KR20100035731A - 고유 안전형 핵연료 재활용 실증로 - Google Patents

고유 안전형 핵연료 재활용 실증로 Download PDF

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Abstract

본 발명의 고유 안전형 핵연료 재활용 실증로는 최대 정격 열출력을 100MW로 하는 액체금속 냉각 소형 원자로이다. 본 발명의 원자로 냉각재는 액체 납-비스무스 또는 액체 납이며 냉각 방식은 능동 펌프를 사용하지 않는 자연순환 방식이고 일차계통은 Pool type의 단순한 구조를 가지고 있다. 노심에서 발생된 열에너지는 원자로 상부에 설치되어 있는 열교환기를 통해 외부로 전달된다.
본 발명에 이용되는 노심(Reactor Core)은 정사각형 배열을 갖는 금속 핵연료봉(U-Zr)을 사용하는 일체형 노심으로써 1회의 노심 장전으로 10년 이하의 기간 동안 정격출력으로 가동이 가능하다. 사용후핵연료는 핵연료 재장전 장치 및 사용후핵연료 이송장치를 통하여 본 발명의 원자로 인근에 설치되어 있는 파이로프로세스(Pyroprocess) 시설로 이송되며, 여기서 사용후핵연료는 고온용융염을 이용하여 재활용 될 수 있도록 재처리 공정을 거친다. 노심 중앙에는 수직 시험공간이 있어서 여기에 독립적 시험용 루프를 장착하여 핵연료 및 재료에 대한 시험이 가능하다.
본 발명의 원자로는 원자로 내 공기를 추출하여 원자로 내 산소 농도를 조정, 액체 금속 냉각재의 산화반응을 조정하고, 운전 중 발생하는 방사성 물질인 폴로늄(Po-210)을 추출, 제거하는 CGCS(Cover Gas Control System)를 가지고 있다. 사고 시 원자로용기 공냉장치(Reactor Vessel Air Cooling System, RVACS)를 통해 공기의 자연순환 만으로 핵연료의 잔열을 제거할 수 으며, 사고에 의해 온도 상승 으로 인한 핵연료 용융 시 이들이 포집되어 임계값에 이르지 못하도록 용융된 핵연료를 분산 시켜줄 수 있는 구조물이 원자로 용기 하단에 원반 모양으로 설치되어 있다.
본 발명의 원자로와 모든 연결된 시설 및 장치는 3차원 면진 베어링에 의해 지지되어 지진으로부터의 충격을 감소시킬 수 있으며, 핵연료를 제외한 모든 원자로 계통 60년 이상의 설계 수명을 가진다.
본 발명을 통해 액체 납-비스무스 및 액체 납 고속로의 자연순환 운전 시험, 핵연료 시험, 재료 조사시험, 사용후핵연료 재활용 공정 시험을 수행할 수 있다.
고속로, 납-비스무스, 실증로, 자연순환, 핵변환, 금속핵연료

Description

고유 안전형 핵연료 재활용 실증로{PASCAR-DEMO}
본 발명은 고유 안전형 핵연료 재활용 실증로에 관한 것으로 액체 납-비스무스 및 액체 납 고속로의 자연순환 운전 시험, 핵연료 시험, 재료 조사시험, 사용 후 연료 재처리 공정 시험용도로 이용될 수 있는 소형 실증용 원자로이다.
최근 지구 온난화 및 석유 고갈에 대한 문제가 부각되면서 청정에너지인 원자력이 각광을 받고 있다. 하지만 물을 냉각재로 사용하는 기존 원자로에서 사용된 핵연료는 사용 가능한 우라늄을 다량 함유하고 있음에도 불구하고 재활용 되지 못한 채 지하에 매설될 위기에 처해 있다. 더구나 이 사용후핵연료는 향후 수백만 년 동안 환경에 악영향을 끼칠 수 있기 때문에 그렇게 오랜 기간 동안 저장할 안전한 지층내 공간을 발굴하는 것 또한 쉬운 일이 아니다. 이러한 상황에서 사용후핵연료를 재처리 할 수 있는 파이로프로세스 기술과 재처리된 핵연료를 재사용할 수 있는 고속로가 개발됨에 따라 그에 대한 관심이 쏟아지고 있다. 대표적인 고속로로는 납, 납-비스무스, 나트륨 고속로 등이 있으나, 본 발명의 원자로는 용융점이 낮고, 화학적 안정성이 뛰어나며 자연 순환 능력이 뛰어난 납-비스무스 및 납을 냉각재로 채택한 원자로이다.
본 발명의 원자로는 총 120개의 핵연료집합체와 8개의 제어봉집합체, 1개의 시험용 루프가 일체형 노심을 구성하고 있다. 핵연료집합체 내의 핵연료봉은 금속핵연료봉(U-38%, Zr-62% by weight)으로써 8 X 8열(4개의 골격 봉 포함)이 정사각형구조를 이루고 있으며 각 연료봉의 간격이 비교적 넓어 코어 내 냉각재의 순환이 원활하다. 핵연료가 한 번 장전되면 원자로는 재장전 없이 10년 이하 수년 동안 운전이 가능하다.
본 발명의 원자로는 Pool Type의 원자로로 유로 단면적이 넓어 유로 막힘에 의한 사고의 우려가 작으며, 냉각재 순환 펌프가 없어 구조가 매우 단순한 구조를 가지고 있어 이로 인한 유지보수 비용이 저렴하고, 여러 장비의 고장에 대한 우려 또한 매우 적다.
본 발명의 원자로는 최대 100MW의 열을 생산하고 이 열은 액체 납-비스무스 또는 액체 납 냉각재의 자연순환에 의해서 열교환기로 전달, 필요한 에너지로 변환이 된다. 운전 시 냉각재 온도를 300~400˚C로 유지할 수 있도록 열-수력 설계를 하고 내부식성이 뛰어난 구조재료를 사용함으로써 핵연료 부분을 제외한 모든 계통의 수명이 60년 이상이 되도록 설계 되었다. 본 발명의 열-수력적 특성, 재료 부식성 등은 서울대학교 핵변환에너지 연구센터에 위치한 HELIOS(Heavy Eutectic liquid metal loop for Integral test of Operability and Safety of PEACER) 실험장치 및 3차원 전산 해석을 통하여 검증 되었다.
[문헌 1] A.V. Zrodnikov, V.I. Chitaykin, B.F.Gromov,O.G. Grigoriev, A.V.Deoul, G.I. Toshinsky, "Multipurposed Small Fast Reactor SVBR-75/100 Cooled By Plumbum-Bismuth", 2000, IAEA TECDOC-1348
[문헌 2] SEKIMOTO H, MAKINO S, NAKAMURA K, Bull Res Lab Nucl React VOL.25; NO. ; PAGE. 55-56, 2001
[문헌 3] J. J. Sienicki and A.V. Moisseytsev, "SSTAR Lead-Cooled, Small Modular Fast Reactor for Deployment at Remote Sites - System Thermal Hydraulic Development", ICAPP '05, 2005
본 발명은 금속(U-Zr) 핵연료봉이 정사각형 구조로 핵연료집합체를 이루는 일체형 노심을 사용하고 우라늄은 동위원소 235의 농축도를 최대 19.9%까지 높이고 액체 납-비스무스 및 액체 납 냉각재를 사용하여 재장전 없이 핵연료를 10년 이하 수 년 동안 운전 가능한 원자로를 개발하여 납-비스무스 및 납 고속로의 실증룹으로 자연순환 운전 시험, 핵연료 시험, 재료조사 시험 및 사용후핵연료 재활용 공정을 시험하는데 그 목적이 있다.
고유 안전형 핵연료 재활용 실증로
이상에서 살펴 본 바와 같이 본 발명의 고유 안정형 핵연료 재활용 실증로는 액체 납-비스무스 및 액체 납 고속로의 운전 시험, 핵연료 시험, 재료 조사시험 및 사용후핵연료 재활용 공정 시험용도로 이용될 수 있는 소형 실증용 원자로이다. 본 발명을 통해 액체 납-비스무스 및 납 고속로의 운전 성능 및 핵변환 능력을 검증하여 사용후핵연료를 처리하면서 청정 에너지원을 제공할 수 있는 고속로의 건설을 앞당기는 효과가 있다.
상기한 바와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명은 노심에서 총 9240개의 핵연료봉에서 핵분열에 의해 100MW의 열에너지를 발생시키며 액체 납-비스무스 및 액체 납 냉각재는 순환펌프 없이 자연순환에 의해 노심에서 발생된 열을 열교환기(Heat Exchanger)로 전달한다. 자연순환 냉각 방법은 상대적으로 낮은 곳에 위치한 고온부에서 가열된 냉각재가 밀도가 낮아지면서 상승을 하고 상대적으로 높은 곳에 위치한 저온부에서 냉각 된 냉각재가 밀도가 높아지면서 하강을 함으로써 냉각재가 순환, 고온부의 열을 저온부로 이동하는 방식이다.
본 발명의 원자로 구조는 두 겹의 압력 용기와 원자로상판에 의해 둘러싸인 Pool Type 되어 있는데, 기존의 Loop Type의 원자로에 비해 냉각 구조가 간단하여 원자로 구조가 단순하고 크기가 감소하여 제작 및 건설 시간이 단축되고 유지보수 할 부분이 줄어들어 비용절감 효과가 있다.
본 발명의 원자로심은 총 120개의 핵연료집합체와 8개의 제어봉집합체, 1개의 실험루프로 이루어져 있으며, 1개의 핵연료집합체 내에는 총 77개의 핵연료봉과 4개의 골격봉이 8X8 정사각형 구조를 이루고 있다. 원자로 전체를 지지하고 차폐 기능을 하는 원자로 용기(Reactor Vessel) 내부에는 원자노심은 물론 노심을 지지하고 노심에서 가열된 냉각재의 상승 통로를 형성하는 원자로 내부원통(Barrel), 내부원통을 빠져나온 냉각재의 열을 2차측에 전달하는 열교환기, 노심 상하부에 노심 반응도를 조절하고 사고 시 비상정지를 가능하게 해주는 제어봉 집합체가 있다. 이 모든 원자로 및 원자로에 관련된 장치들은 지진파의 충격을 흡수해주는 3차원 면진 베어링에 의해 지지된다. 이하 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명을 상세하게 설명한다.
도1은 원자로의 구성도를 나타낸다. 원자로 내부원통 아래쪽에 정격 출력을 낼 수 있는 노심이 있고 그 바깥을 원자로 내부원통이 감싸고 있다. 원자로 내부원통과 원자로 용기 사이에 Downcomer가 형성된다. 상부에는 원자로계통 전체를 고정하며 동시에 방사선을 차폐하는 원자로 상판이 원자로를 콘쿠리트에 고정시키며, 원자로상판위에 제어봉집합체 구동장치가 있고, 구동장치는 전동식으로 제어봉집합 체가 원자로심 상부에서 하부로 진입하는 것을 기본으로 하고 일부 제어봉집합체는 원자로심 하부에서 상부로 진입한다. 구동전원의 상실 시에는 상부에서 하부로의 진입은 중력에 의한 자유낙하로, 하부에서 상부로의 진입은 부력에 의한 자유부상으로 자동적으로 이루어진다. 원자로와 관련된 모든 장치는 상부 콘쿠리트 구조와 함께 지질 특성과 조율된 3차원 면진베어링으로 지지된다.
도2는 원자로의 단면도 및 납-비스무스 또는 납 액체금속 냉각재의 순환도이다. 노심에서 가열된 냉각재가 원자로 내부원통 내부를 따라 상승하여 Barrel 상부에 위치하고 있는 유로창(Weir)을 Downcomer로 흘러나온다. 유로창의 개수는 12개이며, 유로창은 그 유로면적 조절이 가능하여 냉각재 순환을 조절하는 기능을 한다. Downcomer로 흘러나간 냉각재는 열교환기에 의해 냉각되고 그에 따라 밀도가 증가한 냉각재는 Downcomer를 통해 하강하게 된다. 하강된 냉각재는 다시 원자로심 부분으로 들어가며 거기서 다시 가열된 냉각재는 상승함으로써, 냉각재의 지속적인 자연순환이 일어나게 된다. 원자로 용기의 하부 내벽을 따라 반구면 형태의 철판구조물은 가상사고인 노심 핵연료봉 용융 및 하부 이동에 대비하여 하부 포집 및 분산용 구조물을 설치하여 안정적으로 냉각시킨다.
도3은 금속핵연료(U-Zr)-핵연료봉 정사각형 배열 원자로심의 배치도이며 직경은 62.1cm, 높이는 150cm이다. 노심 가운데 수직 시험공간을 두어 노심 내 각종 시험을 할 수 있다. 별도의 반사체 없이 액체 납-비스무스 및 액체 납 냉각재가 반 사체의 역할을 한다. 수직 시험공간에는 시험을 위한 별도의 펌프가 설치되어 실험에 사용될 냉각재를 순환시킬 수 있다.
원자로의 출력제어를 위하여 총 8개의 반응도제어집합체(Control Assembly)를 갖는다. Fuel Rod Diameter 대비 Pitch의 비율이 1.1~1.25 사이로써 핵연료봉과 핵연료봉 사이의 공간이 비교적 넓어 노심 내에서 냉각재의 흐름이 원활하도록 하였다. 본 발명에서 사용하는 노심은 10년 이하동안 운전이 가능하고, 100MW의 정격 출력을 갖는다.
정격출력시 원자로심 입구 및 출구 온도는 액체 납-비스무스 냉각재를 사용할 경우 각각 300℃ 및 400℃ 내외다. 냉각재로 납을 사용할 경우, 이 온도는 각각 400℃ 및 500℃ 내외다. 그러나 용도와 적합성 및 열효율의 증진을 고려하여 상기온도는 변경이 가능하다. 외부 전력 수요의 감소가 발생할 경우, 이를 자동 감지하여 제어봉을 구동하여 출력을 제어한다.
사용후핵연료는 핵연료 재장전 장치 및 핵연료 이송장치에 의해 파이로프로세스 시설로 이송되어 재활용 된다
도1은 원자로의 구성도
도2는 원자로 단면도 및 액체 납-비스무스 및 액체 납 냉각재의 순환도
도3은 금속핵연료(U-Zr) 노심 구성도
<도면 주요 부분에 대한 부호의 설명>
(1) 2중 격납 돔 (2) 사용후핵연료 이송장치
(3) 제어봉 구동장치(Control Rod Driving Machine: CRDM)
(4) 2중 원자로 용기(Double-Wall Reactor Vessel)
(5) 수직 시험공간
(6) 핵연료 재장전 장치
(7) 원자로심(Reactor Core)
(8) 원자로용기 공냉장치 굴뚝(Reactor Vessel Air Cooling System Stack: RVACS Stack)
(9) 납-비스무스 또는 납 저장탱크
(10) 원자로 내 가스 조절장치 (Cover Gas Control System: CGCS)
(11) 물, 증기 저장 드럼 (12) 열교환기(Heat Exchanger)
(13) 제어봉 집합체 (사고 시 중력에 의한 자유낙하로 원자로심 진입)
(14) 3차원 면진베어링 (15) 원자로용기 공냉장치 격벽(RVACS Wall)
(16) 제어봉 집합체 (사고 시 중력에 의한 부력으로 원자로심 진입)
(17) 2중 격납 돔 (18) 2중 원자로 용기
(19) 냉각재 흐름 (20) 냉각 공기 흐름
(21) 원자로심 (22) 터빈
(23) 복수기(Condenser) (24) 펌프
(25) 습분 가열기(Feed Water Heater)
(26) 제어봉 집합체 (Control Rod Assembly)
(27) 수직 시험공간
(28) 핵연료봉 집합체 (Fuel Rod Assembly)
(29) 핵연료봉 (Fuel Rod) (30) 골격봉 (Skeletal Bar)
(31) 핵연료봉 피복재 (Cladding) (32) 피복재-핵연료간 틈
(33) 핵연료 (Fuel Pellet)

Claims (6)

  1. 원자로에 장전되는 일체형 노심에 핵연료 집합체로 정사각형 배열을 갖는 핵연료로서 19.9% 이하의 우라늄-235 농축도를 갖는 금속 핵연료(U-Zr)봉을 사용하며, 액체 납-비스무스 또는 액체 납의 자연 순환으로 펌프 없이 노심의 열을 열교환기로 전달하며 원자로 중앙에 수직 시험공간을 두어 독립적 시험용 루프를 장착함으로써 노심에 장전되는 영역에 핵연료 및 재료를 장전하여 핵연료 및 재료에 대한 시험이 가능하며 1회의 노심 장전으로 10년 이하의 기간 종안 가동이 가능하며, 설계 수명이 60년 이상인 핵비확산적 안전ㆍ보안식 자동제어 원자로
  2. 상기 제 1항에 고온용융염을 이용한 파이로프로세스 시설을 원자로 격납건물 내부에 장착하고 원자로와 파이로프로세스 사이에 핵연료 인출 및 재장전을 위한 통로를 연결하여 사용후핵연료를 군분리하고 금속핵연료로서 재활용하는 핵비확산적으로 재활용 공정 시험을 수행할 수 있는 원자로
  3. 상기 제 1항에 장전되는 일체형 노심에서 그 출력밀도가 매우 낮아 탁월한 피동 안전성을 갖춘 원자로
  4. 상기 3항에서 원자로 용기내 산소 농도를 조절하여 냉각재의 산화반응을 조정하고, 운전중 발생되는 폴로늄 가스를 추출 제거할 수 있는 장치를 갖춘 원자로
  5. 상기 4항의 원자로 내부원통의 유로창에서 유로면적을 조절하여 냉각재의 유량을 조절할 수 있는 원자로
  6. 상기 항의 원자로심을 재장전 하고, 사용후핵연료를 파이로프로세스 시설로 이송시킬수 있는 장치를 갖춘 원자로
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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