KR20200041610A - Method of manufacturing uranium dioxide nuclear fuel containing uranium silicide - Google Patents

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Abstract

The present invention relates to uranium dioxide nuclear fuel containing uranium silicide. A manufacturing method of the uranium dioxide nuclear fuel containing the uranium silicide comprises the steps of: manufacturing mixed powder by mixing uranium dioxide powder and uranium silicide powder; manufacturing a molded body by compressing the mixed powder; and manufacturing a sintered body by sintering the molded body.

Description

규화우라늄을 함유한 이산화우라늄 핵연료의 제조 방법{Method of manufacturing uranium dioxide nuclear fuel containing uranium silicide}Method of manufacturing uranium dioxide nuclear fuel containing uranium silicide}

본 발명은 이산화우라늄 핵연료의 제조 방법에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 규화우라늄을 함유한 이산화우라늄 핵연료의 제조 방법에 관한 것이다.The present invention relates to a method for producing uranium dioxide fuel, and more particularly, to a method for producing uranium dioxide fuel containing uranium silicide.

원자력발전은 과거 반세기가 넘는 기간 동안 주요 산업국가에서 중요한 에너지원으로 자리 매김하였으며, 현재에는 세계적으로 400여기의 원자력발전소가 운영되고 있다. 원자력발전소의 증가와 함께 원자력안전과 규제에 대한 관심과 중요성도 더욱 커지고 있으며, 원자력 사고 이후, 원자로 및 핵연료의 안전성 문제가 보다 중요시 되고 있다.Nuclear power generation has established itself as an important energy source in major industrial countries for more than half a century, and now there are over 400 nuclear power plants in operation worldwide. With the increase in nuclear power plants, interest and importance in nuclear safety and regulation are growing, and after nuclear accidents, the safety issues of nuclear reactors and nuclear fuel have become more important.

한편, 원전 설계의 안전성은 원전의 설계에 따라 법으로 규정된 다양한 설계기준사고의 허용기준이 만족함을 확인하여 평가된다. 또한, 원자력발전소의 안전성 및 운전성 확보를 위해 원자로 보호계통 및 안전계통의 설계 및 운영기술지침서에 필요한 정보(운전제한 조건, 안전계통 설정치 등)가 제공되고 있다. 정상상태를 벗어나 예상되는 운전과도상태 시에는 원자로 안전정지를 보장하고 설계기준사고인 냉각수상실사고(LOCA: Loss Of Coolant Accident)에 대해서도 비상급수냉각시스템 등의 안전계통을 설계하여 노심용융사고 가능성을 실질적으로 배제하려는 노력이 계속되고 있다.On the other hand, the safety of nuclear power plant design is evaluated by confirming that the acceptance criteria of various design criteria accidents prescribed by law are satisfied according to the nuclear power plant design. In addition, in order to secure the safety and operability of nuclear power plants, necessary information (operation restrictions, safety system settings, etc.) is provided for the design and operation of the nuclear reactor protection system and safety system guidelines. In the event of an expected operation transient beyond the normal condition, the reactor will be safely stopped and the safety system such as the emergency water cooling system will be designed for the design standard accident, such as the Loss Of Coolant Accident (LOCA), thereby reducing the possibility of a core melting accident. Efforts are being made to substantially exclude it.

그러나 종래의 고열전도 사고저항성 핵연료 개념은 대부분 고열전도 핵연료 재료의 사용을 통한 열전도도 증가를 목표로 하므로 LOCA 등 핵연료온도 및 온도구배의 저감에 긍정적인 효과가 있으나, 핵연료 피복관 균열 등의 핵연료-냉각재 반응 등의 사고가 발생할 경우 기존 이산화우라늄(UO2)에 비하여 산화저항성이 상대적으로 낮은 문제점이 존재한다. However, the conventional concept of high thermal conductivity accident-resistant nuclear fuel has a positive effect on reducing the temperature and temperature gradient of fuel such as LOCA, since it aims to increase thermal conductivity through the use of high thermal conductivity nuclear fuel materials, but nuclear fuel-cooling materials such as cracking of fuel cladding When an accident such as a reaction occurs, there is a problem in that the oxidation resistance is relatively low compared to the existing uranium dioxide (UO 2 ).

[특허문헌 1] 한국공개특허 특1999-0048847[Patent Document 1] Korean Patent Publication No. 1999-0048847

본 발명은 전술한 문제점을 해결하기 위하여 창출된 것으로, 규화우라늄을 함유하는 이산화우라늄 핵연료를 제공하는 것을 그 목적으로 한다.The present invention was created to solve the above-mentioned problems, and an object thereof is to provide a uranium dioxide nuclear fuel containing uranium silicide.

또한, 본 발명은 산화 저항성이 낮은 규화우라늄을 감싸는 이산화우라늄을 포함하는 이산화우라늄 핵연료 소결체를 제공하는 것을 그 목적으로 한다.In addition, an object of the present invention is to provide a sintered uranium dioxide fuel containing uranium dioxide surrounding uranium silicide having low oxidation resistance.

본 발명의 목적들은 이상에서 언급한 목적들로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 목적들은 아래의 기재로부터 명확하게 이해될 수 있을 것이다.The objects of the present invention are not limited to the objects mentioned above, and other objects not mentioned will be clearly understood from the following description.

상기한 목적들을 달성하기 위하여, 본 발명의 일 실시예에 따른 이산화우라늄 핵연료 제조 방법은 이산화우라늄 분말과 규화우라늄 분말을 혼합하여 혼합 분말을 제조하는 단계; 상기 혼합 분말을 압축하여 성형체를 제조하는 단계; 및 상기 성형체를 소결하여 소결체를 제조하는 단계;를 포함할 수 있다.In order to achieve the above objects, a method of manufacturing uranium dioxide nuclear fuel according to an embodiment of the present invention comprises the steps of preparing a mixed powder by mixing uranium dioxide powder and uranium silicide powder; Compressing the mixed powder to produce a molded body; And manufacturing the sintered body by sintering the molded body.

실시예에서, 상기 소결체에 함유된 규화우라늄 분말은, 이산화우라늄 매트릭스(matrix)에 의해 코팅될 수 있다.In an embodiment, the uranium silicide powder contained in the sintered body may be coated with a uranium dioxide matrix.

실시예에서, 상기 이산화우라늄 매트릭스는, 상기 성형체에 포함된 이산화우라늄 분말의 소결을 통해 생성될 수 있다.In an embodiment, the uranium dioxide matrix may be produced through sintering of uranium dioxide powder contained in the molded body.

실시예에서, 상기 이산화우라늄 핵연료 제조 방법은, 상기 혼합 분말을 제조하는 단계 이전에, 우라늄 금속과 실리콘 분말을 볼 밀링(ball milling)하여 상기 규화우라늄 분말을 제조하는 단계;를 더 포함할 수 있다.In an embodiment, the method of manufacturing uranium dioxide nuclear fuel may further include, prior to preparing the mixed powder, ball milling uranium metal and silicon powder to produce the uranium silicide powder. .

실시예에서, 상기 소결체는, 상기 소결체의 총 질량 중 10~50wt%의 질량비의 규화우라늄을 포함할 수 있다.In an embodiment, the sintered body may include uranium silicide in a mass ratio of 10 to 50 wt% of the total mass of the sintered body.

상기한 목적들을 달성하기 위한 구체적인 사항들은 첨부된 도면과 함께 상세하게 후술될 실시예들을 참조하면 명확해질 것이다.Specific details for achieving the above objects will be clarified with reference to embodiments to be described later in detail with the accompanying drawings.

그러나, 본 발명은 이하에서 개시되는 실시예들에 한정되는 것이 아니라, 서로 다른 다양한 형태로 구성될 수 있으며, 본 발명의 개시가 완전하도록 하고 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자(이하, "통상의 기술자")에게 발명의 범주를 완전하게 알려주기 위해서 제공되는 것이다.However, the present invention is not limited to the embodiments disclosed below, but may be configured in various different forms, to make the disclosure of the present invention complete and to those skilled in the art to which the present invention pertains ( Hereinafter, it is provided to fully inform the scope of the invention to "ordinary technical person").

본 발명의 일 실시예에 의하면, 규화우라늄을 함유함으로써 고온 열전도도 및 핵분열 밀도가 높고, 이산화우라늄으로 인해 산화 저항성 또한 높은 이산화우라늄 핵연료를 제공할 수 있다.According to an embodiment of the present invention, by containing uranium silicide, it is possible to provide uranium dioxide nuclear fuel having high temperature thermal conductivity and high fission density and high oxidation resistance due to uranium dioxide.

또한, 이산화우라늄을 이용하여 산화 저항성이 낮은 규화우라늄을 코팅함으로써, 규화우라늄이 냉각재와 직접 접촉하는 것을 방지할 수 있다.In addition, by coating uranium silicide with low oxidation resistance using uranium dioxide, it is possible to prevent uranium silicide from directly contacting the coolant.

본 발명의 효과들은 상술된 효과들로 제한되지 않으며, 본 발명의 기술적 특징들에 의하여 기대되는 잠정적인 효과들은 아래의 기재로부터 명확하게 이해될 수 있을 것이다.The effects of the present invention are not limited to the above-described effects, and the potential effects expected by the technical features of the present invention will be clearly understood from the following description.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 이산화우라늄 핵연료 소결체의 제조 방법을 도시한 도면이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 SEM 이미지를 도시한 도면이다.1 is a view showing a method of manufacturing a sintered uranium dioxide fuel according to an embodiment of the present invention.
2 is a view showing a nuclear fuel SEM image according to an embodiment of the present invention.

본 발명은 다양한 변경을 가할 수 있고, 여러 가지 실시예들을 가질 수 있는 바, 특정 실시예들을 도면에 예시하고 이를 상세히 설명하고자 한다. The present invention can be applied to various changes, and may have various embodiments, and specific embodiments will be illustrated in the drawings and described in detail.

청구범위에 개시된 발명의 다양한 특징들은 도면 및 상세한 설명을 고려하여 더 잘 이해될 수 있을 것이다. 명세서에 개시된 장치, 방법, 제법 및 다양한 실시예들은 예시를 위해서 제공되는 것이다. 개시된 구조 및 기능상의 특징들은 통상의 기술자로 하여금 다양한 실시예들을 구체적으로 실시할 수 있도록 하기 위한 것이고, 발명의 범위를 제한하기 위한 것이 아니다. 개시된 용어 및 문장들은 개시된 발명의 다양한 특징들을 이해하기 쉽게 설명하기 위한 것이고, 발명의 범위를 제한하기 위한 것이 아니다.Various features of the invention disclosed in the claims may be better understood in view of the drawings and detailed description. The devices, methods, manufacturing methods and various embodiments disclosed in the specification are provided for illustrative purposes. The disclosed structural and functional features are intended to enable those skilled in the art to specifically implement various embodiments and not to limit the scope of the invention. The terms and sentences disclosed are intended to illustrate various features of the disclosed invention in an easy-to-understand way, and are not intended to limit the scope of the invention.

본 발명을 설명함에 있어서, 관련된 공지기술에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우, 그 상세한 설명을 생략한다.In describing the present invention, when it is determined that a detailed description of related known technologies may unnecessarily obscure the subject matter of the present invention, the detailed description will be omitted.

이하, 본 발명의 일 실시예에 따른 규화우라늄(U3Si2)을 함유한 이산화우라늄(UO2) 핵연료 소결체의 제조 방법을 설명한다.Hereinafter, a method of manufacturing a sintered body of uranium dioxide (UO 2 ) nuclear fuel containing uranium silicide (U 3 Si 2 ) according to an embodiment of the present invention will be described.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 이산화우라늄 핵연료 소결체의 제조 방법을 도시한 도면이다.1 is a view showing a method of manufacturing a sintered uranium dioxide fuel according to an embodiment of the present invention.

도 1을 참고하면, S101 단계는 이산화우라늄 분말과 규화우라늄 분말을 균질하게 혼합하여 혼합 분말을 제조하는 단계이다. 일 실시예에서, 3차원 혼합기를 이용하여, 60rpm으로 1시간 동안 이산화우라늄 분말과 규화우라늄 분말을 혼합하여 혼합 분말을 제조할 수 있다.Referring to Figure 1, step S101 is a step of preparing a mixed powder by homogeneously mixing uranium dioxide powder and uranium silicide powder. In one embodiment, a mixed powder may be prepared by mixing uranium dioxide powder and uranium silicide powder for 1 hour at 60 rpm using a 3D mixer.

일 실시예에서, 규화우라늄 분말은 고에너지 볼 밀링(high energy ball milling)을 통해 제조될 수 있다. 예를 들어, 우라늄 금속과 실리콘 분말을 500~600rpm으로 8~12 시간 동안 볼 밀링하여 1~3

Figure pat00001
의 크기를 가진 규화우라늄이 제조될 수 있다.In one embodiment, uranium silicide powder may be prepared through high energy ball milling. For example, uranium metal and silicon powder are ball milled at 500 to 600 rpm for 8 to 12 hours to 1 to 3
Figure pat00001
Uranium silicide with the size of can be produced.

S103 단계는 혼합 분말을 압축하여 압축 성형체를 제조하는 단계이다. 일 실시예에서, 윤활제를 도포한 다이에 혼합 분말을 장입하고 압축 성형하여 압축 성형체를 제조할 수 있다.Step S103 is a step of compressing the mixed powder to produce a compact. In one embodiment, a compressed powder may be prepared by loading a mixed powder into a die coated with a lubricant and compression molding.

S105 단계는 압축 성형체를 소결하여 소결체를 제조하는 단계이다. 일 실시예에서, 아르곤(Ar) 환경에서 1600

Figure pat00002
로 4시간 동안 압축 성형체를 가열하여 소결체를 제조할 수 있다. 여기서, 소결체는 규화우라늄을 함유한 이산화우라늄 핵연료 소결체를 포함할 수 있다. 일 실시예에서, 규화우라늄은 소결체의 총 질량 중 10~50wt%의 질량비로 첨가되어 있을 수 있다.Step S105 is a step of manufacturing a sintered body by sintering the compact. In one embodiment, 1600 in an argon (Ar) environment
Figure pat00002
The compressed molded body can be heated for 4 hours to produce a sintered body. Here, the sintered body may include a uranium dioxide nuclear fuel sintered body containing uranium silicide. In one embodiment, uranium silicide may be added at a mass ratio of 10-50 wt% of the total mass of the sintered body.

일 실시예에서, 소결체 내에서 열전도도는 높지만 산화저항성이 낮은 규화우라늄 분말은 산화저항성이 높은 이산화우라늄 매트릭스(matrix)에 의해 코팅될 수 있다. 이는, 규화물이 산화물에 비하여 밀도가 높으므로, 부피 비중이 큰 이산화우라늄이 매트릭스를 형성하기 때문일 수 있다. 여기서, 이산화우라늄 매트릭스는 상기 소결 과정을 통해 이산화우라늄 분말로부터 생성될 수 있다.In one embodiment, the uranium silicide powder having high thermal conductivity but low oxidation resistance in the sintered body may be coated with a high oxidation resistance uranium dioxide matrix. This may be because silicide has a higher density than oxide, and thus uranium dioxide having a large bulk specific gravity forms a matrix. Here, the uranium dioxide matrix may be produced from the uranium dioxide powder through the sintering process.

즉, 핵연료의 밀도가 높을수록 핵분열 밀도 또한 높아지므로, 규화우라늄을 함유한 고밀도의 이산화우라늄 핵연료 소결체는 중성자 경제성에서 이득을 확보할 수 있다. 또한, 본 발명에 따른 규화우라늄을 함유한 이산화우라늄 핵연료 소결체는 기존 핵연료인 이산화우라늄에 비해 향상된 핵분열 밀도와 열전도도를 통한 사고저항성 증가와 동시에 산화 저항성이 높을 수 있다. 또한, 이산화우라늄에 열전도도가 높은 규화우라늄을 혼합시킴으로써, 이산화우라늄 핵연료 소결체의 열전달효율이 증가될 수 있다.That is, the higher the density of the nuclear fuel, the higher the nuclear fission density, so a high density uranium dioxide fuel sintered body containing uranium silicide can secure a benefit in neutron economy. In addition, the sintered uranium dioxide fuel containing uranium silicide according to the present invention may have higher oxidation resistance and high accident resistance through improved nuclear fission density and thermal conductivity compared to the conventional uranium dioxide. In addition, by mixing uranium dioxide with uranium silicide having high thermal conductivity, the heat transfer efficiency of the sintered uranium dioxide fuel can be increased.

도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 SEM 이미지를 도시한 도면이다.2 is a view showing a nuclear fuel SEM image according to an embodiment of the present invention.

도 2를 참고하면, 우라늄과 열물성 및 특성이 유사한 세륨(Ce)을 대체물질로 사용하여 SEM 이미지를 출력하였다. 이 경우, 1~5

Figure pat00003
크기의 이산화세륨(CeO2) 분말과 1~3
Figure pat00004
크기의 규화세륨(Ce3Si2) 분말을 3차원 혼합기를 이용하여 60rpm으로 1시간 동안 균질하게 혼합하여 혼합 분말을 제조할 수 있다. 또한, 혼합 분말을 350 Mpa 압력으로 1분 동안 압축하여 압축 성형체를 제조할 수 있다. 이후, 아르곤 환경에서 1600
Figure pat00005
로 4시간 동안 압축 성형체를 가열하여 소결체를 제조할 수 있다. Referring to FIG. 2, SEM images were output using cerium (Ce) having similar thermal properties and properties to uranium as a substitute material. In this case, 1 ~ 5
Figure pat00003
Size of cerium dioxide (CeO 2 ) powder and 1-3
Figure pat00004
The cerium silicide (Ce 3 Si 2 ) powder of the size can be mixed homogeneously for 1 hour at 60 rpm using a 3D mixer to prepare a mixed powder. Further, the compressed powder may be prepared by compressing the mixed powder at 350 Mpa for 1 minute. Later, 1600 in an argon environment
Figure pat00005
The compressed molded body can be heated for 4 hours to produce a sintered body.

이렇게 제조된 규화세륨을 함유한 이산화세륨 소결체에 대한 SEM 이미지를 참고하면, 산화 저항성이 높은 이산화세륨이 열전도도는 높지만 산화 저항성이 낮은 규화세륨을 감싸는 매트릭스를 형성하는 것을 확인할 수 있다. 이는, 규화물이 산화물이 비하여 밀도가 높으므로, 부피 비중이 큰 이산화세륨이 매트릭스를 형성하기 때문일 수 있다.Referring to the SEM image of the cerium dioxide sintered body containing cerium silicide thus prepared, it can be seen that cerium dioxide having high oxidation resistance forms a matrix surrounding cerium silicide having high thermal conductivity but low oxidation resistance. This may be because silicide has a higher density than oxide, and thus cerium dioxide having a large bulk specific gravity forms a matrix.

상술한 바와 같이, 세륨은 우라늄과 열물성 및 특성이 유사하기 때문에, 도 2에서 설명된 규화세륨을 함유한 이산화세륨 소결체에 대한 특성은 규화우라늄을 함유한 이산화우라늄 소결체에 적용될 수 있다.As described above, since cerium has similar thermal properties and properties to uranium, the properties for the sintered cerium dioxide containing cerium silicide described in FIG. 2 can be applied to the sintered uranium dioxide containing uranium silicide.

이상의 설명은 본 발명의 기술적 사상을 예시적으로 설명한 것에 불과한 것으로, 통상의 기술자라면 본 발명의 본질적인 특성이 벗어나지 않는 범위에서 다양한 변경 및 수정이 가능할 것이다.The above description is merely illustrative of the technical spirit of the present invention, and those skilled in the art will be able to make various changes and modifications without departing from the essential characteristics of the present invention.

따라서, 본 명세서에 개시된 실시예들은 본 발명의 기술적 사상을 한정하기 위한 것이 아니라, 설명하기 위한 것이고, 이러한 실시예들에 의하여 본 발명의 범위가 한정되는 것은 아니다.Therefore, the embodiments disclosed in this specification are not intended to limit the technical spirit of the present invention, but to illustrate, and the scope of the present invention is not limited by these embodiments.

본 발명의 보호범위는 청구범위에 의하여 해석되어야 하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술 사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 이해되어야 한다.The scope of protection of the present invention should be interpreted by the claims, and it should be understood that all technical spirits within the scope equivalent thereto are included in the scope of the present invention.

Claims (5)

이산화우라늄 분말과 규화우라늄 분말을 혼합하여 혼합 분말을 제조하는 단계;
상기 혼합 분말을 압축하여 성형체를 제조하는 단계; 및
상기 성형체를 소결하여 소결체를 제조하는 단계;
를 포함하는,
이산화우라늄 핵연료 제조 방법.
Preparing a mixed powder by mixing uranium dioxide powder and uranium silicide powder;
Compressing the mixed powder to produce a molded body; And
Sintering the molded body to produce a sintered body;
Containing,
Method for manufacturing uranium dioxide nuclear fuel.
제1항에 있어서,
상기 소결체에 함유된 규화우라늄 분말은, 이산화우라늄 매트릭스(matrix)에 의해 코팅된,
이산화우라늄 핵연료 제조 방법.
According to claim 1,
The uranium silicide powder contained in the sintered body is coated with a uranium dioxide matrix,
Method for manufacturing uranium dioxide nuclear fuel.
제2항에 있어서,
상기 이산화우라늄 매트릭스는, 상기 성형체에 포함된 이산화우라늄 분말의 소결을 통해 생성되는,
이산화우라늄 핵연료 제조 방법.
According to claim 2,
The uranium dioxide matrix is produced through sintering of the uranium dioxide powder contained in the molded body,
Method for manufacturing uranium dioxide nuclear fuel.
제1항에 있어서,
상기 혼합 분말을 제조하는 단계 이전에,
우라늄 금속과 실리콘 분말을 볼 밀링(ball milling)하여 상기 규화우라늄 분말을 제조하는 단계;
를 더 포함하는,
이산화우라늄 핵연료 제조 방법.
According to claim 1,
Before the step of preparing the mixed powder,
Preparing the uranium silicide powder by ball milling uranium metal and silicon powder;
Further comprising,
Method for manufacturing uranium dioxide nuclear fuel.
제1항에 있어서,
상기 소결체는, 상기 소결체의 총 질량 중 10~50wt%의 질량비의 규화우라늄을 포함하는,
이산화우라늄 핵연료 제조 방법.
According to claim 1,
The sintered body includes uranium silicide in a mass ratio of 10 to 50 wt% of the total mass of the sintered body,
Method for manufacturing uranium dioxide nuclear fuel.
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KR19990048847A (en) 1997-12-11 1999-07-05 이종훈 Method for producing sintered uranium dioxide fuel
KR20140022066A (en) * 2011-04-08 2014-02-21 시리트 엘엘씨 Nuclear fuel and method of fabricating the same
KR101622569B1 (en) * 2014-10-31 2016-05-19 한국원자력연구원 Nuclear fuel composite pellets and its fabrication method

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR19990048847A (en) 1997-12-11 1999-07-05 이종훈 Method for producing sintered uranium dioxide fuel
KR20140022066A (en) * 2011-04-08 2014-02-21 시리트 엘엘씨 Nuclear fuel and method of fabricating the same
KR101622569B1 (en) * 2014-10-31 2016-05-19 한국원자력연구원 Nuclear fuel composite pellets and its fabrication method

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