KR101804370B1 - 어레이 내부에서 연료 튜브들의 이동 - Google Patents
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Abstract
핵분열 원자로의 작동 방법. 원자로는 노심, 및 냉각재가 들어 있는 냉각재 탱크를 포함하며, 상기 노심은 연료 집합체들의 어레이를 포함한다. 각각의 연료 집합체는 일반적으로 수직으로 연장되며 핵분열성 연료가 들어 있는 하나 이상의 연료 튜브들을 포함한다. 상기 연료 튜브들은 냉각재 내에 잠긴다. 상기 방법은 연료 집합체들 각각에서 연료 농도 및/또는 핵분열 속도를 모니터링 및/또는 모델링하는 단계; 및 상기 모니터링 및/또는 모델링의 결과에 따라, 상기 노심 내의 핵분열 속도를 제어하기 위해, 상기 연료 튜브들을 냉각재로부터 들어올리지 않고, 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키는 단계를 포함한다. 상기 방법을 시행하는 원자로, 및 상기 방법에서 사용하기 위한 연료 집합체들도 개시된다.
Description
본 발명은 원자로 내부의 핵분열 속도(fission rate)의 관리에 관한 것이다. 특히 본 발명은 연료가 다수의 연료 튜브들 내부에 들어 있는 원자로 내부의 핵분열 속도의 관리에 관한 것이다.
용융염 원자로(molten salt nuclear reactors)는 용융염 내에 용해되는 핵분열성 물질(fissile material)의 임계질량(critical mass)에 근거한다. 이는 보통 연료염(fuel salt)으로 지칭된다. 그것은 오크릿지 국립 연구소(Oak Ridge National Laboratory)에서 1950년대 내지 1970년대에 개발되었으나, 성공적으로 상업화되지는 못 하였다. 그것은 다른 원자로 유형들을 넘는 몇몇의 잠재적인 이점들을 가지며, 이러한 이점들은 토륨(thorium)으로부터 핵분열성 우라늄 233(233U)을 증식하는 능력, 우라늄/플루토늄 원자로들보다 훨씬 낮은 수준의 초우라늄 악티니드 폐기물(transuranic actinide waste)의 생산, 고온에서의 작동, 고체 연료봉 내에 휘발성의 방사성 핵분열 생성물의 축적의 방지 및 종래의 원자로들에서 가능한 것보다 훨씬 높은 핵분열성 물질의 전소(burn up)를 포함한다.
GB 2508537은 노심(core)이 일반적으로 수직 튜브들의 어레이로 이루어지고 수직 튜브들은 냉각재(coolant) 탱크 내에 담겨 있으며 각각의 튜브에는 용융염 연료가 들어 있는 용융염 원자로를 개시한다. 안정성과 효율성의 이유로, 노심 전체에서 일정한 전력 생산 속도를 유지하는 것이 바람직하다. 만약 연료 튜브들에 모두 동일한 농도의 핵분열성 물질이 들어 있으면, 전력 생산은 노심의 중심쪽으로 가면서 더 높은 중성자 수준으로 인해 가장 클 것이다. 이러한 효과를 완화시키기 위해, GB 2508537은 어레이가 중심 쪽으로 가면서 더 넓게 이격되거나(또는 동등하게는, 선택된 연료 튜브들이 비어 있다), 또는 핵분열성 및/또는 핵원료 물질들의 농도가 어레이의 중심쪽으로 가면서 감소되는 것을 제안한다.
원자로의 작동 중에, 연료는 소모된다. 이는 노심에 의해 생산되는 전력을 감소시킨다. 따라서, 원자로의 작동을 연장하기 위해서는, 새로운 연료를 추가하여 소모된 연료를 교체하여야 한다. 이는 핵분열성 동위원소의 양을 연료 튜브들에 직접적으로 추가함으로써 성취될 수 있으나, 이는 핵분열 생성물들(이들 중 많은 것이 중성자 독(neutron poisons)으로서 작용한다)의 증가로 인해 몇 사이클 후에는 비경제적이 된다. 소비된 연료 튜브들은 노심으로부터 제거될 수 있으며 새로운 연료 튜브들로 교체될 수 있다. 그러나, 소비된 연료 튜브들을 어레이로부터 제거하기 위해서는, 그들을 다른 연료 튜브들 위로 들어 올려야 한다. 이는 냉각재로부터의 제거를 요구하고, 이는 연료 튜브는 아직 매우 높은 온도이기 때문에 중대한 안전상 위험을 제기하며, 또는 노심이 아직 냉각재 내부에 있는 동안에 연료 튜브가 들어 올려져서 노심으로부터 제거될 수 있도록 냉각재가 충분히 깊을 것을 요구한다. 이는 원자로의 크기와 자원 비용을 현저히 증가시키며, 용융염을 냉각재로 사용하는 용융염 원자로를 위해서는 실용적이지 않을 것이다.
본 발명은 핵분열 원자로(nuclear fission reactor)를 작동하는 방법과, 상기 방법을 시행하는 핵분열 원자로와, 상기 핵분열 원자로에 사용하기 위한 연료 집합체를 제공한다.
본 발명의 일 측면에 따르면, 핵분열 원자로(nuclear fission reactor)를 작동하는 방법이 제공된다. 상기 원자로는 노심(reactor core), 및 냉각재가 들어 있는 냉각재 탱크를 포함하며, 상기 노심은 연료 집합체들의 어레이를 포함한다. 각각의 연료 집합체는 일반적으로 수직으로 연장되며, 핵분열성 연료가 들어 있는 하나 이상의 연료 튜브들을 포함한다. 상기 연료 튜브들은 상기 냉각재 내에 잠긴다(immersed). 상기 방법은 상기 연료 집합체들 각각에서 연료 농도 및/또는 핵분열 속도(fission rates)를 모니터링 및/또는 모델링하는 단계; 및 상기 모니터링 및/또는 모델링의 결과에 따라, 상기 노심 내의 핵분열 속도를 제어하기 위해, 상기 연료 튜브들의 어느 것도 상기 연료 집합체들의 어레이로부터 들어올리지 않고,연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키는 단계를 포함한다. 소모된 연료 집합체(spent fuel assembly)는, 상기 연료집합체들의 어레이의 열(row) 또는 열의 부분을 상기 어레이의 주변부를 향해 이동시킴으로써 상기 연료 집합체를 상기 어레이로부터 들어올리지 않고 상기 어레이의 수평 주변부로 이동된다. 상기 소모된 연료 집합체는, 상기 소모된 연료 집합체를 상기 냉각재로부터 들어올리지 않고, 상기 어레이의 수평 주변부로부터 상기 냉각재 탱크 내부의 소모된 연료 저장 영역으로 제거될 수 있다.
본 발명의 추가적인 측면에 따르면, 핵분열 원자로가 제공된다. 상기 원자로는 노심, 냉각재가 들어 있는 냉각재 탱크, 연료 집합체 이동 유닛, 및 노심 제어기를 포함한다. 상기 노심은 연료 집합체들의 어레이를 포함하며, 각각의 연료 집합체는 일반적으로 수직으로 연장되며, 핵분열성 연료가 들어 있는 하나 이상의 연료 튜브들을 포함한다. 상기 연료 튜브들은 상기 냉각재 내에 잠긴다. 상기 연료 집합체 이동 유닛은 상기 연료 집합체들의 어느 것도 상기 연료 집합체들의 어레이로부터 들어올리지 않고, 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키도록 구성된다. 소모된 연료 집합체(spent fuel assembly)는, 상기 연료집합체들의 어레이의 열(row) 또는 열의 부분을 상기 어레이의 주변부를 향해 이동시킴으로써 상기 연료 집합체를 상기 어레이로부터 들어올리지 않고 상기 어레이의 수평 주변부로 이동된다. 상기 소모된 연료 집합체는, 상기 소모된 연료 집합체를 상기 냉각재로부터 들어올리지 않고, 상기 어레이의 수평 주변부로부터 상기 냉각재 탱크 내부의 소모된 연료 저장 영역으로 제거될 수 있다. 상기 원자로 노심 제어기는, 연료 집합체 유닛들의 새로운 배치 형태를 결정하고, 상기 새로운 배치 형태를 달성하기 위해 상기 연료 집합체 이동 유닛이 연료 집합체들을 이동시키게 하도록 구성된다.
삭제
본 발명의 추가적인 측면들은 청구항 제2항과 그 이하에서 피력된다.
이제 몇몇의 바람직한 실시예들이 첨부된 도면들을 참조하면서 단지 예로서 설명될 것이다.
도 1은 연료 집합체들의 예시적인 어레이의 부분 평면도이며;
도 2는 예시적인 핵분열 원자로의 평면도이며;
도 3a 내지 3e는 연료 집합체의 어레이의 평면도들이며:
도 4는 원자로의 블록 선도이며;
도 5는 예시적인 연료 집합체의 측면도이다.
도 1은 연료 집합체들의 예시적인 어레이의 부분 평면도이며;
도 2는 예시적인 핵분열 원자로의 평면도이며;
도 3a 내지 3e는 연료 집합체의 어레이의 평면도들이며:
도 4는 원자로의 블록 선도이며;
도 5는 예시적인 연료 집합체의 측면도이다.
위에서 서술된 문제점들을 다루며 원자로가 효율적으로 작동하도록 하기 위해, 수직 연료 튜브들이 상기 어레이 내부에서 이동할 수 있으며 상기 어레이 위로 그들을 들어올릴 필요 없이 상기 어레이로부터 제거될 수 있는 해법이 제안된다. 이를 용이하게 하기 위해, 상기 어레이는 수평으로 이동할 수 있는 다수의 연료 집합체들로 분할된다. 이 연료 집합체들의 협조된(coordinated) 이동은, 최소 수준보다 적은 핵분열성/핵원료(fissile/fertile) 물질들을 가진 연료 튜브들이 "출구 열(exit row)"을 따라서 상기 어레이의 밖으로 이동됨으로써, 연료가 다 소모됨에 따라 상기 어레이의 중심을 향한 연료 튜브들의 움직임을 달성할 수 있다. 새로운 연료 튜브들은 상기 어레이의 외측 가장자리에서 추가될 수 있다. 이렇게 하여, 핵분열성 물질 농도의 변화가 제자리로 상기 원자로의 수명 내내 실질적으로 유지될 수 있다.
각각의 연료 집합체는 상기 어레이의 셀(cell), 즉 연료 집합체를 둘러싸며 다른 연료 집합체의 어느 부분도 포함하지 않는 영역을 정의한다. 이 셀들은 상기 어레이 내의 열들(rows)의 수평 이동을 허용하는 어떠한 형상의 수평 단면, 예컨대 삼각형 또는 평행사변형의 수평 단면을 가질 수 있다(여기서 평행사변형은 일반적인 평행사변형뿐만 아니라 마름모꼴, 직사각형 또는 정사각형 단면들을 포함하는 것으로 사용된다). 도 1은 연료 집합체의 예시적인 어레이의 부분 평면도이다. 상기 연료 집합체들(101)은 연료 튜브들(102)을 포함한다. 각각의 연료 집합체는 점선으로 도시된 셀(cell)(103)을 정의하도록 고려될 수 있다. 연료 튜브들과 상기 어레이의 셀의 가장자리들 사이의 간격은 상기 연료 튜브들의 단단한 패킹(packing)을 보장하기 위해 최소화될 수 있다.
각각의 연료 집합체 내의 연료가 감소하는 동안, 연료 집합체는 상기 어레이의 중심을 향해 이동된다. 연료 집합체의 연료가 상기 노심 내에 더 이상 사용할 수 없을 정도로 충분히 감소하였을("소모된(spent)") 때, 연료 집합체는 상기 어레이의 밖으로 이동된다. 이러한 이동은 상기 연료 집합체를 냉각재 밖으로 들어 올릴 것을 요구하지 않는다는 것을 주목하라: 그들은 (비록 잠금 메커니즘(locking mechanism)을 풀기 위해 약간의 작은 수직 이동은 필요할 수 있더라도)상기 어레이 내부에서 실질적으로 수평으로 이동된다.
도 2는 핵분열 원자로의 개략적인 평면도를 보여준다. 상기 노심은 (이 예에서 직사각형 단면으로 도시된) 연료 집합체들(201)의 어레이를 포함하며, 배플 세그먼트들(baffle segments)(202)과 보일러 세그먼트들(203)에 의해 둘러싸여 있다. 상기 어레이는 소모된 연료 집합체들을 포함하는 연료 "출구 열(exit row)"(204)을 가진다. 상기 소모된 연료 집합체들은, 새로이 소모된 연료 집합체들이 (일반적으로 상기 노심의 중심으로부터) 상기 출구 열에 추가됨에 따라, 상기 어레이의 가장자리를 향해 이동된다. 상기 소모된 연료 집합체는 상기 어레이의 가장자리에 있는 상기 출구 열의 단부에서 상기 냉각재로부터 안전하게 추출하기 위해 충분히 냉각될 때까지 상기 노심으로부터 "소모된 연료 저장고(spent fuel store)"(205) 내부로 제거된다. 상기 소모된 연료 집합체들이 상기 노심으로부터 제거되도록 하기 위해 "소모된 연료 채널(spent fuel channel)"(206)이 상기 노심을 둘러싸는 어느 원자로 구성요소들(예컨대, 배플 및 보일러 세그먼트들) 내에 제공될 수 있다.
상기 소모된 연료 저장고는 상기 냉각재 내부에서 바람직하게는 (소모된 연료 내부에서 추가 반응을 반지하기 위해) 상기 노심의 둘레에 제공된 어떠한 중성자 반사체(neutron reflector)의 외측에 배치되며, 더욱 바람직하게는 (상기 열 추출기가 상기 냉각재의 더 따뜻한 영역들 내에 있도록 하여 더욱 효율적으로 작동하도록 하기 위해) 상기 냉각재 내부의 어떠한 보일러 튜브들 또는 다른 열 추출기의 외측에 배치된다.
도 3a 내지 3e는 연료 집합체들의 예시적인 어레이(300)의 개략적인 평면도들이며, 연료 집합체들이 어떻게 상기 어레이(300)를 통해 이동할 수 있는지를 보여준다. 도 3a에서, 출구 열(301)이 사선으로 해칭된 연료 집합체들에 의해 도시된다. 이 연료 집합체들은 연료가 고갈되었다. 상기 어레이 내의 다른 연료 집합체들(검게 채워진 삼각형들)은 상기 어레이 내의 그들의 위치에 따른 연료 농도를 가진다. 도 3b와 3c는 연료 집합체들이 그들이 고갈되었을 때 어떻게 상기 노심의 중심으로부터 출구 열 내로 이동될 수 있는지를 보여준다. 도 3b에서, 상기 출구 열의 연료 집합체들과 고갈된 연료 집합체들 중 하나는 왼쪽으로 이동되면서 최외측의 연료 집합체들을 상기 어레이의 가장자리 밖으로 밀어내고, 상기 어레이 내에 평행사변형의 갭(gap)(302)을 형성한다. 도 3c에서, 상기 출구 열 내로 이동될 다른 연료 집합체는 이 갭 내부로 이동되며, 상기 어레이 밖의 소모된 연료 집합체들(303)은 상기 소모된 연료 저장 영역으로 이동된다. 체크보드(checkboard) 패턴으로 표시된 열(304)은 상기 노심 가까이로 이동되도록 선택된다. 이는 상기 어레이의 각각의 열 내의 현재 연료 농도에 근거하여 이루어질 수 있다. 도 3d에서, 상기 열(304)은 상기 어레이의 중심 내의 갭을 채우기 위해 왼쪽으로 비스듬하게 하향 이동된다. 이는 상기 어레이의 가장자리에 갭을 남기며, 이 갭은 도 3e에서 새로운 연료 집합체들(305)에 의해 채워진다.
예컨대, 상기 중심에 남겨진 갭의 내부로 단지 열의 부분을 이동시킴으로써, 상기 어레이 내의 다른 지점에 새로운 갭을 형성하고, 다른 열이 새로운 갭 내부로 다른 방향에서 이동될 수 있도록 함으로써(상기 어레이를 통과하는 사실상 지그재그 튜브들), 더욱 복잡한 이동들이 성취될 수 있다. 일반적으로, 삼각형 어레이에 있어서, 상기 어레이의 열들과 열들의 부분들은 상기 어레이의 밖으로 이동될 수 있으며, 또는 상기 열 내에 평행사변형 갭(즉, 두 개의 어레이 셀들의 갭)을 생성하고 그 갭을 채우기 위해 열 또는 열의 부분을 이동시킴으로써 상기 어레이의 내부에서 이동될 수 있다. 평행사변형 어레이의 경우에, 열의 이동을 허용하기 위해 단지 하나의 셀의 갭이 남을 필요가 있다.
새로운 연료 집합체들은 상기 어레이의 위로부터 내려올 수 있으며, 또는 상기 어레이의 가장자리로 수평으로 가져올 수 있다. 새로운 연료 집합체들은, 만약 그들이 위로부터 내려오는 경우에는, 원칙적으로 상기 어레이의 어떠한 지점에서도 추가될 수 있으나, 연료 집합체 내의 핵분열성 물질의 농도가 감소하기 때문에 상기 어레이의 외측에서 연료 집합체들을 추가하고 상기 어레이의 내측을 향해 이동시킴으로써 가장 큰 이점이 얻어진다.
소모된 연료 집합체들로 채워진 출구 열의 대체안으로서, 상기 출구 열로 이동된 연료 집합체들이 즉시 상기 노심으로부터 수평으로 제거되도록 상기 출구 열은 연료 집합체들이 비어 있는 상태로 남을 수 있다. 그러나, 이러한 접근은 상기 출구 열에 인접한 연료 집합체들의 안정성에 영향을 미칠 수 있다. 추가 대체안으로서, 요구되는 출구 열에 관련된 모든 연료 집합체들을 그 열로부터 떠나도록 어떤 방향으로 이동시킴으로써 임시적인 출구 열이 생성될 수 있으며, 이는 비어 있는 채널을 형성하고 이를 통해 소모된 연료가 이동할 수 있다. 또 추가 대체안으로서, 상기 연료 집합체들은 열들 내에서 순차적으로 이동될 수 있다. 소모된 연료 집합체들은 단지 한 번에 한 "단계(step)"씩 이동한다(즉, 소모된 연료 집합체들의 앞에 갭을 열고, 연료 집합체가 지나갔을 때 그것의 뒤쪽의 갭을 닫는다).
상기한 이동은 연료 집합체들 내부의 핵분열성 물질의 핵분열 속도(fission rate) 및/또는 농도의 모니터링에 의존하여 수행될 수 있다. 이는 직접적으로 측정될 수 있거나, 또는 아래와 같은 이차적인 지표들에 의해 측정될 수 있다.
● 연료 집합체 내의 핵분열성 물질의 농도
● 연료 집합체에 의해 발생된 열
● 연료 집합체의 온도
● 연료 집합체에 의해 발생된 이온화 방사선
● 핵분열 생성물의 생산률(rate of production)
● 연료 집합체의 내부 또는 외부의 중성자 플럭스
대체안으로서, 상기 원자로의 라이프사이클(lifecycle)을 쫓아가는 이동 패턴을 결정하기 위해, 연료 집합체들 내부의 핵분열성 물질의 핵분열 속도 및/또는 농도는 미리 모델링될 수 있다.
도 4는 위의 방법을 시행하기 위해 사용될 수 있는 원자로를 보여주는 블록 선도이다. 상기 원자로는, 이전에 서술된 바와 같은 연료 집합체들의 어레이(402)를 포함하는 노심(401), 연료 집합체 이동 유닛(403), 및 노심 제어기(404)를 포함한다. 상기 연료 집합체 이동 유닛은, 예컨대, 위에서 서술된 바와 같이, 상기 연료 집합체들을 냉각재로부터 들어올리지 않고 상기 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키도록 구성된다. 이는, 예를 들어, 연료 집합체들의 어레이 위에서 상기 연료 집합체들의 상부에 있는 연결 유닛들을 잡을 수 있는 크레인 메커니즘에 의해 달성될 수 있다. 상기 노심 제어기는, (예컨대, 위에서 서술된 바와 같은 상기 연료 집합체들의 모니터링 결과 또는 위에서 서술된 바와 같은 모델링 결과로부터, 또는 모델링 결과로부터 미리 결정된 배치 형태를 검색하여) 상기 연료 집합체들을 위한 새로운 배치 형태를 결정하고, 상기 새로운 배치 형태를 달성하기 위해 상기 연료 집합체 이동 유닛이 연료 집합체들을 이동시키게 하도록 구성된다.
상기 원자로는 상기 연료 집합체들 내부의 핵분열성 물질의 핵분열 반응 속도 및/또는 농도를 모니터링하도록 구성된 센서 조립체(405)를 더 포함할 수 있으며, 상기 모니터링 결과는 상기 노심 제어기에 의해 새로운 배치 형태를 결정할 때 사용될 수 있다.
도 5는 연료 집합체(500)의 예시적인 구성을 보여준다. 상기 연료 집합체는 다수의 연료 튜브들(501)을 가지며, 이들 각각은 도면의 왼쪽에 도시된 구조를 가진다. 상기 연료 튜브들은 상기 연료 집합체 내부에서 상부 그리드(grid)(502)와 하부 그리드(503)에 의해 제자리에 유지되며, 이들은 상기 연료 집합체의 상단과 하단으로부터 약간 거리를 두고 상기 튜브들을 지지한다. 이는 상기 연료 튜브들이 냉각재 탱크의 바닥과 상부에 너무 가까이 있지 않고 냉각재 내에 떠 있도록 보장한다. 상기 연료 집합체는 구조 튜브들(structural tubes)(504)에 의해 지지되며, 상기 연료 집합체의 측면들은 냉각재가 상기 연료 튜브들을 통과하여 흐를 수 있도록 대부분 열려 있다.
상기 연료 집합체의 상부는 상기 원자로의 연료 집합체 이동 유닛에 부착되기 위한 리프팅 포인트들(lifting points)(505)을 가진다. 상기 리프팅 포인트들은 상기 연료 집합체들을 수평 및 수직으로 이동시키기 위해 상기 연료 집합체 이동 유닛에 결합될 수 있다. 상기 연료 집합체의 수직 이동은, 오작동의 경우 고온인 동안에 상기 연료 집합체가 냉각재로부터 들어 올려지는 것을 방지하기 위해, 소모된 연료 냉각 위치와 다른 위치로 제한될 수 있다. 기술자들은, 리프팅 포인트들은 상기 원자로의 연료 집합체 이동 유닛에 결합될 수 있는 가능한 연결 유닛의 단지 하나의 예라는 것을 이해할 수 있을 것이다.
상기 연료 집합체의 하단부(506)는 원자로 탱크의 바닥 상의 상보적인 소켓과 결합되는 형상을 가진다. 도시된 예에서, 상기 연료 집합체는 원뿔형 하단부를 가지지만, 소켓 내에 수용되어 중력에 의해 제자리에 유지될 수 있는 어떠한 적합한 형상일 수도 있다. 상기 연료 집합체가 안전하게 유지되는 것을 보장하기 위해, 상기 연료 집합체는, 예를 들어, 상기 연료 집합체의 하단부에 추가 질량을 추가함으로써, 용융염 냉각재 내부에서 음의 부력을 가지도록 구성될 수 있다. 상기 연료 집합체가 수평 이동할 수 있도록 하기 위해, 상기 연료 집합체는, 상기 연료 튜브들을 상기 냉각재로부터 제거함이 없이 상기 연료 집합체의 하단부를 상기 소켓으로부터 분리하기에 충분한 거리로 들어 올려지며, 그 다음에 위에서 서술된 바와 같이 수평으로 이동된다. 추가적으로 또는 대체안으로서, 기계적, 자기적 또는 다른 고정 수단들이 상기 연료 집합체의 베이스를 고정하기 위해 사용될 수 있으며, 이들은 상기 연료 집합체가 이동될 때 분리될 수 있도록 제공된다. 자기적 연결의 경우에, 상기 연료 집합체 상의 전자석과 상기 원자로 내의 전자석 또는 강자성 또는 상자성 재료 사이의 또는 반대의 자기적 연결일 수 있으며, 또는 상기 연료 집합체 상의 영구자석(예컨대, 강자성 재료)과 상기 원자로 내의 다른 영구 자석 또는 상자성 재료 사이의 자기적 연결일 수 있다. 상기 연료 집합체는 또한 연료 집합체를 인접한 연료 집합체들에 고정시킬 수 있는 부착장치들(attachments)을 가질 수 있다. 이 부착장치들은 상기 연료 집합체들이 상기 어레이 내부에서 이동할 수 있도록 해제될 수 있다. 만약 다수의 집합체들이 (예컨대, 도 3b에 도시된 바와 같이) 함께 이동할 경우에는, 상기 집합체들은 이동 중에 부착된 상태로 유지될 수 있다. 일반적으로, 상기 연료 집합체는, 다른 연료 집합체와 결합하도록 구성되거나 또는 상기 연료 집합체를 제 위치에 해제 가능하게 고정시키기 위해 상기 원자로의 고정 구조체(securement structure)와 결합하도록 구성된 연결 유닛을 가진다.
상기 연료 집합체는 상기 연료 튜브들 내의 핵분열성 물질의 핵분열 속도 또는 농도를 결정하기 위해 하나 이상의 센서들을 포함할 수 있으며, 대체안으로서 각각의 연료 튜브 또는 연료 튜브들의 서브세트(subset)는 각각 이러한 센서들을 포함할 수 있으며, 상기 속도 또는 농도는 각각의 연료 튜브를 위해 개별적으로 결정될 수 있다.
이러한 연료 집합체 관리 시스템은 많은 원자로 디자인들에 적용될 수 있지만, 특히 용융염 원자로에 적합한데, 이는 상기 원자로가 대기압 가까이에서 작동되고 냉각재 염(coolant salt)이 공기와 반응하지 않기 때문이다. 고압 또는 공기와 반응하는 냉각재 염이 수반되며, 냉각재의 열린 상면을 가진 원자로에서는 추가적인 화재 위험(fire risk)이 제기될 수 있다.
상기 연료 집합체들 내의 연료 튜브들의 수는 원자로의 요구되는 중성자들에 따라 선택되어야 한다. 하나의 집합체에 더 많은 튜브들이 있으면 각각의 튜브들이 더 가깝게 될 수 있으나(이에 따라 주어진 반응 속도를 위해 각각의 튜브 내에 더 적은 연료가 요구된다), 노심 내의 반응 속도를 조절할 때 (더 큰 더미의 튜브들이 동시에 이동하여야 하기 때문에) 사용될 수 있는 미세 제어의 정도가 감소된다. 이에 반해, 하나의 집합체에 더 적은 튜브들이 있으면 반응 속도를 더 미세하게 제어할 수 있으나(집합체 당 단지 하나의 튜브가 있는 제한에서, 각각의 튜브의 위치는 최적화될 수 있다), (집합체들의 가장자리에 있는 튜브들은 이동의 자유성을 위해 인접한 집합체로부터 충분히 멀어야 하기 때문에) 전체 노심에 걸쳐 튜브들 사이의 평균 간격이 더 커지게 된다.
마찬가지로, 상기 연료 집합체들의 형상, 상기 집합체들 내부의 튜브들의 패킹(packing), 및 상기 노심의 형상은 모두 요구되는 중성자들에 따라 변할 수 있다.
중성자들에 관한 더욱 나은 제어를 위해, 내부에서 하나 이상의 또는 모든 연료 튜브들이 비어 있는 튜브들 또는 중성자 흡수제, 감속재(moderator), 및/또는 반사체(reflector)가 들어 있는 튜브들로 교체되는 집합체들이 제공될 수 있다. 이 집합체들의 이동은 노심 전체에 걸쳐 원하는 핵분열 속도를 달성하기 위해 관리될 수 있다.
중성자들의 추가적인 제어는 연료 염 내부에 다른 연소율(burn rates)의 중성자 흡수제를 포함시킴으로써 성취될 수 있으며, 그래서 단순히 핵분열성 동위원소의 고갈로 인한 더 낮은 연소율에서 상기 연료 염의 반응성이 감소하게 된다.
Claims (25)
- 핵분열 원자로(nuclear fission reactor)를 작동하는 방법으로서,
상기 원자로는 노심(reactor core), 및 냉각재가 들어 있는 냉각재 탱크를 포함하며, 상기 노심은 연료 집합체들(fuel assemblies)의 어레이(array)를 포함하고, 각각의 연료 집합체는 일반적으로 수직으로 연장되며 핵분열성 연료(fissile fuel)가 들어 있는 하나 이상의 연료 튜브들을 포함하고, 상기 연료 튜브들은 상기 냉각재 내에 잠기며,
상기 방법은:
상기 연료 집합체들 각각에서 연료 농도 및/또는 핵분열 속도(fission rates)를 모니터링 또는 모델링하는 단계;
상기 모니터링 또는 모델링의 결과에 따라, 상기 노심 내의 핵분열 속도를 제어하기 위해, 상기 연료 집합체들의 어느 것도 상기 연료 집합체들의 어레이로부터 들어올리지 않고, 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키는 단계;
상기 연료집합체들의 어레이의 열(row) 또는 열의 부분을 상기 어레이의 주변부를 향해 이동시킴으로써 상기 연료 집합체를 상기 어레이로부터 들어올리지 않고 소모된 연료 집합체(spent fuel assembly)를 상기 어레이의 수평 주변부로 이동시키는 단계; 및
상기 소모된 연료 집합체를 상기 냉각재로부터 들어올리지 않고 상기 소모된 연료 집합체를 상기 어레이의 수평 주변부로부터 상기 냉각재 탱크 내부의 소모된 연료 저장 영역으로 제거하는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
상기 연료 집합체들 내부의 핵분열성 물질의 핵분열 반응 속도 및/또는 농도를 모니터링 하는 단계;
상기 모니터링에 의존하여, 상기 연료 집합체들의 어레이를 위한 새로운 배치 형태(configuration)를 결정하는 단계;를 포함하며,
상기 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키는 단계는 상기 연료 집합체들을 상기 새로운 배치 형태로 이동시키는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
안전한 추출을 위해 상기 소모된 연료 집합체가 충분히 냉각된 후에 상기 소모된 연료 집합체를 상기 냉각재로부터 추출하는 단계를 더 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
상기 소모된 연료 집합체들을 상기 어레이의 수평 주변부로 이동시키는 단계는 상기 소모된 연료 집합체를 상기 어레이 내부의 소모된 연료 집합체들의 열(row)을 따라서 이동시키는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
상기 냉각재 탱크에는 용융염 냉각재(molten salt coolant)가 들어 있는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
상기 소모된 연료 집합체를 상기 소모된 연료 저장 영역으로 제거하는 단계는 상기 소모된 연료 집합체를 상기 노심을 둘러싸는 원자로 구성요소들 내의 소모된 연료 채널을 따라서 이동시키는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
상기 연료 집합체들은 실질적으로 평행사변형 또는 삼각형의 단면을 가지는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
상기 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키는 단계는 상기 연료 집합체들의 어레이의 열의 부분을 상기 어레이 내의 갭(gap)을 향해 이동시키는 단계를 포함하며, 상기 열의 부분은 이동하기에 앞서 상기 갭에 인접한 하나의 단부를 가지는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
새로운 연료 집합체를 상기 어레이의 주변부로 도입하는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 9항에 있어서,
상기 새로운 연료 집합체를 도입하는 단계는, 상기 새로운 연료 집합체를 상기 새로운 연료 집합체 내의 핵분열 반응을 방지 또는 억제하는데 충분한 상기 노심으로부터의 거리를 두고 상기 냉각재 내부로 내리는 단계와, 상기 새로운 연료 집합체의 연료 튜브들을 상기 냉각재로부터 들어올리지 않고 상기 새로운 연료 집합체를 상기 어레이의 주변부로 수평으로 이동시키는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 제 1항에 있어서,
연료 집합체들의 열 또는 열의 부분을 이동시키는 단계는 상기 연료 집합체들을 상기 열 또는 열의 부분 내에서 순차적으로 이동시키는 단계를 포함하는, 핵분열 원자로의 작동 방법. - 핵분열 원자로로서,
상기 원자로는 노심, 냉각재가 들어 있는 냉각재 탱크, 연료 집합체 이동 유닛, 및 노심 제어기를 포함하며:
상기 노심은 연료 집합체들의 어레이를 포함하고, 각각의 연료 집합체는 일반적으로 수직으로 연장되며 핵분열성 연료가 들어 있는 하나 이상의 연료 튜브들을 포함하며;
상기 연료 튜브들은 상기 냉각재 내에 잠기며(immersed);
상기 연료 집합체 이동 유닛은:
상기 연료 집합체들의 어느 것도 상기 연료 집합체들의 어레이로부터 들어올리지 않고, 연료 집합체들을 상기 어레이 내부에서 수평으로 이동시키고;
상기 연료집합체들의 어레이의 열(row) 또는 열의 부분을 상기 어레이의 주변부를 향해 이동시킴으로써 상기 연료 집합체를 상기 어레이로부터 들어올리지 않고 소모된 연료 집합체(spent fuel assembly)를 상기 어레이의 수평 주변부로 이동시키며;
상기 소모된 연료 집합체를 상기 냉각재로부터 들어올리지 않고 상기 소모된 연료 집합체를 상기 어레이의 수평 주변부로부터 상기 냉각재 탱크 내부의 소모된 연료 저장 영역으로 제거하도록 구성되며,
상기 원자로 노심 제어기는, 연료 집합체 유닛들의 새로운 배치 형태를 결정하며, 상기 새로운 배치 형태를 달성하기 위해 상기 연료 집합체 이동 유닛이 연료 집합체들을 이동시키게 하도록 구성된, 핵분열 원자로. - 제 12항에 있어서,
상기 연료 집합체들 내부의 핵분열성 물질의 핵분열 반응 속도 및/또는 농도를 모니터링하도록 구성된 센서 조립체를 더 포함하며, 상기 노심 제어기는 상기 모니터링에 의존하여 상기 연료 집합체들의 새로운 배치 형태를 결정하도록 구성된, 핵분열 원자로. - 제 12항에 있어서,
상기 노심 제어기는 소모된 연료 집합체들을 검출하며, 상기 연료 집합체 이동 유닛이 소모된 연료 집합체들을 상기 어레이의 수평 주변부로 이동시키게 하도록 구성된, 핵분열 원자로. - 제 14항에 있어서,
상기 소모된 연료 저장 영역은 상기 노심을 둘러싸는 원자로 구성요소들 내의 소모된 연료 채널을 지나서 배치되는, 핵분열 원자로. - 제 12항에 있어서,
상기 냉각재 탱크에는 용융염 냉각재가 들어 있는, 핵분열 원자로. - 제 12항에 있어서,
상기 연료 집합체 이동 유닛은, 상기 연료 튜브들의 어느 것도 상기 연료 집합체들의 어레이로부터 들어올리지 않고, 상기 연료 집합체들의 어레이의 다른 열의 부분을 상기 어레이 내의 갭을 향해 이동시키도록 구성되며, 상기 다른 열의 부분은 이동하기에 앞서 상기 갭에 인접한 하나의 단부를 가지고, 핵분열 원자로. - 제 12항에 있어서,
상기 연료 집합체 이동 유닛은 새로운 연료 집합체를 상기 어레이의 주변부로 도입하도록 구성된, 핵분열 원자로. - 제 18항에 있어서,
상기 연료 집합체 이동 유닛은, 상기 새로운 연료 집합체를 상기 새로운 연료 집합체 내의 핵분열 반응을 방지 또는 억제하는데 충분한 상기 노심으로부터의 거리를 두고 상기 냉각재 내부로 내리며, 상기 새로운 연료 집합체의 연료 튜브들을 상기 냉각재로부터 들어올리지 않고 상기 새로운 연료 집합체를 상기 어레이의 주변부로 수평으로 이동시킴으로써, 상기 새로운 연료 집합체를 도입하도록 구성된, 핵분열 원자로. - 삭제
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| EA039692B8 (ru) | 2016-11-15 | 2022-03-21 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Управление тепловым режимом расплавленного топлива |
| US11437155B2 (en) * | 2017-02-28 | 2022-09-06 | Westinghouse Electric Company Llc | Three dimensional printed precision magnets for fuel assembly |
| EP3747025A1 (en) | 2018-01-31 | 2020-12-09 | TerraPower LLC | Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor |
| US11075015B2 (en) | 2018-03-12 | 2021-07-27 | Terrapower, Llc | Reflectors for molten chloride fast reactors |
| EP3963603B8 (en) | 2019-05-03 | 2023-08-09 | Thorizon Holding B.V. | Modular core molten salt nuclear reactor |
| CN114651311A (zh) | 2019-12-23 | 2022-06-21 | 泰拉能源公司 | 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板 |
| WO2022039893A1 (en) | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Terrapower, Llc | Designs for fast spectrum molten chloride test reactors |
| CN112530614B (zh) * | 2020-10-14 | 2022-08-30 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种液态熔盐堆核扩散防护*** |
| CN113921155B (zh) * | 2021-11-22 | 2024-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 乏燃料的临界实验装置 |
| CN114121308A (zh) * | 2021-11-24 | 2022-03-01 | 西安交通大学 | 一种具有超高通量的铅铋冷却快中子研究堆堆芯结构 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4096033A (en) | 1973-01-05 | 1978-06-20 | Westinghouse Electric Corp. | Core for a nuclear reactor |
| US5307387A (en) | 1991-07-24 | 1994-04-26 | Hitachi, Ltd. | Fuel loading method and reactor core |
| US20110110483A1 (en) | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2258727A1 (de) * | 1972-11-30 | 1974-06-06 | Siemens Ag | Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen |
| US4040902A (en) * | 1975-04-03 | 1977-08-09 | General Atomic Company | Method for axially shuffling fuel elements in a nuclear reactor |
| US4086133A (en) * | 1976-09-07 | 1978-04-25 | General Atomic Company | Nuclear reactor core refueling method |
| FR2588689B1 (fr) * | 1985-10-11 | 1987-12-24 | Fragema Framatome & Cogema | Machine de manutention d'assemblage combustible nucleaire et procede de chargement de reacteur en comportant application |
| US5490185A (en) * | 1993-07-23 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for automatic refueling of a nuclear reactor |
| JPH07167977A (ja) * | 1993-12-14 | 1995-07-04 | Hitachi Ltd | 燃料交換方法 |
| RU2180764C2 (ru) * | 1996-09-18 | 2002-03-20 | Владимир Федотович Русинов | Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции |
| RU2323493C1 (ru) * | 2006-06-29 | 2008-04-27 | Анатолий Андреевич Зубков | Способ перегрузки топлива атомной станции для дожигания и устройство для его осуществления |
| CA2622547A1 (en) * | 2008-02-28 | 2009-08-28 | Pavlo Ponomaryov | Pressurized fuel channel type nuclear reactor |
| US10008294B2 (en) * | 2009-11-06 | 2018-06-26 | Terrapower, Llc | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
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Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4096033A (en) | 1973-01-05 | 1978-06-20 | Westinghouse Electric Corp. | Core for a nuclear reactor |
| US5307387A (en) | 1991-07-24 | 1994-04-26 | Hitachi, Ltd. | Fuel loading method and reactor core |
| US20110110483A1 (en) | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor |
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