KR102104711B1 - Sintered nuclear fuel pellet with localized burnable absorber - Google Patents
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Abstract
본 발명은, 국부의 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 소결체에 관한 것으로, 보다 구체적으로, 내부에 가연성흡수체의 성형체가 삽입된, 핵연료 소결체에 관한 것이다. 본 발명은, 가연성흡수체의 성형체를 이용하여, 가연성흡수체의 자체차폐 및 연소 속도를 최적화하여 잉여반응도 조절을 최적화시킬 수 있다.The present invention relates to a nuclear fuel sintered body including a local flammable absorber, and more particularly, to a nuclear fuel sintered body in which a molded body of a combustible absorber is inserted. The present invention, by using a molded body of the combustible absorbent, it is possible to optimize the control of the surplus reactivity by optimizing the self-shielding and combustion rate of the combustible absorbent.
Description
본 발명은, 자체차폐(self-shielding) 성능의 조절이 가능한 국부의 가연성흡수체를 포함하는 핵연료 소결체에 관한 것이다.The present invention relates to a nuclear fuel sintered body including a local flammable absorber capable of controlling self-shielding performance.
원자로는 핵연료의 핵분열을 이용하여 에너지를 얻는 로(爐)로서, 상기 원자로 내에서는 핵분열시에 방출되는 중성자가 또 다른 핵분열을 일으키는 연쇄반응에 의하여 에너지가 얻어진다. 이때, 원자로를 보다 안전하고 경제적으로 운전하기 위해 노심의 반응도 및 원자로 출력분포를 적절히 제어할 필요가 있다. A nuclear reactor is a furnace that obtains energy by using nuclear fission of nuclear fuel. In the nuclear reactor, neutrons emitted during nuclear fission are obtained by a chain reaction that causes another nuclear fission. At this time, in order to operate the reactor more safely and economically, it is necessary to appropriately control the reactivity of the core and the output distribution of the reactor.
통상의 원자로에서는 중성자를 흡수하는 물질로 이루어진 제어봉의 기계적인 삽입 혹은 인출을 통해 반응도를 조절한다. 제어봉에 의한 노심의 반응도 제어는 노심의 반응도를 빠르게 제어할 수 있는 장점이 있다. 그러나, 일반적으로 제어봉은 노심에 국부적으로 삽입되기 때문에 제어봉만으로는 노심의 반응도 및 출력분포를 동시에 성공적으로 제어하기 어렵다는 문제점이 있다. 또한, 잉여반응도가 크다면 제어봉의 기계적 움직임 역시 함께 커져야 하고 이로 인한 반응도 조절의 불확실도 증가는 물론 사고의 위험성도 증가할 수 있다. In a normal nuclear reactor, the reactivity is controlled through mechanical insertion or extraction of a control rod made of a material that absorbs neutrons. Controlling the reactivity of the core by the control rod has an advantage of rapidly controlling the reactivity of the core. However, in general, since the control rod is locally inserted into the core, there is a problem that it is difficult to successfully control the responsiveness and output distribution of the core with the control rod alone. In addition, if the surplus reactivity is large, the mechanical movement of the control rod must also be increased. As a result, uncertainty in regulating the reactivity may increase, and the risk of an accident may increase.
이러한 이유로 통상의 원자로에서는 다른 방법을 이용해 잉여반응도를 낮춘 후 제어봉을 이용해 추가적인 반응도 제어를 하게 된다. 잘 알려진 방법 중 하나는 냉각재에 중성자 흡수 물질인 붕산수를 섞는 방법이다. 냉각수에 포함되어 있는 붕소의 농도를 조절하여 노심의 반응도를 제어하는 경우, 붕소가 원자로의 냉각재에 균일하게 혼합되어 사용되기 때문에, 노심의 출력분포 왜곡을 최소화하면서 반응도를 제어할 수 있는 장점이 있다. 하지만, 냉각재에 붕소의 주입과 희석에 많은 시간이 필요하기 때문에, 노심의 반응도를 빠르게 제어할 필요가 있는 경우에는 붕산을 이용한 노심의 반응도 제어를 사용할 수 없다는 문제가 있으며, 또한 붕소를 이용한 노심의 반응도 제어의 경우 붕소의 농도를 낮추는 과정은 다량의 방사성 액체 폐기물을 발생시키는 문제도 있다. 한편, 일차 냉각재 계통의 수용성 붕소의 농도를 제어하기 위해서는 '화학 및 체적 제어계통(CVCS)'이라는 비싸고 복잡한 장치가 요구된다. 또한, 산성을 띄고 있는 붕소를 포함한 냉각수(붕산수)의 pH를 중화하기 위해 LiH를 냉각재에 다시 혼합하는데 LiH와 중성자가 반응하면서 많은 양의 삼중수소를 생성할 뿐만 아니라 붕산수는 그 자체로 원자로 일차 냉각재 계통을 이루는 구조재 및 핵연료 피복관 등의 부식을 유발하여 원자로 운전성능을 저하시키는 결과를 초래하는 것으로 알려져 있다. 뿐만 아니라, 냉각재 내부 붕소의 농도가 매우 높은 경우 냉각재 온도계수가 영(Zero)에 매우 가깝거나 양수가 될 수 있는데, 이와 같은 양의 냉각재 온도계수는 안전성 관점에서 바람직하지 않기 때문에 이를 해결하는 것은 가압경수로 안전성 관련 현안의 하나이다.For this reason, in a conventional reactor, the surplus reactivity is lowered using another method, and then additional reactivity is controlled using a control rod. One well-known method is to mix the neutron absorbing material boric acid water with a coolant. When controlling the reactivity of the core by adjusting the concentration of boron contained in the cooling water, since the boron is uniformly mixed and used in the coolant of the nuclear reactor, there is an advantage of controlling the reactivity while minimizing distortion of the output distribution of the core. . However, since it takes a lot of time to inject and dilute boron in the coolant, there is a problem that the control of the reactivity of the core using boric acid cannot be used when it is necessary to quickly control the reactivity of the core. In the case of controlling the reactivity, the process of lowering the concentration of boron also has a problem of generating a large amount of radioactive liquid waste. On the other hand, in order to control the concentration of water-soluble boron in the primary coolant system, an expensive and complicated device called 'chemical and volume control system (CVCS)' is required. In addition, in order to neutralize the pH of the coolant containing boric acid (borate water), LiH is mixed again with the coolant. LiH and neutron react to generate a large amount of tritium, and boric acid itself is a nuclear reactor primary coolant. It is known to cause corrosion of structural materials constituting the system and nuclear fuel cladding, resulting in deterioration of reactor performance. In addition, when the concentration of boron in the coolant is very high, the temperature of the coolant may be very close to zero or positive, and since this amount of coolant temperature is not desirable from a safety point of view, solving this problem is a pressure water path. It is one of the safety issues.
무붕산 혹은 저붕산 운전을 고려하는 것은 원자로의 안전성을 향상시키기 위한 자연스러운 고민이며 이를 위해 소위 말하는 가연성흡수체 개념을 사용하는 것이 일반적이다. 가연성흡수체는 강한 중성자 흡수물질로 작용하지만 일단 중성자를 흡수하여 다른 핵종으로 변환되면 중성자 흡수단면적이 크게 감소하는 특성을 가진다. 대표적인 가연성흡수체로서 가돌리니움(Gadolinium, Gd), 어비움(Erbium, Er), 붕소(Boron, B) 등이 사용된다. 가압경수로에서는 일반적으로 가돌리니움 (Gd)과 어비움(Er)은 Gd2O3 및 Er2O3 형태로 UO2 핵연료와 적절하게 혼합되어 사용된다. 한편, 상기 희토류 가연성흡수체 중 어비움은 잔존 독작용이 비교적 크다는 문제점이 있어서 자주 사용되지 않으나, 주기길이가 매우 긴 노심의 경우 비교적 효율적인 가연성흡수체로서 사용될 수 있다. 가돌리니움의 경우 잔존 독작용이 적어서 가연성흡수체로 흔히 사용되는데, 가돌리니움을 핵연료와 혼합하는 경우 핵연료의 열전도도가 감소하여 가돌리니움이 혼합된 핵연료는 일반적으로 출력밀도가 매우 낮게 설계되는 단점이 있다. 따라서 현재와 같이 가돌리니움을 사용하는 경우 다량의 가돌리니움을 사용할 수가 없다. 또한 현재와 같이 핵연료와 Gd2O3를 혼합하는 경우 가돌리니움의 연소가 매우 빨라서 노심의 주기길이가 긴 경우에는 적용하기 어렵다.Considering boric acid or low boric acid operation is a natural concern to improve the safety of the reactor, and for this purpose, it is common to use the so-called flammable absorber concept. The flammable absorber acts as a strong neutron absorbing material, but once absorbed by neutrons and converted to other nuclides, the neutron absorbing cross-sectional area is greatly reduced. As typical flammable absorbers, gadolinium (Gd), erbium (Erbium, Er), and boron (Boron, B) are used. In pressurized water reactors, gadolinium (Gd) and aviation (Er) are generally used in the form of Gd 2 O 3 and Er 2 O 3 in an appropriate mixture with UO 2 nuclear fuel. On the other hand, among the rare earth flammable absorbers, the emptyness is not frequently used due to the problem that the residual poisoning action is relatively large, but in the case of a core having a very long cycle length, it can be used as a relatively efficient flammable absorber. In the case of gadolinium, it is commonly used as a flammable absorber due to low residual poisoning. When gadolinium is mixed with nuclear fuel, the thermal conductivity of nuclear fuel decreases, so nuclear fuel mixed with gadolinium is generally designed to have a very low output density. There are disadvantages. Therefore, if you use gadolinium as it is now, you cannot use a large amount of gadolinium. In addition, when mixing nuclear fuel and Gd 2 O 3 as in the present, the combustion of gadolinium is very fast, so it is difficult to apply when the cycle length of the core is long.
붕소의 경우 ZrB2를 매우 얇게 UO2 연료봉에 피복하여 사용하는 소위 IFBA (Integrated Fuel Burnable Absorber)라 불리는 개념으로 흔히 사용된다. 또한, 붕소의 경우 B4C와 같은 붕소 화합물을 특수한 형상으로 제작하여 제어봉 안내관 내부에 장전하는 방식으로 사용되기도 하며, 대표적인 개념으로 WABA (Wet Annular Burnable Absorber)를 들 수 있다. 붕소의 경우 중성자를 흡수하면 헬륨 가스가 생성되기 때문에 핵연료와 혼합하여 사용하기 어려워 IFBA와 같은 방식으로 사용되거나 WABA와 같이 안내관에 장전하는 방식이 사용된다. 붕소의 경우 중성자 흡수단면적이 비교적 적어서 IFBA형태로 사용하는 경우 상대적으로 훨씬 많은 수의 연료봉에 IFBA를 장전해야 한다. 또한, WABA와 같이 제어봉 안내관에 가연성흡수체를 장전하면 제어봉의 삽입을 제한하는 문제점을 야기하여 WABA의 경우 가연성흡수체의 사용은 제한적이다.In the case of boron, ZrB 2 is very thinly coated on a UO 2 fuel rod and is commonly used as a so-called IFBA (Integrated Fuel Burnable Absorber). In addition, in the case of boron, a boron compound such as B 4 C is manufactured in a special shape and used in a manner of loading inside a control rod guide tube. A representative concept is WABA (Wet Annular Burnable Absorber). In the case of boron, it is difficult to mix with nuclear fuel because helium gas is generated when absorbing neutrons, so it is used in the same way as IFBA, or in the guiding tube, such as WABA. In the case of boron, the absorption area of neutron absorption is relatively small, so when used in the form of IFBA, IFBA must be loaded on a relatively large number of fuel rods. In addition, the loading of the flammable absorber into the control rod guide tube, such as WABA, causes a problem of limiting the insertion of the control rod, and in the case of WABA, the use of the flammable absorber is limited.
상술한 바와 같이, 다양한 종류의 가연성흡수체가 핵연료집합체에 사용되고 있으나, 그 사용에 있어서 상당히 제한적으로 사용되고 있음을 알 수 있다. 따라서, 본 발명의 출원인은 보다 효과적으로 노심의 반응도 및 출력분포를 제어할 수 있는 새로운 개념의 가연성흡수체 개념을 강구하게 되었다.As described above, although various types of combustible absorbers are used in the nuclear fuel assembly, it can be seen that they are used fairly limited in their use. Accordingly, the applicant of the present invention has devised a new concept of a flammable absorber that can more effectively control the core's responsiveness and output distribution.
전술한 바와 같은 문제점을 해결하기 위한 것으로, 통상의 원자로에서 큰 설계 변화 없이 장전할 수 있고, 각 원자로의 특성에 맞게 잉여반응도를 최적화할 수 있는, 핵연료 소결체를 제공하는 것이다. In order to solve the problems as described above, it is to provide a nuclear fuel sintered body that can be loaded without a large design change in a conventional reactor and can optimize surplus reactivity according to the characteristics of each reactor.
본 발명이 해결하고자 하는 과제는 이상에서 언급한 과제로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 과제들은 아래의 기재로부터 통상의 기술자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.The problems to be solved by the present invention are not limited to the problems mentioned above, and other problems not mentioned will be clearly understood by those skilled in the art from the following description.
본 발명의 양상은, Aspects of the invention,
내부에 가연성흡수체의 성형체가 삽입된, 핵연료 소결체에 관한 것이다. It relates to a nuclear fuel sintered body, a molded body of a combustible absorber is inserted therein.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 부정형, 실린더, 디스크, 구형, 로드, 필름 및 다각기둥 형태로 이루어진 군에서 선택된 1종 이상을 포함할 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the molded body of the combustible absorbent body may include one or more selected from the group consisting of an irregular shape, a cylinder, a disc, a spherical shape, a rod, a film, and a polygonal columnar shape.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 상기 핵연료 소결체의 전체 부피에 대해 50 부피% 이하로 삽입될 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the molded body of the combustible absorbent body may be inserted at 50% by volume or less with respect to the total volume of the sintered nuclear fuel.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 상기 핵연료 소결체의 중심 영역, 표면 영역 또는 이 둘에 삽입될 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the molded body of the combustible absorbent body may be inserted into a central region, a surface region, or both of the fuel sintered body.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 단일 또는 복수개로 삽입되고, 복수개로 삽입될 경우에, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 동일하거나 또는 상이한 형태 및 크기로 삽입될 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the molded body of the combustible absorbent body is inserted in a single or plural, and when inserted in plural, the molded body of the combustible absorbent body may be inserted in the same or different shapes and sizes.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 가연성흡수체의 성형체는, Gd2O3; Er2O3; 및 CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3 및 Y2O3-ZrO2 (yttria-stabilized zirconia)로 안정화된 Gd2O3 및 Er2O3으로 이루어진 군에서 선택된 1종 이상을 포함할 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the molded body of the combustible absorber, Gd 2 O 3 ; Er 2 O 3 ; And CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 and Y 2 O 3 -ZrO 2 (yttria-stabilized zirconia) may include one or more selected from the group consisting of Gd 2 O 3 and Er 2 O 3 stabilized.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3 및 Y2O3-ZrO2는 Gd2O3 및 Er2O3에 대해 1 중량% 내지 60 중량%로 포함될 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 and Y 2 O 3 -ZrO 2 are Gd 2 O 3 And Er 2 O 3 It may be included in 1 to 60% by weight relative to.
본 발명은, 핵연료 소결체 중심부에 장전된 가연성흡수체 (Centrally-shielded Burnable Absorber, CSBA)을 도입하여, 원자로의 잉여반응도를 효과적으로 감소시킬 수 있다.The present invention can effectively reduce the surplus reactivity of the nuclear reactor by introducing a centrally-shielded burnable absorber (CSBA) loaded in the center of the nuclear fuel sintered body.
본 발명은, 가연성흡수체의 표면적을 최적화하여, 핵연료 내에서 적절한 가연성흡수체의 연소 속도 및 자체차폐를 조절할 수 있다.The present invention, by optimizing the surface area of the combustible absorber, it is possible to control the combustion rate and self-shielding of the combustible absorber in the nuclear fuel.
본 발명은, 핵연료의 출력 및 수명 등에 따라 가연성흡수체의 크기, 형태, 위치 등을 조절하여, 핵연료의 성능을 최적화할 수 있다. The present invention can optimize the performance of the fuel by adjusting the size, shape, and position of the combustible absorber according to the output and life of the fuel.
도 1은, 본 발명의 일 실시예에 따른, 본 발명에 의한 핵연료 소결체를 예시적으로 나타낸 것이다.
도 2는, 본 발명의 실시예 1에서 계산된 CSBA의 효과에 대한 결과를 나타낸 것이다.Figure 1, according to an embodiment of the present invention, exemplarily shows a nuclear fuel sintered body according to the present invention.
Figure 2 shows the results for the effect of CSBA calculated in Example 1 of the present invention.
이하 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예들을 상세히 설명한다. 본 발명을 설명함에 있어서, 관련된 공지 기능 또는 구성에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명을 생략할 것이다. 또한, 본 명세서에서 사용되는 용어(terminology)들은 본 발명의 바람직한 실시예를 적절히 표현하기 위해 사용된 용어들로서, 이는 사용자, 운용자의 의도 또는 본 발명이 속하는 분야의 관례 등에 따라 달라질 수 있다. 따라서, 본 용어들에 대한 정의는 본 명세서 전반에 걸친 내용을 토대로 내려져야 할 것이다. 각 도면에 제시된 동일한 참조 부호는 동일한 부재를 나타낸다. Hereinafter, exemplary embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. In describing the present invention, when it is determined that a detailed description of related known functions or configurations may unnecessarily obscure the subject matter of the present invention, the detailed description will be omitted. In addition, terms used in the present specification (terminology) are terms used to properly express a preferred embodiment of the present invention, which may vary according to a user, an operator's intention, or customs in the field to which the present invention pertains. Therefore, definitions of these terms should be made based on the contents throughout the present specification. The same reference numerals in each drawing denote the same members.
본 발명은, 핵연료 소결체에 관한 것으로, 본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 핵연료 소결체는, 잉여반응도를 효과적으로 조절하고, 원자로 또는 핵연료의 조건에 따라, 가연성흡수체의 반응 속도 및 자체차폐를 가변적으로 조절할 수 있다. The present invention relates to a nuclear fuel sintered body, according to an embodiment of the present invention, the fuel sintered body effectively controls the surplus reactivity, and depending on the conditions of the nuclear reactor or nuclear fuel, the reaction rate and self-shielding of the combustible absorber are variably Can be adjusted.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 핵연료 소결체는, 핵연료 소결체 내에 가연성흡수체의 성형체가 삽입된 것일 수 있다. 상기 가연성흡수체의 성형체는, 가연성흡수체가 벌크화된 성형체이며, 자체적인 차폐성을 나타내고, 잉여반응도를 최소화하기 위해서, 형태를 자유로이 조절하여 삽입될 수 있다. According to an embodiment of the present invention, the nuclear fuel sintered body may be one in which a molded body of a combustible absorber is inserted into the nuclear fuel sintered body. The molded body of the combustible absorbent body is a molded body in which the combustible absorbent body is bulked, exhibits its own shielding property, and can be inserted by freely adjusting its shape to minimize surplus reactivity.
본 발명의 일 예로, 가연성흡수체의 성형체는, 다공성일 수 있으며, 이는, 핵분열에 의해 생성된 기체를 다공성의 가연성흡수체 내에 보관할 수 있고, 가연성흡수체가 용융되더라도 핵연료 밖으로 유출되는 것을 방지할 수 있다.As an example of the present invention, the molded body of the combustible absorber may be porous, which can store the gas generated by nuclear fission in the porous combustible absorber, and prevent the fuel from leaking out of the nuclear fuel even if the combustible absorber is melted.
본 발명의 일 예로, 상기 핵연료 소결체에 대한 상기 가연성흡수체의 성형체의 부피 분율은, 연소 속도 및 자체차폐 현상의 조절에 의해서, 핵연료의 수명 및 출력을 최적화하기 위해 적절하게 조절할 수 있으며, 바람직하게는 상기 핵연료 소결체 전체 부피에 대해 50 부피% 이하; 2 부피% 내지 30 부피%; 2 부피% 내지 20 부피%; 또는 2 부피% 내지 10 부피%의 부피분율로 삽입될 수 있다. As an example of the present invention, the volume fraction of the molded body of the combustible absorber relative to the fuel sintered body can be appropriately adjusted to optimize the life and output of the fuel, by controlling the combustion rate and self-shielding phenomenon, preferably 50% by volume or less with respect to the total volume of the sintered nuclear fuel; 2% to 30% by volume; 2% to 20% by volume; Or it may be inserted in a volume fraction of 2% to 10% by volume.
본 발명의 일 예로, 상기 가연성흡수체의 성형체의 형태, 개수, 삽입위치 및/또는 크기에 따라 가연성흡수체의 연소 속도 및 자체차폐를 적절히 조절하여 잉여반응도를 최적화할 수 있다. As an example of the present invention, it is possible to optimize the surplus reactivity by appropriately adjusting the combustion rate and self-shielding of the combustible absorber according to the shape, number, insertion position and / or size of the molded body of the combustible absorber.
예를 들어, 상기 가연성흡수체의 성형체의 형상은, 부정형, 실린더, 디스크, 구형, 로드, 필름 및 다각기둥 형태로 이루어진 군에서 선택된 1종 이상을 포함할 수 있고, 바람직하게는 구형, 부정형 및 실린더일 수 있다. 예를 들어, 상기 가연성흡수체의 성형체의 형상에 따라 가연성흡수체의 연소 속도 및 자체차폐 현상를 조절할 수 있다. For example, the shape of the molded body of the combustible absorber may include one or more selected from the group consisting of an irregular shape, a cylinder, a disc, a spherical shape, a rod, a film, and a polygonal column shape, and preferably a spherical shape, an irregular shape, and a cylinder. Can be For example, the combustion speed and self-shielding phenomenon of the combustible absorber may be adjusted according to the shape of the molded body of the combustible absorber.
본 발명의 일 예로, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 단일 또는 복수개로 삽입될 수 있다. 예를 들어, 복수개로 삽입될 경우에, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 동일하거나 또는 상이한 형태 및 크기로 삽입될 수 있다. 예를 들어, 복수개로 삽입될 경우에, 가연성흡수체의 연소 속도를 조절할 수 있다. As an example of the present invention, the molded body of the combustible absorbent body may be inserted in a single or plural. For example, when inserted in plural, the molded body of the combustible absorber may be inserted in the same or different shapes and sizes. For example, when inserted in plural, it is possible to control the combustion speed of the combustible absorber.
예를 들어, 도 1을 참조하면, 도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른, 본 발명에 의한 핵연료 소결체를 예시적으로 나타낸 것으로, 자체차폐 현상을 최대화해서 가연성흡수체의 연소를 느리게 해야 한다면 1개의 구(spherical) 형태로 가연성흡수체의 성형체를 삽입하고, 자체차폐 현상을 최소화하여, 가연성흡수체의 연소를 빠르게 해야 한다면 동일한 부피의 가연성흡수체를 3개로 나누어 3 spherical balls와 같은 형태로 삽입할 수 있다. For example, referring to FIG. 1, FIG. 1 is an exemplary fuel sintered body according to the present invention according to an embodiment of the present invention. If the self-shielding phenomenon is maximized to slow combustion of the
본 발명의 일 예로, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 상기 핵연료 소결체의 전체에 걸쳐 삽입되거나 또는 중심 영역, 표면 영역, 또는 이 둘에 삽입될 수 있다. 이는, 가연성흡수체의 성형체의 삽입 위치에 따라, 연소 속도 및 자체차폐 현상을 조절할 수 있고, 핵연료 소결체의 중심부에 가연성흡수체의 성형체를 삽입할 경우에, 핵연료 중심부에서의 과도한 핵분열에 따른 온도가 높아지는 현상을 방지할 수 있을 뿐만 아니라 극한적인 과도(transient) 상황에서 가연성흡수체가 핵연료보다 먼저 용융하더라도 가연성흡수체는 핵연료 외부로 방출될 수 없는 특징을 가질 수 있다.As an example of the present invention, the molded body of the combustible absorber may be inserted throughout the sintered nuclear fuel or may be inserted into a central region, a surface region, or both. This can control the combustion rate and self-shielding phenomenon according to the insertion position of the molded body of the combustible absorber, and when inserting the molded body of the combustible absorber into the center of the sintered fuel, the temperature due to excessive fission in the core of the fuel increases In addition, it is possible to prevent the flammable absorber from being discharged outside the nuclear fuel even if the flammable absorber melts before the fuel in an extreme transient situation.
예를 들어, 도 1을 참조하면, Spherical ball core, Cylindrical core, Surface mini-pellets, Mini-pellet core 등과 같이 다양한 형태의 가연성흡수체의 성형체와 다양한 위치에 삽입된 가연성흡수체의 성형체를 적용할 수 있다. For example, referring to FIG. 1, a molded body of various types of combustible absorbers such as a spherical ball core, a cylindrical core, a surface mini-pellets, a mini-pellet core, and a molded body of a combustible absorber inserted at various positions can be applied. .
본 발명의 일 예로, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 10 mm 이하; 1 mm 이하; 1 ㎛ 내지 1.5 mm; 또는 1 ㎛ 내지 900 ㎛의 크기를 포함할 수 있으며, 상기 크기는, 성형체의 형태에 따라 직경, 반경, 또는 높이일 수 있다. As an example of the present invention, the molded body of the combustible absorber, 10 mm or less; 1 mm or less; 1 μm to 1.5 mm; Or it may include a size of 1 ㎛ to 900 ㎛, the size may be a diameter, radius, or height depending on the shape of the molded body.
본 발명의 일 예로, 상기 가연성흡수체는, 핵연료에 적용 가능한 자체차폐 현상을 제공하는 물질이라면, 제한 없이 적용될 수 있으며, 예를 들어, Gd2O3; Er2O3; 및 CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3 및 Y2O3-ZrO2 (yttria-stabilized zirconia) 중 적어도 하나에 의해서 안정화된 Gd2O3 및 Er2O3로 이루어진 군에서 선택된 1종 이상을 포함할 수 있다. 바람직하게는 Gd2O3; 및 ZrO2 또는 Y203-ZrO2 (yttria-stabilized zirconia)로 안정화된 Gd2O3일 수 있다. As an example of the present invention, the combustible absorber may be applied without limitation, as long as it is a material providing a self-shielding phenomenon applicable to nuclear fuel, for example, Gd 2 O 3 ; Er 2 O 3 ; And CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 and Y 2 O 3 -ZrO 2 Gd 2 O 3 stabilized by at least one of (yttria-stabilized zirconia) and Er 2 O 3 It may include one or more selected from the group consisting of. Preferably Gd 2 O 3 ; And Gd 2 O 3 stabilized with ZrO 2 or Y 2 0 3 -ZrO 2 (yttria-stabilized zirconia).
예를 들어, CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3 및 Y2O3-ZrO2(yttria-stabilized zirconia) 중 적어도 하나는, Gd2O3 및/또는 Er2O3에 대해 1 중량% 내지 70 중량%; 1 중량% 내지 60 중량%; 또는 3 내지 30 중량%; 로 첨가될 수 있다. 상기 함량 범위 내에 포함되면, 상변화가 안정화되어 소결체의 건전성이 향상될 수 있다. For example, at least one of CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 and Y 2 O 3 -ZrO 2 (yttria-stabilized zirconia), Gd 2 O 3 and / or 1% to 70% by weight relative to Er 2 O 3 ; 1% to 60% by weight; Alternatively 3 to 30% by weight; Can be added as When included in the content range, the phase change is stabilized, and the health of the sintered body can be improved.
본 발명의 일 예로, 상기 가연성흡수체의 성형체는, 코어 및 쉘로 이루어진 구조체일 수 있으며, 예를 들어, Gd2O3, Er2O3 또는 이둘을 포함하는 코어; 및 상기 코어를 둘러싸고, CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3, 및 Y2O3-ZrO2 (yttria-stabilized zirconia) 중 1종 이상을 포함하는 쉘; 을 포함할 수 있다. 예를 들어, 쉘은, Gd2O3, Er2O3, 또는 이 둘을 더 포함할 수 있다.As an example of the present invention, the molded body of the combustible absorbent body may be a structure composed of a core and a shell, for example, Gd 2 O 3 , Er 2 O 3 Or a core comprising both; And surrounding the core, CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , A shell comprising at least one of TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 , and Y 2 O 3 -ZrO 2 (yttria-stabilized zirconia); It may include. For example, the shell may further include Gd 2 O 3 , Er 2 O 3 , or both.
예를 들어, UO2는, 핵연료 물질이며, 상기 핵연료 복합 소결체의 소결 시 열팽창 불일치에 따른 균열을 억제할 수 있다.For example, UO 2 is a nuclear fuel material, and can suppress cracking due to thermal expansion mismatch during sintering of the nuclear fuel composite sintered body.
본 발명의 일 실시예에 따라, 상기 핵연료 소결체의 제조방법에 관한 것으로, 상기 핵연료 복합 소격체의 제조방법은, 가연성흡수체의 성형체를 이용하여 소결 시 열팽창 및 상변태 특성이 조절이 잘 이루어지고, 가연성흡수체의 성형체의 삽입위치, 크기, 형태 등을 적절하게 조절하므로, 자체차폐 현상을 자유롭게 조절할 수 있다. According to an embodiment of the present invention, to a method for manufacturing the sintered nuclear fuel, the method for manufacturing the nuclear fuel composite small body, the thermal expansion and phase transformation characteristics during sintering using a molded body of a flammable absorber is well controlled, flammability Since the insertion position, size, shape, etc. of the molded body of the absorber are appropriately adjusted, the self-shielding phenomenon can be freely controlled.
본 발명의 일 실시예에 따라, 가연성흡수체의 분말을 가압성형하여 가연성흡수체의 성형체를 제조하고, 핵연료 물질과 상기 가연성흡수체를 혼합하여, 핵연료 물질 내에 가연성흡수체가 삽입된 핵연료 성형체를 제조할 수 있다. 다음으로, 상기 핵연료 성형체를 소결하여, 가연성흡수체가 삽입된 핵연료 소결체를 획득할 수 있다. According to an embodiment of the present invention, a powdered product of a flammable absorber is press-molded to produce a molded body of a flammable absorber, and the fuel material and the flammable absorber are mixed to produce a fuel molded body in which a flammable absorber is inserted into the fuel material. . Next, by sintering the nuclear fuel molded body, it is possible to obtain a nuclear fuel sintered body in which a combustible absorber is inserted.
예를 들어, 가연성흡수체 분말은, 100 ㎛ 이하; 50 ㎛; 또는 100 nm 내지 1 ㎛의 입자 크기를 포함할 수 있다.For example, the flammable absorber powder may be 100 μm or less; 50 μm; Or it may include a particle size of 100 nm to 1 ㎛.
예를 들어, 상기 핵연료 물질 전체 중량에 대해 1 중량% 내지 10 중량%; 또는 2 중량% 내지 4 중량%의 가연성흡수체의 성형체가 혼합될 수 있다. For example, 1% to 10% by weight relative to the total weight of the nuclear fuel material; Alternatively, a molded body of a combustible absorber of 2% by weight to 4% by weight may be mixed.
예를 들어, 상기 핵연료 성형체는, 공기, 비활성 기체 분위기 또는 환원성 기체 분위기에서 1000 ℃ 내지 1800 ℃; 또는 1300 ℃ 내지 1600 ℃의 온도에서 1분 내지 10시간; 5분 내지 1시간; 또는 10분 내지 30분 동안 소결될 수 있다.For example, the nuclear fuel molded body may be 1000 ° C to 1800 ° C in air, an inert gas atmosphere, or a reducing gas atmosphere; Or 1 minute to 10 hours at a temperature of 1300 ° C to 1600 ° C; 5 minutes to 1 hour; Or it may be sintered for 10 to 30 minutes.
예를 들어, 상기 소결은, 소결로 또는 마이크로웨이브 소결장치를 이용할 수 있고, 바람직하게는 마이크로웨이브 소결장치를 이용할 수 있다. For example, the sintering may use a sintering furnace or a microwave sintering apparatus, and preferably a microwave sintering apparatus.
본 발명의 바람직한 실시예를 참조하여 설명하지만, 본 발명은 이에 한정되는 것이 아니고, 하기의 특허 청구의 범위, 발명의 상세한 설명 및 첨부된 도면에 기재된 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있다.Although described with reference to a preferred embodiment of the present invention, the present invention is not limited to this, and within the scope not departing from the spirit and scope of the invention described in the following claims, the detailed description of the invention and the accompanying drawings. Various modifications and changes can be made to the present invention.
실시예 1Example 1
상용 노심에 대한 전산계산을 통해서 CSBA의 효과를 테스트하였다. 테스트를 위해 웨스팅하우스의 AP1000 노심에 사용된 핵연료집합체 모델이 고려되었다. 통상 AP1000 모델에서 사용되는 IFBA 및 도 1에 제시된 CSBA와 비교하였고, 그 결과는 도 2에 나타내었다. The effectiveness of CSBA was tested through computational calculations for commercial cores. For testing, the fuel assembly model used in the Westinghouse's AP1000 core was considered. Compared with the IFBA used in the AP1000 model and the CSBA presented in FIG. 1, the results are shown in FIG. 2.
도 2를 살펴보면, CSBA의 최적화를 통해 IFBA보다 나은 잉여반응도 조절이 가능하고, CSBA는 노심 설계에 맞는 최적화가 가능한 것을 확인할 수 있다. Referring to FIG. 2, it can be seen that through the optimization of the CSBA, a better surplus response can be adjusted than the IFBA, and the CSBA can be optimized for the core design.
본 발명은, 가연성흡수체의 성형체의 형태, 크기, 삽입 위치 등을 다양하게 조절하여, 핵연료 내에서 잉여반응도를 효과적으로 제어할 수 있는, 핵연료 소결체를 제공할 수 있다. The present invention can provide a fuel sintered compact that can effectively control the surplus reactivity in the fuel by variously adjusting the shape, size, and insertion position of the molded body of the combustible absorber.
Claims (10)
상기 성형체는 자체 차폐성을 가지는 것이고,
상기 성형체는 UO2를 포함하는 핵연료를 포함하지 않고,
상기 가연성흡수체의 성형체의 삽입 위치, 크기 및 형태 중 1종 이상을 제어하여, 가연성흡수체의 자체 차폐 정도를 조절할 수 있고,
상기 가연성흡수체의 성형체는, 구형 또는 로드이고,
상기 가연성흡수체의 성형체는, 핵연료 소결체의 전체 부피에 대해 2 부피% 내지 10 부피%로 삽입되고,
상기 가연성흡수체의 성형체는 1 ㎛ 내지 1.5 mm의 크기를 포함하고,
상기 성형체는, 핵연료 소결체의 중심 영역에 삽입되고, 외부에 노출되지 않는 것인,
핵연료 소결체.
The molded body of the flammable absorber is inserted inside,
The molded body has its own shielding properties,
The molded body does not contain nuclear fuel containing UO 2 ,
By controlling at least one of the insertion position, size, and shape of the molded body of the combustible absorber, the degree of self-shielding of the combustible absorber can be adjusted,
The molded body of the combustible absorbent body is spherical or rod,
The molded body of the combustible absorber is inserted at 2% by volume to 10% by volume relative to the total volume of the sintered nuclear fuel,
The molded body of the combustible absorber includes a size of 1 μm to 1.5 mm,
The molded body is inserted into the central region of the nuclear fuel sintered body, and is not exposed to the outside,
Nuclear fuel sintered body.
상기 성형체는 벌크화된 것인, 핵연료 소결체.
According to claim 1,
The molded body is a bulk, nuclear fuel sintered body.
상기 성형체는 다공성이며, 상기 성형체의 기공은 핵분열 생성 기체를 담지하고,
상기 핵연료 소결체는 상기 가연성흡수체의 용융 유출을 방지하는 것인, 핵연료 소결체.
According to claim 1,
The molded body is porous, the pores of the molded body support the fission generating gas,
The nuclear fuel sintered body is to prevent the molten outflow of the combustible absorber, the nuclear fuel sintered body.
상기 가연성흡수체의 성형체는, Gd2O3; Er2O3; 및 CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3 및 Y2O3-ZrO2 중 적어도 하나에 의해서 안정화된 Gd2O3 및 Er2O3 로 이루어진 군에서 선택된 1종 이상을 포함하는 것인, 핵연료 소결체.
According to claim 1,
The molded body of the flammable absorber, Gd 2 O 3 ; Er 2 O 3 ; And CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , Gd 2 O 3 stabilized by at least one of TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 and Y 2 O 3 -ZrO 2 and Er 2 O 3 To include at least one selected from the group consisting of, Nuclear fuel sintered body.
상기 CeO2, In2O3, Y2O3, ThO2, TiO2, ZrO2, Al2O3 및 Y2O3-ZrO2는, Gd2O3 및 Er2O3에 대해 1 중량% 내지 30 중량%로 포함되는 것인, 핵연료 소결체.
The method of claim 7,
The CeO 2 , In 2 O 3 , Y 2 O 3 , ThO 2 , TiO 2 , ZrO 2 , Al 2 O 3 and Y 2 O 3 -ZrO 2 are Gd 2 O 3 And Er 2 O 3 It is contained in 1 to 30% by weight relative to, Nuclear fuel sintered body.
상기 성형체는 자체 차폐성을 가지는 것이고,
상기 성형체는 UO2를 포함하는 핵연료를 포함하지 않고,
상기 가연성흡수체의 성형체는, 구형 또는 로드이고,
상기 가연성흡수체의 성형체는, 핵연료 소결체의 전체 부피에 대해 2 부피% 내지 10 부피%로 삽입되고,
상기 가연성흡수체의 성형체의 삽입 위치, 크기 및 형태 중 1종 이상을 제어하여, 가연성흡수체의 자체 차폐 정도를 조절할 수 있고,
상기 가연성흡수체의 성형체는 1 ㎛ 내지 1.5 mm의 크기를 포함하고,
상기 성형체는, 핵연료 소결체의 내부 영역에 삽입되고, 외부에 노출되지 않는 것인,
핵연료 소결체.
The molded body of the flammable absorber is inserted inside,
The molded body has its own shielding properties,
The molded body does not contain nuclear fuel containing UO 2 ,
The molded body of the combustible absorbent body is spherical or rod,
The molded body of the combustible absorber is inserted at 2% by volume to 10% by volume relative to the total volume of the sintered nuclear fuel,
By controlling at least one of the insertion position, size, and shape of the molded body of the combustible absorber, the degree of self-shielding of the combustible absorber can be adjusted,
The molded body of the combustible absorber includes a size of 1 μm to 1.5 mm,
The molded body is inserted into the inner region of the nuclear fuel sintered body, and is not exposed to the outside,
Nuclear fuel sintered body.
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