KR101694409B1 - 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법 - Google Patents
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Abstract
본 발명은 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 노심의 중심부에 위치하며 핵분열 연쇄반응이 일어나기 위한 코어 핵연료 집합체, 상기 코어 핵연료 집합체의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 상기 코어 핵연료 집합체로부터 발생되는 중성자의 외부 누출을 저감시키기 위한 반사체 및 상기 반사체의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 누설되는 중성자를 흡수하기 위한 토륨 핵연료 집합체를 포함하며, 반사체 외부에 내부 핵연료 집합체와 동일 규격의 토륨 핵연료 집합체를 배치시켜 누설되는 중성자를 활용할 수 있는 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이의 이용방법에 관한 것이다.
Description
본 발명은 토륨 증식을 위한 원자로 노심 및 이를 이용하는 방법에 관한 것이다.
원자로란 핵분열성 물질의 연쇄 핵분열 반응을 인공적으로 제어하여 열을 발생시키거나 방사성 동위원소 및 플루토늄의 생산 등의 여러 목적에 사용할 수 있도록 만들어진 장치를 의미한다.
일반적으로, 원자로에서 사용되는 핵연료로 가공하기 위해서 농축 우라늄을 원통형 펠렛(pellet)으로 만드는 성형 가공을 한 후 이 펠렛들을 다발 형태로 묶어 일련의 과정을 거쳐 연료봉을 제조한다. 상기 연료봉은 핵연료 집합체를 구성하며 원자로 내에서 핵반응을 통해 연소하게 된다.
핵연료 집합체는 상기 연료봉을 다양한 형태의 격자상으로 조립하여 제조할 수 있으며, 봉형 핵연료 외에 판형 핵연료 등 다양한 형상의 핵연료로 제조될 수 있다.
최근 들어, 우라늄 원자로의 단점이 부각되면서 원자력 발전의 안정성에 대한 관심이 높아지고 있으며, 기존의 우라늄 원전의 대안으로서 토륨 원자로가 주목받고 있다.
토륨 원자로는 핵연료로 우라늄 대신 토륨을 사용하는데, 토륨은 지구상에서 납보다 흔한 금속으로 매장량이 풍부하며 우라늄처럼 복잡한 가공처리 과정을 거칠 필요가 없어 차세대 원자력 시스템의 주요 연료 원천물질로 관심을 받고 있다.
특히, 토륨은 분열 과정에서 발생하는 중성자 수가 부족하여 외부에서 중성자를 공급해주어야 핵분열이 일어나며, 중성자 공급을 중단하면 핵분열도 멈추기에 안정성이 보장되는 장점이 있다.
핵 연료성 물질인 토륨(Th)-232는 중성자를 흡수하여 핵 분열성 물질인 우라늄(U)-233으로 변환된다.
이러한 토륨 핵연료를 증식하여 우라늄(U)-233으로 변환하기 위해서 기존에는 대단위 규모의 고속 원자로 개념을 활용하여 반사체 영역에 봉형 또는 환형 구조로 설계되어 왔다.
그러나, 위와 같은 구조는 규모 및 경비 면에서 접근하기 어렵고, 토륨 증식을 위해 효과적인 열 중성자의 포획 반응을 충분하기 활용하기 어려운 문제가 있으며, 고온 및 금속 냉각재와의 반응 등을 고려하여 토륨 화합물 형태로 장전되어 우라늄(U)-233의 추출을 힘들게 하는 단점이 있다.
상기와 같은 문제를 해결하기 위한 본 발명에 따른 목적은 토륨 증식을 위해 반사체 외부에 내부 핵연료 집합체와 동일 규격의 토륨 핵연료 집합체를 배치시켜 누설되는 중성자를 활용할 수 있는 원자로 노심 및 이의 이용방법을 제공하고자 함에 있다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위해, 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 증식을 위한 원자로 노심은 노심의 중심부에 위치하며 핵분열 연쇄반응이 일어나기 위한 코어 핵연료 집합체, 상기 코어 핵연료 집합체의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 상기 코어 핵연료 집합체로부터 발생되는 중성자의 외부 누출을 저감시키기 위한 반사체 및 상기 반사체의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 누설되는 중성자를 흡수하기 위한 토륨 핵연료 집합체를 포함하는 것을 특징으로 한다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 코어 핵연료 집합체는 핵분열 반응이 일어나기 위한 복수의 반응 핵연료 집합체 및 원자로의 출력을 제어하기 위한 복수의 제어 집합체로 구성될 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 토륨 핵연료 집합체는 상기 반사체의 외벽 일부를 둘러싸도록 배치되며, 상기 토륨 핵연료 집합체가 상기 반사체를 둘러싸지 않은 외벽과 마주보도록 중성자 빔 튜브가 장착될 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 반응 핵연료 집합체 및 상기 제어 집합체는, 플레이트 형태로 서로 이격되게 배치되는 복수의 핵연료를 포함하는 판형 핵연료 집합체인 것이 바람직하다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 반응 핵연료 집합체 및 상기 제어 집합체는, 플레이트 형태로 서로 이격되게 배치되는 복수의 핵연료부, 상기 핵연료부의 보호를 위해 상기 핵연료부 각각의 외주를 덮도록 형성되는 피복부, 상기 피복부의 양단을 고정하기 위한 지지부 및 상기 핵연료부 사이에 배치되며 냉각재를 위한 복수의 유로를 형성하는 유로 채널부를 포함할 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 제어 집합체는 중성자를 흡수하는 물질로 이루어지며 핵연료의 반응도를 제어하기 위한 흡수체를 더 포함할 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 토륨 핵연료 집합체는, 적어도 토륨의 일부가 상기 반사체의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환된 변환 핵연료 집합체를 형성할 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 반응 핵연료 집합체는, 우라늄 핵연료 집합체 또는 상기 변환 핵연료 집합체인 것이 바람직하다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 반응 핵연료 집합체와 상기 토륨 핵연료 집합체는 동일 규격으로 형성될 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 반사체는 베릴륨 반사체이며, 상기 토륨 핵연료 집합체와 함께 반사체 영역을 형성할 수 있다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심은 상기 토륨 핵연료 집합체를 상기 반사체로 대체함으로써 상기 토륨 핵연료 집합체의 개수를 조절하여 노심의 임계도를 조정할 수 있는 것을 특징으로 한다.
한편, 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 증식을 위한 원자로 노심의 이용방법은 코어 핵연료 집합체를 내포하고 있는 반사체의 외벽을 둘러싸도록 토륨 핵연료 집합체를 배치하는 단계, 상기 토륨 핵연료 집합체가, 토륨의 적어도 일부가 상기 반사체의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환된 변환 핵연료 집합체를 형성하는 단계 및 상기 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.
또한, 본 발명의 일 실시예에 따른 상기 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계는, 상기 변환 핵연료 집합체를 상기 코어 핵연료 집합체 내에 투입시켜 핵연료로 이용하거나, 상기 변환 핵연료 집합체를 인출하고, 상기 인출된 변환 핵연료 집합체로부터 우라늄을 추출하여 핵연료로 재활용하는 것을 특징으로 한다.
본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심은, 반사체 영역 제작을 고려하여 기존 핵연료 집합체와 동일한 규격을 가진 토륨 핵연료 집합체를 반사체 외부에 적절히 배치함으로써 원자로 임계를 유지하고 토륨의 우라늄 변환을 기대할 수 있다.
또한, 반사체 외부에 토륨 핵연료 집합체를 배치함으로써 외부로 누설되는 중성자를 활용하고 기존 반사체 역할을 증진시킬 수 있다.
또한, 반사체 영역에서 토륨의 우라늄 변환이 어느 정도 진행된 후에는 노심 내부의 핵연료 영역으로 이동시켜 핵연료로 이용할 수 있고, 외부로 인출하여 적절한 화학 공정을 거친 후 우라늄을 추출하여 새로운 핵연료로 재활용할 수 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심을 나타내는 개념도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 판형 핵연료 집합체의 평면도이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 판형 제어 집합체의 평면도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 이용방법을 나타내기 위한 흐름도이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 시간에 따른 유효증배계수(k-eff)의 변화를 나타낸 그래프이다.
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체의 시간에 따른 토륨(Th)-232 무게 변화를 나타낸 그래프이다.
도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체의 시간에 따른 우라늄(U)-233의 무게 변화를 나타낸 그래프이다.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 열 플럭스(thermal flux) 분포를 나타낸 그래프이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 판형 핵연료 집합체의 평면도이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 판형 제어 집합체의 평면도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 이용방법을 나타내기 위한 흐름도이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 시간에 따른 유효증배계수(k-eff)의 변화를 나타낸 그래프이다.
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체의 시간에 따른 토륨(Th)-232 무게 변화를 나타낸 그래프이다.
도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체의 시간에 따른 우라늄(U)-233의 무게 변화를 나타낸 그래프이다.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 열 플럭스(thermal flux) 분포를 나타낸 그래프이다.
이하, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 본 발명의 기술적 사상을 용이하게 실시할 수 있을 정도로 상세히 설명하기 위하여, 본 발명의 가장 바람직한 실시예를 첨부 도면을 참조하여 설명하기로 한다. 우선 각 도면의 구성요소들에 참조부호를 부가함에 있어서, 동일한 구성요소들에 대해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 부호를 가지도록 하고 있음에 유의해야 한다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어, 관련된 공지 구성 또는 기능에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명은 생략한다.
일 관점에서, 본 발명은 토륨 증식을 위한 반사체의 외벽에 토륨 핵연료 집합체가 배치된 원자로 노심에 관한 것이다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심을 나타내는 개념도이다.
도 1에 도시된 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심은 코어 핵연료 집합체(100), 상기 코어 핵연료 집합체(100)의 외벽을 둘러싸도록 배치되는 반사체(200) 및 상기 반사체(200)의 외벽을 둘러싸도록 배치되는 토륨 핵연료 집합체(300)를 포함할 수 있다.
일반적으로 원자로 노심(Reactor core)은 핵연료, 반응도 조절장치, 감시계측설비, 내부 지지를 위한 구조물, 냉각재 등을 포함할 수 있다. 냉각재는 노심 내에서의 비등을 억제하는 압력 조건으로 유지되며, 냉각재로서 사용되는 경수는 감속재의 역할도 겸할 수 있다.
보통 노심의 핵연료는 집합체 형태로 이루어져 있으며, 상기 코어 핵연료 집합체(100)는 노심의 중심부에 위치하고, 핵분열 반응이 일어나기 위한 핵연료를 포함할 수 있다.
구체적으로, 상기 코어 핵연료 집합체(100)는 핵분열 반응이 일어나기 위한 복수의 반응 핵연료 집합체(110)와, 원자로의 출력을 제어하기 위한 복수의 제어 집합체(120)로 구성될 수 있다.
도 1에서는, 상기 코어 핵연료 집합체(100)가 5개의 우라늄 핵연료 집합체와, 4개의 제어 집합체의 격자 구조를 가지나, 이러한 구조는 일례에 해당되는 것이며, 출력을 제어하기 위해 개수, 크기 및 배치 형태를 다양하게 설정할 수 있다.
상기 반응 핵연료 집합체(110)에는 우라늄 핵연료 집합체 또는 후술할 변환 핵연료 집합체를 사용할 수 있다.
상기 제어 집합체(120)는 원자로의 기동과 출력 변화에 따른 반응도 변화에 상응하여 사용될 수 있으며, 출력분포와 노심의 반응도 제어를 목적으로 사용되기 위한 제어 집합체와 원자로 정지 시에 사용되기 위한 제어 집합체 등을 포함할 수 있다.
상기 반사체(200)는 중성자의 외부 누출을 저감시키고, 보다 적은 핵연료로 원자로의 운전을 유지하기 위하여 노심 주변에 놓이는 구조물을 의미한다. 상기 반사체(200)는 출력 분포를 평탄화하는 역할도 수행할 수 있으며, 중성자 흡수가 적고 산란 단면적이 큰 재료가 사용될 수 있다.
상기 반사체(200)는 상기 코어 핵연료 집합체(100)의 외벽을 둘러싸도록 배치될 수 있으며, 상기 코어 핵연료 집합체(100)로부터 발생되는 중성자가 외부로 누설되는 것을 방지하는 역할을 수행할 수 있다.
구체적으로, 상기 반사체(200)는 베릴륨(Be) 반사체(200)일 수 있으며, 상기 토륨 핵연료 집합체(300)와 함께 반사체 영역을 형성할 수 있으나, 상기 베릴륨 이외에 그라파이트와 같이 이 기술 분야에서 알려진 다른 재질도 사용 가능하다.
본 발명은 상대적으로 중성자의 누설이 많은 소형 원자로의 반사체 영역에 토륨 핵연료 집합체를 장착하여 누설 중성자를 활용하고 기존 반사체의 역할을 증진시킬 수 있다.
상기 토륨 핵연료 집합체(300)는 핵연료 물질로 토륨이 사용되는 핵연료 집합체를 의미하며, 상기 반사체(200)의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 누출되는 중성자를 흡수할 수 있다.
일반적으로 상기 코어 핵연료 집합체(100) 내부의 핵분열에 의해 생성되는 중성자는, 높은 에너지를 가지며 평균 약 2만 km/s로 이동되는데, 이를 고속 중성자라고 한다.
이러한 고속 중성자는 경수로 등에 위치한 감속재에 의해 평균 약 2.2 km/s로 감속되어 연쇄 핵분열을 일으키기 쉽게 하며, 이렇게 감속된 중성자는 열중성자라고 부른다. 핵분열 연쇄반응은 주로 이러한 열중성자에 의해 일어나게 된다.
상기 코어 핵연료 집합체(100)로부터 원자로 내부의 핵분열에 의해 생성되는 고속 중성자는 반사체(200) 외부를 지나면서 누설되는데, 대부분의 중성자는 충분히 높은 세기의 열중성자로 존재하게 된다.
이때, 상기 중성자는 상기 반사체(200)의 외벽을 둘러싸도록 배치된 상기 토륨 핵연료 집합체(300)에 흡수될 수 있다.
상기 토륨 핵연료 집합체(300)는, 집합체 내부에 존재하는 적어도 토륨의 일부가 상기 반사체(200)의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환될 수 있으며, 이러한 과정을 통해 변환 핵연료 집합체를 형성할 수 있다.
상기 변환 핵연료 집합체는, 토륨 핵연료 집합체 내의 토륨의 일부 혹은 전부가 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환된 핵연료 집합체를 의미한다.
이를 위해, 상기 반응 핵연료 집합체(110)와 상기 토륨 핵연료 집합체(300)는 동일한 규격을 가지는 것이 바람직하며, 상기 변환 핵연료 집합체를 상기 코어 핵연료 집합체(100) 내에 투입하여 새로운 핵연료로 이용할 수 있다.
상기 반응 핵연료 집합체(110), 제어 집합체(120) 및 상기 토륨 핵연료 집합체(300)는 이 기술분야에서 널리 알려진 통상의 봉형 구조를 가질 수 있으나, 본 발명에서는 종래의 대규모 토륨 증식로 개념을 소형화 및 손쉽게 처리하기 위해 플레이트 형태로 서로 이격되게 배치되는 복수의 핵연료를 포함하는 판형 핵연료 집합체로 사용될 수 있다.
본 발명에 따른 원자로 노심은 중성자 누설이 큰 부분에 중성자 빔 튜브(400)를 설치하여 일반적인 냉 중성자 시설이나 중성자 조사시설로 활용할 수 있다.
도 1을 참조하면, 상기 토륨 핵연료 집합체(300)는 상기 반사체(200)의 외벽 일부, 즉 3 방향에 따른 외벽을 둘러싸도록 배치되어 있으며, 상기 토륨 핵연료 집합체(300)가 상기 반사체(200)를 둘러싸지 않은 외벽과 마주보도록 중성자 빔 튜브(400)가 장착될 수 있다.
본 발명에 따른 원자로 노심은 냉각부(500)를 추가적으로 포함할 수 있으며, 냉각부(500) 내에는 냉각을 위한 경수가 함유될 수 있다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 판형 핵연료 집합체의 평면도이다.
도 2를 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 핵연료 집합체는 핵연료부(112), 피복부(113), 지지부(111) 및 유로 채널부(114) 등을 포함할 수 있다.
상기 핵연료부(112)는, 연쇄적으로 핵분열을 일으키기 위한 핵연료로 이루어지고, 플레이트 형태를 가지며, 일정간격 서로 이격되도록 배치될 수 있다. 여기서 핵연료는 우라늄 연료, 토륨 연료 또는 토륨의 일부가 우라늄으로 변환된 연료일 수 있다.
즉, 상기 반응 핵연료 집합체(110)는 핵연료에 따라 우라늄 핵연료 집합체, 토륨 핵연료 집합체 또는 변환 핵연료 집합체일 수 있다.
상기 피복부(113)는 핵연료부(112)의 보호를 위해 핵연료부(112) 각각의 외주를 덮도록 형성될 수 있다. 예를 들어, 상기 피복부(113)는 금속 재질로 이루어질 수 있으며 원자로를 순환하는 냉각재에 의한 핵연료의 부식과 마모를 방지하고 핵분열에 의해 생성되는 물질이 냉각재를 오염시키는 것을 방지할 수 있다.
상기 피복부(113)는 성형이 용이하도록 알루미늄이나 알루미늄 합금으로 제조될 수 있으나, 이에 제한되지 않으며 지르코늄 등 당해 분야에서 사용되는 모든 재질을 포함할 수 있다.
상기 지지부(111)는 상기 피복부(113)의 양단을 고정함으로써 상기 피복부(113)와 상기 피복부(113) 내의 고정된 핵연료부(112)가 일정간격을 가지고 이격되도록 할 수 있으며, 성형이 용이하도록 알루미늄이나 알루미늄 합금으로 제조될 수 있으나, 이에 제한되는 것은 아니다.
상기 유로 채널부(114)는 상기 핵연료부(112) 각각에서 발생되는 열이 냉각재에 의해 전달될 수 있도록 핵연료부(112) 사이에 배치되고, 핵연료부(112)의 주변에 위치한 경수 냉각재가 흐르기 위한 복수의 유로를 형성할 수 있다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 판형 제어 집합체의 평면도이다.
도 3을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 제어 집합체(120)는 핵연료부(122), 피복부(123), 흡수체(125), 커버부(126), 지지부(121) 및 유로 채널부(124) 등을 포함할 수 있다.
상기 핵연료부(122), 피복부(123), 지지부(121) 및 유로 채널부(124)는 도 2에서 설명한 바와 같다.
상기 흡수체(125)는, 중성자를 흡수하는 물질로 이루어질 수 있으며 핵연료의 운전에 따른 농축도 변화에 의한 반응도 변화를 보상하도록 이루어질 수 있다. 구체적으로, 상기 흡수체(125)는 노심의 운전 주기 초와 운전 주기 말의 노심 반응도 차이를 줄여주기 위해 설치되며 중성자를 흡수해서 반응도를 억제해주는 역할을 수행할 수 있다.
예를 들어, 상기 흡수체(125)는 원전의 운전주기 초에는 핵연료의 우라늄 농도가 높으므로 흡수체(125)가 반응도를 억제하고, 운전주기 말에는 흡수체(125)의 중성자 흡수 물질이 많이 사용되어 중성자의 억제력이 감소될 수 있다.
이러한 흡수체(125)는 외부 환경으로부터 흡수체(125)가 손상되는 것을 방지하기 위하여 흡수체(125)의 외주를 덮도록 형성되는 커버부(126)를 구비할 수 있다.
상기 흡수체(125) 및 상기 커버부(126)의 양단이 상기 지지부(121)에 고정됨으로써 판형 제어 집합체(120)에 포함될 수 있으나, 이러한 구조는 일례에 해당되는 것이므로 다양한 변형 구조의 적용이 가능할 것이다.
본 발명에서 제시된 토륨 핵연료 집합체(300)의 개수를 조절하여 노심의 임계도를 조정하거나 노심의 연소도를 연장할 수 있다. 이를 위해, 상기 토륨 핵연료 집합체(300)를 반사체(200)로 대체하여 장착하거나 동위원소 생산을 위한 조사공을 설치할 수 있다.
다른 관점에서, 본 발명은 토륨 증식을 위한 반사체의 외벽에 토륨 핵연료 집합체가 배치된 원자로 노심을 이용하는 방법에 관한 것이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 이용방법을 나타내기 위한 흐름도이다.
도 4를 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 이용방법은, 반사체(200) 외벽에 토륨 핵연료 집합체(300)를 배치하는 단계(S10), 변환 핵연료 집합체를 형성하는 단계(S20) 및 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계(S30)를 포함할 수 있다.
상기 반사체(200) 외벽에 토륨 핵연료 집합체(300)를 배치하는 단계(S10)는, 상기 코어 핵연료 집합체(100)를 내포하고 있는 반사체(200)의 외벽을 둘러싸도록 토륨 핵연료 집합체(300)를 배치하는 것으로, 상기 반사체(200) 외벽의 모든 방향을 둘러싸도록 배치할 수 있으나, 도 1과 같이 일부 방향만을 둘러싸도록 배치할 수도 있다.
상기 변환 핵연료 집합체를 형성하는 단계(S20)는, 상기 토륨 핵연료 집합체(300)에서 적어도 토륨의 일부가 상기 반사체(200)의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환시키는 것으로, 이러한 과정을 통해 변환 핵연료 집합체를 형성할 수 있다.
상기 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계(S30)는, 상기 과정을 통해 형성된 변환 핵연료 집합체를 원자로 내에서 활용하거나 우라늄을 추출하여 새로운 핵연료로 재활용하는 것을 의미한다.
구체적으로, 우라늄이 포함된 상기 변환 핵연료 집합체를 상기 코어 핵연료 집합체(100) 내에 투입시켜 핵연료로 이용하거나, 상기 변환 핵연료 집합체를 인출하고, 상기 인출된 변환 핵연료 집합체로부터 우라늄을 추출하여 핵연료로 재활용하는 것을 포함할 수 있다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 시간에 따른 유효증배계수(k-eff)의 변화를 나타낸 그래프이다.
유효증배계수(effective multiplication factor)란 임의의 시간 내에 흡수, 누설 등에 의해 잃은 전체 중성자 수에 대해 발생한 총 중성자 수의 비를 나타낸다.
도 5를 참조하면, 시간이 지남에 따라 유효증배계수가 서서히 감소하는 것을 알 수 있으며, 500일이 되어도 여전히 유효증배계수가 1 이상인 것으로 측정되었는바, 본 발명에 따른 원자로 노심의 경우 오랜 시간이 지나도 출력이 증가하는 경향을 계속적으로 유지하고 있음을 확인할 수 있다.
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체의 시간에 따른 토륨(Th)-232 무게 변화를 나타낸 그래프이고, 도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체의 시간에 따른 우라늄(U)-233의 무게 변화를 나타낸 그래프이다.
도 6 및 도 7을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 토륨 핵연료 집합체(300)는, 토륨 핵연료 집합체(300) 내에 포함된 토륨이 반사체(200)의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환되는데, 이는 시간이 경과함에 따라 토륨(Th)-232의 무게가 감소되고 토륨이 변환되어 생성된 우라늄(U)-233의 무게가 증가되는 것을 통해서도 알 수 있다.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 열 플럭스(thermal flux) 분포를 나타낸 그래프이다.
도 8을 참조하면, 반사체로서 경수(H2O), 중수(D2O), 베릴륨(Be), 그라파이트를 사용하는 경우 코어 핵연료 집합체와 반사체 사이의 경계면을 기준으로 거리에 따른 열 플럭스 크기를 나타내고 있으며, 코어 핵연료 집합체와 반사체 사이의 경계면을 기준으로 반사체 방향으로 갈수록 열 플럭스가 증가한 후 감소하는 경향을 나타내고 있다.
이는, 코어 핵연료 집합체로부터 중성자가 발생됨에 따라 반사체 방향으로 열 플럭스가 크게 증가하게 되지만, 소정의 크기를 가지는 반사체에 의해 중성자가 반사됨에 따라 열 플럭스가 감소하게 되는 것이며, 열 플럭스 분포를 토대로 상기 반사체 외부에서 적정 거리에 토륨 핵연료 집합체를 배치시키면 토륨이 중성자를 흡수할 수 있음을 의미한다.
특히, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 노심의 반사체로서 베릴륨을 사용하는 경우, 열 플럭스의 분포 구간이 그라파이트와 유사하면서 열 플럭스의 크기가 중수(D2O)나 경수(H2O)와 비슷한바, 반사체를 통과하여 누설되는 중성자를 높은 효율로 용이하게 흡수할 수 있다.
상기와 같이 도면과 명세서에서 최적의 실시예가 개시되었다. 여기서 특정한 용어들이 사용되었으나, 이는 단지 본 발명을 설명하기 위한 목적에서 사용된 것이지 의미 한정이나 특허청구범위에 기재된 본 발명의 범위를 제한하기 위하여 사용된 것은 아니다. 그러므로, 본 기술 분야의 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양한 변형 및 균등한 타 실시예가 가능하다는 점을 이해할 것이다. 따라서, 본 발명의 진정한 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위의 기술적 사상에 의해 정해져야 할 것이다.
100: 코어 핵연료 집합체
110: 반응 핵연료 집합체
111: 지지부
112: 핵연료부
113: 피복부
114: 유로 채널부
120: 제어 집합체
121: 지지부
122: 핵연료부
123: 피복부
124: 유로 채널부
125: 흡수체
126: 커버부
200: 반사체
300: 토륨 핵연료 집합체
400: 중성자 빔 튜브
500: 냉각부
110: 반응 핵연료 집합체
111: 지지부
112: 핵연료부
113: 피복부
114: 유로 채널부
120: 제어 집합체
121: 지지부
122: 핵연료부
123: 피복부
124: 유로 채널부
125: 흡수체
126: 커버부
200: 반사체
300: 토륨 핵연료 집합체
400: 중성자 빔 튜브
500: 냉각부
Claims (14)
- 노심의 중심부에 위치하며 핵분열 연쇄반응이 일어나기 위한 코어 핵연료 집합체;
상기 코어 핵연료 집합체의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 상기 코어 핵연료 집합체로부터 발생되는 중성자의 외부 누출을 저감시키기 위한 반사체; 및
상기 반사체의 외벽을 둘러싸도록 배치되며 누설되는 중성자를 흡수하기 위한 토륨 핵연료 집합체를 포함하며,
상기 코어 핵연료 집합체는 핵분열 반응이 일어나기 위한 복수의 반응 핵연료 집합체 및 원자로의 출력을 제어하기 위한 복수의 제어 집합체로 구성되고,
상기 토륨 핵연료 집합체는, 적어도 토륨의 일부가 상기 반사체의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환된 변환 핵연료 집합체를 형성할 수 있고,
상기 반사체는 베릴륨 반사체이며, 상기 토륨 핵연료 집합체와 함께 반사체 영역을 형성하는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 삭제
- 제1항에 있어서,
상기 토륨 핵연료 집합체는 상기 반사체의 외벽 일부를 둘러싸도록 배치되며, 상기 토륨 핵연료 집합체가 상기 반사체를 둘러싸지 않은 외벽과 마주보도록 중성자 빔 튜브가 장착되어 있는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 제1항에 있어서,
상기 반응 핵연료 집합체 및 상기 제어 집합체는, 플레이트 형태로 서로 이격되게 배치되는 복수의 핵연료를 포함하는 판형 핵연료 집합체인 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 제4항에 있어서,
상기 반응 핵연료 집합체 및 상기 제어 집합체는,
플레이트 형태로 서로 이격되게 배치되는 복수의 핵연료부;
상기 핵연료부의 보호를 위해 상기 핵연료부 각각의 외주를 덮도록 형성되는 피복부;
상기 피복부의 양단을 고정하기 위한 지지부; 및
상기 핵연료부 사이에 배치되며 냉각재를 위한 복수의 유로를 형성하는 유로 채널부를 포함하는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 제5항에 있어서,
상기 제어 집합체는,
중성자를 흡수하는 물질로 이루어지며 핵연료의 반응도를 제어하기 위한 흡수체를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 삭제
- 제1항에 있어서,
상기 반응 핵연료 집합체는, 우라늄 핵연료 집합체 또는 상기 변환 핵연료 집합체인 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 제8항에 있어서,
상기 반응 핵연료 집합체와 상기 토륨 핵연료 집합체는 동일 규격으로 형성되는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 삭제
- 제1항에 있어서,
상기 토륨 핵연료 집합체를 상기 반사체로 대체함으로써 상기 토륨 핵연료 집합체의 개수를 조절하여 노심의 임계도를 조정할 수 있는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심.
- 코어 핵연료 집합체를 내포하고 있는 반사체의 외벽을 둘러싸도록 토륨 핵연료 집합체를 배치하는 단계;
상기 토륨 핵연료 집합체가, 토륨의 적어도 일부가 상기 반사체의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환된 변환 핵연료 집합체를 형성하는 단계; 및
상기 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계를 포함하며,
상기 코어 핵연료 집합체는 핵분열 반응이 일어나기 위한 복수의 반응 핵연료 집합체 및 원자로의 출력을 제어하기 위한 복수의 제어 집합체로 구성되고,
상기 토륨 핵연료 집합체는, 적어도 토륨의 일부가 상기 반사체의 외부로 누설되는 중성자를 흡수하여 우라늄으로 변환된 변환 핵연료 집합체를 형성할 수 있고,
상기 반사체는 베릴륨 반사체이며, 상기 토륨 핵연료 집합체와 함께 반사체 영역을 형성하는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심의 이용방법.
- 제12항에 있어서,
상기 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계는,
상기 변환 핵연료 집합체를 상기 코어 핵연료 집합체 내에 투입시켜 핵연료로 이용하는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심의 이용방법.
- 제12항에 있어서,
상기 변환 핵연료 집합체를 활용하는 단계는,
상기 변환 핵연료 집합체를 인출하고, 상기 인출된 변환 핵연료 집합체로부터 우라늄을 추출하여 핵연료로 재활용하는 것을 특징으로 하는 토륨 증식을 위한 원자로 노심의 이용방법.
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Legal Events
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