 붕괴열은 압력용기의 복사열을 통해 원자로공동냉각부(RCCS)로 전달되어 자연순환으로 냉각되어 압력용기의 건전성을 유지할 수 있게 되며, 감속재를 겸하는 냉각재 상실로 인해 원자로가 자동으로 정지 된다.

Description

고체 노심 핵연료체 및 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로{Nuclear Fuel Element for Solid Core And Small Modular Nuclear Reactor with a Solid Core}
본 발명은 원자력 발전에 사용하는 경수로에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 중앙에 핵연료가 배치된 다각기둥 형태의 고체 노심 핵연료체가 원통형의 압력용기 내부를 채워나가는 형태로 구성된 소형 모듈형 원자로에 관한 것이다.
원자로란 핵분열성 물질의 연쇄 핵분열 반응을 인공적으로 제어하여 열을 발생시키거나 방사성 동위원소 및 플루토늄 생산 등의 여러 목적에 사용할 수 있도록 만들어진 장치를 의미한다. 원자로에서 핵분열 반응이 일어나면 방출된 에너지가 많은 열을 내면서 노심의 온도가 높아지게 되며 이를 적절히 냉각하지 않으면 원자로가 파손될 위험이 있는데, 냉각재는 원자로에서 발생하는 열 에너지를 흡수하여 원자로 밖으로 운반하는 역할을 한다.
현재 전 세계적으로 경수로 기반의 다양한 소형 모듈형 원자로 개발에 대한 다양한 연구가 진행 중인데, 소형 모듈형 원자로는 전기출력이 300MWe급 이하를 소형 원자로를 말한다.
기존 경수로의 경우 냉각재 상실사고가 발생할 수 있고, 원자로 정지 후에 발생하는 붕괴열을 제거하기 위한 장치가 추가적으로 필요하다. 냉각재 상실사고(Loss of Coolant Accident, LOCA)는 원자로에 공급되는 냉각수 배관이 파단 되어 파단부위를 통해 냉각수가 외부로 상실되는 사고로, 경수형 원자로 발전소를 운영하는 과정에서 발생할 수 있는 설계 기준 사고이다. 또한, 냉각재 상실 사고를 대비하여 냉각재 상실 사고 발생 시 노심을 냉각시키고 붕괴열을 제거하기 위해 발전소는 비상노심냉각계통(Emergency Core Cooling System, ECCS)이 구비되어 있다.
냉각재 상실 사고가 발생하면 핵연료가 공기 중에 노출되기 때문에 빠른 시간 안에 노심냉각 기능을 회복하지 못할 경우 노심이 용융되는 중대사고로 이어지게 된다(미국 TMI사고, 일본 후쿠시마 사고).
따라서 경수로 기반 소형 모듈형 원자로의 경우 대형 경수로와 마찬가지로 원자로 정지 후 붕괴열 제거와 냉각재 상실사고 등을 대비하여 잔열제거계통, 안전주입계통 등 다양한 계통을 필요로 한다.
대한민국 등록특허 제10-1717942호(2017.03.14. 등록) 대한민국 등록특허 제10-1215115호(2012.12.17. 등록) 대한민국 공개특허 제10-2006-0020756호(2006.03.07. 공개) 일본 공개특허 제2012-145552호(2012.08.02. 공개)
본 발명은 상기와 같은 문제를 해결하기 위한 것으로, 본 발명의 목적은 냉각재 상실 사고 시에도 열전도를 통해 붕괴열이 신속하게 냉각될 수 있는 구조를 갖고 감속재를 겸하는 냉각재의 상실로 인해 자동으로 원자로가 정지되는 고체 노심 핵연료체 및 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로를 제공함에 있다.
본 발명에 따른 고체 노심 핵연료체는 봉 형태의 핵연료부와; 상기 핵연료부의 외측을 둘러싸도록 배치되며, 다각기둥 형태의 탄화규소(SiC)로 된 열전도부; 상기 열전도부의 각각의 모서리 부분에 형성되어 냉각재가 유동하는 냉각재통로;를 포함한다.
상기 열전도부는 육각기둥, 사각기둥 등의 다각형 형태로 이루어질 수 있다.
상기 열전도부의 각각의 모서리 부분에 형성되는 냉각재통로는 1/3 원, 1/4 원, 1/6 원 형태로 오목하게 형성될 수 있다.
상기 핵연료부는 원형봉 형태의 클래딩(cladding) 내부에 핵분열 반응을 일으키는 핵연료가 수용된 구성으로 이루어진다.
본 발명에 따른 소형 모듈형 원자로는 복수의 고체 노심 핵연료체가 서로 연접하게 배치되어 기둥 형태를 이루는 원자로 노심; 내부에 상기 원자로 노심이 수용되는 압력용기; 및, 상기 압력용기의 내면과 원자로 노심의 외면 사이에 배치되는 반사체;를 포함한다.
냉각재 상실 사고 시, 열전도를 통해 압력용기 외면으로 전달된 붕괴열은 압력용기의 외측에 원자로공동냉각장치(RCCS)를 설치하거나 원자로 압력용기를 매우 큰 수조(Water Pool) 안에 담가 두는 등의 다양한 방법으로 냉각될 수 있다.
본 발명에 따르면, 고체 노심 핵연료체의 핵연료부가 열전도성이 우수한 탄화규소(SiC)로 된 열전도부에 의해 둘러싸인 구조를 가지므로, 냉각재 상실 사고 시 노심을 구성하는 열전도부의 열전도를 통해 핵연료의 붕괴열이 원자로 밖으로 원활하게 배출되어 핵연료 및 압력용기의 건전성을 유지할 수 있게 된다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 고체 노심 핵연료체의 횡단면도이다.
도 2는 도 1의 I-I 선을 따른 종단면도이다.
도 3은 도 1에 도시된 고체 노심 핵연료체로 구성된 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로의 횡단면도 및 확대도이다.
도 4는 도 3에 도시된 소형 모듈형 원자로에 원자로공동냉각부(RCCS)를 적용했을 경우의 전체 구성을 개략적으로 나타낸 도면이다.
도 5는 30MW 출력으로 운전 시 출력 비례 원자로공동냉각부(RCCS)의 열손실(Heat loss)에 따른 압력용기(RPV)의 표면온도를 나타낸 그래프이다.
도 6은 30MW 출력으로 운전 후 정지했을 경우 시간에 따른 노심 중심 온도변화를 나타낸 그래프이다.
도 7은 30MW 출력으로 운전 후 정지했을 경우 시간에 따른 RPV 온도변화를 나타낸 그래프이다.
도 8은 본 발명에 따른 소형 모듈형 원자로가 가압수형 경수로에 적용된 실시예를 나타낸 도면이다.
도 9는 본 발명에 따른 소형 모듈형 원자로가 비등수형 경수로에 적용된 실시예를 나타낸 도면이다.
본 명세서에 기재된 실시 예와 도면에 도시된 구성은 개시된 발명의 바람직한 일 예에 불과할 뿐이며, 본 출원의 출원시점에 있어서 본 명세서의 실시 예와 도면을 대체할 수 있는 다양한 변형 예들이 있을 수 있다.
이하에서는 첨부된 도면을 참조하여 고체 노심 핵연료체 및 이로 구성된 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로를 후술된 실시 예에 따라 구체적으로 설명하도록 한다.
도 1 및 도 2를 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 고체 노심 핵연료체(1)는 원형봉 형태로 된 핵연료부(10)와, 상기 핵연료부(10)의 외측을 둘러싸도록 배치되는 육각기둥 형태의 열전도부(20), 상기 열전도부(20)의 각각의 모서리 부분에 형성되어 냉각재가 유동하는 통로를 이루는 냉각재통로(30)를 포함하며, 전체적으로 육각기둥 또는 육각 봉 형태를 갖는다.
상기 핵연료부(10)는 원형봉 형태의 클래딩(cladding)(11) 내부에 핵분열 반응을 일으키는 핵연료(12)가 수용된 구성으로 이루어진다. 상기 클래딩(11)은 핵연료의 부식과 핵분열 생성물이 냉각재 속으로 이탈하는 것을 방지하기 위한 금속 외피재이다. 그리고, 상기 핵연료(12)는 핵분열성 물질을 함유하는 공지의 핵분열성 연료를 적용할 수 있다. 원자로 내에서 핵분열 반응이 연쇄적으로 일어나기 위해서는 임계질량 이상의 핵분열성 물질(fissile material)이 원자로 내에 존재하여야 한다. 이러한 핵연료(12)에는 핵분열성 핵종이 포함된 우라늄(U), 플루토늄(Pu), 토륨(Th) 등이 사용될 수 있다.
핵연료부(10)의 상단부 및 하단부에는 핵분열 가스 수용공간(113, 114)(Fission Gas Plenum)이 형성되어 있다(도 2 참조).
상기 열전도부(20)는 핵연료부(10)의 외측을 둘러싸며 단위체를 이룬다. 상기 열전도부(20)는 육각기둥이나 사각기둥과 같은 다각기둥 형태를 가지며, 열전도성이 매우 우수한 탄화규소(SiC)로 이루어진다. 상기 열전도부(20)는 냉각재 상실 사고시 열전도를 통해 핵연료(12)의 붕괴열을 경수로 외부로 신속하게 배출하는 작용을 하게 된다. 탄화 규소(SiC)로 구성된 열전도부(20)는 이러한 열전도 기능 뿐만 아니라 핵분열 생성물이 원자로 밖으로 빠져 나가지 못하도록 막는 방벽 역할 또한 수행한다.
상기 열전도부(20)의 모서리 부분에는 냉각재가 유동하는 통로를 구성하게 되는 냉각재통로(30)가 1/3 원 형태로 오목하게 형성된다. 따라서 도 3에 도시한 것과 같이 3개의 고체 노심 핵연료체(1)이 서로 연접하게 되면, 3개의 고체 노심 핵연료체(1)의 모서리 부분이 만나는 지점에서 3개의 냉각재통로(30)에 의해 하나의 원형 공간이 형성되고, 이 원형 공간을 통해 냉각재인 물이 유동한다.
본 발명의 냉각재는 핵연료로부터 에너지를 전달받아 이를 2차 계통으로 전달하는 열매체의 역할을 수행함으로써 핵연료체의 과열을 방지함과 동시에 중성자의 속도를 늦춰주는 주 감속재 역할도 하게 된다. 핵연료체에서 탄화규소(SiC)로 이루어진 열전도부(20)는 주 역할인 열전달 뿐만 아니라 보조 감속재의 역할을 한다. 냉각재의 요건으로는 우수한 열전달 특성, 낮은 중성자 흡수단면적, 다른 원자로 구성 재료와의 화학적 안정성, 방사선 조사 안정성, 경제성 및 취급 용이성 등이 있을 수 있으며, 일반적으로, 경수와 중수의 물, 헬륨, 소듐, 납-비스무스 합금 등이 원자로의 특성에 맞게 사용될 수 있다.
도 3 및 도 4는 상술한 구성으로 이루어진 고체 노심 핵연료체(1)이 적용된 소형 모듈형 원자로의 일 실시예를 나타낸 도면들로, 이 실시예의 소형 모듈형 원자로는 복수의 고체 노심 핵연료체(1)이 서로 연접하게 배치되어 기둥 형태를 이루는 원자로 노심(100), 내부에 상기 원자로 노심(100)이 수용되는 압력용기(200), 상기 압력용기(200)의 내면과 원자로 노심(100)의 외면 사이에 배치되는 반사체(300)를 포함한다. 도 3 및 도 4에서는 냉각재 상실 사고시 붕괴열을 제거하기 위한 원자로공동냉각부(RCCS)(400)를 원자로 밖에 설치한 예를 보여준다.
상기 원자로 노심(100)은 육각기둥 형태로 된 열전도부(20)를 구비한 복수의 고체 노심 핵연료체(1)들이 서로 연접하여 구성된 집합체로서, 전술한 것처럼 고체 노심 핵연료체(1)의 모서리 부분이 서로 만나는 지점에서 냉각재통로(30)들이 하나의 원형 공간을 형성하고, 이 원형 공간에 냉각재 및 감속재의 기능을 하는 물이 유동하게 된다.
원자로 노심(100)을 이루는 각각의 고체 노심 핵연료체(1)의 핵연료부(10)는 열전도성이 우수한 탄화규소(SiC)로 된 열전도부(20)에 의해 둘러싸여 있기 때문에 핵연료부(10) 사이사이가 탄화규소로 채워진 구조를 갖는다. 따라서 냉각재 상실 사고시 핵연료부(10)의 붕괴열이 각각의 열전도부(20)를 통해 빠르게 전도되어 외부로 방출될 수 있게 된다.
30MW 출력의 소형 모듈형 원자로를 설계할 경우, 핵연료(12)의 직경은 0.46㎝이고, 복수의 고체 노심 핵연료체(1)의 냉각재통로(30)가 만나서 형성되는 원형의 냉각재통로(30) 직경은 0.619㎝, 열전도부(20)의 폭은 3.1㎝로 설계될 수 있다. 또한 원자로 노심(100)은 대략 2m의 길이와 93㎝의 직경을 가지며, 원자로 노심(100)을 구성하는 고체 노심 핵연료체(1)의 수는 2611개일 수 있다. 물론 이러한 원자로 노심(100)과 상기 원자로 노심(100)을 구성하고 있는 고체 노심 핵연료체(1)를 구성하는 구성요소의 크기 및/또는 수는 소형 모듈형 원자로의 설계 사양이나 요구 조건 등에 따라 다양하게 변할 수 있다.
압력용기(200)(RPV; Reactor Pressure Vessel)는 원통형태를 가지며, 반사체(300)보다 작은 두께인 대략 20㎝의 두께를 갖는다. 압력용기(200)의 재질은 SA-508/533 강을 사용할 수 있는데, 이러한 재질로 된 압력용기(200)는 371℃ 이내로 유지되어야 한다.
반사체(Reflector)(300)는 원통형으로 되어 압력용기(200)의 내면과 원자로 노심(100)의 외면 사이에 배치된다. 반사체(300)는 중성자의 외부 누출을 저감시키고, 보다 적은 핵연료로 원자로의 운전을 유지하기 위하여 원자로 노심(100) 주변에 놓이는 구조물로, 출력 분포를 평탄화하는 역할도 수행할 수 있으며, 중성자 흡수가 적고 산란 단면적이 큰 재료가 사용된다. 이 실시예에서 반사체(300)는 대략 50㎝의 두께를 가지며, 탄화규소(SiC)로 이루어진다.
원자로공동냉각부(RCCS)(400)는 압력용기(200)의 외측에 일정한 간격을 두고 설치되어 냉각재 상실 사고시 압력용기(200)로부터 방출되는 복사열을 외부에서 공급되는 냉각유체에 전달하여 자연 냉각 작용을 하도록 구성된다. 원자로공동냉각부(400)와 압력용기(200) 사이에는 압력용기(200)의 복사열을 전달하는 캐비티(cavity)(410)가 형성된다.
상기 원자로공동냉각부(RCCS; Reactor Cavity Cooling System)(400)는 자연대류에 의해 공급되는 차가운 공기가 유입되는 유입유로(420)와, 상기 유입유로(420)의 하단부에 연통되게 형성되며 상기 압력용기(200)와 마주보게 배치되는 배출유로(430)를 구비한다. 상기 유입유로(420)와 배출유로(430) 사이에는 열전달을 방지하기 위한 단열벽(440)이 배치된다.
이와 같은 구성으로 이루어진 원자로공동냉각부(RCCS)는 냉각재 상실 사고 시 압력용기(200)로부터 복사열이 배출유로(430)로 전달되면 배출유로(430)를 유동하는 차가운 공기가 열을 흡수하여 가열된 후 외부로 배출되면서 냉각 작용을 하게 된다.
표 1은 원자로의 압력용기 온도 제한 사양을 나타낸 것이다.
온도(℃) 제한 시간(hr)
427 ~ 538 1000
371 ~ 427 3000
< 371
압력용기(200)는 건전성을 유지하기 위해서는 371℃ 이하에서 존재하거나 온도구간 371℃~427℃ 에서는 3000시간 이내, 온도구간 427℃~538℃에서는 1000시간 이내만 존재하여야 한다. 도 5는 30MW 출력으로 운전 시 출력 비례 원자로공동냉각부(400) 열손실(RCCS Heat loss)에 따른 압력용기(RPV)(200)의 표면온도를 나타낸다. RCCS Heat loss가 0.6~0.7% 부근일때 노심 압력용기(200)의 건전성을 유지하는 온도 371℃ 미만을 유지하는 것을 볼 수 있다.
또한 도 6 및 도 7은 30MW 출력으로 운전 후 정지했을 경우 원자로 노심(100)의 중심 온도 및 압력용기(200) 온도를 시간에 따라 나타낸 것으로, 노심 중심 온도는 운전 정지 후 약 7일동안 1422℃까지 상승하다가 시간이 지날수록 1000℃까지 감소하는 것을 볼 수 있다. 이 온도는 핵연료 건전성을 유지하기에 충분한 온도이다. 또한 압력용기(200) 표면 온도는 운전 정지후 1.25일 후에 372.℃를 지나 415.2℃까지 상승 후 52.92일에 371℃이하로 감소한다. 압력용기(200) 건전성을 유지하는 371℃를 초과하지만 3000시간 이내에 371℃이하로 감소하는 것을 보인다. 이는 압력용기(200) 건전성을 유지하는 충분한 조건을 만족함을 알 수 있다.
전술한 것처럼, 본 발명의 소형 모듈형 원자로는, 고체 노심 핵연료체(1)의 핵연료부(10)가 열전도성이 우수한 탄화규소(SiC)로 된 열전도부(20)에 의해 둘러싸인 구조를 가지며, 열전도부(20)의 각각의 모서리 부분에 형성되는 냉각재통로(30)를 통해 냉각재 및 감속재 역할을 하는 물이 유동하므로, 냉각재 상실 사고 시 노심을 구성하는 열전도부(20)의 열전도를 통해 핵연료(12)의 붕괴열을 원자로 밖으로 원활하게 배출하고, 배출되는 붕괴열은 압력용기(200)의 복사열을 통해 원자로공동냉각부(RCCS)(400)로 전달되어 자연순환으로 냉각되어 압력용기(200)의 건전성을 유지할 수 있게 된다.
이러한 본 발명의 소형 모듈형 원자로는 도 8에 도시한 것과 같은 구조를 갖는 가압수형 원자로에 적용되거나, 도 9에 도시한 것과 같은 비등수형 경수로에 적용될 수 있다.
도 8에 도시된 가압수형 원자로는 물을 냉각재와 중성자 감속재로 사용하는 원자로로서, 핵분열 연쇄반응에서 발생한 열은 핵연료체 사이로 순환하는 1차 계통 냉각수에 전달되고, 이렇게 뜨거워진 물은 증기발생기에서 2차계통으로 열을 전달해 증기를 생성하여 터빈발전기를 돌리는 방식의 원자로이다. 가압수형 원자로의 특징은 1차계통 냉각수와 2차계통의 급수가 서로 독립적으로 분리된 것이다.
도 9에 도시한 비등수형 원자로 역시 물을 냉각재 및 중성자 감속재로 쓰는 원자로로서, 핵분열 연쇄반응에서 발생한 열을 이용하여 노심 내에서 물을 끓이고 증기를 발생시킨다. 이 증기는 직접 터빈을 돌리고, 터빈을 돌린 물은 응축기(condenser)를 거친 후 다시 노심으로 들어가는걸 반복한다. 가압수형 원자로와 달리 증기발생기가 노심 내에 있고 1,2차계통 구분이 없는 특징이 있다.
이상에서 본 발명은 실시예를 참조하여 상세히 설명되었으나, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 상기에서 설명된 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 부가 및 변형이 가능할 것임은 당연하며, 이와 같은 변형된 실시 형태들 역시 아래에 첨부한 특허청구범위에 의하여 정하여지는 본 발명의 보호 범위에 속하는 것으로 이해되어야 할 것이다.
1 : 고체 노심 핵연료체 10 : 핵연료부
11 : 클래딩(cladding) 12 : 핵연료
20 : 열전도부 30 : 냉각재통로
100 : 원자로 노심 200 : 압력용기(RPV)
300 : 반사체(Reflector) 400 : 원자로공동냉각부(RCCS)
410 : 캐비티(cavity) 420 : 유입유로
430 : 배출유로 440 : 단열벽

Claims (5)

  1. 봉 형태의 핵연료부(10)와;
    상기 핵연료부(10)의 외측을 둘러싸도록 배치되며, 다각기둥 형태의 탄화규소(SiC)로 된 열전도부(20);
    상기 열전도부(20)의 각각의 모서리 부분에 형성되어 냉각재가 유동하는 냉각재통로(30);
    를 포함하는 고체 노심 핵연료체.
  2. 제1항에 있어서, 상기 열전도부(20)는 육각기둥, 사각기둥, 삼각기둥 중 어느 하나의 형태로 된 고체 노심 핵연료체.
  3. 제2항에 있어서, 상기 열전도부(20)의 각각의 모서리 부분에 형성되는 냉각재통로(30)는 1/3 원, 1/4원, 1/6 원 형태 중 어느 하나의 형태로 오목하게 형성된 고체 노심 핵연료체.
  4. 제1항에 있어서, 상기 핵연료부(10)는 원형봉 형태의 클래딩(cladding)(11) 내부에 핵분열 반응을 일으키는 핵연료(12)가 수용된 구성으로 이루어진 고체 노심 핵연료체.
  5. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 따른 복수의 고체 노심 핵연료체가 서로 연접하게 배치되어 기둥 형태를 이루는 원자로 노심(100);
    내부에 상기 원자로 노심(100)가 수용되는 압력용기(200); 및,
    상기 압력용기(200)의 내면과 원자로 노심(100)의 외면 사이에 배치되는 반사체(300);
    를 포함하는 소형 모듈형 원자로.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN116403737A (zh) * 2023-04-17 2023-07-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种模块化高安全热管堆堆芯结构

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20060020756A (ko) 2004-08-28 2006-03-07 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 다양한 비상냉각설비를 갖춘 일체형 가압 경수로 및 그운전방법
JP2012145552A (ja) 2011-01-14 2012-08-02 Tokyo Institute Of Technology 原子炉の炉心および原子炉
KR101215115B1 (ko) 2011-03-04 2012-12-24 한국과학기술원 핵연료집합유닛 및 이를 이용한 고속 원자로의 노심장치
KR101717942B1 (ko) 2016-02-03 2017-04-04 세종대학교산학협력단 소형 모듈형 원자로 노심 및 이를 갖는 원자로

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20060020756A (ko) 2004-08-28 2006-03-07 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 다양한 비상냉각설비를 갖춘 일체형 가압 경수로 및 그운전방법
JP2012145552A (ja) 2011-01-14 2012-08-02 Tokyo Institute Of Technology 原子炉の炉心および原子炉
KR101215115B1 (ko) 2011-03-04 2012-12-24 한국과학기술원 핵연료집합유닛 및 이를 이용한 고속 원자로의 노심장치
KR101717942B1 (ko) 2016-02-03 2017-04-04 세종대학교산학협력단 소형 모듈형 원자로 노심 및 이를 갖는 원자로

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN116403737A (zh) * 2023-04-17 2023-07-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种模块化高安全热管堆堆芯结构
CN116403737B (zh) * 2023-04-17 2024-03-12 中国科学院合肥物质科学研究院 一种模块化高安全热管堆堆芯结构

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