KR20120092636A - 핵연료 집합체 및 이러한 집합체를 포함하는 원자로 - Google Patents

Abstract

본 발명에 따르면, 내부 공간을 핵연료봉(11) 다발이 위치되는 핵분열지역으로 불리는 중심부(10), 상부(14), 및 하부(12)로 분할하는 케이싱(2); 냉각수 공급 입구를 포함하는 하단; 냉각수 배출 출구를 포함하는 상단; 상부 및/또는 하부 압력공간을 포함하는 다발 형태의 연료봉들; 케이싱(2)의 벽을 통하여 집합체 사이 지역으로 불리는 집합체를 둘러싸는 지역(20)을 가지는 케이싱의 내부 공간의 하부(12)와 유동하는 수단(18); 그리고 케이싱의 내부에 배열되는 상부 중성자 방호 수단(22.1);을 포함하는 핵연료 지합체가 제공된다.

Description

핵연료 집합체 및 이러한 집합체를 포함하는 원자로{NUCLEAR FUEL ASSEMBLY AND NUCLEAR REACTOR COMPRISING SUCH ASSEMBLIES}

본 발명은 원자로용 집합체 및 이러한 집합체를 적어도 하나 포함하는 원자로에 관한 것으로, 보다 상세하게는 소위 GEN-IV-Na-FNR로 불리기도 하는 4세대 나트륨 냉각 고속 중성자로에 관한 것이다.

일반적으로, 원자로의 운전 안전성을 개선하고 사고가 발생되는 경우 위험의 전파를 제한하는 시도를 계속한다.

원자로는 인접한 연료 조립체를 포함하는 노심이 위치되는 유폐 격납고를 포함한다.

집합체는 원통형 형상이며, 예를 들면 육각형이 될 수 있고 연료봉들이 위치되는 케이싱을 포함한다. 각 연료봉은 연료 펠렛들이 적층되는 피복관 내부로 불리는 포락선으로 구성된다. 연료봉은 연료 펠렛용 밀봉 격납실을 형성한다. 피복관과 케이싱은 금속제이다. 연료봉은 3개의 주요 지역을 포함하며, 중앙 지역은 핵연료가 위치되는 핵분열 지역으로 불리고, 상부 지역은 상부 압력공간을 포함할 수 있고, 하부 지역은 하부 압력공간을 포함할 수 있다.

연료봉은 하부 압력공간 및/또는 상부 압력공간을 포함하고, 압력공간(들)은 핵분열 지역 내에서 장기간 발생되는 조성물을 흡수하는데 필요하다. 압력공간이 없다면, 핵분열 생성물이 발생되어 핵분열 지역 내의 피복관을 파괴할 것이고 결국 순환되는 냉각수를 노출시킨다.

냉각수는 핵연료에 의해 발생되는 열 에너지를 배출시키기 위하여 각 핵연료 집합체 내의 연료봉들 사이를 순환한다. 4세대 나트륨 냉각 고속중성자로의 경우, 냉각수는 용융된 나트륨이다. 냉각수는 열을 전환시키기 위해 추출하고 결과적으로 핵연료 집합체를 냉각하여 과열을 방지한다.

냉각수는 펌프에 의해 핵연료 집합체의 바닥에서부터 상부로 폐쇄된 회로 내부를 순환한다. 하나 이상의 열교환기가 핵연료 집합체 출구에 마련되어 냉각수로부터 열(량)을 추출한다.

예측되는 사고 중 하나는 예를 들어 냉각 상의 문제에 의한 하나 이상의 핵연료 집합체의 노심 열 융해이고 이러한 에너지 감소현상은 전체 노심으로 확장된다. 이러한 노심 융해가 전체 노심, 즉 반응로 포락선이나 반응로 유폐 격납고의 파괴를 불러일으킬 수 있는 인접한 핵연료 집합체로 전파되는 것을 방지하는 시도가 있다.

이러한 사고 시나리오는 3단계를 포함한다:

- 내부 노심 연료 집합체 에너지 감소 역학이 발생되는 기초 단계. 이러한 에너지 감소는 피복관의 융해, 연료 펠렛의 붕괴, 그리고 연료 집합체의 핵분열 지역에서의 공동의 확장에 의해 발생된다.

하나 이상의 연료 집합체의 이러한 융해는, 융해된 물질들이 연료 집합체의 상부와 하부로 재위치됨과 동시에, 많거나 적은 밀폐된 공동 내에 유폐된 액체 코리움(corium)이 끓어 오르는 탕(湯)을 급속하게 형성하는 원인이 된다.

코리움은 사고시에 형성할 수 있는 것보다는 연료와 함께 섞이는 융해된 원자로의 노심의 구조적인 요소의 덩어리(mass)가 되는 것으로 정의된다.

- 핵연료 집합체 케이싱의 융해에 의한 코리움이 측면으로 전파되어 융해가 인접한 핵연료 집합체로 전파되는 천이 단계. 이는 핵연료 집합체 사이의 "오염"으로 불린다.

-이러한 오염이 넓게 퍼지는 탕을 형성함과 동시에 노심의 모든 핵분열 집합체로 확장되는 2차 단계.

이러한 사고 단계 동안에, 핵분열 물질의 다짐 및 재다짐 현상이 결국 원자로 용기의 거동을 위험하게 만들 수 있는 고에너지 폭주로 이끌 수 있다.

집합체 융합의 개시 원인은 여러 가지 있으며, 예를 들어,

-집합체로의 나트륨 공급의 실패가 있을 수 있다. 이는 일반적으로 제어봉을 떨어뜨리지 않고 집합체 내에서 나트륨을 순환시키는 일차 펌프의 고장과 함께 발생될 수 있거나; 하나의 집합체 내의 공급 결함에 의한 국부적일 수 있다(이러한 사고는 국부적인 순간 반응억제(Total Instantaneous Blockage) 간단하게 TB 사고라 불린다),

-예를 들면, 제어봉의 원하지 않은 회수, 2차적인 냉각 사고, 또는 노심 내의 가스 방울의 이동 등에 의해 집합체 내의 온도가 비정상적으로 증가하지만 일차 펌프는 정상적으로 작동할 수 있다.

공급에 결함이 있는 경우, 나트륨 증발이 전체 핵분열 고도에 걸쳐 시작되고 피복관이 마르고, 결국에는 융해되어 주로 차가운 구조물과 접촉하자마자 얼어버리는 강(steel)의 수직한 원기둥 형태의 유동으로 나타난다. "얼어버린" 강이 누적되어 매우 빠르게 밀도가 높은 금속 도가니를 형성한다. 이러한 도가니의 운동성은 핵분열 기둥의 바닥까지 도달할 때까지 피복관의 계속되는 융해에 좌우된다. 부분적인 상부 플러그는 이러한 소위 "피복관 벗겨짐(decladding)" 단계 동안에 형성된다. 이는 융해된 강과 나트륨 사이의 상호작용 현상과 나트륨 증기에 의한 융해된 강의 상부방향의 비말동반에 에서 기인한다. 이러한 플러그는 피복관의 융해된 상부 전면을 따라 이동한다.

반대로, 비정상적인 온도 상승의 경우, 집합체의 나트륨 공급은 중단되지 않고 그 결과 융해된 강과 나트륨 사이의 상호작용 현상은 더 강해지고 더욱 계속된다.

나트륨 증기에 의한 융해된 강의 상부 방향의 비말동반에 대한 역학은 더욱 효율적이다.

이렇게 상부 플러그가 점진적으로 형성됨으로써, 나트륨이 더 이상 위로 탈출하지 않을 수 있기 때문에 또는 이렇게 되는 것이 더욱 힘들기 때문에 결국에 없어질 때까지 집합체로 공급되는 나트륨이 감소된다.

상부 플러그 아래의 지역에서의 압력은 일차 펌프의 상승 압력에 필적하는 값에 도달하는 경향이 있다.

집합체는 바닥에서 배출된다.

시나리오의 나머지 부분에서, 연료 펠렛의 붕괴는 핵분열 기둥의 높이를 점진적으로 아우르는 축방향으로 확장되는 공동을 형성하는 경향이 있다. 피복관에서 융해된 강의 일부와 관련된 핵분열 기둥의 바닥 근처에서 연료 파편을 수집하면 하부 플러그가 형성되는 원인이 된다. 코리움 유동은 제어될 수 없다.

이러한 거동은 결국은 원자로 용기의 거동을 위험하게 만들 수 있고, 원자로 장치 유폐 격납고의 거동도 위험하게 만들 수 있다.

야기되는 문제는 코리움 유동을 제어하는 것이다.

따라서, 본 발명의 목적은 안전한 원자로와 집합체 구조를 개시함으로써 사고가 났을 때 코리움이 방사상으로 전파되는 것을 제한할 수 있고, 코리움 유동이 원자로 바닥을 향하도록 하고, 임계상황의 위험성을 줄이는 것이다.

상기한 본 발명의 목적은, 핵연료 집합체 내의 코리움의 발생을 억제하고 핵분열 지역에서 누적되는 것을 방지하여, 에너지를 감소시키는 방식일지라도 핵연료 집합체의 일부를 통하여 나트륨이 순환하도록 하면서 코리움이 방사상으로 전파되는 위험을 감소시키는 수단을 포함하는 핵연료 집합체에 의해 달성된다.

이는 핵분열 지역 상부의 집합체의 상부에서의 플러그 형성을 조장하고 집합체의 내부와 집합체의 하부 내의 집합체 사이 지역 사이에서의 유동을 가능하게 함으로써 이루어진다.

핵분열 기둥 위의 상부 플러그를 형성하면 집합체 내의 코리움의 발생이 억제된다.

집합체 내부와 집합체 사이 지역 사이의 유동이 이루어지면, 가압된 냉각수의 작용 하의 코리움 발생의 위험을 제한하는 냉각수의 배출이 가능해진다. 나아가, 이렇게 이루어진 유동은 냉각수가 계속하여 집합체를 따라 그리고 그 외측으로 순환하도록 하고 열을 융해 지역에서 배출할 수 있다.

특히 유리한 방식에서, 코리움을 집합체 안으로 내려가도록 배출하는 것은 집합체들의 핵분열 지역으로부터 코리움을 멀어지게 하고 이러한 융해된 물질을 인접한 집합체에서 멀어지게 하며, 코리움이 인접한 집합체로 전파되는 것을 방지할 수 있다. 이는 연료봉의 하부 지역들을 약하게 함으로써 이루어진다. 사용되는 수단은 수동적이지만 외부적인 제어를 필요로 하지는 않는다.

이러한 특별히 유리한 실시예는 사고가 발생된 상황에서, 각 핵연료 집합체 내부의 코리움의 하향 움직임에 대한 제어를 개선한다.

연료봉의 하부를 약하게 하면 코리움의 아래 방향으로의 전파를 촉진할 수 있다. 코리움의 하향 움직임은 높은 관성을 가지는 물질을 제거함으로써, 예를 들면 하부의 축방향 반사체 또는 "LAB" (즉, 연료봉 다발의 바닥 근처의 친핵연료 펠렛)을 제거함으로써 유리하게 촉진된다.

다른 예에서, 연료봉 다발 내의 하부 중성자 방호물은, 벽에 붙은 코리움을 냉동시켜 코리움이 아래로 움직이는 것을 방지할 수 있기 때문에 제거된다.

다른 예에서, 연료봉의 하단의 직경은 재료의 양을 제한하고 사고 상황에서 융해된 재료가 누적되도록 감소된다.

본 발명은 국부적인 에너지 감소가 끔직한 노심 융해 사고의 경우에 직경 방향으로 퍼지는 것을 방지하고; 기초 단계에서 천이 단계로 노심의 활동적인 부분으로 확장된 공동 내로 한정되는 넓혀진 코리움 탕이 형성되는 방향으로 변경되는 것을 방지한다.

따라서, 본 발명은 핵분열 재료의 다짐/재다짐의 위험이 배제되지 않는 동안 2차 단계가 발생되지 않도록 방지한다.

이는 원자로 용기와, 임계상황/재임계상황의 경우 관련된 발전 폭주가 매우 높은 에너지가 되는 동안 발생될 수 있는 반응기 단위 유폐 격납고마저도 노출시키는 것을 방지한다.

유리하게, 융해가 집합체 내에서 시작되었을 때, 하향 축방향의 융해는 촉진되어 다른 집합체들의 핵분열 지역으로부터 멀어지도록 코리움을 배출할 수 있고 코리움이 직경 방향으로 전파되는 것을 방지한다.

이는 케이싱 상부의 코리움을 냉동시키고, 코리움의 하향 움직임을 촉진하고 하부 플러그가 조성되는 위험을 줄이도록 하부 구조를 약하게 함으로써 이루어진다.

유리하게, 각 집합체와 결합되는 열교환기(recuperator)는 코리움을 복원하도록 집합체의 하부 지역에 마련된다. 열교환기는 임계 상황의 위험성을 감소시킬 수 있다. 유리하게도, 이러한 열교환기는 중성자 흡수 물질을 포함할 수 있다.

본 발명의 요지의 대부분은:

내부 공간을 핵연료봉 다발이 위치되는 핵분열지역으로 불리는 중심부, 상부, 및 하부로 분할하는 케이싱;

냉각수 공급 입구를 포함하는 하단;

냉각수 배출 출구를 포함하는 상단;

상부 및/또는 하부 압력공간을 포함하는 다발 형태의 연료봉들;

케이싱의 벽을 통하여 집합체 사이 지역으로 불리는 집합체를 둘러싸는 지역을 가지는 케이싱의 내부 공간의 하부와 유동하는 수단; 그리고

내부 상부 중성자 방호 수단으로 불리는 케이싱의 내부에 배열되는 상부 중성자 방호 수단;을 포함하는 핵연료 집합체이다.

유리하게도, 연료봉의 적어도 하나는 그 하단에 어떠한 친핵연료 물질을 포함하지 않는다.

또한, 연료봉의 적어도 하나의 하단은 연료봉의 다른 부분의 외경보다 작은 직경을 가진다.

적어도 하나의 연료봉의 하단은 상태도가 코리움 온도보다 낮은 등가 온도에서 공융점 또는 포정점을 가지기 위한 코리움 또는 금속 합금의 온도보다 낮은 저온의 융점을 가지는 금속으로 이루어지는 것도 가능하다.

일 실시예에서, 연료봉들의 적어도 하나는 상부 압력공간만을 포함한다.

연료봉들 중 적어도 하나는 어떠한 하부 중성자 방호물을 가지지 않을 수 있다. 유리하게도, 모든 연료봉들이 어떠한 중성자 방호물을 포함하는 것은 아니며 하부 중성자 방호물은 상기 케이싱과 일체가 된다.

케이싱의 하단은 핵분열 지역의 직경보다 작은 내경을 가지고 케이싱을 둘러싸는 벽은 핵분열 지역을 둘러싸는 벽보다 두꺼워 하부 중성자 방호물을 형성한다.

케이싱의 벽을 통하여 집합체 사이 지역으로 불리는 집합체를 둘러싸는 지역을 가지는 케이싱의 내부 공간의 하부와 유동하고, 하부를 둘러싸는 케이싱의 벽을 통과하는 통로와 하부에서 주어진 압력 문턱값 아래의 통로를 폐쇄하는 수단을 포함한다. 예를 들어, 폐쇄 수단은 파열 디스크, 배기 밸브, 또는 비복귀 밸브로 이루어진다.

내부 중성자 방호물 수단은 핵분열 지역의 직경보다 작은 내경을 포함하고 핵분열 지역을 둘러싸는 벽보다 두꺼운 케이싱 벽에 의해 둘러싸는 케이싱의 상부에 의해 형성될 수 있다.

일 실시예에서, 내부 상부 중성자 방호 수단은 연료봉들과 일체가 되고 연료봉들의 상단을 형성한다.

다른 실시예에서, 내부 상부 중성자 방호 수단은 연료봉들 위에 연료봉들과 일렬로 정렬된다.

친핵연료 물질은 내부 상부 중성자 방호 수단에 고정되고 각 연료봉과 결합된 내부 중성자 방호 수단 사이에 위치될 수 있다.

케이싱은 공간을 형성하기 위하여 그 외부면을 둘러싸는 다른 케이싱들의 면들과 접촉되는 외부면 상의 돌기들을 포함한다. 돌기들은, 바람직하게는 거의 핵분열 지역에 배열된다.

예를 들면, 케이싱은 다각형 단면을 가지고 그 외부 정점들은 절단되고/또는 케이싱의 높이의 적어도 일부에 걸쳐 확장되는 홈을 가진다.

본 발명의 요지는 또한 본 발명에 따른 집합체와 코리움 열교환기의 세트이다.

예를 들면, 코리움 열교환기는 케이싱의 내부로부터 코리움 유동을 집수하는 항아리 형태일 수 있다.

일 실시예에서, 코리움 열교환기는 냉각수 공급장치와 핵분열 지역 사이에 케이싱 내부의 하우징에 설치된다.

코리움 열교환기 하우징의 내부면과 열교환기의 외부면 사이의 통로의 단면은 예를 들어 집합체 냉각수 공급장치 입구 통로의 단면과 거의 같다.

일 실시예에서, 열교환기는 상기 공급장치 입구와 상기 공급장치 출구 사이의 상기 냉각수 유동 통로가 개방되는 높은 지점으로부터 상기 공급장치 입구와 상기 공급장치 출구 사이의 상기 냉각수 유동 통로가 폐쇄되는 낮은 지점으로 통과한다. 상기 코리움 열교환기는 탄성 수단 또는 가용성 지지탭들에 의해 상기 높은 지점에 구속될 수 있다.

다른 실시예에서, 코리움 열교환기는 케이싱 아래에 배열된다. 예를 들면, 코리움 열교환기는 핵연료 집합체에 고정되거나 핵연료 집합체를 지지하는 다이아그리드 아래에 위치하는 다이아그리드에 의해 지지된다.

유리하게도, 코리움 열교환기는 중성자 흡수 물질을 포함한다.

본 발명의 다른 요지는 서로 인접하게 배열되며 그 사이의 집합체 사이 지역을 한정하고, 적어도 하나는 본 발명을 만족하는 복수의 핵연료 집합체, 그리고 상기 핵연료 집합체 내부의 냉각수 순환 펌프들을 포함하는 원자로이다.

본 발명의 다른 요지는, 서로 인접하게 배열되고 그 사이의 집합체 사이 지역을 한정하는 본 발명을 만족하는 적어도 하나와 상기 집합체 내부의 냉각수 순환 펌프들을 포함하는 복수의 핵연료 집합체를 포함하는 원자로이다.

예를 들면, 원자로는 액체 나트륨 냉각 원자로이다.

본 발명에 따르면, 사고가 났을 때 코리움이 방사상으로 전파되는 것을 제한할 수 있고, 코리움 유동이 원자로 바닥을 향하도록 하고, 임계상황의 위험성을 줄일 수 있다.

본 발명은 다음의 상세한 설명과 첨부된 도면을 읽음으로써 더욱 잘 이해될 것이다. 도면에서
도 1은 본 발명에 따른 연료 집합체의 일 실시예의 도식적인 길이 방향의 단면도이다.
도 2a 내지 2d는 본 발명에 따른 연료봉의 실시예를 보여준다.
도 3은 기초적인 사고 단계에서 본 발명에 따른 여러 집합체들의 길이 방향 단면도이다.
도 4는 본 발명에 따른 집합체들의 세트의 단면도이다.
도 5는 집합체 내부에 일체화되는 코리움 열교환기를 구비한 본 발명에 따른 집합체의 다른 예를 보여주는 길이 방향 단면도이다.
도 6은 본 발명에 따른 코리움 열교환기의 실시예를 보여준다.
도 7a 내지 7b 및 도 8a 내지 8b는 집합체들 내부에 일체화되고 집합체 케이싱 내부의 수동 코리움 유폐 시스템을 형성하는 본 발명에 따른 코리움 열교환기들을 포함하는 본 발명에 따른 집합체의 2개의 실시예를 보여주는 도면이다.
도 9는 핵연료 집합체와 핵연료 집합체 아래에 배열되고 고정되는 열교환기를 포함하는 본 발명에 따른 핵연료 집합체의 예를 도시하는 길이 방향 단면도이다.
도 10은 핵연료 집합체와 핵연료 집합체 아래에 배열되지만 이에 고정되지 않는 열교환기를 포함하는 본 발명에 따른 다른 핵연료 집합체를 보여주는 길이 방향 단면도이다.

상세한 설명에서, "봉"이란 용어는 특히 고속 중성자로에서 사용되는 적어도 하나의 핵분열 물질을 포함하는 연료봉을 말한다.

도 1은 케이싱(2)과 케이싱(2) 내부에 배열되는 연료봉들을 포함하는 본 발명에 따른 연료 집합체의 일 실시예를 보여준다.

도시된 바와 같이, 케이싱(2)은 원통형상이며 도 1에 도시된 바와 같이 수직하게 배열될 수 있는 X축을 가지는 육각형 단면을 가진다.

당연하게도, 케이싱이 원통형이고 원형 단면을 가지는 핵연료 집합체는 본 발명의 범위를 벗어나지 않을 것이다.

케이싱(2)은 냉각수가 관통하는 제1하단(6)과 냉각수가 배출되는 상단(8)을 포함한다.

냉각수는 일차 펌프로 불리는 펌프들(도시하지 않음)의 작용에 의해 폐쇄 회로(도시하지 않음)를 계속하여 순환한다. 냉각수의 순환은 화살표(F)을 이용하여 도식적으로 표시되었다.

예를 들어, 나트륨 고속 중성자로에서, 냉각수는 액체 나트륨이 될 수 있다. 그러나, 본 발명에 따른 핵연료 집합체는 다른 냉각수, 예를 들면, 황(S). 리튬(Li), 셀레늄(Se), 주석(Sn), 비스무트(Bi), 납(Pb), 갈륨(Ga), 인듐(In) 등의 순수 물질, 나트륨(Na)을 포함하는 상술한 순수 물질 중 적어도 하나를 포함하는 이원합금 또는 삼원합금(예를 들면, 납-비스무트(Pb-Bi), 납-포타슘(Pb-K), 납-망간(Pb-Mg), 납-나트륨(Pb-Na), 나트륨-포타슘(Na-K), 그리고 납-비스무트-리튬(Pb-Bi-Li) 등), (나트륨을 포함하는 상술한 순수 물질들 중 하나는 함유하는 조성을 가지는) 용융 소금들(예를 들면, Li₂BeF₄, NaF-ZrF₄, LiF-NaF-KF, LiF-RbF, LiF-BeF₂, NaF-BeF₂, NaF-ZrF₄, NaF-KF-ZrF₄, NaF-NaBF₄, RbF-PbBF₄ and NaBF₄)과 함께 사용될 수 있다. KF-KBF₄, NBF₄ 또는 RbF₄ 등의 다른 용융 소금들도 고려될 수 있다.

케이싱(2)은 연료봉(11) 다발을 포함하는 중심부(10) 또는 핵분열부, 하단(12)과 중심부(10) 사이의 하부(12), 그리고 중심부(10)과 상단(8) 사이의 상부(14)로 분할되는 내부 공간을 정의한다.

실시예에서, 중심부(10)의 내부 단면부는 하부(12)와 상부(14)의 내부 단면보다 크다. 한편, 케이싱의 외부 단면은 하단을 제외하고 전체 높이에 걸쳐 거의 일정하다. 결국, 하부(12)와 상부(14)의 벽들(12.1, 14.1)은 핵분열 지역(10)을 둘러싸는 벽보다 두껍다. 이러한 벽 두께의 변화는 각각 상부 케이싱 PNS 및 하부 케이싱 LNP에 대한 중성자 방호물을 형성한다.

핵연료 집합체(A)는 다른 핵연료 집합체들이 장착되는 다이아그리드로 불리는 지지대(17) 내에 집합체 받침대(16)로 불리는 하단에 장착된다.

집합체 받침대(16)는 감소된 외경을 가지는 케이싱(2)의 일부에 의해 형성된다.

본 발명에 따르면, 집합체 케이싱(2)은 케이싱의 하부(12)의 벽(12.1) 내의 통로들(18)을 포함하고 이 통로들(18)은 핵연료 집합체(A)를 집합체 사이 지역으로 불리는 핵연료 집합체의 외측 공간(20)으로 연결하도록 설계된다.

정상적으로 작동하는 동안, 이러한 통로들(18)은 폐쇄되고 냉각수 압력이 주어진 압력 문턱값을 넘어설 때에만 개방될 것이다.

따라서, 수동적인 폐쇄 수단(도시하지 않음)은 통로들(18) 내에 마련된다. 이러한 수단은 비복귀 밸브들, 배기밸브들, 또는 주어진 압력 이상에서 파괴되는 파열 디스크들이 될 수 있다.

이러한 수동적인 성질에 의해 통로는 어떠한 외부 명령 없이도 확실하게 개방될 수 있다.

핵연료 집합체의 융해는 즉각적으로 검출되지 않는 경우에도 시작될 수 있음을 주목할 필요가 있다. 결국, 안전 수단의 자발적인 작동이 바람직하고, 특히 핵연료 집합체의 융해를 완화시키는 수단이 필요하다.

통로들(18)은 케이싱의 포락선의 전체 원주에 그리고 케이싱의 하부의 전체 높이에 걸쳐 유리하게 분포되어 집합체 사이 지역(20)을 향하여 냉각수의 균일한 배출이 가능하게 한다.

나아가, 통로들(18)은 냉각수 순환 방향 내에서 X-축에 대하여 유리하게 기울어지고 이러한 방향성은 유동을 집합체 사이 지역을 향하도록 한다.

나아가, 통로들의 직경은 집합체 사이 지역(20) 내의 2개의 케이싱들 사이의 거리와 거의 같도록 유리하게 선택된다.

그 예로, 원자로의 에너지 감소 작용에 적합한 통로들(18)의 수를 결정하였다.

전체적으로 그리고 모든 나트륨 냉각 고속 중성자로에 대하여, 나트륨은 약 400℃에서 집합체의 바닥을 통하여 진입하여 연료에 의해 가열된 후 550℃에서 배출된다. 핵분열 기둥을 따라 상승하는 온도는 약 150℃이다.

이러한 온도는, 나트륨은 끓지 않기 때문에, 주변 압력에서 연료봉 다발 위의 주변 압력에서 끓는 점부터 약 330℃이다.

이 경우, 주변 압력은 나트륨 기둥의 중량과 포장 가스 압력공간 내의 압력을 고려한다. 원자로 지붕은 정상적인 작동, 우발적인 작동, 재해 작동 시에 용기의 열팽창을 흡수할 수 있는 중성의 응축할 수 없는 기체로 이루어진 원자로 용기의 상부 내에 위치하는 자유 공간이고 정상적인 작동시의 그 압력은 1 bar 수준이다.

집합체 사이 내부 유동 통로들(18)이 우연히 개방되어야 하는 경우 집합체 사이 공간으로 전송될 수 있는 나트륨 유동과 일정한 힘으로 집합체 사이 지역으로 향하는 핵연료 집합체 내부의 나트륨 유동에 해당하는 핵연료 집합체 마다 10%의 공급 결합이 정상적인 작동시에 허용된다면, 핵분열 기둥을 따라 상승되는 온도는 10%만큼 상승될 것이다. 상술한 특징 때문에, 이러한 상승은 165℃의 나트륨 출구 온도에 해당한다. 이러한 조건 하에서, 끓는 점까지의 여유는 315℃까지 감소된다. 따라서, 온도는 나트륨이 끓기 시작하는 온도에 가깝다. 그러나, 이러한 여유는 끓지 않도록 방지하기에 여전히 충분히 크다. 첫 번째 근사치로서, 유동들이 통로 단면에 비례한다고 가정한다면(기하학적 특이점에서 유체/구조 마찰과 압력 손실은 무시한다), 필요한 수의 구멍은 기하학적 특징이 피닉스(PHENIX) 원자로에서 정의되는 것과 유사하게 되는 핵연료 집합체에 대하여 약 30 내지 40이 될 수 있을 것이다. 그러면, 구멍들의 직경은 3mm 수준이 된다.

집합체 사이 지역(20) 내의 압력이 케이싱의 하부 내의 냉각수의 압력보다 낮기 때문에 케이싱(2)의 내부에서 외부로 흐르는 유동이 가능하다. 집합체 사이 지역 내의 냉각수는 정상적인 상황에서는 순환하지 않고 그 압력은 원자로 유닛 내의 냉각수의 기둥의 정수압 더하기 원자로 지붕에서의 압력일 뿐이다.

이러한 유동은 특히 핵연료 집합체의 바닥에서의 압력 손실과 케이싱 입구에서의 펌프에 의한 압력 출구에 의해 핵연료 집합체의 바닥으로 향하는 냉각수 유동보다 훨씬 느리다.

집합체 사이 지역들 내의 냉각수 유동과 집합체 사이 지역들 사이의 비는 노심, 핵연료 집합체들, 그리고 연료봉들의 특성의 함수로 그리고 사고의 각 형태에 특유한 다른 에너지 감소율의 함수로 정해진다. 이러한 비는 또한

- 케이싱들의 하부 내의 유동 구멍의 수와 그 수력 지름,

- 유동을 일으키는 수동적인 시스템, 특히 유발되는 압력 손실, 개방 시간 등, 그리고 통로들이 개방되어 유동이 가능하게 하는 압력차에 좌우된다.

핵연료 집합체들(A) 사이의 냉각수의 순환은 케이싱(2)의 하부의 압력 감소와는 별개로 여러 장점이 있다.

먼저, 핵분열 지역(10)의 상류측에 있는 지역에 위치하기 때문에 핵연료 집합체들 사이에서 전송되는 냉각수는 차갑다.

따라서, 집합체 사이 공간 내에서 순환함으로써 케이싱들(2)의 외면을 냉각시키는 수단을 형성하기도 한다. 따라서, 케이싱들의 열 융해를 지연시키는데 관여한다.

둘 째, 핵연료 집합체(들)의 내부와 외부 사이에서 냉각수가 순환하면 우발적인 사고를 빠르게 검출할 수 있다.

케이싱 내부의 냉각수는 아래로 움직이는 코리움에 의해 야기되는 핵분열 생성물을 함유한다.

핵분열 생성물이 집합체 사이 통로들 내에서 상승하면, 냉각수는 이러한 생성물들을 지연된 중성자 신호 검출기들을 향하여 위로 이동시킨다.

본 발명에 따르면, 상부 중성자 방호 수단의 적어도 일부는 케이싱의 내부에 형성될 것이며, 연료봉들 내 그리고/또는 케이싱 내에서 방호 수단은 더 작은 직경을 가지는 단면을 만듦으로써 상술한 바와 같이 연료봉에서 이격된 거리에서 연료봉 위에 배열되고, 방호물은 상술한 바와 같이 케이싱(2)의 상부(14.1)에서 여분의 두께에 의해 이미 마련된 방호물에 더해짐으로써 이러한 수단에 의해 마련된다.

도 2a 내지 2d는 내부 상부 중성자 방호 수단으로 불리는 이러한 방호 수단의 실시예를 보여준다.

도 2a는 연료봉(11) 내부에 직접 일체화되고 연료봉의 상부 길이방향 단을 형성하고, 핵분열 지역의 하류측을 향하는 내부 상부 중성자 방호 수단(22.1)을 보여준다. 본 실시예에서, 연료봉은 바닥에서 위로 가는 순서에 따라 하부 압력공간(24), 핵분열 물질(26), 친핵연료 물질(28), 상부 압력공간(30), 그리고 내부 중성자 방호물(22.1)을 포함한다.

도 2b는 역시 연료봉의 상단을 형성하는 내부 상부 중성자 방호 수단(22.1)을 보여주지만, 연료봉은 어떠한 친핵연료 물질("상부 축방향 반사체" 또는 "UAB"라 한다)도 함유하지 않는다.

연료봉들 내에 위치되는 친핵연료 물질에 대한 필요성은 없다. 친핵연료 물질은 내부 핵연료 집합체들이 어떠한 친핵연료 물질을 필수적으로 함유하지 않는 경우 직경방향 반사체로 불리는 노심의 외측단을 형성하는 핵연료 집합체들 내에 포함되는 노심의 주변에 배열되거나, 도 2a에 도시된 핵연료 집합체의 경우에서처럼 핵연료 집합체들(축방향 반사체들이란 용어가 사용된다)의 상부 및/또는 하부에 위치될 수 있다.

친핵연료 물질은 원자로의 수명 전반에 걸쳐 변화되어 친핵연료 동위원소들은 핵분열 동위원소들로 변질될 수 있다.

도 2c와 2d에서, 내부 상부 중성자 방호 수단(22.2)은 연료봉과 분리되고 연료봉 위에 연료봉과 일렬로 배열된다. 도 2C에서, 내부 상부 중성자 방호 수단(22.2)은 친핵연료 물질과 결합되고, 도 2d에서 내부 상부 중성자 방호 수단은 홀로 있다.

도 2c와 2d에 도시된 변형예들에서, 핵연료 집합체는 연료봉 다발과 방호 다발을 포함하고 방호 다발의 각 요소는 연료봉(11)과 함께 거의 일렬이 된다.

따라서, 방호물들(22.2)은 연료봉들의 주다발과 다른 기하학적 특성을 가지는 2차 형태의 연료봉들에 의해 형성된다. 핵연료 집합체 내의 위치는 예들 들어 지지 그리드에 의해 형성될 수 있다.

예를 들어 단단한 원통형태 또는 작은 직경의 중심 구멍을 가지는 내부 상부 중성자 방호 수단(22.1, 22.2)은 본 발명의 범위를 벗어나지 않는다.

내부 상부 중성자 방호 수단(22.1, 22.2)는 예를 들어 연료봉 피복관과 같이 같은 강으로 만들 수 있다.

연료봉 다발에서 상부 중성자 방호 수단의 일부의 변위는 사고가 발생될 때 핵분열 지역(10) 위의 고밀도 상부 플러그의 형성을 촉진한다. 이러한 방호 수단(22.1, 22.2)은 양호한 열관성과 양호한 열전도도를 가지는 물질인 강으로 만들어지고 코리움은 상향 움직임을 지지하는 낮은 높이에서 결빙될 수 있다. 방호 수단의 변위와 방호 수단이 개별적으로 만들어진다는 사실은 방호 수단(22.1, 22.2)이 다발 내에 포함된 연료봉들의 수와 직경에 비례하여 코리움과의 큰 교환 면적을 가지기 때문에 특히 효율적이다.

나아가, 방호 수단(22.1, 22.2)은 중성자 반사체로서 작용하므로, 방호 수단은 적어도 비례적으로 케이싱의 상단에서 상부 중성자 방호 수단의 높이를 감소시킨다. 더욱이, 다발 내의 중성자 방호 수단(22.1, 22.2)은 케이싱 내에서 더욱 균일하게 분포되어 케이싱에 의해 형성되는 방호물보다 중성자 누출에 대해 더 효율적이다.

당연하게도, 도 2a 내지 2d의 연료봉의 조합에 의해 형성되는 상부 중성자 방호 구조들은 본 발명의 범위를 벗어나지 않는다. 예를 들면, 방호 구조들은 연료봉의 내부와 상부에 마련될 수 있다.

나아가, 유리하게도, 연료봉들의 하단은 코리움을 결빙시킴으로써 코리움의 하향 이동을 느리게 할 수 있는 차가운 지역을 제거 또는 적어도 감소시키도록 변경되고 융합을 촉진하고 코리움의 하향 이동을 촉진하도록 가용성으로 제작된다.

도 2a 내지 2d는 또한 본 발명에 따른 연료봉의 하단의 실시예를 보여준다.

특히 유리한 실시예에서, 하부 축방향 반사체로 불리기도 하는 연료봉의 하단에 있는 하부 친핵연료 물질은 감소되거나 배제되기도 한다.

하부 친핵연료 물질은 핵연료 집합체 내의 모든 연료봉들로부터 누락되거나 연료봉들 중 일부에만 있을 수 있다. 따라서, 하부 친핵연료 물질의 전체 또는 부분적인 결손은 연료봉 다발의 하부에 있는 물질을 감소시키고 따라서 코리움 결빙의 위험성을 일으키는 양이 존재한다.

본 발명의 바람직한 일 실시예에 따른 원자로 노심은 본 발명에 따른 복수의 핵연료 집합체를 포함할 수 있고 다른 핵연료 집합체들은 하부 친핵연료 물질의 존재 여부에 따라 마련될 수 있다.

일 실시예에서, 연료봉들의 하단에 하부 중성자 방호 수단이 있지 않도록 하는 것이 가능할 것이다. 이는 모든 연료봉들이나 연료봉들의 일부에만 적용될 수 있다.

이러한 방호 수단을 제거하는 것에 관련된 장점들은 하부 축방향 반사체를 전체 또는 부분적으로 제거하는 것을 이유로 언급한 장점들과 유사하다.

하부 중성자 방호 수단(PNI)은 상술한 바와 같이 케이싱(2)의 벽의 과도한 두께로 도시된 것처럼 케이싱에 일체화된다. 따라서, 연료봉의 하단의 구주들의 양은 매우 많이 감소된다.

따라서, 이러한 물질들의 열관성에 의해 융해된 물질들이 결빙되는 위험성은 줄어든다. 융해된 물질들은 더욱 용이하게 아래로 흐를 수 있다.

하부 중성자 방호 수단(PNI)를 형성하는 케이싱의 하부의 높이는 얻게 되는 반사력의 함수로 선택된다.

나아가, 케이싱의 하부(12) 내의 통로(23)의 수력 지름은 집합체(16)의 바닥에 형성되는 냉각수 공급창(31)의 수력 지름과 거의 같다. 냉각수 공급창(31)은 예로써 측면에 도시되었다.

이러한 지름 덕에 코리움의 결빙 또는 코리움 파편의 잼에 의한 어떠한 방해도 일으키지 않고 모든 아래 방향의 코리움 움직임이 가능하다. 코리움의 하향 움직임은 주로 패킷들 내에서 일어나고 파편을 형성하기 위하여 나트륨과 접촉하여 덩어리로 결빙된다.

나아가, 이러한 파편은 냉각될 때(액체/고체 밀도 상의 변화) 갑자기 파괴될 수 있고 케이싱 내의 하부 중성자 방호 수단(PNI)에서의 단면 통로와 비교하여 여전히 지름이 작은 더 작은 파편을 형성한다.

나아가, 유리하게도, 연료봉들(11)의 피복관의 하단의 융합성은 개선될 수 있다, 즉 피복관의 융해는 코리움의 하향 움직임을 촉진할 수 있다. 연료봉의 피복관의 하단을 형성하는 금속 또는 금속 합금은 유리하게도, 적용이 가능한 경우, 연료봉들의 피복관의 다른 부분을 형성하는 다른 물질들의 온도보다 낮은, 낮은 열관성, 낮은 녹는점(고체 상태의 온도), 또는 상태도에서의 낮은 온도의 공융점 또는 포정점을 가지는 더 얇은 피복관을 제공하도록 선택되어, 코리움의 움직임에 덜 저항하도록 한다.

하부 압력공간의 피복관의 지역에 필요한 융합성 온도는 130K 수준이다.

도 2a 내지 2d에서, 연료봉은 하부 압력공간(24)을 가진다. 그리하여 하부 압력공간을 약하게 하도록 설계되어 융해가 더욱 용이하게 한다. 도면들은 본 발명의 하부 압력공간(24)의 실시예를 보여준다. 그 외경은 정확하게 동일한 피복관 두께를 유지하는 반면 핵분열 지역과 상부 압력공간(30) 내의 연료봉의 피복관의 지름보다 작다. 융해되는 물질의 양이 감소되는 사실과 별개로, 이러한 직경상의 감소는 하부 압력공간(24)에 있는 연료봉들 사이의 냉각수의 단면 통로를 증가시킬 수 있다. 그 결과는, 피복관에 의해 형성된 융해된 물질과 연료 펠렛들이 핵분열 지역에서 하부 압력공간으로 도달할 때, 많은 질량의 융해된 물질들은 하부 압력공간의 피복관 주변에 갇힐 수 있다. 결과적으로, 하부 압력공간의 피복관 주변의 열에너지는 커지고 하부 압력공간의 피복관의 융해를 촉진한다.

예를 들면, 하부 압력공간에 있는 연료봉들의 외경은 연료봉들의 핵분열 지역에서 정의되는 직경에 비하여 10%에서 50% 작다.

일 실시예에서, 모든 연료봉들 또는 연료봉들의 일부만이 하부 압력공간을 가지지 않는다.

융해되고 코리움의 진행을 방해할 수 있는 물질의 양은 하부 압력공간이 없거나 하부 중성자 방호물과 하부 축방향 반사체 등과 같은 다른 구조가 없다면 영(null)이 된다.

유리하게도, 연료봉들은 피복관이 여러 물질들로 이루어지게 하기 위하여 제작될 수 있다. 예를 들면, 제1물질은 핵분열 지역과 상부에서 연료봉들의 피복관을 위해 선택될 수 있고, 제2물질은 연료봉의 하단을 아우르는, 예를 들어 하부 압력공간을 형성하는 하부를 위해 선택될 수 있을 것이다. 융해가 연료봉의 상부에 비하여 낮은 온도에서 발생되게 하는 연료봉들의 하단에 물질을 가진다는 사실은, 이러한 물질이 정상적인 작동시에 큰 여유를 가져다 주는 차가운 지역에 위치하기 때문에 정상적인 작동시에는 문제를 일으키지 않는다.

나아가, 하부 압력공간의 분리가 촉진된다는 것은, 연료봉들의 다발의 하부 압력공간이 핵분열 지역(10) 바로 아래에 장착되는 지지 그리드(도시하지 않음)이 동시에 분리될 수 있다는 것을 의미한다. 이러한 구조의 분리는 코리움의 아래 방향의 전파를 촉진하는 케이싱의 통로 단면을 완화한다.

나아가, 하부 압력공간의 원통형 기하학은 융해 또는 열적 취약성을 더욱 촉진한다.

핵분열 지역(10)의 바닥에서 연료 펠렛들의 제1열이 융합/붕괴하는 동안, 코리움은 이러한 관 내부를 관통할 수 있고 따라서 더욱 빠르게 융해하거나 온도에 덜 저항하게 할 수 있다.

유리하게, 도 4에 도시된 스페이서들(34)은 집합체들(A) 사이에, 특히 작동 조건에 상관 없이 집합체 사이 통로의 개방상태를 유지시키는 케이싱들(2) 사이에 마련된다. 스페이서들(34)은 코리움의 하향 움직임을 더욱 촉진한다. 집합체 사이 통로들(20)은, 코리움의 하향 움직임을 촉진하는 탈출 통로들(18)이 사고 상황에서 개방될 때, 탈출 통로(18)을 통하여 냉각수가 순환할 수 있도록 한다.

바람직하게, 스페이서들(34)은 케이싱의 방사상 증가가 가장 큰 지점에서 핵연료 집합체들(A)의 핵분열 지역들(10)에 배열된다. 이러한 스페이서들은 집합체 사이 통로를 폐쇄하는 위험을 방지하거나 적어도 위험성을 감소시킨다.

스페이서들(34)의 형상의 치수들은 필요한 냉각수의 유동의 함수로 선택된다.

정상적인 작동시에 냉각수가 집합체들 사이에서 순환하지 않기 때문에, 이러한 스페이서들(34)은 원자로의 정상적인 작동을 방해하지 않는다는 점에 주목해야 한다.

또한 유리하게, 도 4에서 볼 수 있듯이, 케이싱(2)의 외부 정점들(36)은 방사상의 증가의 경우에도 집합체 사이 통로의 존재를 보증하기 위하여 절단될 수 있다.

통로를 정의하는 3개의 케이싱들(2)이 외면을 통하여 짝으로 접촉한다면, 잔여 집합체 사이 통로가 있을 것이다.

더욱 유리하게 그리고 도시된 바와 같이, 함몰 홈들은 커다란 단면 통로의 경계를 결정하는 케이싱들의 핵분열 지역의 전체 길이에 걸쳐 모서리들에 형성된다.

당연히, 스페이서들은 추가되고/또는 케이싱들의 모퉁이들은 절단될 수 있다.

상술한 본 발명에 따른 연료봉들의 특성들은 집합체 다발 내의 모든 연료봉들 또는 그 일부에만 적용될 수 있다. 결국, 단 하나의 핵연료 집합체 내의 연료봉들은 형상과 조성이 반드시 동일할 필요는 없다.

유리하게, 본 발명에 따른 집합체도 집합체의 하단 또는 그 아래에서 케이싱 내부에 위치되는 각각의 코리움 열교환기를 위험하게 할 수 있다.

본 발명에 따른 원자로는 집합체와 각각 결합되는 복수의 열교환기를 포함하고 각 열교환기는 결합되는 집합체로부터 코리움을 회복하도록 설계된다.

열교환기는, 재떨이로 불리기도 하며 항아리 형태이고 집합체의 내부 에너지 감소로부터 야기되는 코리움의 전부 또는 일부를 회복할 것이다.

도 5는 집합체 내부에 일체화되는 코리움 열교환기를 구비하는 집합체의 일 실시예를 보여준다.

본 실시예에서, 열교환기(38)는 냉각수 공급창(31)을 구비한 집합체 바닥(7)과 탈출관(18)을 구비한 지역 사이에서 케이싱(2) 내부에 수용된다.

케이싱(2)은 하부 중성자 방호 수단과 냉각수 입구단 사이에 위치되는 하우징(40)을 포함한다.

열교환기(38)는 예를 들어 부착 탭(도시하지 않음), 냉각수 유동에 대한 작용을 최소화하는 배열과 형상에 의해 하우징(40) 내에 고정된다.

열교환기(38)는 항아리 형태이고, 항아리의 단면 형상은 케이싱의 단면, 즉 육각형 또는 원형과 거의 같다. 따라서, 항아리는 바닥(42), 측벽(44), 그리고 코리움이 항아리 안으로 관통하는 상단(46)을 포함한다.

열교환기의 벽(44)과 케이싱(2)의 하우징(40)의 벽 사이의 통로 지역(47)은 원자로의 정상적인 작동에 대한 방해를 제한하기 위하여 하우징(40)의 상류와 하류벽에 대응하도록 크기가 정해진다.

유리하게, 항아리의 바닥(42)은 테이퍼진 프로파일을 가지고 해당 하우징(40)의 일부도 압력 손실을 제한하도록 테이퍼진다.

또한, 하우징(40)과 도관들이 형성되는 지역 사이의 연결부(48)는 압력 손실을 감소시키고 냉각수를 하우징(40)으로부터 출구로 향하게 하면서 X-축의 방향으로 기울어진 측벽들을 포함한다.

열교환기(38)의 높이와 그 체적은 집합체의 에너지가 감소하는 동안 형성될 수 있는 코리움의 양의 함수로서 선택되고 열교환기(38)의 두께는 이러한 코리움의 질량을 유지하도록 결정된다.

열교환기 내에 포함될 수 있는 코리움의 양은, 열교환기 내에 포함되는 코리움의 질량이 어떠한 설계 사고 시나리오에 대해서도 임계값이 되지 않을 수 있도록 확신하도록 중성자의 양상에 좌우된다.

이는 또한 사고 이후에 코리움을 냉각을 촉진하는데 유리하다. 예를 들면, 이는 냉각수와의 열교환을 증가시키는 열교환기(38)의 외표면에 핀(도시하지 않음)을 마련함으로써 이루어질 수 있다.

또한 유리하게, 주어진 다공성을 가지는 재료가 사용되어 열교환기(38)가 케이싱의 외부로부터 내부로 향하여 냉각수 증기가 순환하도록 할 수 있다. 그러나, 이러한 다공성은 코리움의 유폐 상태를 변경하지 않는 것이다.

바람직하게, 열교환기는 임계상황의 위험성을 감소시키거나 제거할 수 있는 중성자 흡수 물질(50)을 포함한다.

예를 들면, 이러한 물질은 도 5에 도시된 바와 같이 열교환기의 바닥에 공이나 분말의 형태로 배열될 수 있다.

유리하게, 중성자 흡수 물질(50)을 함유하는 열교환기는 도 5에 도시된 열교환기를 폐쇄하는 덮개(52)를 포함할 수 있다. 이러한 덮개(52)는 녹을 수 있고 코리움의 입구를 방해할 수 없을 것이다.

이러한 덮개는, 연료봉들 사이에 국부적인 플러그들을 형성할 수 있고 국부적인 융해를 야기할 수 있는 냉각 결합을 일으킬 수 있는 집합체를 향하는 냉각수의 유동에 의해 중성자 흡수 물질의 상향 움직임을 방지할 수 있다.

이러한 덮개는 필터나 그리드 형태의 요소로 대체될 수 있다. 그리드가 사용된다면, 그리드 내의 구멍들은 연료봉들의 삼각형 피치와 비교하여 충분히 작도록 선택되어야 한다. 비말동반이 발생된다면, 중성자 흡수 물질이 연료봉 다발 내에서, 특히 핵분열 지역에서 주로 갇히는 것을 방지하고 에너지 감소 역학을 유발할 수 있는 국부적인 냉각 결함, 즉 열점의 형성, 피복관의 기계적이거나 열적 파열 등을 일으킨다.

열교환기의 개구가 덮개(52)에 의해 폐쇄된다면, 열교환기의 내부 체적은 연료봉 압력공간(들)에서 사용되는 가스와 동일할 수 있고 그 압력은 케이싱 쪽의 출구에서의 냉각수의 수압과 같은 응축될 수 없는 불활성 가스로 채워지게 되어 덮개(52)의 때 이른 파열을 방지한다.

정상적인 작동시에, 가스의 온도는 집합체 입구에서의 냉각된 나트륨의 온도와 같다. 압력이 완전기체 법칙(PV=nRT)을 따른다고 가정한다면, 가스의 압력은 사용될 때의 열교환기의 체적으로 유입된 몰 수 "n" (즉 일정한 P/T에서의 변환)에만 좌우된다. 따라서, 압력은 온도 상승에 의한 가스 팽창의 효과 아래 원자로의 정상적인 작동시에 때 이른 고장을 방지하도록 단순하게 결정될 수 있다.

중성자 흡수 물질은 열교환기 벽의 내면을 덮는 피복관의 형태로 제작될 수 있다. 이러한 피복관은 금속 포락선으로 덮인다.

이러한 피복관과 이러한 포락선은 또한 융해를 지연시키는 방벽을 형성한다. 나아가, 이러한 피복관은 열교환기 내의 코리움 파편의 흐름을 방해하지 않는다.

중성자 흡수 물질은 열교환기의 전체 높이를 아우를 수 있도록, 예를 들면 도 6에 도시된 바(53)의 형태로 제작될 수 있다. 중성자 흡수 물질은 원통형 포락선(55) 내부에 어울리게 된다.

본 실시예에서, 열교환기를 폐쇄할 필요는 없다.

본 실시예는 열교환기의 전체 높이에 걸쳐 균일하게 중성자 흡수 물질을 분포시키는 장점을 가진다.

유리하게, 열교환기는 코리움을 케이싱의 내부에 한정시키는데 사용되고 이러한 변형된 실시예들은 도 7a-7b와 8a-8b에 도시되었다.

도 7a와 7b에서, 열교환기(38)는 냉각수가 도달하는 하우징(40)의 하단을 가지는 비복귀 밸브를 형성한다. 열교환기는 스토퍼를 형성하고 하우징(40)의 하단은 비복귀 밸브 시트를 형성한다.

스프링 형태의 탄성 수단(54)은 집합체(16)의 바닥과 열교환기(38)의 바닥 사이에 마련되고 열교환기(38)에 상향의 힘을 인가한다.

중성자 흡수 물질(50)을 가진 열교환기(38)가 코리움을 함유하지 않을 때, 하우징(40)의 하단으로부터 이격된 거리에서 스프링(54)에 의해 상부 위치에 고정된다.

정상적으로 작동하는 동안(도 7a), 열교환기(38)는 높은 위치에 고정되고 케이싱(2)와 열교환기(38) 사이의 통로는 개방된다.

집합체의 에너지 감소가 있는 사고 상황에서(도 7b), 코리움(C)은 열교환기(38) 내부로 흐르고, 코리움(C)의 중량은 주어진 코리움의 양을 넘는 스프링(54)의 하중에 반대되고 열교환기(38)는 내려가며, 그 바닥(42)은 냉각수의 도달에 대항하여 하우징(40)을 폐쇄하는 하우징(40)의 하단과 접촉한다. 따라서, 코리움(C)은 하우징(40) 내에 갇히게 되고 원래상태로 남아있는 노심의 부분들을 보호한다. 나아가, 이렇게 폐쇄하는 것은 집합체 사이 지역(20) 내의 핵분열 생성물들을 통로들(18)을 통하여 배출하도록 촉진하고 상술한 바와 같이 사고를 신속하게 검출할 수 있도록 하는 상대적으로 불침투성이다.

도 8a와 8b에서, 열교환기는 정상적인 작동상태에 있고 열교환기의 상부를 하우징(40)의 상부에 연결하는 탭들(52)에 의해 높은 지점에 고정된다. 이러한 탭들은 열교환기 내의 코리움의 중량과 코리움과 접촉하는 융해의 결합된 효과에 의해 파괴될 것이다. 이러한 탭들은 낮은 녹는 점을 가지는 물질 또는 코리움이 존재할 때 파괴를 촉진하는 공융점이나 포정점을 가지는 합금으로 제작될 수 있다.

따라서, 도 8a와 8b의 실시예에서 설명한 것과 유사한 방식의 이러한 변형된 함수들은 상세히 설명하지 않는다.

도 9는 집합체와 열교환기가 케이싱의 외측과 아래, 특히 냉각수 공급장치 아래에 배열되고 집합체에 고정되는 열교환기로 이루어진 집합체의 다른 실시예를 보여준다.

도 9에서, 열교환기(38)는 집합체의 냉각수 공급창(31) 아래, 즉, 다이아그리드(17) 아래에서 케이싱(2)의 아래에 고정된다. 열교환기(38)는 집합체(16)의 바닥을 향하는 확장부를 형성한다.

집합체의 케이싱(2)의 외부의 열교환기의 이러한 배열은 케이싱(2)의 내부에 어떠한 압력 손실도 일으키지 않는 장점이 있다. 나아가, 열교환기(38)는 "차가운" 냉각수(CF) 안으로 일정하게 담기고 따라서 이는 사고 이후에 코리움의 냉각을 촉진한다.

열교환기는 이전의 실시예에서처럼 중성자 흡수 물질(50)을 함유할 수 있고 이러한 물질에 적용할 수 있는 특성들과 열교환기(38) 내의 구성은 이러한 열교환기에 대하여 적용할 수 있다.

도 10은 열교환기(38')이 집합체(16)의 받침대 아래에 배열되지만 이에 고정되지 않고 집합체들의 지지 다이아그리드(17) 아래에 배열되는 제1다이아그리드(58)에 의해 지지되는 다른 실시예를 보여준다. 예를 들면, 제2다이아그리드(58)는 모든 집합체들의 열교환기들(38')을 지지한다.

도시된 실시예에서, 집합체(16)의 바닥의 길이 방향 하단은 플레이트(60)에 의해 폐쇄되고 냉각수는 측면창(31)을 통하여 들어간다. 이러한 플레이트(60)는 가용성이 되도록 제작되어 코리움의 유동이 열교환기(38') 내부로 흐르는 것을 방해하지 않을 것이다. 플레이트(60)는 코리움 파편을 함유할 수 있는 형상으로 음각될 수 있어 융해를 촉진한다.

이전처럼, 열교환기(38')는 사고 이후에 코리움을 냉각시키는데 도움이 되는 "차가운" 냉각수(CC) 안으로 영구적으로 담긴다.

본 실시예에서, 열교환기의 지름은 집합체의 바닥의 지름에 의해 한정되지 않으며, 따라서 그 지름은 더 커서 코리움이 더욱 확실하게 수집될 수 있도록 한다.

유리하게, 중성자 흡수 물질(50)은 예를 들어 집합체(16)의 바닥, 그리고 집합체의 내부에 폐쇄되는 플레이트(60) 위에 바의 형태로 될 수 있다.

그러면, 바는 플레이트(60)가 집합체(16)의 바닥에서 탈락될 때 코리움과 함께 열교환기 안으로 떨어진다. 이는 더욱 용이하게 중성자 흡수 물질이 원자로의 수명에 걸쳐 계속하여 효율적일 수 있도록 한다.

이 경우, 열교환기는 제2다이아그리드에 고정되고 원자로의 수명인 40년에서 60년 사이에 노심 아래의 위치에 남아 있는다.

중성자 흡수 물질이 열교환기에 고정된다면, 그 중성자 흡수 성질이 노화되는 효과 아래 또는 노심 내의 주변 방사선 효과 아래에서 시간에 따라 변하지 않는다. 중성자 흡수 물질이 집합체에 고정되는 경우, 집합체가 원자로의 수명 동안 여러 차례 조작(노심 내에서 회수, 대체, 이동)되기 때문에 중성자 흡수 물질의 효율을 평가하는 것이 더욱 용이해진다.

도 9의 집합체는, 집합체와 일렬로 고정되기 때문에, 집합체가 조작되고 있을 때 중성자 흡수 물질이 점검될 수 있으므로 이러한 장점을 가진다.

본 발명은 또한 본 발명에 따른 적어도 하나의 집합체를 포함하고, 여러 집합체들은 서로 인접하게 배열되고 다이아그리드(17)에 의해 지지되는 원자로에 관한 것이다. 당연하게, 집합체들은 반드시 동일할 필요는 없다. 특히, 집합체들은 예를 들어 연료봉들의 수와 형태에서, 다른 구조와 다른 조성을 가질 수 있다.

다른 집합체들로 전파되는 것을 방지하는 집합체 내의 사고를 완화시키는 본 발명에 따른 집합체들의 구조의 효율은 감도 연구와 함께 SIMMER III 계산 소프트웨어를 사용하여 모델을 만들고 설명되었고 이러한 소프트웨어는 일본 핵안전 당국에 의해 입증되고 승인되었다. 이러한 모델은 사고를 완화하고 코리움의 하향 움직임을 촉진하는데 본 발명의 매우 양호한 효율을 실증한다.

도 1과 3을 참조하여 본 발명에 다른 집합체의 작용을 설명하기로 한다.

도 3은 사고 상황에 있는 3개의 집합체를 보여준다.

도 1의 집합체(A)는 정상적인 작동 상태에 있다.

연료봉들(11)은 온전한 상태이고 냉각수는 케이싱(2) 내부의 집합체(A)를 통하여 바닥으로부터 위로 이동하여 연료봉들(11)에 의해 방출된 열을 배출한다.

예를 들어, 연료봉들(11)에서 온도가 상승하는 사고가 발생되면, 냉각수의 순환은 이러한 초과된 열을 배출하기에 불충분하다. 연료봉들(11)의 핵분열 지역(10)에 있는 피복관의 일부는 연료 펠렛들과 함께 녹기 시작한다. 이러한 융해는 매우 뜨거운 코리움과 차가운 냉각수 사이의 상호작용에 의해 위로 움직이는 코리움(C)을 발생시킨다. 연료봉들(22)의 상부 중성자 방호 수단(22.1)은 약간의 열관성을 가지며 코리움을 결빙시킨다.

그러면, 상부 플러그(62)는 상부 중성자 방호수단(22.1)에서 형성된다.

이러한 플러그(62)가 존재함으로써 냉각수가 위를 향하는 방향으로 집합체(A)를 떠나는 것이 방지된다. 나아가, 일차 펌프들은 계속하여 작동하여 집합체 하부에서의 냉각수 압력은 증가한다. 이러한 압력이 주어진 문턱값을 초과하면, 통로들(18)이 개방된다. 그러면, 냉각수는 집합체의 내부로부터 집합체 사이 지역(20)을 향하여 흐른다.

냉각수의 순환이 회복되고 냉각수는 지연된 중성자 검출 장치들에 의해 검출되는 것과 동시에 핵분열 생성물을 이동시킨다.

이러한 순환은 케이싱들(2)의 외표면을 냉각시키기도 한다.

집합체(A)의 하부에 있는 냉각수의 압력은 떨어져서 코리움(C)의 아래 방향 움직임을 촉진하고, 코리움은 더 이상 집합체의 정상을 향하여 부유하지 않는다.

도시된 실시예에서, 코리움(C)이 아래로 움직임에 따라, 가용성 하부 압력공간(24)과 접촉하게 되고 따라서 융해를 촉진한다. 코리움은 계속하여 아래로 이동하여 그 아래 방향의 이동을 방지하는 요소가 없다, 즉 하부 플러그를 형성할 수 있는 "결빙시키는" 요소가 없다.

코리움(C)은 집합체(A)의 하부에 도달한다. 집합체(A)가 도 5, 7a 내지 10에 도시된 코리움 열교환기(38 또는 38')를 포함한다면, 코리움은 열교환기를 채울 것이다. 도 7a 내지 8b에 도시된 실시예에서, 코리움으로 채워진 열교환기(38)는 아래로 이동하고 코리움을 케이싱(2) 안에 고립시킨다.

중성자 흡수 물질이 존재함으로써 어떠한 임계상황의 위험성도 방지할 수 있다.

따라서, 코리움은 인접한 집합체들의 핵분열 지역들로부터 이격되어 이동되었고 사고의 방사상으로의 전파는 본 발명에 의해 회피되었다.

본 발명의 하나의 특히 유리한 실시예에 의하면, 모든 노심 집합체들, 개별적인 코리움의 열교환기에 대한 하나의 공통의 열교환기를 가지는 대신에, 노심 집합체들 각각과 결합되는 용기 안으로 개별적인 코리움 열교환기들을 일체화시킨다는 것이다.

따라서, 임계질량은 분할된다. 나아가, 중성자 흡수 물질의 면전에 코리움의 이러한 개별적인 회복된 부분을 놓음으로써, 임계상황의 위험성은 희석 메커니즘과 임계 질량 분할 메커니즘에 더해지는 핵분열 물질을 중성자 흡수와 혼합함으로써 더욱 감소된다.

약 7개의 집합체와 같은 핵분열 질량이 집중된다면 임계상황의 위험성이 약간의 원자로에서 존재하였다는 것을 보였다. 이러한 크기의 정도는 핵분열 연료의 농축과 주어진 노심의 집합체 내에 포함된 핵분열 연료의 질량에 좌우된다. 이러한 특별한 원자로들에서 본 발명에 다른 개별적인 열교환기를 구비한 집합체들을 사용함으로써, 열교환기의 핵분열 질량은 임계질량에 비하여 7배 작다.

본 발명에 따르면, 얻어진 결과는 집합체 구조와 하나 이상의 집합체들에서 발생되는 사고를 완화할 수 있으며, 전체 노심으로 방사상 전파를 방지하여 2차적인 전력 폭주와 관련된 문제를 없애는 노심 구조이다.

본 발명에 따른 집합체는 나트륨 냉각 고속 증식 원자로의 건설에 특히 적합하다.

Claims (30)

1. 내부 공간을 핵연료봉(11) 다발이 위치되는 핵분열지역으로 불리는 중심부(10), 상부(14), 및 하부(12)로 분할하는 케이싱(2);
   냉각수 공급 입구(31)를 포함하는 하단(6);
   냉각수 배출 출구를 포함하는 상단(8);
   상부 및/또는 하부 압력공간을 포함하는 다발 형태의 연료봉들;
   상기 케이싱(2)의 벽을 통하여 집합체 사이 지역으로 불리는 집합체(20)를 둘러싸는 지역을 가지는 상기 케이싱(2)의 상기 내부 공간의 상기 하부(12)와 유동하고, 상기 하부를 둘러싸는 상기 케이싱의 상기 벽을 통과하는 통로와 상기 하부에서 주어진 압력 문턱값 아래의 통로를 폐쇄하는 수단을 포함하는 유동 수단(18); 및
   내부 상부 중성자 방호 수단(22.1, 22.2)으로 불리는 상기 케이싱의 내부에 배열되는 상부 중성자 방호 수단;을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
2. 제 1 항에 있어서,
   상기 연료봉의 적어도 하나는 그 하단에 어떠한 친핵연료 물질을 포함하지 않는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
   상기 연료봉들(11)의 적어도 하나의 하단은 상기 연료봉의 다른 부분의 외경보다 작은 직경을 가지는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
4. 제 1 항 내지 제 3 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 적어도 하나의 연료봉(11)의 상기 하단은 상태도가 코리움 온도보다 낮은 등가 온도에서 공융점 또는 포정점을 가지기 위한 코리움 또는 금속 합금의 온도보다 낮은 저온의 융점을 가지는 금속으로 이루어지는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
5. 제 1 항 내지 제 4 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 연료봉들의 적어도 하나는 상부 압력공간만을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
6. 제 1 항 또는 제 5 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 연료봉들 중 적어도 하나는 어떠한 하부 중성자 방호물을 가지지 않을 수 있는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
7. 제 1 항 내지 제 6 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 모든 연료봉들이 어떠한 중성자 방호물을 포함하는 것은 아니며 상기 하부 중성자 방호물은 상기 케이싱과 일체가 되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
8. 제 1 항 내지 제 7 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 케이싱(2)의 상기 하단은 상기 핵분열 지역(10)의 직경보다 작은 내경을 가지고 상기 케이싱(2)을 둘러싸는 상기 벽(12.1)은 상기 핵분열 지역(10)을 둘러싸는 상기 벽보다 두꺼워 하부 중성자 방호물(LNP)을 형성하는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
9. 제 1 항 내지 제 8 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 폐쇄 수단은 파열 디스크, 배기 밸브, 또는 비복귀 밸브로 이루어지는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
10. 제 1 항 내지 제 9 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 내부 상부 중성자 방호물 수단은 상기 핵분열 지역의 직경보다 작은 내경을 포함하고 상기 핵분열 지역(10)을 둘러싸는 상기 벽보다 두꺼운 케이싱 벽(14.1)에 의해 둘러싸는 상기 케이싱(2)의 상기 상부에 의해 형성되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
11. 제 1 항 내지 제 10 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 내부 상부 중성자 방호 수단(22.1)은 상기 연료봉들과 일체가 되고 상기 연료봉들(11)의 상기 상단을 형성하는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
12. 제 1 항 내지 제 11 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 내부 상부 중성자 방호 수단(22.2)은 상기 연료봉들(11) 위에 상기 연료봉들과 일렬로 정렬되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
13. 제 12 항에 있어서,
    친핵연료 물질(28)은 상기 내부 상부 중성자 방호 수단(22.2)에 고정되고 각 연료봉(11)과 상기 결합된 내부 중성자 방호 수단(22.2) 사이에 위치되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
14. 제 1 항 내지 제 13 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 케이싱(2)은 공간을 형성하기 위하여 그 외부면을 둘러싸는 다른 케이싱들(2)의 면들과 접촉되는 상기 외부면 상의 돌기들(34)을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
15. 제 1 항 내지 제 15 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 돌기들(34)은 거의 상기 핵분열 지역(10)에 배열되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
16. 제 1 항 내지 제 15 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 케이싱(2)은 다각형 단면을 가지고 그 외부 정점들은 절단되고/또는 상기 케이싱(2)의 높이의 적어도 일부에 걸쳐 확장되는 홈을 가지는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체.
17. 제 1 항 내지 제 16 항 중 어느 한 항에 따른 집합체와 코리움 열교환기(38, 38')의 세트.
18. 제 17 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38, 38')는 상기 케이싱(2)의 내부로부터 코리움 유동을 집수하는 항아리 형태인 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
19. 제 17 항 또는 제 18 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 상기 냉각수 공급장치(31)와 상기 핵분열 지역(10) 사이에 상기 케이싱(2) 내부의 하우징(40)에 설치되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
20. 제 17 항 내지 제 19 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38) 하우징(40)의 내부면과 상기 열교환기(38)의 상기 외부면 사이의 통로의 단면은 상기 집합체 냉각수 공급장치 입구 통로(31)의 단면과 거의 같은 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
21. 제 19 항 또는 제 20 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 상기 공급장치 입구(31)와 상기 공급장치 출구 사이의 상기 냉각수 유동 통로가 개방되는 높은 지점으로부터 상기 공급장치 입구(31)와 상기 공급장치 출구 사이의 상기 냉각수 유동 통로가 폐쇄되는 낮은 지점으로 통과할 수 있는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
22. 제 20 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 탄성 수단에 의해 상기 높은 지점에 구속되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
23. 제 21 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 탄성 수단 또는 가용성 지지탭들에 의해 상기 높은 지점에 구속되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
24. 제 17 항 또는 제 18 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 상기 케이싱(2) 아래에 배열되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
25. 제 24 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 상기 핵연료 집합체에 고정되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
26. 제 24 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38)는 상기 핵연료 집합체를 지지하는 다이아그리드(17) 아래에 위치하는 다이아그리드(58)에 의해 지지되는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
27. 제 17 항 내지 제 26 항 중 어느 한 항에 있어서,
    상기 코리움 열교환기(38, 38')는 중성자 흡수 물질(50)을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵연료 집합체와 코리움 열교환기의 세트.
28. 서로 인접하게 배열되며 그 사이의 집합체 사이 지역(20)을 한정하고, 적어도 하나는 제 1 항 내지 제 16 항 중 어느 한 항을 만족하는 복수의 핵연료 집합체, 그리고 상기 핵연료 집합체 내부의 냉각수 순환 펌프들을 포함하는 원자로.
29. 서로 인접하게 배열되고 그 사이의 집합체 사이 지역(20)을 한정하는 제 17 항 내지 제28 항 중 어느 한 항을 만족하는 적어도 하나와 상기 집합체 내부의 냉각수 순환 펌프들을 포함하는 복수의 핵연료 집합체를 포함하는 원자로.
30. 제 28 항 또는 제 29 항에 있어서,
    액체 나트륨 냉각 원자로인 원자로.

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