WO2023214610A1 - 경수로 신연료집합체 운반용기 - Google Patents
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Classifications
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
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- G21F5/015—Transportable or portable shielded containers for storing radioactive sources, e.g. source carriers for irradiation units; Radioisotope containers
Definitions
- the present invention relates to a new fuel assembly transport container for light water reactors.
- Fresh nuclear fuel assemblies are typically manufactured at a production site and then transported to a nuclear power plant. During transport, the fuel assembly must maintain its integrity under normal transport conditions, maintain safety and performance conditions, and minimize risks. Protection is needed. In particular, it is necessary to prevent accidents during transportation to avoid the spread of fissile materials and the approach of critical conditions.
- Republic of Korea Patent Publication No. 10-1180858 shows a nuclear fuel assembly transport container that can transport various types of nuclear fuel assemblies.
- Patent Document 1 Republic of Korea Patent Publication No. 10-1180858 (Publication date: 2012.09.07.)
- the present invention aims to improve the transport container for transporting new fuel assemblies in light water reactors of the prior art, improve the critical reactivity control performance of the nuclear fuel assembly inside the transport container, and provide a transport container for the new fuel assembly whose health can be easily confirmed.
- a transport container for a new fuel assembly includes a lower housing of a semi-cylindrical shape; a semi-cylindrical upper housing assembled on the lower housing; a base frame provided horizontally in the longitudinal direction of the lower housing and having a partition formed vertically in the center, on which a pair of nuclear fuel assemblies are seated around the partition; a pair of covers rotatably provided on both ends of the base frame to cover the nuclear fuel assembly seated on the base frame; It includes a neutron absorption plate that is fixed to each nuclear fuel assembly seating surface of the base frame and absorbs neutrons.
- the neutron absorption plate is made of BSS (Borated Stainless Steel), and more preferably, the neutron absorption plate is riveted to the base frame.
- a transport container for a new fuel assembly includes a semi-cylindrical lower housing; a semi-cylindrical upper housing assembled on the lower housing; a base frame provided horizontally in the longitudinal direction of the lower housing and having a partition formed vertically in the center, on which a pair of nuclear fuel assemblies are seated around the partition; a pair of covers rotatably provided on both ends of the base frame to cover the nuclear fuel assembly seated on the base frame; Including a neutron absorption plate that is fixed to each of the nuclear fuel assembly seating surfaces of the base frame to absorb neutrons, there is an effect of improving the critical reactivity control performance of the nuclear fuel assembly inside the transport vessel and making it easier to check the soundness.
- Figure 1 is an exploded perspective view of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention.
- Figure 2 is a cross-sectional configuration diagram of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention.
- Figure 3 is a view showing only the base frame of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention.
- Figure 4 is a diagram showing a model for evaluating the critical reactivity of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention.
- Figures 5a and 5b are diagrams showing the arrangement positions of the neutron absorption plates used in the evaluation model of the new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention, respectively.
- Figure 6 is a graph showing the results of critical reactivity evaluation of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention.
- Figure 1 is an exploded perspective view of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention
- Figure 2 is a cross-sectional configuration diagram of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention
- Figure 3 is a schematic diagram of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention. This drawing shows only the base frame of the new fuel assembly transport container.
- the new fuel assembly transport container includes a semi-cylindrical lower housing 100 on which the nuclear fuel assembly is seated, and a half assembled on the upper part of the lower housing 100. It has an overall cylindrical structure, including a cylindrical upper housing 200.
- the lower housing 100 includes a base frame 110 on which a pair of nuclear fuel assemblies are seated.
- the base frame 110 is provided horizontally in the longitudinal direction and has a vertical partition 111 at the center, so that the overall T It has a shaped cross-sectional structure, and a pair of nuclear fuel assemblies are seated around the partition 111.
- the lower housing 100 may have a separate structure (cradle) installed at the bottom of the base frame 110 to support the base frame 110.
- the base frame 110 includes a pair of covers 120 that are rotatably provided at both ends by hinge axes 121 and cover the nuclear fuel assembly seated on the base frame 110.
- the base frame 110 includes a neutron absorption plate 130 that absorbs neutrons on the seating surfaces of the nuclear fuel assemblies on the left and right sides of the partition 111, respectively.
- the neutron absorbing plate 130 includes a base plate 131 and a neutron absorbing material 132, and the base plate 131 is bent into an 'L' shape to form a partition between the lower surface of the base frame 110 and the partition ( It touches the side of 111).
- the neutron absorbing material 132 may be made of borated aluminum or BSS (Borated Stainless Steel), and is preferably BSS (Borated Stainless Steel).
- Borated Aluminum has a melting point of about 650 degrees, and there is a risk of loss if exposed directly to flame for a long time at 800 degrees, which is the condition for evaluating the thermal soundness of the transport container, or due to significant damage to the transport container.
- BSS has a melting point of about 1400 degrees, so it can be damaged by heat. It has the advantage of superior soundness.
- Figure 4 is a diagram showing a model for evaluating the critical reactivity of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention. This was performed by creating a simplified model of the transport container and providing neutrons from the outside.
- FIGs 5a and 5b are diagrams showing the arrangement positions of the neutron absorbing plate used in the evaluation model of the new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention, respectively.
- the neutron absorbing plate is placed at the bottom of the base frame.
- Two examples were carried out: an example (FIG. 5a) and an example (FIG. 5b) in which the neutron absorption plate was disposed on the upper part of the base frame (nuclear fuel assembly seating surface).
- Figure 6 is a graph showing the results of critical reactivity evaluation of a new fuel assembly transport container according to an embodiment of the present invention, when BSS and Borated Aluminum of the same thickness (2 mm) were placed at the same position below the base frame (T-frame). It was confirmed that the same level of response also showed control performance.
- BSS is expensive and has a high B 4 C content, so it is highly brittle and therefore has a high risk of being damaged during a drop test of a transport container. Accordingly, when the seating surface of the nuclear fuel assembly of the base frame is made of BSS, problems may arise in ensuring the soundness of welding between dissimilar metals, and if the neutron absorbing plate is directly welded and fixed to the base frame as an alternative, distortion, etc. Due to deformation, it is difficult to satisfy the characteristics (flatness, straightness, etc.) required for the seating surface of the nuclear fuel assembly. Therefore, preferably, the nuclear fuel absorber plate is fixed to the base frame with rivets to ensure dimensional stability and sufficient fixing force.
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Abstract
본 발명은 경수로 신연료집합체 운반용기에 관한 것으로, 반원통 형상의 하부 하우징(100)과; 상기 하부 하우징(100)에 상부에 조립되는 반원통 형상의 상부 하우징(200)과; 상기 하부 하우징(100)의 길이 방향으로 수평하게 구비되되, 중앙부에 수직하게 형성된 파티션(111)이 구비되어, 상기 파티션(111)을 중심으로 한 쌍의 핵연료집합체가 안착되는 베이스 프레임(110)과; 상기 베이스 프레임(110)의 양측단에 각각 회동 가능하게 구비되어 상기 베이스 프레임(110)에 안착된 핵연료집합체를 덮게 되는 한 쌍의 덮개(120)와; 상기 베이스 프레임(110)의 핵연료집합체 안착면 각각에 고정되어 중성자를 흡수하게 되는 중성자 흡수판(130)를 포함한다.
Description
본 발명은 경수로 신연료집합체 운반용기에 관한 것이다.
신연료집합체(fresh nuclear fuel assembly)는 일반적으로 생산 현장에서 제조된 후에 원자력 발전소로 운송되며, 운송하는 동안에 핵연료집합체는 정상적인 운송 조건에서 무결성을 유지하고, 안전 및 성능 조건을 유지하고 위험을 최소화할 수 있는 보호가 필요하다. 특히 핵분열성 물질의 확산과 임계 조건의 접근을 피하기 위하여 운송 과정에서의 사고를 방지할 필요가 있다.
대한민국 등록특허공보 제10-1180858호는 다양한 종류의 핵연료집합체를 운반할 수 있는 핵연료집합체 운반용기를 보여주고 있다.
[선행기술문헌]
[특허문헌]
특허문헌1: 대한민국 등록특허공보 제10-1180858호(공고일자: 2012.09.07.)
본 발명은 종래기술의 경수로 신연료집합체의 운반을 위한 운반용기를 개선하여 운반용기 내부의 핵연료집합체의 임계반응도 제어 성능을 향상시키고 건전성 확인이 용이한 신연료집합체의 운반용기를 제공하고자 하는 것이다.
이러한 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 신연료집합체의 운반용기는, 반원통 형상의 하부 하우징과; 상기 하부 하우징에 상부에 조립되는 반원통 형상의 상부 하우징과; 상기 하부 하우징의 길이 방향으로 수평하게 구비되되, 중앙부에 수직하게 형성된 파티션이 구비되어, 상기 파티션을 중심으로 한 쌍의 핵연료집합체가 안착되는 베이스 프레임과; 상기 베이스 프레임의 양측단에 각각 회동 가능하게 구비되어 상기 베이스 프레임에 안착된 핵연료집합체를 덮게 되는 한 쌍의 덮개와; 상기 베이스 프레임의 핵연료집합체 안착면 각각에 고정되어 중성자를 흡수하게 되는 중성자 흡수판를 포함한다.
바람직하게는, 상기 중성자 흡수판은 BSS(Borated Stainless Steel)이며, 보다 바람직하게는, 상기 중성자 흡수판은 상기 베이스 프레임에 리벳 고정된다.
본 발명에 따른 신연료집합체의 운반용기는, 반원통 형상의 하부 하우징과; 상기 하부 하우징에 상부에 조립되는 반원통 형상의 상부 하우징과; 상기 하부 하우징의 길이 방향으로 수평하게 구비되되, 중앙부에 수직하게 형성된 파티션이 구비되어, 상기 파티션을 중심으로 한 쌍의 핵연료집합체가 안착되는 베이스 프레임과; 상기 베이스 프레임의 양측단에 각각 회동 가능하게 구비되어 상기 베이스 프레임에 안착된 핵연료집합체를 덮게 되는 한 쌍의 덮개와; 상기 베이스 프레임의 핵연료집합체 안착면 각각에 고정되어 중성자를 흡수하게 되는 중성자 흡수판를 포함하여, 운반용기 내부의 핵연료집합체의 임계반응도 제어 성능을 향상시키고 건전성 확인을 용이할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 분해 사시도이다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 단면 구성도이다.
도 3은 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 베이스 프레임만을 보여주는 도면이다.
도 4는 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 임계반응도 평가를 위한 모델을 보여주는 도면이다.
도 5a 및 도 5b는 각각 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 평가 모델에 사용된 중성자 흡수판의 배치 위치를 보여주는 도면이다.
도 6은 본 발명의 실시예 따른 신연료집합체 운반용기의 임계반응도 평가 결과를 보여주는 그래프이다.
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 아니되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
한편, 본 명세서에서 사용하는 용어는 단지 특정한 실시예를 설명하기 위해 사용된 것으로서, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 명세서에서 "포함한다" 또는 "가지다" 등의 용어는 실시된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징이나 숫자, 단계, 동작, 구성 요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
이하, 본 발명의 실시예를 첨부 도면을 참고하여 상세히 설명하면 다음과 같다.
도 1은 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 분해 사시도이며, 도 2는 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 단면 구성도이며, 도 3은 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 베이스 프레임만을 보여주는 도면이다.
도 1 내지 도 3을 참고하면, 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기는, 핵연료집합체가 안착되는 반원통 형상의 하부 하우징(100)과, 하부 하우징(100)의 상부에 조립되는 반원통 형상의 상부 하우징(200)을 포함하여 전체적으로 원통형 구조를 갖는다.
하부 하우징(100)은 한 쌍의 핵연료 집합체가 안착되는 베이스 프레임(110)을 포함하며, 베이스 프레임(110)은 길이 방향으로 수평하게 구비되고 중앙부에 수직하게 형성된 파티션(111)이 형성되어 전체적으로 T형상의 단면 구조를 가지며, 파티션(111)을 중심으로 한 쌍의 핵연료집합체가 안착된다. 도시되지 않았으나, 하부 하우징(100)은 베이스 프레임(110)의 하단에 베이스 프레임(110)을 지지하기 위한 별도의 구조물(크래들)이 설치될 수 있다.
베이스 프레임(110)은 양측단에 각각 힌지축(121)에 의해 회동 가능하게 구비되어 베이스 프레임(110)에 안착된 핵연료집합체를 덮게 되는 한 쌍의 덮개(120)를 포함한다.
바람직하게는, 베이스 프레임(110)은 파티션(111)을 중심으로 좌우에 각각 안착되는 핵연료 집합체의 안착면에 중성자를 흡수하게 되는 중성자 흡수판(130)를 포함한다. 중성자 흡수판(130)은 베이스 플레이트(131)과, 중성자 흡수물질(132)을 포함하며, 베이스 프레이트(131)는 'L'자 형상으로 절곡 형성되어 베이스 프레임(110)의 하부면과 파티션(111)의 측면과 접한다. 중성자 흡수물질(132)은 Borated Aluminum 재질 또는 BSS(Borated Stainless Steel)일 수 있으며, 바람직하게는, BSS(Borated Stainless Steel)이다. Borated Aluminum은 녹는점이 약 650도로 운반용기 열적 건전성 평가 조건인 800도에 장시간 또는 운반용기의 손상이 커 화염에 직접적으로 노출될 경우 소실될 우려가 있으며, 반면에, BSS는 녹는점이 약 1400도로 열적 건전성이 더 우수한 장점이 있다.
도 4는 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 임계반응도 평가를 위한 모델을 보여주는 도면으로, 운반용기를 단순화한 모델을 생성하고 외부에서 중성자를 제공하여 수행하였다.
도 5a 및 도 5b는 각각 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 평가 모델에 사용된 중성자 흡수판의 배치 위치를 보여주는 도면으로, 임계반응도 평가는 중성자 흡수판이 베이스 프레임의 하부에 배치한 실시예(도 5a)와, 중성자 흡수판이 베이스 프레임의 상부(핵연료집합체 안착면)에 배치된 실시예(도 5b)의 두 가지에 대하여 수행하였다.
도 6은 본 발명의 실시예에 따른 신연료집합체 운반용기의 임계반응도 평가 결과를 보여주는 그래프로서, 동일한 두께(2mm)의 BSS와 Borated Aluminum를 베이스 프레임(T-frame) 하부의 동일한 위치에 배치하였을 때 같은 수준의 반응도 제어 성능을 보여주는 것을 확인할 수 있었다.
이러한 반응도 평가로부터 BSS를 베이스 프레임(T-frame)의 상부(핵연료집합체 안착면)에 배치하였을 때 반응도가 크게 감소하는 것을 확인할 수 있으며, 이는 외부에서 유입되는 중성자가 T형상의 베이스 프레임에 반사되지 않고 BSS에 바로 흡수되어 반응도가 크게 감소하는 것으로 추정된다.
한편, BSS는 가격이 고가이고 B4C의 함유량이 높아서 강한 취성을 가지며, 따라서 운반용기의 낙하 시험 시에 파손될 우려가 높다. 이에 베이스 프레임의 핵연료집합체의 안착면을 BSS로 제작하는 경우에 이종금속 간의 용접건전성 확보가 어려운 문제가 발생할 수 있으며, 다른 방안으로 중성자 흡수판을 직접 베이스 프레임에 용접하여 고정하는 경우에는 뒤틀림 등의 변형으로 인하여 핵연료 집합체의 안착면에 요구되는 특성(평면도, 진직도 등)을 만족하기 어렵다. 따라서 바람직하게는, 핵연료 흡수판을 베이스 프레임에 리벳으로 고정하여 치수 안전성과 충분한 고정력을 확보할 수 잇다.
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.
[부호의 설명]
100 : 하부 하우징 110 : 베이스 프레임
111 : 파티션 120 : 덮개
130 : 중성파 흡수판 200 : 상부 하우징
Claims (3)
- 한 쌍의 신연료집합체를 수용하게 위한 경수로 신연료집합체 운반용기에 있어서,반원통 형상의 하부 하우징과;상기 하부 하우징에 상부에 조립되는 반원통 형상의 상부 하우징과;상기 하부 하우징의 길이 방향으로 수평하게 구비되되, 중앙부에 수직하게 형성된 파티션이 구비되어, 상기 파티션을 중심으로 한 쌍의 핵연료집합체가 안착되는 베이스 프레임과;상기 베이스 프레임의 양측단에 각각 회동 가능하게 구비되어 상기 베이스 프레임에 안착된 핵연료집합체를 덮게 되는 한 쌍의 덮개와;상기 베이스 프레임의 핵연료집합체 안착면 각각에 고정되어 중성자를 흡수하게 되는 중성자 흡수판를 포함하는 신연료집합체 운반용기.
- 제1항에 있어서, 상기 중성자 흡수판은 BSS(Borated Stainless Steel)인 것을 특징으로 하는 신연료집합체 운반용기.
- 제2항에 있어서, 상기 중성자 흡수판은 상기 베이스 프레임에 리벳 고정되는 것을 특징으로 하는 신연료집합체 운반용기.
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Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2004069646A (ja) * | 2002-08-09 | 2004-03-04 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料集合体輸送用容器 |
| US6748042B1 (en) * | 2003-04-28 | 2004-06-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Unirradiated nuclear fuel component transport system |
| JP4322423B2 (ja) * | 1998-02-10 | 2009-09-02 | フラマトーム アエヌペ | 核燃料集合体用輸送コンテナ |
| KR101059546B1 (ko) * | 1996-05-03 | 2011-12-15 | 브리티쉬 뉴클리어 퓨얼 피엘씨 | 핵연료운반용기 |
| JP2012255701A (ja) * | 2011-06-08 | 2012-12-27 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料ペレットの輸送容器 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101180858B1 (ko) | 2010-07-12 | 2012-09-07 | 한전원자력연료 주식회사 | 간극보상부재를 구비한 핵연료 집합체 운반용기용 리드프레임 및 핵연료 집합체 운반용기 |
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Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101059546B1 (ko) * | 1996-05-03 | 2011-12-15 | 브리티쉬 뉴클리어 퓨얼 피엘씨 | 핵연료운반용기 |
| JP4322423B2 (ja) * | 1998-02-10 | 2009-09-02 | フラマトーム アエヌペ | 核燃料集合体用輸送コンテナ |
| JP2004069646A (ja) * | 2002-08-09 | 2004-03-04 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料集合体輸送用容器 |
| US6748042B1 (en) * | 2003-04-28 | 2004-06-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Unirradiated nuclear fuel component transport system |
| JP2012255701A (ja) * | 2011-06-08 | 2012-12-27 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料ペレットの輸送容器 |
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