고속 중성자로
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1. 개요
고속 중성자는 감속재를 사용하지 않고 고속 중성자를 활용하여 핵분열을 일으키는 원자로를 의미한다. 열 중성자보다 더 많은 중성자를 생성하여 연쇄 반응을 유지하고, 다른 연료를 생성하거나 핵폐기물을 줄이는 데 기여할 수 있다. 고속 중성자는 우라늄과 플루토늄의 핵분열 확률을 높이며, 감속재 제거를 통해 원자로의 부피와 복잡성을 줄일 수 있다. 고속 중성자로는 핵연료 증식, 핵폐기물 감소, 다양한 냉각재 및 연료 사용, 제어 방식 등의 특징을 갖는다. 미국, 러시아, 유럽, 아시아 등 여러 국가에서 개발 및 운영되었으며, 현재는 4세대 원자로 개발의 일환으로 연구가 진행되고 있다. 한국은 2006년부터 고속 중성자로 개발을 시작하여, 2030년 완공을 목표로 KALIMER 프로젝트를 추진하고 있다.
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고속 중성자로 | |
---|---|
개요 | |
유형 | 원자로 |
중성자 스펙트럼 | 고속 |
연료 | 플루토늄 또는 우라늄 |
감속재 | 없음 (또는 적은 양) |
냉각재 | 액체 금속, 헬륨 |
제어봉 | 붕소 또는 하프늄 |
상세 정보 | |
작동 원리 | 고속 중성자를 이용한 핵분열 연쇄 반응 유지 |
장점 | 높은 핵분열성 물질 생산 능력 핵폐기물 관리 잠재력 높은 열효율 |
단점 | 높은 초기 비용 기술적 복잡성 안전 문제 (냉각재로 사용되는 액체 금속의 반응성) |
주요 사용 | 전력 생산 핵연료 재처리 연구 핵무기 물질 생산 (과거) |
역사 및 개발 | |
초기 개발 | 1940년대 (미국, 소련) |
상업 운전 | 1970년대 (소련, 프랑스, 영국, 일본) |
현재 상황 | 일부 국가에서 연구 개발 및 실증 플랜트 운영 |
안전성 | |
주요 고려 사항 | 냉각재 상실 사고 (LOCA) 노심 용융 사고 나트륨-물 반응 (나트륨 냉각재 사용 시) |
안전 장치 | 다중 안전 시스템 피동 안전 기능 엄격한 운전 절차 |
기타 | |
관련 용어 | 증식로 액체 금속 냉각로 고속 증식로 |
2. 장점
고속 중성자로는 다음과 같은 장점들을 가지고 있어 필수적인 개발로 널리 인식되고 있다.[14]
- 핵분열 시 열 중성자로보다 더 많은 중성자가 생성된다. 이는 유연성을 제공하며 우라늄 또는 토륨 증식을 가능하게 한다.
- 238U|우라늄-238영어이 고속 중성자를 흡수하여 핵분열할 확률이 11%이므로, 원자로에서 핵분열 사건의 상당한 비율이 이 동위원소에서 발생한다.
- 고속 중성자는 플루토늄이나 우라늄에 흡수될 확률이 적지만, 흡수되면 거의 항상 핵분열을 일으킨다.
- 고속로의 온도가 상승하면 중성자 스펙트럼의 도플러 넓어짐과 원자로 노심의 물리적 크기가 약간 증가한다. 이 두 가지 효과는 더 많은 중성자가 노심에서 빠져나가도록 하여 반응도를 감소시킨다.[16]
- 나트륨의 끓는점은 883°C이고 납의 끓는점은 1749°C이지만, 원자로는 일반적으로 500°C에서 550°C 사이에서 작동하므로, 금속이 액체 상태로 유지되고 열적 증가는 압력 증가 없이 쉽게 흡수될 수 있는 큰 여유가 있다.
- 고온에서 노심에 물이 존재하지 않으므로 원자로는 본질적으로 대기압 상태이다.
- 정지 상태에서도 공기를 이용한 수동 냉각(펌핑 불필요)이 가능하다. 후쿠시마 제1원자력 발전소 사고[18]와 같은 사고는 이러한 설계에서는 불가능하다.
- 액체 금속 또는 염의 더 높은 온도, 따라서 이 냉각제에 의해 생성된 증기의 더 높은 온도는 전기 발전 효율을 상당히 증가시킬 수 있다(약 40%의 열 효율, 30%와 비교).[19]
- 핵 발전의 폐기물 흐름을 상당히 줄이는 동시에 연료 사용률을 대폭 증가시킬 수 있다.
가장 많이 연구되고 건설된 고속로 유형은 나트륨 냉각 고속로이다. 납 냉각 고속로 및 FMSR, 고속 용융염 원자로[15]와 같은 다른 설계도 유사한 장점을 가지고 있다.
2030년대 이후 실용화가 구상되고 있는 제4세대 원자로의 노형으로 꼽히며, 마이너 악티나이드 연소, 방사성 폐기물의 처분량 감소, 우라늄의 유효 활용 등의 이점이 있다. 21세기 중반 이후 현행 경수로형 원자력 발전에 대체될 것으로 기대되며, 대체 완료 후에는 약 2000년에 걸쳐 우라늄 자원 걱정이 없어질 것으로 예상된다. 또한, 고속로에서 발생하는 잉여 중성자를 이용한 핵변환 기술을 개발함으로써 고준위 방사성 폐기물에 포함된 방사성 물질의 반감기를 단축시키는 것도 가능하다.[36]
2. 1. 핵연료 증식
평균적으로, 열 중성자로 인해 발생되는 분열에서 더 많은 고속 중성자들이 튀어나온다. 이 결과 연쇄반응을 유지하는 중성자에 비해 더 많은 중성자가 나온다는 데에 의미가 있다. 잔여 중성자는 다른 연료를 만들 수 있으며, 혹은 반감기가 긴 처리 곤란한 방사성 동위원소를 변화시켜, 좀 더 반감기가 짧은 방사성 원소로 변화시키거나 혹은 일반 원자로에서 나오는 방사성 폐기물보다 더 적은 양의 방사성 폐기물을 만들거나 혹은 다른 용도로 전용 가능하다.[7] 상업적인 열 원자로에서도 잉여 중성자를 만들지만, 고속 중성자로는 고속중성자를 입자에 흡수시켜 연료를 증식시켜낸다. 이러한 디자인은 보통 고속 증식로라고 불린다.경험상 고속 중성자 내에서의 연쇄반응을 지지하기 위해선 고농축 우라늄 혹은 플루토늄을 써야 한다. 왜냐하면, 원자로에선 핵분열 반응에서 얻어내는 열 반응을 선호하는데, 일반 열 중성자로 발생하는 열반응이 100이라고 할 때, U238이 고속중성자로 인해 Pu239로 변하는 비율이 9밖에 안되기 때문이다. 그러므로, 고속 중성자로엔 순수한 천연 우라늄 연료는 어렵다.
그러나, 고속로를 증식로로 만들 시, 소모한 연료보다 더 많은 연료를 만들 수 있다. 원자로 내에서 핵분열하면서 생긴 분열 생성물은 추가된 천연 혹은 열화우라늄이 대체되어, 더 이상의 농축은 필요 없게 된다. 이게 고속증식로(Fast Breeder Reactor, FBR)의 개념이다.
지금까지, 모든 고속 중성자로들은 MOX 연료를 사용하거나, 혹은 금속합금 연료를 사용해왔다.
고속 중성자에 의한 핵분열 반응이 에너지의 발생원이 되는 원자로이다. '''고속 중성자 원자로'''(Fast Neutron Reactor: FNR)라고도 불린다. 고속 중성자에 의한 핵분열 연쇄 반응을 이용하여 우라늄238에서 플루토늄239를 생산하는 증식로는 고속증식로라고 한다.
감속재를 제거함으로써 원자로 노심 부피를 크게 줄일 수 있으며, 어느 정도 복잡성을 줄일 수 있다. 특히 플루토늄-240(240Pu)는 고속 중성자를 포획할 때 핵분열할 가능성이 훨씬 높으므로, 플루토늄과 천연 우라늄 혼합물 또는 약 20% 우라늄-235(235U)를 함유한 농축 물질로 이러한 원자로에 연료를 공급하는 것이 가능하다. 다양한 시설에서 우라늄-233(233U)와 토륨-232(232Th)를 사용한 시험 운전도 수행되었다. 천연 우라늄 (대부분 우라늄-238(238U))은 플루토늄-239(239Pu)로 전환될 것이며, 토륨-232(232Th)의 경우 우라늄-233(233U)가 생성된다. 운전 중에 새로운 연료가 생성되므로, 이 과정을 브리딩(breeding)이라고 한다. 모든 고속 원자로는 브리딩에 사용될 수 있거나, 노심의 재료를 신중하게 선택하고 블랭킷을 제거함으로써 초과 재료를 생성하지 않고 동일한 수준의 핵분열성 물질을 유지하도록 작동할 수 있다. 이것은 비옥성 물질을 핵분열성 연료로 1:1 비율로 변환하기 때문에 변환(Conversion)이라고 불리는 과정이다. 여분의 중성자를 포획하는 우라늄-238(238U) 또는 토륨-232(232Th) 블랭킷으로 원자로 노심을 둘러쌈으로써, 여분의 중성자는 각각 더 많은 플루토늄-239(239Pu) 또는 우라늄-233(233U)를 브리딩한다.
핵심적으로, 원자로가 고속 중성자로 작동할 때, 플루토늄-239(239Pu) 동위원소는 열 중성자를 포획할 때의 핵분열 확률 62% 대신 74%의 확률로 핵분열을 일으킬 가능성이 높다. 또한, 플루토늄-240(240Pu) 원자가 고속 중성자를 흡수할 때 핵분열할 확률은 70%인 반면, 열 중성자의 경우 20% 미만이다. 고속 중성자는 우라늄과 플루토늄에 포획될 확률이 더 작지만, 포획되면 핵분열을 일으킬 확률이 상당히 높다. 따라서, 사용후 고속 원자로 연료의 재고에는 우라늄과 플루토늄을 제외하고는 사실상 악티늄족이 존재하지 않으며, 이는 효과적으로 재활용될 수 있다. 심지어 노심에 20% 질량의 원자로급 플루토늄 (평균적으로 2% 플루토늄-238(238Pu), 53% 플루토늄-239(239Pu), 25% 플루토늄-240(240Pu), 15% 플루토늄-241(241Pu), 5% 플루토늄-242(242Pu), 그리고 미량의 플루토늄-244(244Pu) 포함)이 초기 장전되더라도, 고속 스펙트럼 중성자는 이들 각각을 상당한 속도로 핵분열시킬 수 있다. 약 24개월의 연료 사이클이 끝나면, 이러한 비율은 플루토늄-239(239Pu)의 증가로 80% 이상으로 바뀌고, 다른 모든 플루토늄 동위원소는 비례적으로 감소할 것이다.
그런 다음 블랭킷 재료를 처리하여 새로운 핵분열성 물질을 추출할 수 있으며, 이는 고갈 우라늄과 혼합하여 MOX 연료를 생산하거나, 가볍게 농축된 우라늄 연료와 혼합하여 REMIX 연료를 생산할 수 있으며, 두 가지 모두 기존의 저속 중성자 원자로에 사용된다. 또는 고속 원자로 노심의 경우 17%-19.75%의 핵분열성 연료로 더 큰 비율로 혼합될 수 있다. 단일 고속 원자로는 자체 연료를 무기한으로 공급할 수 있으며 여러 열 원자로에 공급하여 천연 우라늄에서 추출되는 에너지 양을 크게 증가시킬 수 있다. 가장 효과적인 브리더 구성은 이론적으로 소비된 악티늄족 핵 10개당 14개의 플루토늄-239(239Pu) 핵 (14:10)을 생성할 수 있지만, 실제 고속 원자로는 지금까지 사이클 시작 시점보다 20% 더 많은 핵분열성 물질을 가지고 연료 사이클을 종료하며 12:10의 비율을 달성했다.[4] 채굴된 총 우라늄의 1% 미만이 열 관통형 핵연료 주기에서 소비되는 반면, 기존의 최고 고속 원자로 사이클에서는 최대 60%의 천연 우라늄이 핵분열된다.
2030년대 이후의 실용화가 구상되고 있는 제4세대 원자로의 로형으로 꼽힌다. 마이너 악티나이드 연소, 방사성 폐기물의 처분량 감소, 우라늄의 유효 활용 등의 이점이 있으며, 21세기 중반 이후에 현행 경수로형 원자력 발전에 대체될 것으로 기대되고 있다. 대체가 완료된 후에는 약 2000년에 걸쳐 우라늄 자원 걱정이 없어질 것으로 예상된다.
또한, 고속로에서 발생하는 잉여 중성자를 이용한 핵변환 기술을 개발함으로써 고준위 방사성 폐기물에 포함된 방사성 물질의 반감기를 단축시키는 것도 가능하다.[36]
현재의 사용후 핵연료 재고 (원자로급 플루토늄 포함)를 고려할 때, 이 사용후 연료 물질을 처리하고 악티늄족 동위원소를 다수의 고속 원자로에서 연료로 재사용하는 것이 가능하다. 이는 효과적으로 넵투늄-237(237Np), 원자로급 플루토늄, 아메리슘-241(241Am), 그리고 퀴륨-244(244Cm)을 소비한다. 사용후 원자로 연료 재고에는 막대한 양의 에너지가 여전히 존재하며, 고속 원자로 유형을 사용하여 이 물질을 사용한다면 해당 에너지를 유용한 목적으로 추출할 수 있다.
제4세대 원자로의 로형으로 꼽히는 것은 나트륨 냉각 고속로, 납 냉각 고속로, 가스 냉각 고속로가 있으며, 초임계압 경수 냉각로도 고속로로 구성하는 것이 고려되고 있다.
2. 2. 핵폐기물 감소
평균적으로, 열중성자로 인해 발생되는 분열에서 더 많은 고속 중성자들이 튀어 나온다. 그 결과 연쇄반응을 유지하는 중성자에 비해 더 많은 중성자가 나온다. 잔여 중성자는 다른 연료를 만들 수 있으며, 혹은 반감기가 긴 처리 곤란한 방사성 동위원소를 변화시켜, 좀 더 반감기가 짧은 방사성 원소로 변화시키거나, 일반 원자로에서 나오는 방사성 폐기물보다 더 적은 양의 방사성 폐기물을 만들 수 있다. 상업적인 열 원자로에서도 잉여 중성자를 만들지만, 고속 중성자로는 고속중성자를 입자에 흡수시켜 연료를 증식시킨다. 이러한 디자인은 보통 고속 증식로라고 불린다.[3]고속 중성자로는 핵 폐기물의 방사능 독성을 잠재적으로 줄일 수 있다. 각 상업 규모의 원자로는 연간 1톤이 조금 넘는 핵분열 생성물과 가장 방사능이 높은 성분을 재활용할 수 있다면 미량의 초우라늄 원소를 배출한다. 남은 폐기물은 약 500년 동안 보관해야 한다.[5]
고속 중성자를 사용하면 분열과 플루토늄 및 마이너 악티나이드에 의한 중성자의 포획 비율이 중성자가 열적 또는 거의 열적 "에피열" 속도보다 더 큰 경우가 많다. 고속 중성자는 플루토늄이나 우라늄에 흡수될 확률이 적지만, 흡수되면 거의 항상 핵분열을 일으킨다.
전환된 짝수 악티나이드(예: Pu-240|240|Pu영어, Pu-242|242|Pu영어)는 고속 원자로에서 홀수 악티나이드만큼 쉽게 분열된다. 분열된 후 악티나이드는 한 쌍의 "핵분열 생성물"이 된다. 이러한 원소는 총 방사능 독성이 적다.
핵분열 생성물 처리는 방사능 독성이 가장 높은 핵분열 생성물인 스트론튬-90(반감기 28.8년)과 세슘-137(반감기 30.1년)이 지배하므로,[5] 핵 폐기물 수명이 수만 년(초우라늄 동위원소로부터)에서 수백 년으로 줄어든다. 과정이 완벽하지는 않지만, 남은 초우라늄 원소는 상당한 문제에서 총 폐기물의 작은 비율로 줄어든다. 대부분의 초우라늄 원소를 연료로 사용할 수 있기 때문이다.
고속 원자로는 우라늄 연료 원자로에 대한 "연료 부족" 주장을 해결한다. 고속 원자로는 고갈된 우라늄과 토륨의 풍부한 공급원 및 경수 원자로 폐기물을 포함하여 거의 모든 악티나이드에서 핵 연료를 생산할 수 있도록 한다. 평균적으로 고속 중성자는 열 중성자보다 핵분열당 더 많은 중성자를 생성한다. 이는 연쇄 반응을 유지하는 데 필요한 중성자 외에 더 많은 잉여 중성자를 생성한다. 이러한 중성자는 추가 연료를 생산하거나 긴 반감기 폐기물을 덜 문제가 되는 동위원소로 변환하는 데 사용될 수 있으며, 프랑스 마르쿨의 Phénix 원자로에서 수행된 것과 유사하다. 기존의 열 원자로도 과잉 중성자를 생성하지만, 고속 원자로는 소비하는 연료보다 더 많은 연료를 생성할 수 있을 정도로 충분한 중성자를 생성할 수 있다. 이러한 설계는 고속 증식로로 알려져 있다.[3]
물 감속 원자로에서 사용된 연료에는 몇 가지 플루토늄 동위원소와 함께 더 무거운 초우라늄 원소가 존재한다. 주로 PUREX 공정을 기반으로 하는 복잡한 화학 추출 공정인 핵 재처리를 사용하여 변화하지 않은 우라늄, 핵분열 생성물, 플루토늄 및 더 무거운 원소를 추출할 수 있다.[6] 폐기물 흐름은 다음과 같은 범주로 나눌 수 있다.
# 변화하지 않은 우라늄-238: 물질의 대부분을 차지하며 방사능이 매우 낮다.
# 핵분열 생성물
# 초우라늄 원소
고속 중성자에 의한 핵분열 반응이 에너지 발생원인 원자로를 '''고속 중성자 원자로'''(Fast Neutron Reactor: FNR)라고 한다. 고속 중성자에 의한 핵분열 연쇄 반응을 이용하여 우라늄238에서 플루토늄239를 생산하는 증식로는 고속증식로라고 한다.
2030년대 이후 실용화가 구상되고 있는 제4세대 원자로의 노형으로 꼽힌다. 마이너 악티나이드 연소, 방사성 폐기물의 처분량 감소, 우라늄의 유효 활용 등의 이점이 있으며, 21세기 중반 이후 현행 경수로형 원자력 발전에 대체될 것으로 기대되고 있다. 대체가 완료된 후에는 약 2000년에 걸쳐 우라늄 자원 걱정이 없어질 것으로 예상된다.
또한, 고속로에서 발생하는 잉여 중성자를 이용한 핵변환 기술을 개발함으로써 고준위 방사성 폐기물에 포함된 방사성 물질의 반감기를 단축시키는 것도 가능하다.[36]
제4세대 원자로의 노형으로 꼽히는 것은 나트륨 냉각 고속로, 납 냉각 고속로, 가스 냉각 고속로가 있으며, 초임계압 경수 냉각로도 고속로로 구성하는 것이 고려되고 있다.
3. 단점
경수로의 단점은 고속로의 연구 개발을 촉진하는 요인이 되었다.[3]
경수로의 단점은 다음과 같다.
- 경수는 저렴하고 쉽게 구할 수 있으며 정제하기 쉽지만, 중성자를 흡수하여 반응에서 제거할 수 있다. 이 때문에 천연 우라늄에 포함된 농도로는 연쇄 반응을 유지하기 어렵다. 따라서 연료에 양을 농축하여 농축 우라늄을 생산해야 하며, 남은 는 열화 우라늄으로 알려져 있다.
- 열 중성자 설계에서는 중성자 흡수율이 낮은 중수나 흑연을 사용하여 천연 우라늄 연료를 사용할 수 있다. (CANDU, X-10 흑연 원자로 참조)
- 물의 끓는점이 낮아 증기 터빈 효율을 높이기 위해 고압에서 작동해야 한다. 따라서 두꺼운 강철 용기를 사용하고, 복잡한 설계와 안전 조치가 필요하다.
- 현대 가압 경수로의 물 온도는 약 350°C, 압력은 약 85 bar로, 500°C를 초과하는 석탄 화력 증기 회로에 비해 낮아 열효율이 낮다.
- 핵 원자로 정지 후에도 핵연료에서 발생하는 열을 제거해야 한다. 연료봉이 노출되면 연료가 가열되어 지르칼로이 피복재가 녹고 용융이 발생할 수 있다. (후쿠시마 원자력 사고 참조)
- 열 스펙트럼에서 우라늄과 플루토늄의 핵분열은 고속 스펙트럼에서보다 적은 수의 중성자를 생성한다.
고속로는 이러한 문제를 해결할 수 있지만, 현재까지 대부분 나트륨, 납 또는 납-비스무스 냉각재를 사용해왔기 때문에 다음과 같은 단점이 있다.
- 지연 중성자 역할이 작아 반응도 제어가 어렵다.
- 광학 도구 사용이 불가능하여 연료 재장전이 어렵고, 로봇 도구가 필요하다.
- 원자로 전체를 고온으로 가열해야 한다.
- 건설 및 운영 비용이 비싸다.
- 나트륨은 공기 중에서 연소하고 거품이 발생하며, 누출 시 화재 위험이 있다. (USS 시울프 (SSN-575), 몬주 원자력 발전소 참조)
- 중성자 조사에 의해 생성되는 는 방사능을 띠며, '냉각' 트랩으로 제거해야 한다.
- 액체 납 또는 납-비스무스 공융 합금 설계는 활성화 문제가 있다.
- 결함 있는 고속로 설계는 양의 보이드 계수를 가질 수 있다.
- 임계 질량이 높아 농축 우라늄 농축도가 높아야 한다.
4. 원자로 디자인
4세대 원자로의 로형으로 꼽히는 고속 중성자로는 마이너 악티나이드 연소, 방사성 폐기물의 처분량 감소, 우라늄의 유효 활용 등의 이점이 있어, 2030년대 이후 실용화가 구상되고 있다. 21세기 중반 이후에 현행 경수로형 원자력 발전을 대체할 것으로 기대되며, 대체가 완료된 후에는 약 2000년에 걸쳐 우라늄 자원 걱정이 없어질 것으로 예상된다.[36] 또한, 고속로에서 발생하는 잉여 중성자를 이용한 핵변환 기술을 개발함으로써 고준위 방사성 폐기물에 포함된 방사성 물질의 반감기를 단축시키는 것도 가능하다.[36]
고속로는 열 중성자로와 유사하게 우라늄 및 기타 무거운 원자의 핵분열에 의해 작동하지만, 대부분의 상업용 원자로와는 달리 감속재를 사용하지 않는다. 고속 중성자에 의한 핵분열 반응이 에너지의 발생원이 되며, '''고속 중성자 원자로'''(Fast Neutron Reactor: FNR)라고도 불린다.
고속 중성자로 디자인은 냉각재, 핵연료, 제어 방식에 따라 구별된다. 제4세대 원자로의 로형으로는 나트륨 냉각 고속로, 납 냉각 고속로, 가스 냉각 고속로가 있으며, 초임계압 경수 냉각로도 고속로로 구성하는 것이 고려되고 있다.
4. 1. 냉각재
4세대 원자로 중 초임계압 경수 냉각 고속로를 제외하면, 대부분의 고속로는 액체금속을 냉각재로 사용한다.[7] 초기 로스앨러모스 국립 실험실의 클레멘타인 원자로는 수은을 냉각제로, 플루토늄 금속 연료를 사용했다. 나트륨과 칼륨 냉각재는 낮은 용융 온도로 실험용 고속로에서 많이 사용되었다. 액체 납은 해군 원자로와 몇몇 실험용 원자로에서 사용되었다. 모든 대규모 고속로에선 액체 나트륨을 냉각재로 쓴다.물은 중성자 감속재 역할을 하기 때문에 고속 중성자로에는 적합하지 않다.[7] 그러나 초임계압 경수 냉각 고속로의 경우, 중성자 복사에 영향을 줄 만큼 밀도가 높지 않아 고속 중성자로로 취급한다.
가스냉각 고속 중성자로도 현재 연구 중이다.
4. 2. 핵연료
경험상 고속 중성자 내에서 연쇄반응을 유지하기 위해서는 고농축 우라늄이나 플루토늄을 사용해야 한다. 원자로에서는 핵분열 반응에서 얻어내는 열 반응을 선호하는데, 일반 열 중성자로 발생하는 열반응이 100이라고 할 때, 238U이 고속 중성자로 인해 239Pu로 변하는 비율이 9밖에 되지 않기 때문이다. 그러므로 고속 중성자로에는 순수한 천연 우라늄 연료는 어렵다.[2]하지만 고속로를 증식로로 만들면, 소모한 연료보다 더 많은 연료를 만들 수 있다. 원자로 내에서 핵분열하면서 생긴 분열 생성물은 추가된 천연 혹은 열화우라늄이 대체되어, 더 이상의 농축은 필요 없게 된다. 이것이 고속증식로(Fast Breeder Reactor, FBR)의 개념이다.
지금까지 모든 고속 중성자로는 MOX 연료를 사용하거나, 혹은 금속합금 연료를 사용해 왔다. 구소련의 고속 중성자로는 (고도로 235U 농축된) 우라늄 연료를 처음 사용했으며, 2022년에는 MOX 사용으로 전환했다.[12] 인도의 프로토타입 원자로는 탄화 우라늄 연료를 사용한다.235U로 5.5(중량) 퍼센트 농축된 우라늄으로 고에너지에서 임계에 도달할 수 있지만, 코어 수명을 포함한 여러 이유로 20% 범위의 농축을 가진 고속로 설계가 제안되었다.
천연 우라늄은 주로 99.3%의 238U과 0.7%의 235U 두 가지 동위 원소로 구성된다. 이 중 238U는 고속 중성자에 의해서만 핵분열을 일으킨다. 천연 우라늄의 약 0.7%는 235U인데, 이 동위 원소는 고속 중성자와 저속(열) 중성자 모두에 의해 핵분열을 일으킨다.238U의 핵분열에 의해 생성된 중성자는 원래 중성자보다 에너지가 낮으며, 일반적으로 1 MeV 미만으로, 이는 238U의 후속 핵분열을 일으키는 핵분열 임계값 이하이므로 238U의 핵분열은 핵연쇄 반응을 유지하지 못한다.
열 중성자(즉, 감속재에 의해 속도가 느려진 중성자)에 의해 충돌하면 중성자는 238U 핵에 의해 포획되어 우라늄을 239U로 변환할 수 있으며, 이 우라늄은 빠르게 239Np로 붕괴되고, 다시 239Pu로 붕괴된다.
핵심적으로, 원자로가 고속 중성자로 작동할 때, 239Pu 동위원소는 열 중성자를 포획할 때의 핵분열 확률 62% 대신 74%의 확률로 핵분열을 일으킬 가능성이 높다. 또한, 240Pu 원자가 고속 중성자를 흡수할 때 핵분열할 확률은 70%인 반면, 열 중성자의 경우 20% 미만이다.
고속 증식로에서는 연료 고갈로 인한 반응도는 232Th 또는 238U에서 각각 233U 또는 239Pu 및 241Pu를 증식함으로써 보상된다.
고속 원자로는 소비하는 연료보다 더 많은 연료를 생성할 수 있을 정도로 충분한 중성자를 생성할 수 있다. 이러한 설계는 고속 증식로로 알려져 있다.[3]
4. 3. 제어
다른 열 원자로처럼, 고속 중성자로는 임계상태를 유지하기 위해 제어봉을 사용한다. 그러나 고속로에는 도플러 선폭증대(열중성자에 영향을 줌)나 부정적 보이드 계수(감속재가 없으니, 감속재가 끓으며 생기는 반응성 약화도 없다)가 없다. 그러나 연료의 열팽창이 일어나면 출력이 낮아지는 민첩한 부정적 피드백은 존재한다.고속 중성자로는 열 중성자로와 마찬가지로, 임계성을 지발 중성자에 의존하도록 제어하며, 전체적인 제어는 중성자를 흡수하는 제어봉 또는 날개로 이루어진다.[1]
하지만 감속재가 없기 때문에 감속재의 변화에 의존할 수 없다. 따라서 감속재 내의 도플러 넓어짐은 열 중성자에 영향을 미치며 작용하지 않고, 감속재의 음의 공극 계수도 작용하지 않는다. 이 두 기술은 모두 일반적인 경수로에서 흔히 사용된다.[1]
연료의 열에 의한 분자 운동으로부터의 도플러 넓어짐은 빠른 음의 피드백을 제공할 수 있다. 핵분열성 물질 자체의 분자 운동은 연료의 상대 속도를 최적의 중성자 속도에서 벗어나도록 조절할 수 있다. 연료의 열팽창은 음의 피드백을 제공할 수 있다. 잠수함과 같은 소형 원자로의 경우 중성자 반사체의 도플러 넓어짐 또는 열팽창을 사용할 수 있다.[1]
고속로가 현재까지 대부분 나트륨, 납 또는 납-비스무스 냉각재를 사용해왔기 때문에, 이러한 시스템의 단점들이 여기서 설명된다.[1]
- 고속 중성자로 원자로를 가동하는 결과, 감속된 원자로와는 달리 노심의 반응도는 이러한 중성자에 의해 결정된다. 감속된 원자로에서는 지연 중성자로부터 반응도에 대한 상당한 양의 제어가 얻어지며, 이는 작업자나 컴퓨터가 반응도를 조정할 시간을 허용한다. 지연 중성자는 고속로에서는 거의 역할을 하지 않으므로, 고속로에서 매우 짧은 시간(예: 1초 이내) 반응도를 제어하기 위해 열팽창과 도플러 효과와 같은 다른 메커니즘이 필요하다. 더 긴 기간의 반응도는 중성자 흡수 물질로 채워진 제어봉에서 얻어진다.[1]
5. 종류
고속 중성자에서 (Uranium-235|우라늄-235영어)와 (Plutonium-239|플루토늄-239영어)는 고에너지 중성자와의 포획 단면적이 낮지만, 여전히 MeV 범위까지 반응성을 유지한다. 또는 의 밀도가 충분하면, 연료 내에 고속 중성자로 연쇄 반응을 유지하기에 충분한 핵분열성 원자가 존재하게 되는 임계점에 도달한다. 고속 스펙트럼에서 (Uranium-238|우라늄-238영어)가 고속 중성자를 포획하면, 약 11%의 확률로 핵분열을 일으키며, 나머지는 "방사성"으로 작용하여 로의 붕괴 연쇄를 일으킨다.[7]
원자로가 고속 중성자로 작동할 때, 동위원소는 열 중성자를 포획할 때의 핵분열 확률 62% 대신 74%의 확률로 핵분열을 일으킬 가능성이 높다. (Plutonium-240|플루토늄-240영어) 원자가 고속 중성자를 흡수할 때 핵분열할 확률은 70%인 반면, 열 중성자의 경우 20% 미만이다. 고속 중성자는 우라늄과 플루토늄에 포획될 확률이 더 작지만, 포획되면 핵분열을 일으킬 확률이 상당히 높다. 따라서, 사용후 고속 원자로 연료의 재고에는 우라늄과 플루토늄을 제외하고는 사실상 악티늄족이 존재하지 않으며, 이는 효과적으로 재활용될 수 있다. 노심에 20% 질량의 원자로급 플루토늄이 초기 장전되더라도, 고속 스펙트럼 중성자는 이들을 상당한 속도로 핵분열시킬 수 있다. 약 24개월의 연료 사이클이 끝나면, 이러한 비율은 의 증가로 80% 이상으로 바뀌고, 다른 모든 플루토늄 동위원소는 비례적으로 감소한다.[7]
감속재를 제거함으로써 원자로 노심 부피를 크게 줄일 수 있으며, 어느 정도 복잡성을 줄일 수 있다. 와 특히 는 고속 중성자를 포획할 때 핵분열할 가능성이 훨씬 높으므로, 플루토늄과 천연 우라늄 혼합물 또는 약 20% 를 함유한 농축 물질로 이러한 원자로에 연료를 공급하는 것이 가능하다. 다양한 시설에서 (Uranium-233|우라늄-233영어)와 (Thorium-232|토륨-232영어)를 사용한 시험 운전도 수행되었다. 천연 우라늄 (대부분 )은 로 전환될 것이며, 의 경우 가 생성된다. 운전 중에 새로운 연료가 생성되므로, 이 과정을 브리딩(breeding)이라고 한다.[7]
모든 고속 원자로는 브리딩에 사용될 수 있거나, 노심의 재료를 신중하게 선택하고 블랭킷을 제거함으로써 초과 재료를 생성하지 않고 동일한 수준의 핵분열성 물질을 유지하도록 작동할 수 있다. 이것은 비옥성 물질을 핵분열성 연료로 1:1 비율로 변환하기 때문에 변환(Conversion)이라고 불리는 과정이다. 여분의 중성자를 포획하는 또는 블랭킷으로 원자로 노심을 둘러쌈으로써, 여분의 중성자는 각각 더 많은 또는 를 브리딩한다.[7]
블랭킷 재료를 처리하여 새로운 핵분열성 물질을 추출할 수 있으며, 이는 고갈 우라늄과 혼합하여 MOX 연료를 생산하거나, 가볍게 농축된 우라늄 연료와 혼합하여 REMIX 연료를 생산할 수 있으며, 두 가지 모두 기존의 저속 중성자 원자로에 사용된다. 또는 고속 원자로 노심의 경우 17%-19.75%의 핵분열성 연료로 더 큰 비율로 혼합될 수 있다. 단일 고속 원자로는 자체 연료를 무기한으로 공급할 수 있으며 여러 열 원자로에 공급하여 천연 우라늄에서 추출되는 에너지 양을 크게 증가시킬 수 있다. 가장 효과적인 브리더 구성은 이론적으로 소비된 악티늄족 핵 10개당 14개의 핵 (14:10)을 생성할 수 있지만, 실제 고속 원자로는 지금까지 사이클 시작 시점보다 20% 더 많은 핵분열성 물질을 가지고 연료 사이클을 종료하며 12:10의 비율을 달성했다.[4] 채굴된 총 우라늄의 1% 미만이 열 관통형 핵연료 주기에서 소비되는 반면, 기존의 최고 고속 원자로 사이클에서는 최대 60%의 천연 우라늄이 핵분열된다.
현재의 사용후 핵연료 재고 (원자로급 플루토늄 포함)를 고려할 때, 이 사용후 연료 물질을 처리하고 악티늄족 동위원소를 다수의 고속 원자로에서 연료로 재사용하는 것이 가능하다. 이는 효과적으로 (Neptunium-237|넵투늄-237영어), 원자로급 플루토늄, (Americium-241|아메리슘-241영어), 그리고 (Curium-244|퀴륨-244영어)을 소비한다. 사용후 원자로 연료 재고에는 막대한 양의 에너지가 여전히 존재하며, 고속 원자로 유형을 사용하여 이 물질을 사용한다면 해당 에너지를 유용한 목적으로 추출할 수 있다.
미국 | 러시아 | 유럽 | 아시아 | |
---|---|---|---|---|
과거 | 클레멘타인, EBR-I, EBR-II, SEFOR, FFTF | BN-350 | 도운레이, 랩소디, 슈퍼피닉스, 피닉스 (2010년 가동 중단) | |
취소됨 | 클린치 리버, IFR | SNR-300, ASTRID | ||
해체 중 | 몬주 | |||
운영 중 | IBR-2, BOR-60, BN-600, BN-800[35] | FBTR, CEFR | ||
수리 중 | 조요 | |||
건설 중 | MBIR, BREST-300 | PFBR, CFR-600 | ||
계획 중 | 4세대 (가스·나트륨·납·염) , 테라파워, Elysium MCSFR, DoE VTR | BN-1200 | Moltex, ALFRED | 4S, JSFR, KALIMER |
6. 역사
1960년대와 1970년대에는 고속 증식로가 세계 에너지 수요의 해결책으로 여겨졌다. 당시 우라늄 광석 매장량에 대한 인식이 낮았고, 원자력 발전이 기저 부하 발전을 대체할 것으로 예상되었기 때문이다. 고속 증식로는 2회 처리 방식을 사용하여 알려진 광석 매장량의 에너지 용량을 증가시켜 기존의 광석 자원이 수백 년 동안 지속될 수 있게 해준다.
1970년대에는 미국, 프랑스, 소련을 중심으로 실험적인 증식로 설계가 연구되었다. 그러나 이는 우라늄 가격 폭락과 동시에 일어났다. 과잉 공급으로 연료 가격이 1980년 파운드당 약 40달러에서 1984년에는 20달러 미만으로 하락했다. 증식로에서 생산된 연료는 100USD에서 160USD 수준으로 훨씬 더 비쌌으며, 상업 운전에 도달한 몇 안 되는 장치들은 경제적으로 실현 불가능한 것으로 입증되었다.
지미 카터는 1977년 4월 핵 확산 우려로 미국 내 증식로 건설을 연기하기로 결정했고, 프랑스의 슈퍼피닉스 원자로의 불완전한 운전 기록으로 인해 미국의 증식로에 대한 관심은 줄어들었다.[20] 프랑스 원자로는 또한 이러한 원자로를 매우 위험하다고 간주하는 환경 단체의 심각한 반대에 직면했다.[21]
이러한 난관에도 불구하고, 많은 국가에서 여전히 고속로 기술에 투자하고 있다. 1970년대 이후 약 25기의 원자로가 건설되었으며, 400 원자로년 이상의 경험을 축적했다.
2008년 국제 원자력 기구 (IAEA)는 고속로 지식 보존 시스템 제안[22]에서, 지난 15년 동안 선진국에서 고속로 개발이 정체되었고, 많은 전문가들이 은퇴했거나 은퇴를 앞두고 있다고 언급했다.
2021년 현재 러시아는 상업적 규모로 두 기의 고속로를 운영하고 있다.[35] 제4세대 원자로 국제 포럼은 6가지 새로운 원자로 유형을 제안했으며, 이 중 3가지가 고속 스펙트럼으로 작동한다.[23]
미국 | 러시아 | 유럽 | 아시아 | |
---|---|---|---|---|
과거 | 클레멘타인, EBR-I, EBR-II, SEFOR, FFTF, SRE, LAMPRE-1 | BR-5, BN-350, IBR, BES-5, 러시아 알파 8 PbBi | 도운레이, 랩소디, 슈퍼피닉스, 피닉스 (2010년 가동 중단), KNK-II | 페르미 1, 악타우 원자로 |
취소됨 | 클린치 리버, IFR | SNR-300, ASTRID | ||
해체 중 | 몬주 | |||
운영 중 | IBR-2, BOR-60, BN-600, BN-800[35] | FBTR, CEFR | ||
수리 중 | 조요 | |||
건설 중 | MBIR, BREST-300 | PFBR, CFR-600 | ||
계획 중 | 4세대 (가스·나트륨·납·염) , 테라파워, Elysium MCSFR, DoE VTR | BN-1200 | Moltex, ALFRED | 4S, JSFR, KALIMER |
국제 원자력 파트너십(GNEP)에 의한 개발이 2006년에 시작되었으나, 2009년에 중단되었다.[38]
2020년대, 미국의 테라파워사와 미국 에너지부가 2028년을 목표로 와이오밍주에 고속로를 건설하고 운전을 시작할 계획을 추진하고 있다. 2022년, 일본원자력연구개발기구와 미쓰비시중공업이 고속로 건설을 위한 기술 협력 합의서를 체결했으며, 몬주 등 과거의 경험이 반영될 전망이다.
7. 한국의 고속로 개발
2020년대, 미국의 테라파워사와 미국 에너지부는 2028년을 목표로 와이오밍주에 고속로를 건설하고 운전을 시작할 계획을 추진하고 있다. 2022년, 일본원자력연구개발기구와 미쓰비시중공업은 고속로 건설을 위한 기술 협력 합의서를 체결했으며, 몬주 등 과거의 경험이 반영될 전망이다.
참조
[1]
웹사이트
Fast-neutron reactors, Fast nuclear reactors
https://www.iaea.org[...]
IAEA
2016-04-13
[2]
웹사이트
What is Neutron - Neutron Definition
http://www.nuclear-p[...]
2017-09-19
[3]
웹사이트
Difference Between Thermal Reactor and Fast Reactor
http://www.differenc[...]
Difference.minaprem.com
2019-10-14
[4]
웹사이트
Conversion Factor - Breeding Ratio
https://www.nuclear-[...]
[5]
문서
Smarter use of Nuclear Waste
http://www.nationalc[...]
Scientific American
2005-12
[6]
웹사이트
Fast Neutron Reactors | FBR - World Nuclear Association
https://www.world-nu[...]
[7]
웹사이트
How do fast breeder reactors differ from regular nuclear power plants?
https://www.scientif[...]
2023-12-05
[8]
웹사이트
Fast Neutron Reactors {{!}} FBR - World Nuclear Association
https://world-nuclea[...]
2023-12-05
[9]
웹사이트
Moltex Energy {{!}} Safer Cheaper Cleaner Nuclear {{!}} Stable Salt Reactors {{!}} SSR
http://www.moltexene[...]
2016-10-20
[10]
간행물
Gas-Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook
[11]
웹사이트
Will heavy nitrogen become a widely used fission reactor coolant? - Atomic Insights
https://atomicinsigh[...]
2020-11-17
[12]
웹사이트
Beloyarsk BN-800 fast reactor running on MOX : Uranium & Fuel - World Nuclear News
https://www.world-nu[...]
[13]
URL
https://www.nuclear-[...]
2024-08
[14]
웹사이트
What is a fast reactor?
https://whatisnuclea[...]
[15]
간행물
Analysis of the Molten Salt Fast Reactor using reduced-order models
2021
[16]
Youtube
The Integral Fast Reactor
https://www.youtube.[...]
2014-06-17
[17]
간행물
Design and assessment of a molten chloride fast reactor
2021
[18]
웹사이트
Fukushima Daiichi Accident - World Nuclear Association
https://world-nuclea[...]
[19]
PDF
https://factsheets.i[...]
2022-03
[20]
웹사이트
Process Banned by President Carter Could Solve U.S. Nuclear Waste Problem
https://oilprice.com[...]
[21]
간행물
Fast Breeder Reactors in France
https://doi.org/10.1[...]
2009-06-26
[22]
웹사이트
Fast Reactor Knowledge Preservation System: Taxonomy and Basic Requirements
http://www-pub.iaea.[...]
[23]
웹사이트
Home - Generation IV Systems
https://www.gen-4.or[...]
[24]
웹사이트
Parameters
https://www.niiar.ru[...]
2024-09-14
[25]
웹사이트
China 's first Experimental Fast Reactor (CEFR) Put into Operation in 2009 – Zoom China Energy Intelligence-New site
https://web.archive.[...]
2008-06-01
[26]
문서
Endeavor to improve in-pile testing techniques in the experimental fast reactor Joyo
http://www.iaea.org/[...]
2013
[27]
웹사이트
Pilot fuel elements produced for MBIR fast neutron research reactor
https://www.world-nu[...]
[28]
웹사이트
Russia starts building lead-cooled fast reactor : New Nuclear - World Nuclear News
https://world-nuclea[...]
[29]
웹사이트
Russia progresses with BN-1200M sodium-cooled fast reactor development
https://www.neimagaz[...]
2024-05-21
[30]
웹사이트
"***지속가능원자력시스템***"
http://ehome.kaeri.r[...]
[31]
웹사이트
Southern Company partnering with Bill Gates backed Terrapower on molten chloride fast reactor
https://www.nextbigf[...]
2018-08-24
[32]
웹사이트
Technology
https://web.archive.[...]
2019-07-30
[33]
웹사이트
Generation IV & SMR
https://www.ansaldoe[...]
[34]
웹사이트
Overview of Indian Fast Breeder Nuclear Reactor Programme - Nuclear Power - Nuclear Reactor
https://www.scribd.c[...]
[35]
URL
https://pris.iaea.or[...]
[36]
웹사이트
長寿命核分裂生成物の半減時間を9年以下に短縮
https://www.titech.a[...]
東京工業大学
2020-01-14
[37]
뉴스
高速炉:実証炉の研究開発で日米仏合意
http://mainichi.jp/s[...]
毎日新聞
2008-02-01
[38]
간행물
世界の高速炉開発の動向
https://www.jaea.go.[...]
日本原子力研究開発機構
2016-12-09
[39]
웹사이트
米高速炉計画に日本参加へ…「もんじゅ」の技術共有、国内建設にも活用
https://www.yomiuri.[...]
読売新聞ONLINE
2022-01-01
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