납 냉각식 고속로

Lead-cooled fast reactor
납 냉각 고속 원자로 방식.

납 냉각 고속로는 용융된 납 또는 납-비스무트 공융 냉각제를 사용하는 원자로 설계입니다. 이 물질들은 중성자 흡수율이 낮고 녹는점이 상대적으로 낮기 때문에 1차 냉각제로 사용될 수 있습니다. 중성자는 이 무거운 핵과의 상호작용에 의해 속도가 느려지고(따라서 중성자 조절자가 되지 않음), 따라서 이 원자로들은 빠른 중성자로 작동합니다.

이 개념은 일반적으로 나트륨 냉각 고속 원자로와 유사하며 대부분의 액체 금속 고속 원자로는 납 대신 나트륨을 사용했습니다. 납으로 냉각된 원자로는 1970년대 소련의 일부 핵잠수함 원자로를 제외하고는 거의 건설되지 않았습니다. 그러나 제안된 다수의 원자로와 건설 중인 하나의 새로운 원자로 설계는 납 냉각 방식입니다.

이 원자로 계획을 위해 탐색 중인 연료 설계에는 금속, 금속 산화물 또는 금속 질화물로서 비옥한 우라늄이 포함됩니다.[1]

납으로 냉각된 원자로 설계는 IV세대 원자로로 제안되었습니다. 이러한 유형의 원자로의 향후 구현 계획에는 300~400 MWe의 모듈식 배치와 1,200 MWe의 대형 단일 공장이 포함됩니다.

작동

납 냉각 고속 원자로는 빠른 중성자와 용융된 납 또는 납-비스무트 공융 냉각제로 작동합니다. 용융된 납 또는 납-비스무트 공융은 특히 납과 낮은 정도의 비스무트는 중성자 흡수율이 낮고 용융점이 상대적으로 낮기 때문에 1차 냉각제로 사용될 수 있습니다. 중성자는 무거운 핵과의 상호작용에 의해 속도가 느려지고(따라서 중성자 조절자가 되지 않음), 따라서 이러한 유형의 원자로를 고속 중성자 원자로로 만드는 데 도움이 됩니다. 간단히 말해서 중성자가 비슷한 질량의 입자(예를 들어 가압수형 원자로 PWR의 수소)에 부딪히면 운동 에너지를 잃는 경향이 있습니다. 반대로 납과 같이 훨씬 무거운 원자에 부딪히면 중성자는 이 에너지를 잃지 않고 "바운스 오프"됩니다. 그러나 냉각제는 중성자 반사기 역할을 하며 일부 탈출하는 중성자를 노심으로 돌려보냅니다.

용량이 작은 납 냉각 고속 원자로(예: SSTAR)는 자연 대류에 의해 냉각될 수 있는 반면, 더 큰 설계(예: ELSY[2])는 정상적인 전력 운전에서 강제 순환을 사용하지만 자연 순환 비상 냉각을 사용합니다. 운전자의 간섭이 필요하지 않으며, 정지 후 원자로의 잔열을 냉각하기 위한 어떤 종류의 펌핑도 필요하지 않습니다. 원자로 출구 냉각재 온도는 일반적으로 500 ~ 600 °C 범위이며, 나중에 설계할 고급 재료를 사용하여 800 °C 이상일 수 있습니다. 800°C 이상의 온도는 이론적으로 황-요오드 순환을 통해 수소의 열화학적 생성을 지원할 수 있을 만큼 충분히 높습니다.

이 개념은 일반적으로 나트륨 냉각 고속 원자로와 매우 유사하며 대부분의 액체 금속 고속 원자로는 납 대신 나트륨을 사용했습니다. 1970년대 소련의 일부 핵잠수함 원자로를 제외하고는 납 냉각 원자로가 거의 건설되지 않았지만, 제안된 다수의 원자로와 건설 중인 하나의 새로운 원자로 설계가 납 냉각되었습니다.

연료

이 원자로 계획을 위해 탐색 중인 연료 설계에는 금속, 금속 산화물 또는 금속 질화물로서 비옥한 우라늄이 포함됩니다.[3]

소형 모듈식 원자로

주 기사: 소형 모듈식 원자로

납 또는 납-비스무트 공융을 사용하는 원자로는 대규모 전력 등급으로 설계할 수 있습니다. 소련은 60년대와 70년대에 납-비스무스 냉각 고속 원자로를 탑재한 알파급 잠수함을 운용할 수 있었는데, 이 원자로는 155 MW의 화력발전에 약 30 MW의 기계적 출력을 가지고 있었습니다(아래 참조).

다른 옵션에는 수년 동안 연료를 보충할 필요가 없는 수명이 길고 미리 제조된 코어가 있는 장치가 포함됩니다.

납 냉각 고속 원자로 배터리는 15~20년의 연료 주입 간격으로 폐쇄된 연료 사이클에서 작동하는 카세트 코어를 사용하거나 완전히 교체 가능한 원자로 모듈을 사용하는 소형 턴키형 발전소입니다. 소규모 전력망에서 전력을 생산하기 위해 설계되었습니다(그리고 식수 생산을 위한 수소 생산 및 탈염 공정을 포함한 기타 자원).

고속로에서의 납의 장점

냉각제로 납을 사용하는 것은 원자로 냉각을 위한 다른 방법과 비교할 때 몇 가지 장점이 있습니다.

  • 용융된 납은 중성자를 크게 완화시키지 않습니다. 중성자가 매질과의 반복적인 충돌로 속도가 느려질 때 중용이 발생합니다. 중성자가 자신보다 훨씬 무거운 원자와 충돌하면 그 과정에서 거의 에너지가 손실되지 않습니다. 따라서 중성자는 납에 의해 느려지지 않으며, 이를 통해 중성자가 높은 에너지를 유지할 수 있습니다. 이것은 용융 액체 나트륨 설계를 포함한 다른 고속 원자로 개념과 유사합니다.
  • 녹은 납은 중성자의 반사판 역할을 합니다. 원자로의 중심부를 빠져나가는 중성자들은 어느 정도 다시 중심부로 향하게 되고, 이는 더 나은 중성자 경제를 가능하게 합니다. 이를 통해 원자로 내의 연료 요소 사이의 간격이 넓어짐으로써 납 냉각제에 의한 열 제거가 더 잘 이루어질 수 있습니다.[4]
  • 납은 중성자에 의한 활성화를 거의 겪지 않습니다. 따라서 납에 의한 중성자 흡수에 의해 방사성 원소가 생성되는 것은 사실상 없습니다. 이것은 러시아 잠수함을 포함한 다른 고속 설계에 사용된 납-비스무트 공융과 대조적입니다. 이 혼합물의 비스무트-209는(순수 납보다 녹는점이 123.5°C 낮은) Po, 폴로늄-210으로 어느 정도 활성화되며, 이는 매우 방사성 독성이 강한 알파 방출기입니다.
  • 납은 중성자를 거의 흡수하지 않지만 밀도가 높기 때문에(용융점에서 액체일 때 10.66g/cm3), 납은 감마선 및 기타 이온화 방사선을 흡수하는 데 매우 효과적입니다. 이를 통해 원자로 외부의 방사선장이 매우 낮음을 보장합니다.
  • 고속 원자로에 사용되는 비교적 일반적인 냉각제인 용융 나트륨 금속과는 달리 납은 가연성에 문제가 없습니다(공기 중 나트륨 연소는 가벼운 반응이지만 나트륨과 물의 격렬한 반응과 혼동되지 않음). 누출로 인해 굳어질 것입니다.
  • 납이 액체 상태로 남아 있는 매우 넓은 온도 범위(1400K 또는 1126°C 이상)는 압력 증가 없이 열변이 흡수됨을 의미합니다. 실제로 작동 온도는 약 500°C(932°F) – 550°C(1,022°F)로 유지됩니다. 이는 주로 다른 재료 특성 및 물리 화학적 제한 때문입니다. 액체 금속(액체 금속 취성) 및 아말감 구동 금속 용해(스테인리스강에서 연속적으로 Cr 및 Ni 추출)에 의한 부식에 대한 민감성.
  • 모든 고속 원자로 설계와 마찬가지로 고온과 높은 열관성 때문에 비상 상황에서 수동 냉각이 가능합니다. 따라서 전기 펌핑 보조가 필요하지 않으며, 자연 대류는 셧다운 후 잔류 열을 제거하기에 충분합니다. 이를 달성하기 위해 원자로 설계에는 전력이 필요하지 않고 운전자 조치가 필요하지 않은 전용 수동 열 제거 시스템이 포함됩니다.
  • 모든 고속 원자로 설계는 수냉식(및 조절식) 원자로보다 노심에서 훨씬 높은 온도에서 작동합니다. 이것은 증기 발생기에서 훨씬 더 높은 열역학적 효율을 허용합니다. 따라서 핵분열 에너지의 더 많은 부분이 전기로 전환될 수 있습니다. 수냉식 원자로의 경우 약 30%에 비해 40% 이상의 효율이 실제에서 달성 가능합니다.
  • 마찬가지로 모든 고속 스펙트럼 원자로와 마찬가지로 냉각제는 가압되지 않습니다. 이는 압력 용기가 필요하지 않으며 비내압성 강철 및 합금으로 배관 및 덕트를 구성할 수 있음을 의미합니다.[5] 기본 냉각수 회로의 누출은 매우 높은 압력에서 배출되지 않습니다.
  • 납은 물(0.58W/m·K)에 비해 열전도율(35W/m·K)이 높아 연료 요소에서 냉각수로의 열전달이 효과적임을 의미합니다.
  • 일반적인 연료 공급 대신 수년간의 가동 끝에 노심 전체를 교체할 수 있습니다. 이러한 원자로는 자체 원자력 인프라를 구축할 계획이 없는 국가에 적합합니다.
  • 납의 핵 특성으로[which?] 인해 큰 나트륨 고속 원자로 코어에서 방지하기 어려운 양의 공극 계수를 방지할 수 있습니다.
  • 납은 공기 중에서 쉽게 타오르고 물과 접촉하면 폭발할 수 있는 나트륨과 달리 물이나 공기와는 크게 반응하지 않습니다. 이를 통해 더 쉽고 저렴하며 안전한 격납 및 열 교환기/증기 발생기 설계가 가능합니다.[6]

단점들

  • 납과 납-비스무트는 매우 밀도가 높아 시스템의 무게를 증가시키기 때문에 더 많은 구조적 지지와 내진 보호가 필요하며, 이를 통해 건물 비용을 증가시킬 수 있지만, 더 컴팩트한 구조도 도움이 될 수 있습니다.
  • 납은 값이 싸고 풍부하지만 비스무트는 비싸고 상당히 희귀합니다. 그리드에 연결된 납-비스무트 원자로는 원자로 크기에 따라 수백, 수천 톤의 납-비스무트가 필요합니다.
  • 납-비스무트 용액의 응고("동결")는 냉각재 순환을 차단하고 원자로 제어계통의 이동식 부품을 고정시켜 원자로를 운전할 수 없게 합니다. 그러나 납-비스무스 공융(LBE)은 용융 온도가 123.5 °C(254.3 °F)로 비교적 낮아 용융 작업이 덜 완료됩니다. 납은 녹는점이 327.5 с로 더 높지만, 많은 양의 납이 쉽게 얼지 않는 풀(pool)형 반응기로 많이 사용됩니다.
  • 이러한 누출을 억제하기 위한 조치가 취해지지 않을 경우, 냉각수가 누출되어 응고됨으로써 장비(소련 잠수함 K-64 참조)를 손상시킬 수 있습니다.
  • 납-비스무스는 비스무스-209의 중성자 활성화로부터 상당한 양의 폴로늄-210을 생성합니다. 이 방사성 원소는 납-비스무트에서 용해되며, 138.38일의 반감기를 가진 알파 방출체입니다. 이는 유지보수를 심각하게 복잡하게 하고 심각한 식물 알파 오염 문제를 야기할 수 있습니다. Po에 의해 방출되는 알파 입자는 높은 에너지(~ 5.4 MeV)를 가지며, 따라서 높은 이온화 밀도가 오염된 조직에서 영향을 받는 세포를 심각하게 손상시키기 때문에 신체 내부 오염(흡입 및 섭취 위험)의 경우 방사선 독성이 높습니다.
순수한 납은 더 적은 크기의 폴로늄을 생산하므로 이 점에서 납-비스무스보다 유리합니다.
  • 액체 납과 LBE의 가장 어려운 문제는 연료 요소와 반응기 내부의 침식과 부식으로 인해 발생할 수 있는 손상입니다.[7][8][9] 표면 침식은 특히 연마성 고체 입자(금속 표면에서 분리된 산화물) 또는 금속 파편에 의해 오염될 경우 원자로에서 높은 속도로 순환하는 액체 금속의 높은 밀도 및 관련 운동 에너지에 의해 악화됩니다. 부식은 액체 금속 냉각제(냉점에서 용해된 금속의 침전과 함께 액체 아말감 형성)의 합금(예: Ni, Cr, 스테인리스강에서 방출)에 존재하는 금속의 용해와 원자로 내부의 연료 클래딩 및 구조 재료의 액체 금속 취화(LME)에 의해 연료가 공급됩니다. 부식 문제를 완화하기 위해서는 금속 표면을 패시베이션하는 산화막을 가능한 한 얇고 촘촘하게 형성할 필요가 있습니다. 이는 금속성 냉각수에 존재하는 용존 산소/금속 산화물을 정확하게 제어함으로써 달성할 수 있습니다. 산소가 부족할 경우 맨 금속 표면이 심각한 부식 문제에 노출될 수 있습니다. O2 과잉은 금속 표면에서 분리되기 쉬운 두꺼운 다공성 산화막을 생성하고 침식 및 차단 문제를 악화시킵니다. 부식 속도도 온도에 따라 증가합니다. 부식 문제를 완화하기 위해 금속 원자로 구성 요소의 표면에 보호 산화물층을 유지하는 오스테나이트 강(passivating agent로 첨가된 Al 함유)을 형성하는 알루미나와 같은 신규 개발된 합금도 후보 물질로 연구되고 있습니다.
  • 납과 LBE의 밀도가 높기 때문에 연료 요소, 제어봉 및 모든 이동식 원자로 구성 요소가 금속 냉각제에 떠 있게 되어 이를 처리하고 부유 잔해를 방지하는 데 필요한 엔지니어링 시스템이 심각하게 복잡해집니다.
  • 금속성 냉각제(Pb, LBE, Na)는 가시광선에 대해 불투명하여 원자로의 연료 주입 및 유지보수 작업을 심각하게 복잡하게 하므로 연료 요소와 제어봉을 안전하게 처리하기 위한 특수 시스템이 필요합니다. 그러나 나트륨 냉각 고속 증식기에 대해 이미 존재하는 설계 및 운영 경험은 납 냉각 고속 반응기에도 도움이 될 수 있습니다.

실행

러시아/USR

1970년대 소련 알파급 잠수함에는 납 냉각식 고속로 2종이 사용됐습니다. OK-550과 BM-40A는 모두 155MWt를 생산할 수 있었습니다. 일반 수냉식 원자로보다 상당히 가벼웠고 최대 출력과 최소 소음 운전 모드를 빠르게 전환할 수 있는 장점이 있었습니다.[citation needed]

AKME Engineering Archive at the Wayback Machine 2018년 12월 24일에 상업용 납-비스무트 원자로를 개발하기 위해 2010년에 발표되었습니다.[10] SVR-100('Svintsovo-Vismutovi Bystryi Reaktor' - 납-비스무트 고속 원자로)은 Alfa 설계에 기반을 두고 있으며 100을 생산할 예정입니다.총 화력 280MWt의 MWe 전기는 [10]해저 원자로의 약 2배에 달합니다. 더 많은 전력이 필요한 경우 최대 16명의 그룹으로 사용할 수도 있습니다.[10] 냉각수는 노심을 통과하면서 345°C(653°F)에서 495°C(923°F)로 증가합니다.[10] 16.5% U-235까지 농축된 산화우라늄을 연료로 사용할 수 있으며, 7-8년마다 연료를 보충해야 합니다.[10] 2017년에 시제품이 계획되어 있습니다.[11]

또 다른 두 개의 납 냉각 원자로는 러시아인들에 의해 개발되었습니다: BREST-300과 BREST-1200.[12] BREST-300 디자인은 2014년 9월에 완성되었습니다.[13]

WNA는 이 분야에 대한 다른 국가들의 관심을 증진시키기 위한 러시아의 역할에 대해 언급합니다.[14]

1998년, 러시아는 잠수함 원자로에 대한 경험에서 파생된 많은 연구 정보를 기밀 해제했고, 이후 소형 원자로에 Pb 또는 Pb-Bi를 사용하는 것에 대한 미국의 관심이 높아졌습니다.

제안 및 개발 중

벨기에

MYRRHA 프로젝트(첨단 기술 적용을 위한 다목적 하이브리드 연구용 원자로)는 양성자 가속기(이른바 가속기 구동 시스템, ADS)와 결합된 미래의 원자로 설계에 기여하는 것을 목표로 합니다. 이는 '납-비스무스 냉각식 또는 [15]납-냉각식 고속 원자로'일 수 있으며, 두 가지 구성이 가능합니다: 아임계 또는 임계. 풀(pool) 또는 루프(loop)형 원자로일 수 있습니다.

이 프로젝트는 벨기에 원자력 연구 센터인 SCK CEN이 관리하고 있습니다. 이는 1960년대 초부터 SCK CEN에 존재하는 무동력 원자로 금성에서 파생되어 소형 양성자 가속기에 결합된 용융 납-비스무트 공정(LBE) 욕조를 수용하도록 수정된 최초의 소형 프로토타입 연구 시연자인 기니베어 시스템을 기반으로 합니다.[16][17] 2010년 12월, MYRRHA는 향후 20년간 원자력 연구 분야에서 유럽의 리더십을 유지하기 위한 50개 프로젝트 중 하나로 유럽위원회에[18] 의해 등재되었습니다. 2013년, 이 프로젝트는 Areva가 주도하는 컨소시엄에 프론트 엔드 엔지니어링 설계 계약이 체결되면서 추가 개발 단계에 접어들었습니다.[19][20]

재료 시험용 원자로로서 작동할 수 있도록 전력 밀도가 높은 콤팩트한 노심(즉, 중성자 플럭스가 높은)을 목표로 하는 ADS MYRRA에 사용될 연료는 핵분열성 동위원소에서 고농축되어야 합니다. 원하는 중성자 성능을 얻기 위해 30~35 wt.%의 Pu를 갖는 고농축 MOx 연료를 먼저 선택했습니다.[21][22][23] 그러나 Abderhim et al.에 따르면. (2005)[22] "이 선택은 1996년 미국 DOE가 시작한 RERTR(Research Testing Reactor용 연료 농축 감소) 프로그램에 의해 새로운 시험로에 부과된 비확산 요건과 비교하여 여전히 확인되어야 합니다." 따라서 Myrra에 선택될 연료도 중성자 성능을 유지하면서 비확산 기준을 존중할 필요가 있습니다. 또한, 이러한 고농축 MOx 연료는 산업적으로 생산된 적이 없으며 공장에서 취급 중에 발생하는 중대 사고를 방지하기 위해 심각한 기술적 및 안전 문제를 야기합니다.

2009년 원자력청(NEA, OECD)의 후원으로 국제 전문가 팀(Myrha International Review Team, MIRT)이 Myrha 프로젝트를 검토하고 벨기에 정부에 신중한 권고 사항을 전달했습니다.[24] 확인된 기술적 문제 외에도 프로젝트가 보다 상세한 설계 단계에 진입해야 할 때 예상되는 건설 및 개발 비용과 관련된 재정적, 경제적 위험도 있었습니다. 이러한 프로젝트는 설계상의 복잡성과 관련된 오랜 공사 지연, 기술적 어려움의 과소평가, 예산 부족 등의 문제를 안고 있습니다. 벨기에 국가의 제한된 참여(모든 비용의 40%)와 외부 프로젝트 소유자의 불확실한 혜택도 지적됐습니다.[24]

반복적인 재정적 결함과 또한 원자로 설계(풀 또는 루프형, 원자로?)에 여전히 존재하는 중요한 불확실성 때문에, 그리고 액체 금속 냉각제(LBE)에 대한 선택은 여전히 유효합니다. Bi는 중성자 활성화되어 높은 방사성 독성 ⍺ 방출 Po)를 생성합니다. 프론트 엔드 엔지니어링 설계(FEED) 활동은 중단되어야 했고 예비 단계 이상으로 진행되지 않았습니다. 매우 놀랍게도 FEED 활동의 예비 결과는 ADS나 고속 중성자 원자로 분야와 전혀 관련이 없는 저널인 국제 수소 에너지 저널(IJHE)에 발표되었지만 Myrha로 수소를 생산하는 것에 대해서는 전혀 의문이 없었습니다.[28] FEED 활동의 예비 결과를 발표하기 위해 이 저널을 선택한 것은 당황스럽습니다. FEED 활동이 발표된 저널인 Physics Procedia도 중단됩니다.[29] 지속적으로 증가하는 비용과 재정적 불확실성 외에도, 이 프로젝트는 여전히 많은 기술적[7][8][9] 과제를 해결해야 합니다: 심각한 부식 문제(액체 금속 취화, 연료 클래딩 및 원자로 구조 재료에 사용되는 스테인리스강에서 Cr과 Ni의 용융 금속에 대한 아말감 구동 용해), 작동 온도(금속 응고 위험 대 부식 속도 증가), 핵 임계 안전 문제...

2013-2015년의 예비 FEED 분석에서 고려된 Myrra의 제안된 풀 유형 설계를 위한 납-비스무트 공정(LBE)의 대량 재고는 4500톤의 금속성 Pb-Bi를 나타냅니다.[26] 이로 인해 원자로 운전 중에 4 kg 이상의 Po가 생성됩니다. 첫 번째 운전 사이클 후, 재료 시험 원자로(MTR)의 경우 일반적으로 1015 중성자·cm–2·s–1 정도의 고중성자 플럭스에 노출되는 LBE에서 350 g의 Po가 이미 형성될 것입니다.[30] 이는 첫 번째 작동 사이클에 대한 5.5 × 1016 베크렐 또는 [30]1.49 × 106 큐리의 Po의 활동에 해당합니다. 이처럼 상당한 양의 고방사능 독성 Po의 존재는 Myrra 핵연료의 유지보수 작업과 저장에 대한 상당한 방사선 안전 문제를 나타냅니다. Po의 변동성이 크기 때문에 원자로 위의 플레넘 공간도 알파 오염이 될 수 있습니다. Fiorito et al. (2018)이 지적한 바와 같이, "일부 폴로늄은 원자로 플레넘 내의 커버 가스로 이동하고 원자로가 연료 주입 또는 유지 보수를 위해 개방될 때 1차 계통 외부로 확산될 것입니다." Po 오염 지역의 모든 작업은 Pu 취급보다 훨씬 더 심각한 적절한 방사선 보호 조치를 요구하거나 원격으로 작동하는 로봇에 의해 완전히 수행되어야 합니다. 예상되는 완화 전략은[30] LBE에서 폴로늄을 지속적으로 제거하는 것으로 구성될 수 있지만 Po에 의해 발생하는 상당한 열은 주요 장애물을 나타냅니다.[30]

2023년, 하인 브루크후이스는 주요 SCK CEN 플레이어와의 인터뷰와 공개적으로 입수 가능한 문서를 기반으로 MYRRHA 추진자와 벨기에 언론 및 정치 영역 간의 상호 작용을 조사하여 프로젝트가 벨기에 원자력 연구 센터인 SCK CEN의 미래에 필수적인 것으로 보이는 서사에서 MYRHA가 어떻게 개발되었는지 보여주었습니다.[31]

독일.

이중 유체 반응기 (DFR) 프로젝트는 처음에 베를린에 있는 독일의 연구 기관인 고체 핵 물리학 연구소에 의해 개발되었습니다. 2021년 2월, 이 프로젝트는 개념을 산업화하기 위해 새로 설립된 캐나다 회사인 Dual Fluid Energy Inc.로 이전되었습니다. DFR 프로젝트는 용융염 반응기의 장점과 액체 금속 냉각 반응기의 장점을 결합하려고 시도합니다.[32] 제안된 DFR 반응기는 고속 증식로로서 천연 우라늄이나 토륨을 모두 연소시킬 수 있도록 설계되었으며, 소량의 악티니드를 변환하고 핵분열시킬 수 있습니다. 용융금속의 높은 열전도도로 인해 DFR 반응기의 잔류붕괴열을 수동적으로 제거할 수 있었습니다.

루마니아

알프레드(Alfred, 고급 납 고속 원자로 유럽 시연자)는 이탈리아의 안살도 에네르기아(Ansaldo Energia)가 루마니아 미오베니(Mioveni)에 건설할 계획으로 설계한 납 냉각 고속 원자로 시연자입니다. 연구 목적으로 사용되는 용융 납 풀인 아테나도 같은 부지에 건설될 예정입니다.[33]

러시아

BREST 원자로는 현재 건설 중입니다.[34] 이 원자로는 플루토늄/질화우라늄 연료인 순수 납을 냉각제로 사용하고 750 MWth에서 300 MWe(전기)를 생성하며 풀(pool)형 원자로입니다. 기초는 2021년 11월에 완성되었습니다. 이 원자로는 시베리안 케미칼 컴바인(SCC)의 세베르스크 부지에 위치하고 있습니다.

스웨덴

리드콜드라는 회사는 KTH 왕립 공과대학교 및[35] 유니퍼와 협력하여 질화물 우라늄을 연료로 사용하는 납 냉각식 원자로인 씰러(SEALER, 스웨덴 고급 납 원자로) 원자로를 개발하고 있습니다.[36]

영국

영국 회사 뉴클레오는 해군 및 육상용 30MWe 및 200MWe 납 냉각 소형 모듈형 원자로를 개발하고 있습니다. 최초의 가동용 원자로는 2030년 프랑스에 배치될 계획입니다.[37][38]

미국

하이퍼이온 파워 모듈의 초기 설계는 HT-9 튜브에 포함된 질화 우라늄 연료를 사용하고 석영 반사기를 사용하며 냉각제로 납-비스무트 공융을 사용하는 이러한 방식이었습니다. 그 회사는 2018년에 폐업했습니다.

Lawrence Livermore National Laboratory에서 개발한 SSTAR는 납 냉각 설계였습니다.

참고 항목

참고문헌

  1. ^ "Lead-Cooled Fast Reactor Systems and the Fuels and Materials Challenges". ResearchGate. Retrieved 20 March 2018.
  2. ^ Alemberti, Alessandro; Carlsson, Johan; Malambu, Edouard; Orden, Alfredo; Struwe, Dankward; Agostini, Pietro; Monti, Stefano (1 September 2011). "European lead fast reactor—ELSY". Nuclear Engineering and Design. 241 (9): 3470–3480. doi:10.1016/j.nucengdes.2011.03.029 – via ScienceDirect.
  3. ^ "Lead-Cooled Fast Reactor Systems and the Fuels and Materials Challenges". ResearchGate. Retrieved 20 March 2018.
  4. ^ "High Neutron Reflector Materials".
  5. ^ https://aris.iaea.org/PDF/BREST-OD-300.pdf[맨 URL PDF]
  6. ^ "Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)".
  7. ^ a b Allen, T. R.; Crawford, D. C. (2007). "Lead-cooled fast reactor systems and the fuels and materials challenges". Science and Technology of Nuclear Installations. 2007: 1–11. doi:10.1155/2007/97486. ISSN 1687-6075.
  8. ^ a b Zhang, J.; Li, N. (2004). Review of studies on fundamental issues in LBE corrosion. LA-UR-04-0869 (Report). Los Alamos National Laboratory (LANL).
  9. ^ a b Zhang, Jinsuo; Li, Ning (2008). "Review of the studies on fundamental issues in LBE corrosion". Journal of Nuclear Materials. 373 (1–3): 351–377. Bibcode:2008JNuM..373..351Z. doi:10.1016/j.jnucmat.2007.06.019.
  10. ^ a b c d e "Initiative for small fast reactors". World Nuclear News. 4 January 2010. Retrieved 5 February 2010.
  11. ^ "Heavy metal power reactor slated for 2017". World Nuclear News. 23 March 2010. Retrieved 26 September 2012.
  12. ^ "Design features of BREST reactors and experimental work to advance the concept of BREST reactors" (PDF). US DoE, Small Modular Reactor Program. Retrieved 16 May 2013.
  13. ^ "Design completed for prototype fast reactor - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org.
  14. ^ "Nuclear Reactors - Nuclear Power Plant - Nuclear Reactor Technology - World Nuclear Association". www.world-nuclear.org.
  15. ^ NEA (2015). "Handbook on lead-bismuth eutectic alloy and lead properties, materials compatibility, thermal-hydraulics and technologies – 2015 Edition". Nuclear Energy Agency (NEA). Retrieved 18 December 2023.
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