액체 플루오르화 토륨 원자로

Liquid fluoride thorium reactor
다음 항목도 참조하십시오.토륨 핵발전
액체 FLiBe 소금

액체 플루오르화 토륨 원자로(LFTR, 종종 리프터라고 발음)는 용융 염 원자로의 일종이다.LFTR은 플루오르화물 기반의 용융 액체 소금과 함께 토륨 연료 사이클을 연료로 사용합니다.전형적인 설계에서는 임계코어와 외부열교환기 사이에 액체를 펌핑하여 열을 비방사성 2차염으로 전달한다.그런 다음 2차 소금은 증기 터빈 또는 폐쇄 사이클 가스 [1]터빈으로 열을 전달합니다.

용융염 연료 원자로(MSR)는 용융염에 혼합된 핵연료를 공급한다.냉각만을 위해 용융 소금을 사용하고(불화물 고온 원자로, FHR) 고체 [2]연료를 사용하는 설계와 혼동해서는 안 된다.용융염 원자로는 고속 또는 열 스펙트럼의 버너와 증식기를 모두 포함하며, 불소 또는 염화염 기반 연료와 다양한 핵분열성 또는 비옥한 소모품을 사용한다.LFTR은 불소 연료염을 사용하고 열 중성자 스펙트럼에서 우라늄-233으로 토륨을 증식함으로써 정의된다.

LFTR 개념은 1960년대 오크리지 국립연구소 용융염 원자로 실험에서 처음 조사되었지만 MSRE는 토륨을 사용하지 않았다.LFTR은 최근 세계적으로 [3]새로운 관심의 대상이 되고 있다.일본, 중국, 영국 및 미국, 체코[4], 캐나다 및 호주 민간 기업들은 이 기술을 개발 및 상용화할 의사를 표명했습니다.

LFTR은 거의 모든 면에서 다른 발전용 원자로와 다르다. 즉, 우라늄을 직접 사용하는 대신 우라늄으로 변하는 토륨을 사용한다. 토륨은 [5]정지 없이 펌핑하여 연료를 공급받는다.액체 염분 냉각수는 1차 냉각 루프에서 작동 온도를 높이고 압력을 훨씬 낮춥니다.이러한 독특한 특성으로 인해 설계상의 과제뿐만 아니라 많은 잠재적 이점이 발생합니다.

배경

토륨은 지구 지각에 비교적 풍부하다.
토륨 광물인 토라이트의 작은 결정들이 확대되어 있습니다.
오크리지의 용융염 원자로

핵분열이 발견된 지 8년이 지난 1946년까지 세 [6][7]개의 핵분열 동위원소가 핵연료로 사용되도록 공개적으로 확인되었다.

Th-232, U-235, U-238은 지구가 형성되기 전 45억 년 동안 현재의 형태로 존재해 온 원시 핵종입니다. 이들은 r-과정을 통해 죽어가는 별의 중심에서 형성되어 [9]초신성에 의해 은하계 전체에 산란되었습니다.그들의 방사성 붕괴는 지구 내부 [10]열의 약 절반을 생산한다.

기술적, 역사적[11] 이유로 이들 3개는 각각 다른 원자로 유형과 관련되어 있다.U-235는 세계 1차 핵연료로 보통 경수로에 사용된다.U-238/Pu-239는 액체 나트륨 고속 증식로 및 CANDU 원자로에서 가장 많이 사용되고 있다.Th-232/U-233은 용융염 원자로(MSR)[12]에 가장 적합합니다.

앨빈 엠 Weinberg는 Oak Ridge National Laboratory에서 MSR의 사용을 개척했습니다.ORNL에서는 두 개의 원형 용융 염 원자로가 성공적으로 설계, 건설 및 운영되었다.이것은 1954년의 항공기 원자로 실험과 1965년부터 1969년까지의 용융염 원자로 실험이다.두 원자로 모두 액체 불화물 연료 소금을 사용했다.MSRE는 개별 테스트 [13]: ix 주행 중에 U-233과 U-235를 사용한 연료 주입을 시연했습니다.웨인버그는 1970년대 [14]초에 직위해제되었고 MSR 프로그램은 폐쇄되었고 [15][16]그 후 미국에서 연구가 정체되었다.오늘날, ARE와 MSRE는 지금까지 가동된 유일한 용융 염 원자로로 남아 있다.

사육의 기본

주요 기사: 증식로

원자력 발전소에는 두 가지 종류의 연료가 있다.첫 번째는 핵분열성 물질로 중성자에 맞으면 분열돼 대량의 에너지를 방출하고 두세 개의 새로운 중성자를 방출한다.이는 더 많은 핵분열성 물질을 분할하여 연쇄 반응을 지속할 수 있습니다.핵분열성 연료의 예로는 U-233, U-235 및 Pu-239가 있습니다.두 번째 유형의 연료는 비옥하다고 불린다.비옥한 연료의 예로는 Th-232(광축 토륨)와 U-238(광축 우라늄)이 있다.핵분열하기 위해서는 먼저 핵분열 과정에서 생성된 중성자를 각각 Th-233과 U-239로 흡수해야 한다.두 개의 순차적인 베타 붕괴 후, 그것들은 각각 핵분열 동위원소 U-233과 Pu-239로 변환된다.이 과정을 [5]육종이라고 합니다.

모든 원자로는 이런 방식으로 [17]연료를 생산하지만, 오늘날의 고체 연료 열 원자로는 그들이 소비하는 핵분열량의 양을 보충하기 위해 비옥한 연료로부터 충분한 새로운 연료를 생산하지 못한다.이것은 오늘날의 원자로가 중성자 스펙트럼에서 채굴된 우라늄-플루토늄 사이클을 사용하기 때문이다.이러한 연료 주기는 느린 중성자를 사용하여 번식된 플루토늄을 파쇄함으로써 2개 미만의 새로운 중성자를 돌려준다.핵분열 반응을 지속시키기 위해서는 중성자 1개가 필요하기 때문에, 새로운 연료를 생산하기 위해서는 핵분열당 중성자 1개 미만의 예산이 남는다.또한 금속, 감속기 및 핵분열 생성물과 같은 노심 내의 물질은 중성자를 흡수하여 중성자가 너무 적어서 원자로를 계속 가동하기에 충분한 연료를 생산할 수 없다.따라서 새로운 핵분열 연료를 주기적으로 추가하고 오래된 연료의 일부를 교체하여 새 연료를 위한 공간을 확보해야 합니다.

최소한 소비하는 만큼의 새로운 연료를 생산하는 원자로에서는 새로운 핵분열 연료를 추가할 필요가 없다.새로운 비옥한 연료만 첨가되어 원자로 안에서 핵분열로 번식한다.또한 핵분열 생성물을 제거해야 합니다.이런 종류의 원자로는 증식로라고 불린다.만약 그것이 가임에서 무한정 작동하기 위해 많은 새로운 분열을 낳는다면, 그것은 손익분기 번식자 또는 isoblier라고 불린다.LFTR은 보통 증식로로서 설계된다: 토륨이 들어가고 핵분열 생성물이 나온다.

우라늄-플루토늄 연료 사이클을 사용하는 원자로는 빠른 속도로 움직이는 중성자가 있어야만 핵분열당 2개 이상의 중성자를 제공하기 때문에 증식을 지속하기 위해 빠른 원자로가 필요하다.토륨은 열반응기를 이용해 번식할 수 있다.이것은 Shippingport 원자력 발전소에서 작동하는 것으로 증명되었다. 최종 연료 부하는 상당히 표준적인 경수로임에도 불구하고 토륨에서 소비된 것보다 약간 더 많은 핵분열을 발생시켰다.열원자로는 고가의 핵분열 연료가 적게 필요하지만 노심에 남아 있는 핵분열 생성물에 더 민감하다.

증식로를 구성하는 데는 두 가지 방법이 있다.비옥한 연료와 핵분열성 연료를 함께 놓을 수 있기 때문에 번식이나 분열이 같은 장소에서 일어난다.또는 핵분열과 가임성을 분리할 수 있다.후자는 핵분열성 핵이 열과 중성자를 생성하는 반면, 별도의 담요가 모든 번식을 하기 때문에 핵과 블랭킷으로 알려져 있습니다.

원자로 일차 시스템 설계 변화

Oak Ridge는 그들의 녹은 소금 증식로를 위한 증식기를 만드는 두 가지 방법을 조사했다.연료가 액체이기 때문에, 그것들은 "단일 유체"와 "2 유체" 토륨 열 증식기 용융 염 원자로라고 불립니다.

단일 유체 원자로

단일 유체 원자로의 간단한 도식입니다.

1유체 설계에는 토륨과 우라늄을 함유한 불소염으로 채워진 대형 원자로 용기가 포함된다.소금에 침지된 흑연봉은 감속재 역할을 하며 소금의 흐름을 유도합니다.ORNL MSBR(몰텐 염증식로) 설계에서는[18] 노심 가장자리 근처의 흑연량이 감소하면 외부 영역이 감속도가 낮아지고 토륨에 의한 중성자 포획이 증가한다.이 배치로 대부분의 중성자는 원자로 경계에서 일정 거리만큼 떨어져 생성되어 중성자 누출을 허용 [19]수준으로 감소시켰다.그러나 단일 유체 디자인은 [20]번식을 허용하기 위해 상당한 크기가 필요합니다.

증식기 구성에서는 연료 [13]: 181 소금에서 핵분열 생성물을 제거하기 위해 광범위한 연료 처리가 지정되었다.변환기 구성에서 연료 처리 요건은 발전소 [19]비용을 절감하기 위해 단순화되었습니다.그 균형은 정기적인 우라늄 재급유의 필요조건이었다.

MSRE는 핵심 지역 전용 시제품 [21]원자로였다.MSRE는 귀중한 장기 운용 경험을 제공했습니다.일본 과학자들의 추정에 따르면, 단일 유체 LFTR 프로그램은 사소한 기술적 격차를 메우고 MSRE에 [22]버금가는 소형 원자로 프로토타입을 건설하기 위해 5-10년에 걸쳐 약 3-4억 달러의 비교적 적은 투자를 통해 달성될 수 있다.

이액 원자로

2-유체 설계는 "단일 유체" 원자로 설계보다 기계적으로 더 복잡하다."2 유체" 원자로는 토륨 연료 사이클에서 우라늄-233을 연소시키는 고중성자 밀도 노심을 가지고 있다.별도의 토륨 소금 담요는 중성자를 흡수하고 천천히 그 토륨을 프로텍티늄-233으로 변환합니다.프로탁티늄-233은 중성자속이 낮은 블랭킷 영역에 남아 중성자를 포획하는 대신 U-233 핵분열 [23]연료로 서서히 분해될 수 있다.이 핵분열성 U-233은 플루오르화우라늄을 추가로 주입하면 회수할 수 있다.이 기체는 용액에서 나올 때 포집할 수 있다.다시 고체인 사불화우라늄으로 환원되면 핵염 매질에 섞여 핵분열이 일어날 수 있다.코어의 소금도 불소 처리하여 우라늄을 제거한 후 진공 증류하여 운반용 소금을 제거하고 재사용합니다.증류 후 남은 바닥은 LFTR의 핵분열 생성물 폐기물입니다.

코어 오일과 블랭킷 오일을 분리하는 이점은 다음과 같습니다.

  1. 연료 처리 간소화.토륨은 란타니드라고 불리는 여러 핵분열 생성물과 화학적으로 유사하다.토륨이 별도의 담요에 있으면, 토륨은 란타니드로부터 격리된 상태로 유지됩니다.코어액에 토륨이 없으면 란타니드 핵분열 생성물의 제거가 간단해진다.
  2. 저분열성 재고.핵분열성 연료는 작은 노심 유체에 농축되어 있기 때문에 실제 노심은 더 콤팩트하다.바깥담요에는 번식용 비옥한 연료를 함유하고 있는 핵분열성 물질이 없습니다.이 때문에 1968년 ORNL 설계에서는 250 MW(e)의 두 유체 MSBR [24]: 35 원자로를 시동하는 데 315kg의 핵분열 물질만 필요했다.이를 통해 초기 핵분열 시동 요금 비용이 절감되고 주어진 양의 핵분열 물질에서 더 많은 원자로가 시동될 수 있다.
  3. 보다 효율적인 사육.토륨 블랭킷은 코어 영역에서 누출된 중성자를 효과적으로 포착할 수 있다.블랭킷은 핵분열이 거의 발생하지 않기 때문에 블랭킷 자체에서 중성자가 많이 새지 않습니다.따라서 중성자 사용(중성자 경제)의 효율이 높고, 특히 소형 원자로의 증식 비율이 높아진다.

2-유체 설계의 약점 중 하나는 빠른 중성자 [25]: 29 손상으로 인해 노심 블랭크 장벽을 주기적으로 교체해야 한다는 것이다.ORNL은 낮은 중성자 흡수, 용융염과의 호환성, 고온 저항성 및 연료와 담요 소금을 분리하기에 충분한 강도와 무결성 때문에 장벽 재료로 흑연을 선택했다.흑연에 대한 중성자 복사의 영향은 서서히 축소되었다가 팽창하여 다공성의 증가와 물리적 특성 [24]: 13 악화를 일으킨다.흑연 파이프는 길이가 변경되어 균열이 발생하거나 누출될 수 있습니다.

이중 유체 설계의 또 다른 약점은 복잡한 배관입니다.ORNL은 허용 가능한 낮은 전력 [24]: 4 밀도로 높은 전력 수준을 달성하려면 코어 튜브와 블랭킷 튜브의 복잡한 인터리빙이 필요하다고 생각했다.ORNL은 2-유체 설계를 추구하지 않기로 선택했으며 2-유체 원자로의 예는 건설되지 않았다.

그러나 보다 최근의 연구는 복잡한 튜브 없이 고출력을 허용하고 열팽창을 수용하며 튜브 교체를 허용하는 단순한 [1]: 6 가늘고 긴 튜브-인-셸 원자로를 제안하면서 ORNL의 복잡한 인터리빙 흑연 튜브의 필요성에 의문을 제기하고 있다.또한 흑연은 핵융합 실험에 사용되며 중성자 [1]: 6 손상에 대한 내구성이 높은 고몰리브덴 합금으로 대체될 수 있습니다.

하이브리드 "1.5 유체" 원자로

연료 소금에 토륨이 들어 있는 두 개의 유체 원자로는 때때로 "1.5 유체"[26] 원자로 또는 1.5 유체 원자로라고 불립니다.이것은 하이브리드이며, 1개의 유체 원자로와 2개의 유체 원자로의 장점과 단점 중 일부를 가지고 있습니다.1유체 원자로처럼 연료 소금에 토륨이 들어 있어 연료 처리가 복잡하다.그럼에도 불구하고, 2개의 유체 원자로처럼, 그것은 노심으로부터 누출되는 중성자를 흡수하기 위해 매우 효과적인 분리 담요를 사용할 수 있다.장벽을 사용하여 유체를 분리하는 것의 추가적인 단점은 남지만, 연료 소금에 토륨이 존재하기 때문에 이 장벽을 통과하여 블랭킷 유체로 들어가야 하는 중성자가 더 적습니다.이로 인해 장벽에 대한 손상이 줄어듭니다.처리 시스템이 이미 코어의 토륨을 처리해야 하므로 장벽의 누출도 더 낮은 결과를 초래할 수 있습니다.

유체 LFTR을 1개, 1/2개 또는 2개 중에서 결정할 때 주된 설계 질문은 보다 복잡한 재처리와 보다 까다로운 구조적 장벽 중 어느 것이 해결하기가 더 쉬울 것인가이다.

1000MW(e) MSBR 설계[25]: 29 개념의 계산된 원자력 성능
디자인 컨셉 번식비 핵분열재고
단일 유체, 30년 흑연 수명, 연료 처리 1.06 2300kg
단일 유체, 4년 흑연 수명, 연료 처리 1.06 1500kg
1.5 유체, 교체 가능한 코어, 연료 처리 1.07 900kg
2액, 교체 가능한 코어, 연료 처리 1.07 700 kg

발전

700도의 높은 작동 온도를 가진 LFTR은 열을 45%[23]의 전기로 변환하는 열 효율로 작동할 수 있습니다.이는 열 대 전기 효율이 32-36%인 오늘날의 경수로(LWR)보다 높다.발전뿐만 아니라 고온 LFTR에서 나오는 농축열 에너지를 Haber 공정으로 암모니아를 생산하거나 물을 쪼개서 열수소를 생산하는 등 다용도 높은 산업용 공정열로 사용할 수 있어 최초로 전기로 전환하는 효율 손실을 없앨 수 있다.

랭킨 사이클

랭킨 증기 사이클
주요 기사: 랭킨 사이클

랭킨 사이클은 가장 기본적인 열역학 전원 사이클입니다.가장 간단한 사이클은 증기 발생기, 터빈, 응축기 및 펌프로 구성됩니다.작동 유체는 보통 물입니다.LFTR에 결합된 랭킨 전력 변환 시스템은 증기의 온도 상승을 이용하여 열 [27]효율을 향상시킬 수 있습니다.아임계 랭킨 증기 사이클은 현재 상용 발전소에서 사용되고 있으며, 최신 발전소는 보다 높은 온도, 높은 압력, 초임계 랭킨 증기 사이클을 사용합니다.1960년대와 1970년대 MSBR에 대한 ORNL의 작업은 44%[25]: 74 의 효율성을 가진 표준 초임계 증기 터빈의 사용을 가정했으며, 용융 플루오르화염 - 증기 [28]발생기 개발에 상당한 설계 작업을 수행했다.

브레이튼 사이클

폐쇄 사이클 가스터빈 개략도
주요 기사:브레이튼 사이클

Brayton 사이클 제너레이터는 Rankine 사이클보다 설치 공간이 훨씬 작고 비용 및 열효율이 높지만 높은 작동 온도를 필요로 합니다.따라서 LFTR과 함께 사용하기에 특히 적합합니다.작동하는 가스는 헬륨, 질소 또는 이산화탄소가 될 수 있습니다.저압 온열 가스는 주변 냉각기에서 냉각됩니다.저압 냉가스는 시스템의 고압으로 압축됩니다.고압 작동 가스는 터빈 내에서 팽창하여 전력을 생산합니다.종종 터빈과 컴프레서는 [29]단일 샤프트를 통해 기계적으로 연결됩니다.고압 브레이튼 사이클은 저압 랭킨 사이클에 비해 발전기 풋프린트가 작을 것으로 예상됩니다.브레이튼 사이클 히트 엔진은 더 넓은 직경의 [29]파이프로 더 낮은 압력에서 작동할 수 있습니다.세계 최초의 상용 브레이튼 사이클 태양광 모듈(100kW)이 2009년 [30]이스라엘 아라바 사막에서 제작돼 시연됐다.

핵분열 생성물 제거

LFTR은 연료에서 핵분열 생성물을 제거하기 위한 메커니즘이 필요하다.원자로에 남아 있는 핵분열 생성물은 중성자를 흡수하여 중성자 경제를 감소시킨다.이는 특히 흡수가 강한 예비 중성자와 열 중성자 스펙트럼이 거의 없는 토륨 연료 사이클에서 중요하다.최소 요건은 사용후 연료에서 귀중한 핵분열성 물질을 회수하는 것이다.

핵분열 생성물의 제거는 고체 연료 원소의 재처리와 유사하며, 화학적 또는 물리적 수단으로 귀중한 핵분열 연료가 폐기 핵분열 생성물로부터 분리됩니다.이상적으로는 비옥한 연료(토륨 또는 U-238) 및 기타 연료 구성 요소(예: 고체 연료의 운반체 소금 또는 연료 클래딩)도 새 연료로 재사용할 수 있습니다.하지만 경제적인 이유로 결국 폐기물이 될 수도 있다.

현장 처리는 매일 소금의 일부분을 세척하여 원자로로 돌려보내는 연속적인 작업을 계획한다.연료 소금을 매우 깨끗하게 만들 필요가 없습니다. 목적은 핵분열 생성물 및 기타 불순물(예: 산소)의 농도를 충분히 낮게 유지하는 것입니다.일부 희토류 원소의 농도는 흡수 단면이 크기 때문에 특히 낮게 유지해야 한다.Cs나 Zr과 같이 단면이 작은 다른 일부 요소는 제거되기 전에 수년간 작동에 걸쳐 축적될 수 있습니다.

LFTR의 연료는 용융염 혼합물이기 때문에 고온 용융염과 직접 연동하는 고온 가공 방법을 사용하는 것이 매력적이다.파이로프로세싱은 방사선에 민감한 용제를 사용하지 않으며 붕괴열에 의해 쉽게 방해를 받지 않습니다.그것은 [31]원자로에서 직접 나오는 고방사능 연료에 사용될 수 있다.현장에 화학적 분리가 있기 때문에 원자로 근처에 있는 경우 운송을 피하고 연료 주기의 총 재고량을 낮게 유지한다.새로운 연료(토륨)와 폐기물(유출물)을 제외한 모든 것이 공장 내에 머무르는 것이 이상적입니다.

액체 연료의 한 가지 잠재적인 장점은 핵분열 생성물을 연료에서 분리할 뿐만 아니라 개별 핵분열 생성물을 서로 분리할 수 있다는 것이다. 이는 희귀하고 다양한 산업용(방사선 선원, 방사선 촬영을 통한 용접 테스트), 농업용(스테릴리진)에 수요가 많은 동위원소에 유리하다.g) 및 의료 용도(Molybdenum-99는 의료 스캔에서 암세포 표시를 위한 귀중한 방사선 라벨 염료인 Technetium-99m으로 분해된다.

요소 그룹별 상세 내역

보다 귀금속(Pd, Ru, Ag, Mo, Nb, Sb, Tc)은 일반 소금에서 불소를 형성하지 않고 미세한 콜로이드 금속 입자를 형성한다.열교환기와 같은 금속 표면 또는 교체하기 쉬운 높은 표면적의 필터에 플레이트를 붙일 수 있습니다.그러나 MSRE는 비교적 짧은 운영 경험을 제공했을 뿐이고 독립적인 실험실 [32]실험이 어렵기 때문에 최종적으로는 불확실한 부분이 있다.

Xe와 Kr과 같은 가스는 헬륨의 스파지와 함께 쉽게 나온다.또한 일부 "귀한" 금속은 에어로졸로서 제거된다.Xe-135는 매우 강한 중성자 독극물이며 제거되지 않은 경우 원자로 제어가 더욱 어려워지기 때문에 빠른 제거는 특히 중요하다. 이는 중성자 경제성을 향상시킨다.기체(주로 He, Xe, Kr)는 거의 모든 Xe-135 및 기타 단수명 동위원소가 부패할 때까지 약 2일간 유지된다.대부분의 가스는 재활용될 수 있다.수개월의 추가 대기 후, 낮은 온도에서 가스를 헬륨(재사용을 위해), 제논(판매용), 크립톤으로 분리할 수 있을 만큼 방사능이 낮으며, 이 경우 Kr-85의 [18]: 274 붕괴를 대기하기 위해 장기간(예: 수십 년) 동안(압축된 형태로) 보관해야 합니다.

소금 혼합물을 세척하기 위해 여러 가지 화학적 분리 방법이 [33]제안되었다.기존의 PUREX 재처리에 비해 파이로프로세싱은 더 콤팩트하고 2차 폐기물을 덜 발생시킬 수 있습니다.LFTR 소금의 파이로프로세스는 이미 적절한 액체 형태로 시작되므로 고체 산화물 연료를 사용하는 것보다 비용이 적게 들 수 있습니다.그러나 완전한 용융염 재처리 공장이 건설되지 않았기 때문에 모든 테스트는 몇 가지 요소만으로 실험실로 제한되었습니다.분리를 개선하고 재처리를 경제적으로 실현하기 위해 더 많은 연구와 개발이 필요합니다.

우라늄과 다른 원소들은 불소 휘발성이라고 불리는 과정을 통해 소금에서 제거될 수 있다.불소 스파지는 휘발성 고가의 불소를 기체로 제거한다.이것은 주로 우라늄-233 연료를 포함하는 6불화 우라늄이지만, 넵투늄, 6불화 테크네튬, 6불화 셀레늄, 그리고 다른 핵분열 생성물(요오드, 몰리브덴, 텔루륨)의 불소도 포함하고 있다.휘발성 플루오르화물은 흡착과 증류에 의해 더욱 분리될 수 있다.6불화우라늄을 취급하는 것은 농축에서 잘 확립되어 있다.고가의 플루오르화물은 고온에서 상당히 부식성이 높으며 하스텔로이보다 더 내성이 높은 물질이 필요합니다.ORNL의 MSBR 프로그램 중 한 가지 제안은 고화된 소금을 보호층으로 사용하는 것이었다.MSRE 원자로에서 불소 휘발성은 연료 소금에서 우라늄을 제거하기 위해 사용되었다.또한 고체 연료 원소와 함께 사용하기 위해 불소 휘발성이 상당히 잘 개발되고 [31]테스트되었습니다.

MSRE 프로그램 중에 테스트된 또 다른 간단한 방법은 고온 진공 증류입니다.사불화우라늄, LiF 및 BeF 운반염과 같은 낮은 비등점 불화물은 증류로 제거할 수 있다.진공 상태에서는 온도가 주변 압력 비등점보다 낮을 수 있습니다.따라서 약 1000°C의 온도는 대부분의 FLiBe 캐리어 [34]솔트를 회수하기에 충분합니다.그러나 원칙적으로는 가능하지만, 끓는점이 더 높은 란탄화물로부터 플루오르화 토륨을 분리하려면 매우 높은 온도와 새로운 물질이 필요합니다.우라늄을 핵분열 연료로 사용하는 2-유체 설계의 화학적 분리는 비교적 단순한 두 [35]가지 프로세스로 작동할 수 있다.블랭킷 소금에서 우라늄은 불소 휘발성에 의해 제거되어 코어 소금으로 이행될 수 있다.핵분열 생성물을 코어 소금에서 제거하기 위해 먼저 불소 휘발성을 통해 우라늄을 제거한다.그 후 캐리어 소금은 고온 증류하여 회수할 수 있습니다.란타니드를 포함한 비등점이 높은 불화물은 폐기물로 남습니다.

옵션인 protactinium-233 분리

초기 오크리지의 화학 디자인은 증식을 고려하지 않았고 빠른 번식을 목표로 했다.그들은 프로텍티늄-233을 분리하여 저장함으로써 원자로에서 중성자 포획에 의해 파괴되지 않고 우라늄-233으로 붕괴될 수 있도록 계획했다.반감기가 27일인 경우, 2개월 동안 보관하면 Pa의 75%가 U 연료로 분해됩니다.LFTR의 경우 프로텍티늄 제거 단계 자체가 필요하지 않습니다.대체 솔루션은 낮은 전력 밀도로 작동하며, 따라서 핵분열성 재고(1 또는 1.5 유체) 또는 더 큰 담요(2 유체)로 작동합니다.또한 중성자 스펙트럼이 단단하면 프로텍티늄 [1]분리 없이 허용 가능한 번식을 달성할 수 있다.

Pa 분리가 지정되어 있는 경우는, 유효하게 하려면 , 예를 들면 10 일마다의 빈도로 실시할 필요가 있습니다.1GW의 1-유체 발전소의 경우, 이는 연료의 약 10% 또는 약 15t의 연료 염분이 매일 재처리를 거쳐야 함을 의미합니다.이는 고체연료 재처리 비용이 현재 비용보다 훨씬 낮은 경우에만 가능합니다.

새로운 설계에서는 일반적으로 Pa 제거를[1] 피하고 재처리에 필요한 염분을 적게 보내므로 화학적 분리에 필요한 크기와 비용이 절감됩니다.또한 화학성분이 분리된 Pa의 붕괴로 인해 얻을 수 있는 고순도 U-233으로 인한 증식 우려를 피할 수 있다.

토륨, 플루토늄 및 란타니드(희귀 지구 원소)는 화학적으로 유사하기 때문에 핵분열 생성물이 토륨과 섞이면 분리가 더 어렵다.프로탁티늄의 분리 및 란타니드의 제거에 대해 제안된 공정 중 하나는 녹은 비스무트와의 접촉이다.산화환원반응에서 일부 금속은 비스무트 용융액에 첨가된 리튬과 교환하여 비스무트 용융액으로 이행할 수 있다.낮은 리튬 농도 U, Pu, Pa는 비스무트 용융으로 이동한다.더 환원 조건(비스무트 용해 시 더 많은 리튬)에서는 란타니드와 토륨이 비스무트 용해 시에도 전달됩니다.그런 다음, 핵분열 생성물은 별도의 단계로 비스무트 합금에서 제거된다(예:[36] LiCl 용융액과의 접촉).그러나 이 방법은 훨씬 덜 개발되었습니다.알루미늄과 [37]같은 다른 액체 금속에도 비슷한 방법이 가능할 수 있습니다.

이점

토륨 연료 용융 염 원자로는 기존의 고체 우라늄 연료 [8][20][38][39][40][41]경수로에 비해 많은 잠재적 이점을 제공한다.

안전.

  • 타고난 안전.LFTR 설계는 강한 음의 반응성 온도 계수를 사용하여 반응성 이탈에 대한 수동적 고유 안전성을 달성한다.온도의존성은3가지원으로부터발생합니다.첫 번째는 토륨이 과열되면 중성자를 더 많이 흡수한다는 것입니다. 이른바 도플러 [42]효과입니다.이렇게 하면 연쇄 반응을 계속할 중성자가 줄어들어 전력이 감소합니다.두 번째 부분은 흑연 감속재를 가열하는 것으로, 일반적으로 온도 [42]계수에 양의 기여를 합니다.세 번째 효과는 연료의 [42]열팽창과 관련이 있습니다.연료가 과열되면 연료는 상당히 팽창하며, 연료의 액체 특성으로 인해 연료가 활성 코어 영역 밖으로 밀려납니다.소형(예를 들어 MSRE 시험 원자로) 또는 잘 조절된 노심에서는 이것이 반응성을 감소시킨다.단, 크기가 크고 감속도가 낮은 노심(예: ORNL MSBR 설계)에서 연료 염분이 적으면 감속도가 개선되고 반응성이 높아지며 바람직하지 않은 양의 온도 계수가 증가한다.
  • 안정된 냉각수.녹은 불소는 화학적으로 안정적이며 방사선에 노출되지 않습니다.소금은 고온과 방사선 [43]하에서도 연소, 폭발, 분해되지 않습니다.나트륨 냉각수가 가지는 물과 공기에 대한 급격한 격렬한 반응은 없습니다.수냉제가 [44]가지고 있는 가연성 수소 생산은 없다.그러나 소금은 방사 분해로 인해 낮은 온도(100C 미만)에서의 방사선에 대해 안정적이지 않다.
  • 저압 작동냉각수 소금은 고온에서 [43]액체로 유지되기 때문에 LFTR 코어는 펌프 및 정수압에서 0.6MPa[45](음용수 시스템의 압력과 비교)와 같은 저압에서 작동하도록 설계되었습니다.코어가[clarification needed] 고장나도 볼륨은 거의 증가하지 않습니다.따라서 격납건물은 폭발할 수 없으며, LFTR 냉각수 소금은 끓는점이 매우 높은 것으로 선택된다.과도기 또는 사고 중에 수백도의 열이 발생하더라도 유의미한 압력 증가를 일으키지 않습니다.원자로에는 후쿠시마 제1원전 사고 [46][unreliable source]때처럼 큰 압력 상승이나 폭발을 일으킬 수 있는 물이나 수소가 없다.
  • 핵분열로 인한 압력은 없어LFTR은 가스 및 휘발성 핵분열 생성물의 압력 축적을 받지 않는다.액체 연료는 처리를 위해 제논과 같은 가스 핵분열 생성물을 온라인으로 제거할 수 있으므로 이러한 붕괴 생성물은 재해 [47]시 확산되지 않습니다.또한 요오드,[dubious – discuss] 세슘, 스트론튬을 포함한 불소염에 핵분열 생성물을 화학적으로 결합시켜 방사선을 포착하고 방사성 물질의 [48]환경으로의 확산을 방지한다.
  • 제어가 용이하다.용해된 연료 원자로는 제논-135를 쉽게 제거할 수 있는 장점이 있습니다.중요한 중성자 흡수체인 제논-135는 고체 연료 원자로를 제어하기 어렵게 만든다.용융 연료 원자로에서는 제논-135를 제거할 수 있습니다.고체 연료 원자로에서는 제논-135가 연료에 남아 원자로 [49]제어를 방해한다.
  • 천천히 가열하세요.냉각수와 연료는 분리할 수 없기 때문에 연료의 누출이나 이동은 본질적으로 대량의 냉각수를 수반합니다.용융 불소는 FLiBe와 같은 부피 측정 열용량이 높으며, 물보다 더 높습니다.이를 통해 과도기 또는 사고 [33][50]시 대량의 열을 흡수할 수 있습니다.
  • 패시브 붕괴 열냉각.(용융-소금 원자로 실험과 같은) 많은 원자로 설계에서는 원자로가 가동되지 않을 때 연료/냉각제 혼합물이 배수 탱크로 빠져나갈 수 있다(아래의 "안전 노심 고장" 참조).이 탱크는 수동붕괴열 제거의 일종(세부 정보는 아직 열려 있음)을 가질 계획이며,[51] 따라서 작동을 위해 (제어장치가 아닌) 물리적 특성에 의존한다.
  • 세이프 코어 장애LFTR의 밑면에는 프리즈 플러그가 있어, 통상은 소형 팬에 의해서 액티브하게 냉각할 필요가 있습니다.예를 들어 정전으로 인해 냉각이 실패하면 팬이 정지하고 플러그가 녹으며 연료가 아임계 수동 냉각 저장 시설로 배출됩니다.이는 원자로를 정지시킬 뿐만 아니라 저장탱크도 조사된 핵연료의 단수명 방사성 붕괴로 인한 붕괴열을 더 쉽게 방출할 수 있다.파이프가 파손되는 등 노심 유출이 심할 경우에도 소금은 원자로가 있는 부엌 싱크형 방으로 흘러들어 수동 냉각된 덤프탱크로 [19]중력에 의해 연료염이 배출된다.
  • 수명이 짧은 폐기물.LFTR은 원자로 폐기물의 장기적 방사능 독성을 극적으로 줄일 수 있다.우라늄 연료를 사용하는 경수로의 연료는 U-238의 95% 이상이다.이 원자로들은 보통 U-238의 일부를 수명이 긴 동위원소인 Pu-239로 변환한다.따라서 거의 모든 연료는 초우라닉 장수명 원소가 되기까지 한 걸음만 더 가면 됩니다.플루토늄-239는 2만4000년의 반감기를 가지며 경수로 사용후 핵연료에서 가장 흔한 초우라늄이다.Pu-239와 같은 트랜스우라닉은 원자로 폐기물이 영원한 문제라는 인식을 불러일으킨다.반면 LFTR은 토륨 연료 사이클을 사용하여 토륨을 U-233으로 변환합니다.토륨은 가벼운 원소이기 때문에 초우라늄 원소를 생산하기 위해서는 더 많은 중성자 포획이 필요하다.U-233은 LFTR에서 두 번의 핵분열 기회가 있다.먼저 U-233(90%는 핵분열)로, 그리고 나머지 10%는 U-235(80%는 핵분열)로 변환되면서 다시 기회가 생긴다.따라서 가장 가능성이 높은 초우라늄 원소인 넵투늄-237에 도달하는 연료의 비율은 2%에 불과하며,[52] 연간 GWe당 약 15kg이다.이는 연간 GWe당 300kg의 초우라닉을 생산하는 경수로보다 20배 작은 초우라닉 생산량이다.중요한 것은, 이 훨씬 작은 초우라닉 생산 때문에, 초우라닉을 재활용하는 것이 훨씬 더 쉽다는 것입니다.즉, 그것들은 핵분열을 위해 핵으로 다시 보내진다.U238-플루토늄 연료 사이클로 가동되는 원자로는 훨씬 더 많은 초우라닉을 발생시켜 원자로 중성자와 재활용 시스템 모두에서 완전한 재활용을 어렵게 한다.LFTR에서는 재처리 손실의 극히 일부만이 최종 폐기물로 사용됩니다.낮은 초우라늄 생산과 재활용의 이 두 가지 이점을 결합하면, 토륨 연료 주기는 기존의 1회용 우라늄 연료 경수로에 비해 초우라늄 폐기물의 생산을 1,000배 이상 감소시킨다.유일하게 중요한 장기수명 폐기물은 우라늄 연료 그 자체이지만, 이것은 재활용을 통해 무한히 사용될 수 있고 항상 전기를 생산한다.
    만약 토륨 단계를 중단해야 한다면, 원자로의 일부는 폐쇄될 수 있고 우라늄 연료 재고는 나머지 원자로에서 연소되어, 이 최종 폐기물의 연소도 사회가 요구하는 [53]수준만큼 작게 할 수 있다.LFTR은 여전히 폐기물에서 방사성 핵분열 생성물을 생산하지만 오래 지속되지는 않는다. 이러한 핵분열 생성물의 방사능 독성은 세슘-137과 스트론튬-90에 의해 지배된다.더 긴 반감기는 세슘으로 30.17년이다.따라서 30.17년 후 붕괴는 방사능을 절반으로 감소시킨다.10개의 반감기는 방사능을 2개씩 감소시켜 10의 거듭제곱(배율 1,024)으로 한다.약 300년 후 핵분열 생성물은 천연 우라늄보다 방사능이 적습니다.[54][55]또 연료의 액체상태는 핵분열 생성물을 연료에서 분리할 뿐만 아니라 서로 분리할 수 있어 각 핵분열 생성물의 반감기 길이에 따라 분류할 수 있어 반감기가 짧은 것은 반감기가 긴 것보다 더 빨리 저장소에서 꺼낼 수 있다.
  • 증식 저항성.2016년 노벨 물리학상 수상자인 카를로 루비아 전 CERN 국장은 미국이 1970년대에 토륨 원자로 연구를 중단한 주된 이유가 오늘날 토륨을 매우 [56][unreliable source?]매력적으로 만드는 이유라고 주장했습니다. 토륨은 핵무기로 전환되기 어렵기 때문입니다.
    LFTR은 4가지 방법으로 연료를 핵무기로 전환하는 것에 저항한다. 첫째, 토륨-232는 먼저 프로텍티늄-233으로 변환한 후 우라늄-233으로 분해된다.프로텍티늄이 원자로에 남아 있으면 소량의 U-232도 생성된다.U-232에는 강력하고 위험한 감마선을 방출하는 붕괴 사슬 생성물(탈륨-208)이 있다.이것들은 원자로 내부의 문제가 아니지만, 폭탄의 경우 폭탄 제조를 복잡하게 하고 전자제품에 해를 입히고 폭탄의 [57]위치를 드러낸다.두 번째 증식 방지 기능은 LFTR이 기가와트당 약 15kg의 매우 적은 양의 플루토늄을 생산한다는 사실에서 비롯된다(이는 1년에 걸친 단일 대형 원자로의 출력이다).이 플루토늄은 또한 대부분 Pu-238로, 높은 열과 자연 중성자 방출로 인해 핵분열 폭탄 제조에 적합하지 않다.세 번째 트랙, LFTR은 예비 연료를 많이 만들지 못합니다.매년 연소되는 연료보다 많아야 9% 더 많은 연료를 생산하고, 1%만 더 많은 연료를 생산하는 원자로를 설계하는 것은 훨씬 더 쉽습니다.이런 종류의 원자로라면, 폭탄을 빨리 건설하면 발전소가 가동을 멈출 것이고, 이것은 국가의 의도를 쉽게 보여주는 것이다.그리고 마지막으로, 토륨의 사용은 우라늄을 농축할 필요성을 줄이고 결국 제거할 수 있다.우라늄 농축은 주정부가 폭탄 제조 [8]재료를 얻는 두 가지 주요 방법 중 하나이다.

경제성 및 효율성

1 GW 우라늄 연료 LWR [58]및 1 GW 토륨 연료 LFTR 발전소의 연간 연료 요건 및 폐기물 비교.
  • 토륨의 풍부함.LFTR은 토륨을 우라늄-233 연료로 생산한다.지구의 지각은 U-238보다 3~4배 많은 토륨을 함유하고 있다.그것은 희토류 채굴의 부산물로 보통 폐기물로 버려진다.LFTR을 사용하면 수십만 [59]년 동안 전 세계 에너지 수요를 충족시킬 수 있는 충분한 양의 토륨이 있습니다.토륨은 주석, 수은, [8]은보다 지각에서 더 흔하다.평균적인 지각 1입방미터는 토륨 각설탕 4개와 맞먹는 양을 생산하는데, 이것은 완전히 [8]분해되면 한 사람이 10년 이상 동안 필요한 에너지를 공급할 수 있는 양이다.몬태나-이다호 국경의 레미 패스에는 180만 톤의 고급 토륨 [8]광석이 매장되어 있는 것으로 추정됩니다.500톤은 1년 [8]동안 미국의 모든 에너지 수요를 충족시킬 수 있다.현재 수요 부족으로 인해 미국 정부는 정제된 질산 토륨 약 3,200톤을 네바다 [8]사막에 묻혀서 지각으로 돌려보냈다.
  • 천연자원이 부족하지 않다.베릴륨, 리튬, 니켈, 몰리브덴과 같은 천연자원은 수천 개의 LFTR을 [60]만들기에 충분하다.
  • 원자로 효율재래식 원자로는 채굴된 우라늄의 1% 미만을 소비하고 나머지는 폐기물로 남긴다.완벽한 재처리를 통해 LFTR은 최대 99%의 토륨 연료를 소비할 수 있습니다.LFTR의 천연 토륨 1t이 기존 원자로에서 35t(천연 [8]우라늄 250t 필요)의 농축 우라늄을 생산하거나 석탄 발전소에서 416만6000t의 흑탄을 생산한다는 것이다.
  • 열역학 효율현대식 초임계 증기 터빈으로 작동하는 LFTR은 열 대 전기 효율 45%로 작동합니다.고온 운전으로 인해 LFTR 발전소에서 사용될 수 있는 향후 폐쇄 가스 브레이튼 사이클을 통해 효율은 최대 54%가 될 수 있습니다.이는 오늘날의 경수로(33%)보다 20~40% 높으며, 핵분열 및 비옥한 연료 소비량, 핵분열 생성물, 냉각을 위한 폐열 제거 및 원자로 열 [8]출력을 20~40% 감소시킨다.
  • 농축 및 연료 요소 제작이 없습니다.천연 토륨 100%를 연료로 사용할 수 있고, 연료는 고체 연료봉 대신 용융염 형태이기 때문에 고가의 연료 농축 및 고체 연료봉의 유효성 검사 절차와 제작 과정이 필요하지 않다.이를 통해 LFTR 연료 비용을 크게 절감할 수 있습니다.LFTR이 농축우라늄으로 시작된다고 해도, 단지 시작하기 위해서만 이 농축이 필요합니다.기동 후에는, 한층 더 강화가 [8]필요 없습니다.
  • 연료비 절감.이 소금은 고체 연료 생산에 비해 상당히 저렴합니다.예를 들어, 베릴륨은 kg당 가격이 상당히 비싸지만, 대형 1 GWe 원자로에 필요한 베릴륨의 양은 매우 적다.ORNL의 MSBR은 베릴륨 금속 5.1톤, 즉 [60]BeF2 26톤을 필요로 했습니다.1kg당 147달러의 [50]: 44 BeF2 가격으로 이 재고의 비용은 400만달러 미만이며, 이는 수조달러 규모의 발전소로서는 적당한 비용입니다.따라서 여기서 가정한 수준보다 베릴륨 가격 상승은 발전소의 총 비용에 거의 영향을 미치지 않는다.농축 리튬-7의 비용은 120–800/[1]kg LiF와 17.9톤의 리튬-7 재고(MSBR 시스템 기준)로 덜 확실하다. 66.5톤의[60] LiF는 LiF로 800만-5300만 달러를 벌기 때문이다.99.1톤의 토륨을 30달러/kg에 추가하면 3백만 달러만 추가됩니다.핵분열성 물질은 특히 재처리된 플루토늄을 그램당 100달러의 비용으로 사용하면 더 비싸다.부드러운 중성자[1] 스펙트럼을 통해 1.5톤의 초기 핵분열 충전으로 1억 5천만 달러를 벌 수 있다.모든 것을 합치면 1회성 연료 요금 총액은 1억6천5백만 달러에서 2억1천만 달러가 된다.이것은 경수로의 [61]첫 번째 노심 비용과 비슷하다.소금 재처리의 세부 사항에 따라 한 번 수십 년 동안 지속될 수 있는 반면, LWR은 4년에서 6년마다 완전히 새로운 코어가 필요합니다(1/3은 12개월에서 24개월마다 교체됩니다).ORNL은 더 비싼 3루프 시스템의 총 소금 비용을 약 3000만 달러로 추산했는데, 이는 현재 [62]1억 달러 미만이다.
  • LFTR은 보다 깨끗하다.완전 재활용 시스템으로서 LFTR의 배출 폐기물은 주로 핵분열 생성물이며, 이들 중 대부분(83%)은 기존 원자력 [57]발전소의 수명이 긴 액티니드 폐기물에 비해 상대적으로 반감기가[63] 짧다.따라서 지질 저장소에서 필요한 폐기물 보관 기간이 크게 단축됩니다.나머지 17%의 폐기물은 환경 수준에 [63]도달하는 데 300년밖에 걸리지 않습니다.토륨 연료 사이클 폐기물의 방사성 독성은 우라늄 [8]연료를 통해 폐기되는 것보다 약 10,000배 낮다.
  • 핵분열 연료 필요량 감소.LFTR은 열 스펙트럼 원자로이기 때문에 시작하는 데 필요한 핵분열 연료가 훨씬 적다.단일 유체 LFTR을 시작하는 데 필요한 핵분열량은 1~2톤에 불과하며, 두 유체 [1]설계의 경우 최소 0.4톤에 이를 수 있습니다.이에 비해 고체연료 고속증식로는 원자로 시동을 걸기 위해 최소 8톤의 핵분열 연료가 필요하다.고속 원자로는 이론적으로 초우라늄 폐기물에 매우 잘 시동을 걸 수 있지만, 그들의 높은 핵분열성 연료 시작은 이것을 매우 [citation needed]비싸게 만든다.
  • 연료 보충을 위한 다운타임이 없습니다.LFTR에는 액체연료가 있기 때문에 급유를 위해 원자로를 정지하거나 분해할 필요가 없습니다.따라서 LFTR은 정전(온라인 급유)을 일으키지 않고 급유를 할 수 있습니다.
  • 로드 팔로잉LFTR에는 제논 중독이 없기 때문에 전력 수요가 적을 때 전력을 줄이고 언제든지 다시 켜는 데 문제가 없습니다.
  • 고압용기 없음.노심이 가압되지 않아 노심용 고압 원자로 용기인 경수로에서 가장 비싼 물건이 필요하지 않다.대신, 상대적으로 얇은 재료로 구성된 저압 용기와 파이프(용융 소금용)가 있습니다.이 금속은 열과 부식에 강한 이국적인 니켈 합금인 하스텔로이-N이지만 필요한 양은 상대적으로 적습니다.
  • 뛰어난 열전달.액체 불소염, 특히 LiF 기반 소금은 열전달 특성이 우수합니다.LiF-ThF4 등 연료소금은 [64]물보다 약 22%, FLiBe는 물보다 약 12% 높은 부피 열용량을 갖췄다.또한 LiF계 소금은 가압수형 [33][50]원자로의 열간 가압수의 약 2배의 열전도율을 가진다.그 결과 효율적인 열전달과 콤팩트한 프라이머리 루프가 실현됩니다.경쟁사의 고온 원자로 냉각수인 헬륨과 비교하면 차이가 더 크다.연료 소금은 고온 가압 헬륨보다 부피 열 용량이 200배 이상 높고 열 전도율이 3배 이상 높습니다.용융 염루프는 직경의[65] 1/5 배관을 사용하며 대기압을 유지하면서 고압 헬륨에 필요한 전력의 1/20을 펌프한다.
  • 소형 저압 격납고가압수 대신 액체염을 냉각제로 사용함으로써 원자로 용기보다 약간 큰 격납구조만 사용할 수 있다.경수로에는 가압수가 사용되는데, 이 가압수는 누출 시 증기를 일으키기 위해 점멸하고 팽창하기 때문에 원자로 용기보다 부피가 수천 배 더 큰 격납용기가 필요하다.LFTR 격납용기는 물리적 크기가 작아질 수 있을 뿐만 아니라 격납용기의 본질적인 압력도 낮습니다.격납건물에는 [46][unreliable source]급격한 압력 상승(수소 또는 증기 등)을 일으킬 수 있는 저장된 에너지원이 없습니다.이를 통해 LFTR은 고유의 안전성뿐만 아니라 보다 작은 크기, 보다 낮은 재료 사용 및 낮은 건설 [8]비용 측면에서도 상당한 이론적 이점을 얻을 수 있습니다.
  • 낭비에서 자원에 이르기까지.핵분열 생성물 중 일부를 추출하여 별도의 상업적 [66]가치를 갖는 것이 가능할 수도 있다는 제안들이 있다.그러나 생성된 에너지에 비해 핵분열 생성물의 가치가 낮고 화학 정화 비용이 [67]많이 든다.
  • 효율적인 채굴지각에서 토륨을 추출하는 과정은 우라늄보다 훨씬 안전하고 효율적인 채굴 방법입니다.토륨 광석 모나자이트는 일반적으로 각각의 광석에서 발견되는 우라늄의 비율보다 더 높은 농도의 토륨을 함유하고 있다.따라서 토륨은 비용 효율이 높고 환경 파괴가 적은 연료원이 됩니다.토륨 채굴은 또한 우라늄 채굴보다 쉽고 덜 위험한데, 이 광산은 라돈 수치가 잠재적으로 해로운 [68]지하 우라늄 광산과 같은 환기가 필요하지 않기 때문이다.

단점들

LFTR은 오늘날의 상업용 원자로와 매우 다르다.이러한 차이는 설계상의 어려움과 트레이드오프를 야기합니다.

  • 아직 대규모 생산 없음 – 2014년 시카고 대학의 연구에 따르면 이 설계는 아직 상용 단계에 이르지 않았기 때문에 대규모 생산의 이점 없이는 완전한 경제적 이점을 실현할 수 없습니다. "비록 변전소 비용 절감은 기존의 u에 비해 LFTR 구축과 관련이 있습니다.라늄 플랜트는 현재 산업 환경을 고려할 때(2014년 기준) 비용 차이는 새로운 [69]LFTR의 설립을 정당화하기에는 불충분합니다."
  • 손익분기점 번식에 도달하는 것은 의문입니다.일반적으로 손익분기점 번식을 요구하는 계획이지만, 다른 요건이 [42]충족될 때 이것이 가능한지 의문입니다.토륨 연료 사이클에는 예비 중성자가 거의 없습니다.제한된 화학 재처리(경제적 이유)와 음의 보이드 계수 등 안전 요건을 달성하는 데 필요한 타협으로 인해 너무 많은 중성자가 손실될 수 있다.육종 성능을 약속하는 기존의 단일 유체 설계는 안전하지 않은 양의 보이드 계수를 갖는 경향이 있으며 종종 과도한 연료 청소가 [42]경제성이 있다고 가정한다.
  • 여전히 많은 개발이 필요하다 – 1960년대에 이미 건설된 ARE와 MSRE 실험용 원자로에도 불구하고, LFTR에는 여전히 많은 개발이 필요하다.여기에는 대부분의 화학적 분리, (수동적) 비상 냉각, 삼중수소 장벽, 원격 작동 정비, 대규모 Li-7 생산, 고온 전원 주기 및 보다 내구성이 높은 재료가 포함된다.
  • 시동 연료 – 채굴된 우라늄과 달리, 채굴된 토륨에는 핵분열성 동위원소가 없습니다.토륨 원자로는 토륨에서 핵분열성 우라늄-233을 생산하지만 초기 시동을 위해 소량의 핵분열성 물질이 필요하다.이 재료는 비교적 거의 없습니다.이것은 어떻게 단기간에 원자로를 가동시킬 것인가에 대한 문제를 제기한다.한 가지 방법은 오늘날의 고체 연료 원자로에서 U-233을 생산한 후 고체 폐기물에서 재처리하는 것이다.LFTR은 다른 핵분열 동위원소, 원자로 또는 폐로 폭탄에서 농축 우라늄 또는 플루토늄에 의해 시작될 수도 있다.농축 우라늄을 시작하기 위해서는 고농축이 필요하다.폐로된 우라늄 폭탄은 충분한 농축을 가지고 있지만, 많은 LFTR을 시작하기에는 충분하지 않다.란타니드 핵분열 생성물에서 플루토늄을 분리하는 것은 어렵다.2유체 원자로의 한 가지 방법은 연료 소금에 플루토늄이나 농축 우라늄을 넣어 가동하고, 담요에 U-233을 번식시켜 노심으로 되돌리는 대신 저장하는 것이다.대신 플루토늄이나 농축 우라늄을 첨가하여 오늘날의 고체 연료 원자로와 유사하게 연쇄 반응을 계속한다.충분한 U-233이 증식되면 연료를 새 연료로 교체하고 다른 신생기업을 위해 U-233을 유지합니다.변환기로 작동하는 단일 유체 원자로에도 유사한 옵션이 존재한다.그러한 원자로는 가동 중에 연료를 재처리하지 않을 것이다.대신 원자로는 토륨을 비옥한 플루토늄으로 시작해 플루토늄을 첨가할 것이다.플루토늄은 결국 연소되고 U-233은 제 자리에서 생산된다.원자로 연료 수명이 끝나면 사용후 연료 소금을 재처리하여 번식된 U-233을 회수하여 새로운 LFTR을 [70]시작할 수 있다.
  • 소금 동결 – 플루오르화염 혼합물의 녹는점은 300~600°C(572~1,112°F)입니다.염, 특히 불화 베릴륨을 가진 염은 응고점 근처에서 매우 점성이 있다.이를 위해서는 격납용기 및 열 교환기의 신중한 설계와 동결 보호가 필요합니다.정상 작동 중, 과도 작동 중 및 장시간 다운타임 동안 동결을 방지해야 합니다.1차 루프염은 붕괴열 발생 핵분열 생성물을 포함하고 있어 필요한 온도를 유지하는 데 도움이 된다.MSBR의 경우, ORNL은 전체 원자로실(열전지)을 고온으로 유지할 계획이었다.이를 통해 모든 배관에 개별 전기 히터 라인이 필요하지 않았으며 1차 루프 구성 요소를 [18]: 311 보다 균등하게 가열할 수 있었습니다.용융 염냉 고체 연료 원자로를 위해 개발된 하나의 "액체 오븐" 개념은 전체 1차 [71]루프를 포함하는 별도의 완충 염전을 사용한다.완충염의 높은 열용량과 상당한 밀도로 인해 완충염은 연료염의 동결을 방지하고 수동붕괴열냉각시스템에 참여하며 방사선 차폐를 제공하며 1차 루프 구성요소의 데드웨이트 스트레스를 감소시킨다.이 설계는 LFTR에도 [citation needed]적용할 수 있습니다.
  • 베릴륨 독성 – 제안된 소금 혼합물 FLiBe에는 인간에 대한 독성이 있는 다량의 베릴륨이 포함되어 있습니다(단, 핵분열 생성물이나 다른 방사성 물질만큼 독성이 있는 것은 아닙니다).1차 냉각 루프의 소금은 베릴륨 중독을 방지하기 위해 작업자와 환경으로부터 격리되어야 합니다.이것은 업계에서 [72]: 52–66 일상적으로 행해지고 있습니다.이러한 산업 경험을 바탕으로 베릴륨 안전성 추가 비용은 MWh당 0.[72]: 61 12달러에 불과할 것으로 예상되며, 시동 후 1차 연료 소금 내 핵분열 공정은 감마선과 중성자 방사장이 높은 고방사능 핵분열 생성물을 생성한다.따라서 효과적인 봉쇄가 주요 요건이다.프랑스 LFTR 설계인 "TMSR"이 [73]선택한 대로 베릴륨 없이 플루오르화 리튬-불화 토륨 공정물질을 사용하여 대신 작동할 수 있습니다.이것은 다소 높은 함께 녹는 지점의 희생,지만 단순함(는 재처리 시스템에 BeF2을 피하는), plutonium-trifluoride으로 증가해 용해도 줄고 있는 삼중 수소 생산(베릴륨, 차례로 제기하는 삼중 수소를 생산하 lithium-6을 생산하)고 개선된 열 전달의 추가적인 장점(BeF2의 점도를 증가시킬 수 있는 가진다. t소금 혼합물).나트륨, 루비듐 및 지르코늄의 플루오르화물과 같은 대체 용제는 [1]육종 시 트레이드오프에서 용해점을 낮출 수 있습니다.
  • 지연 중성자 상실 – 예측 가능한 제어를 위해 원자로는 지연 중성자에 의존한다.핵분열 생성물 붕괴로 인해 천천히 진화하는 중성자가 추가로 필요합니다.지연된 중성자는 천천히 진화하기 때문에 원자로는 매우 제어하기 쉽다.LFTR에서는 열교환기와 배관에 핵분열 생성물이 존재하기 때문에 이들 지연 중성자의 일부도 상실된다.[74]이들은 노심의 임계 연쇄 반응에 참여하지 않으며, 이는 다시 흐름, 출력 등의 변화 중에 원자로가 덜 부드럽게 동작한다는 것을 의미한다.지연된 중성자의 약 절반까지 손실될 수 있습니다.실제로 열교환기는 코어 외부의 부피가 최대한 작도록 컴팩트해야 합니다.코어가 콤팩트(고전력 밀도)할수록 이 문제는 더욱 중요해집니다.열교환기의 노심 바깥쪽에 더 많은 연료가 있다는 것은 원자로를 가동하기 위해 더 많은 값비싼 핵분열 연료가 필요하다는 것을 의미한다.따라서 상당히 콤팩트한 열교환기는 LFTR의 [citation needed]중요한 설계 요건이 됩니다.
  • 폐기물 관리 – 방사성 폐기물의 약 83%가 몇 시간 또는 며칠 안에 반감기를 가지며, 나머지 17%는 환경 [63]수준에 도달하기 위해 300년 동안 안정적으로 보관해야 합니다.플루오르화물 형태의 핵분열 생성물 중 일부는 수용성이 높기 때문에 플루오르화물은 장기 저장에 적합하지 않습니다.예를 들어 플루오르화 세슘은 물에 매우 높은 용해도를 가지고 있다.장기 보관 시에는 유리 등 불용성 형태로 변환하는 것이 [citation needed]바람직할 수 있습니다.
  • 불확실한 폐로 비용 – 용융-소금 원자로 실험의 청소는 소형 8MW(th) 장치에 대해 약 1억3000만 달러가 소요되었다.고비용의 대부분은 ORNL이 연료를 주입하고 저장하지 않은 저온 연료 소금에서 불소와 6불화 우라늄의 예기치 않은 진화에 의해 발생했지만, 현재 MSR [75]설계에서 이 점을 고려했다.또한, 폐로 비용은 [76]이전 경험에 기초한 발전소 크기에 따라 크게 확장되지 않으며, 비용은 발전소 수명이 끝날 때 발생하므로 킬로와트당 소량의 요금이면 충분하다.예를 들어, GWe 원자로 발전소는 40년 수명 동안 3,000억 kWh 이상의 전기를 생산하기 때문에, 0.001/kWh의 폐로 수수료는 발전소 [citation needed]수명 종료 시 3억 달러에 이자를 더한다.
  • 귀금속 축적 – 일부 방사성 핵분열 생성물(예: 귀금속)은 파이프에 축적됩니다.니켈 울 스폰지 카트리지와 같은 새로운 장비는 [citation needed]귀금속이 쌓이지 않도록 여과하고 가둬야 합니다.
  • 제한된 흑연 수명 – 소형 설계의 경우 흑연 감속재 및 연료/증식 루프 분리기의 수명이 제한됩니다.고속 중성자의 영향으로 흑연은 먼저 수축한 후, 매우 약해지고 균열이 생길 때까지 무한히 팽창하여 기계적 문제를 일으키고 흑연이 반응을 [77]독화시키기 위해 충분한 핵분열 생성물을 흡수하도록 한다.1960년 2유체 설계에서는 흑연 교체 기간이 [1]: 3 4년으로 추정되었습니다.밀봉된 배관에서 흑연을 제거하는 것은 단일 유체 [18]: 3 설계로 전환하는 주요 동기였습니다.이 큰 중앙 부품을 교체하려면 원격 조작 장비가 필요합니다.MSR 설계는 이 대체품을 준비해야 합니다.용융염 원자로에서는 거의 모든 연료 및 핵분열 생성물을 유지 탱크에 배관할 수 있다.핵분열 생성물의 1%만이 흑연에 충돌하는 핵분열 생성물 때문에 흑연에 남게 됩니다.이로 인해 흑연 표면이 방사능을 띠게 되고 적어도 표면층을 재활용/제거하지 않으면 상당히 부피가 큰 폐기물 흐름이 생성됩니다.표면층을 제거하고 나머지 흑연을 재활용하면 이 [original research?]문제가 해결됩니다.핵 감속재 [78]흑연을 재활용하거나 폐기하기 위한 몇 가지 기술이 존재합니다.흑연은 저온에서 불활성이고 움직이지 않기 때문에 [78]필요할 경우 쉽게 저장하거나 매립할 수 있습니다.적어도 하나의 설계에서는 소금에 떠 있는 흑연 볼(페블)을 사용했는데,[79] 이 볼은 원자로를 정지하지 않고 지속적으로 제거 및 검사할 수 있었다.전력 밀도를 낮추면 흑연 [80]: 10 수명이 늘어납니다.이에 비해 고체 연료 원자로는 일반적으로 12개월에서 24개월마다 고방사능 핵분열 생성물을 포함한 연료 원소의 1/3을 교체한다.이 작업은 정기적으로 보호 및 냉각 칼럼 층 아래에서 수행됩니다.
  • 흑연으로 인한 양의 반응성 피드백 – 흑연이 가열되면 U-233 핵분열이 증가하여 바람직하지 않은 양의 [42]피드백을 일으킵니다.LFTR 설계에서는 흑연과 소금의 특정 조합과 특정 코어 형상을 피해야 합니다.적절한 그래파이트를 사용하여 이 문제를 해결하면 손익분기점 [42]증식에 도달하기 어렵다.흑연을 거의 사용하지 않거나 아예 사용하지 않는 대안으로 중성자 스펙트럼이 빨라집니다.이를 위해서는 대량의 핵분열성 재고가 필요하며 방사선 피해가 증가한다.[42]
  • 제한된 플루토늄 용해성 – 플루토늄, 아메리슘 및 퀴륨의 불화물은 삼불화물로 발생하며, 이는 플루토늄 원자가 3개(PuF
    3    , AmF
    3    , CmF
    3    ) 붙어 있음을 의미합니다.    이러한 삼불화물은 FLiBe 운반염에 용해도가 제한적이다.이로 인해 특히 소규모 프라이머리 솔트 인벤토리를 사용하는 콤팩트한 설계의 경우 부팅이 복잡해집니다.물론 폐기물을 운반하는 플루토늄을 시동 과정에서 빼는 것은 훨씬 더 좋은 해결책이기 때문에 이것은 문제가 되지 않는다.용해도는 불화 베릴륨(삼불화물에 대한 용해도가 없음)을 적게 또는 전혀 사용하지 않거나 높은 온도에서[citation needed] 작동함으로써(대부분의 다른 액체와 마찬가지로 용해도가 온도와 함께 상승함) 증가할 수 있다.열 스펙트럼, 낮은 전력 밀도 코어는 플루토늄 용해성에 문제가 없습니다.
  • 재처리에 의한 확산 위험– 효과적인 재처리는 확산 위험을 의미합니다.LFTR은 다른 원자로에서 나오는 플루토늄을 처리하는 데도 사용될 수 있다.그러나 위와 같이 플루토늄은 화학적으로 토륨과 분리되기 어렵고, 플루토늄을 대량으로 희석하면 폭탄에 사용할 수 없다.또한 토륨 연료 사이클에 의해 생성되는 플루토늄은 대부분 Pu-238로, 이 동위원소만으로는 핵분열 폭탄을 만들 수 없는 높은 수준의 자발적 중성자와 붕괴열을 생성하며, 아주 적은 비율이라도 포함하는 핵분열탄을 만드는 것이 매우 어렵다.567 W/kg의[81] 열 생성률은 이 물질의 폭탄 핵이 수 킬로와트의 열을 지속적으로 발생시킨다는 것을 의미합니다.유일한 냉각 경로는 도체가 불량한 주변의 고폭발층을 통한 전도에 의한 것입니다.이로 인해 제어 불가능한 고온으로 인해 어셈블리가 파괴됩니다.1204 kBq/g의[81] 자발적 핵분열 속도는 Pu-240의 두 배 이상이다.이 동위원소의 아주 작은 비율이라도 폭발이 아닌 "휘청거리는" 연쇄 반응을 일으키는 자발적 핵분열로 인한 중성자로 인해 "예비토네이션"으로 인해 폭탄의 생산량을 급격히 감소시킬 것이다.재처리 자체에는 완전히 닫혀 있고 수용된 핫 셀에서 자동 처리가 필요하므로 전환이 복잡합니다.PUREX와 같은 오늘날의 추출 방법에 비해 파이로프로세스는 접근이 불가능하며 종종 대량의 핵분열 생성물 오염을 동반하는 불순한 핵분열성 물질을 생성한다.자동화된 시스템에서는 문제가 되지 않지만,[citation needed] 증식 예정자에게는 심각한 문제가 됩니다.
  • 프로탁티늄 분리에 따른 증식 위험 – 콤팩트 설계에서는 고순도 233-U에 접근할 수 있기 때문에 증식 위험인 프로탁티늄의 빠른 분리를 통해서만 번식할 수 있습니다.이러한 원자로의 233-U는 고감마 방사선 방출체인 232-U에 오염되기 때문에 무기급 물질에 대한 가능한 경로로 보호 열농축 시설이[63] 필요하다.이 때문에 상업용 발전로는 분리 없이 설계해야 할 수 있다.실제로는 번식하지 않거나 낮은 전력 밀도로 동작하는 것을 의미합니다.2-유체 설계는 더 큰 담요로 작동하며 고출력 코어(토륨이 없으므로 프로텍티늄이 [citation needed]없음)를 유지할 수 있습니다.그러나 원자력 엔지니어 그룹은 네이처(2012)에서 프로텍티늄 경로가 실현 가능하며 따라서 토륨이 "제안된 만큼 양성화되지 않았다"고 주장한다.[82]
  • 넵투늄-237의 증식 – 불소화물을 이용한 설계에서 Np-237은 6불화물 가스로 우라늄과 함께 나타나며 고체 불소 펠릿 흡수층을 사용하여 쉽게 분리할 수 있다.그런 폭탄을 만든 사람은 없지만, Np-237의 상당한 빠른 핵분열 단면과 낮은 임계 질량은 가능성을 [83]암시한다.Np-237이 원자로에 보관되면 단수명 Pu-238로 변환된다.모든 원자로는 항상 높은 (단일) 동위원소 품질로 존재하며 화학적으로 [83]쉽게 추출되는 상당한 넵투늄을 생성한다.
  • 리튬-6에서 발생하는 중성자 중독과 삼중수소 생산은 강력한 중성자 독이다. 리튬-6 함량이 7.5%인 천연 리튬과 함께 LiF를 사용하면 원자로 가동을 방해한다.노심의 높은 중성자 밀도는 리튬-6을 삼중수소로 빠르게 변환하여 손익분기점 증식을 유지하는 데 필요한 중성자를 잃는다.삼중수소는 수소의 방사성 동위원소이며, 화학적으로 일반 [84]수소와 거의 동일하다.MSR에서 삼중수소는 원소 형태로 고온에서 금속을 통해 빠르게 확산되기 때문에 상당히 이동성이 있다.리튬이 리튬-7에서 동위원소로 농축되고 동위원소 분리 수준이 충분히 높은 경우(99.995%), 1 GWe 원자로의 삼중수소 생산량은 연간 수백 그램에 불과하다.이렇게 훨씬 적은 양의 삼중수소는 대부분 리튬-7 – 삼중수소 반응과 삼중수소 생산 리튬-6으로 먼저 변환하여 삼중수소를 간접적으로 생산할 수 있는 베릴륨에서 발생한다. 리튬 소금을 사용하는 LFTR 설계는 리튬-7 동위원소를 선택한다.MSRE에서 리튬-6은 동위원소 농축을 통해 연료 소금에서 성공적으로 제거되었습니다.리튬-7은 리튬-6보다 최소 16% 무겁고 가장 일반적인 동위원소이기 때문에 리튬-6은 비교적 추출이 쉽고 저렴하다.리튬의 진공 증류는 단계당 최대 8%의 효율을 달성하며 진공 [85]챔버에서 가열만 하면 됩니다.그러나, 약 90,000개의 핵분열은 헬륨-6을 생성하며, 헬륨-6은 리튬-6으로 빠르게 감소하며, 12,500개의 핵분열은 삼중수소 원자를 직접 생성한다. (모든 원자로 유형에서) 직접 생성한다.실용적인 MSR은 건조한 불활성 가스(일반적으로 헬륨)의 블랭킷 아래에서 작동합니다.삼중수소는 CANDU 원자로에서처럼 물에 고도로 희석되지 않기 때문에 LFTR은 삼중수소를 회수할 좋은 기회를 제공한다.삼중수소를 [86]티타늄으로 수화시키고, 불소산나트륨 또는 녹은 질산염과 같이 이동성이 낮은 (그러나 여전히 휘발성이 있는) 형태로 산화하거나, 터빈 전원 주기 가스에 넣고 산화동 펠릿을 사용하여 삼중수소를 [87]: 41 포획하는 등 다양한 방법이 존재한다.ORNL은 잔류 삼중수소를 터빈 전원 사이클로 확산되지 않고 2차 냉각수에서 제거할 수 있도록 화학적으로 가두는 2차 루프 냉각수 시스템을 개발했다.ORNL은 이것이 삼중수소 배출을 허용 [84]수준으로 감소시킬 것이라고 계산했다.
  • 텔루루로 인한 부식 – 원자로는 소량의 텔루루를 핵분열 생성물로 만든다.MSRE에서는 이 때문에 특수 니켈 합금인 하스텔로이-N의 입자 경계에 소량의 부식이 발생했습니다.야금 연구에 따르면 하스텔로이-N 합금에 1~2% 니오브를 첨가하면 텔루르에 [54]: 81–87 의한 내식성이 향상되는 것으로 나타났습니다.UF/UF의
    3 비율을
    4 60 미만으로 유지하여 연료 염분을 약간 줄여 부식을 감소시킨다.    MSRE는 흐르는 연료 소금과 펌프 볼 내부의 케이지에 잠긴 베릴륨 금속 막대를 지속적으로 접촉시켰습니다.이로 인해 소금의 불소 부족이 발생하여 텔루륨이 덜 공격적인(원소) 형태로 감소했습니다.이 방법은 또한 일반적으로 부식을 줄이는데 효과적입니다. 왜냐하면 핵분열 과정이 그렇지 않으면 구조 [88]: 3–4 금속을 공격할 더 많은 불소 원자를 생성하기 때문입니다.
  • 니켈 합금의 방사선 손상 – 표준 하스텔로이 N 합금은 중성자 방사선에 의해 부서지는 것으로 확인되었습니다.중성자는 니켈과 반응하여 헬륨을 형성했다.이 헬륨 가스는 합금 내부의 특정 지점에 집중되어 응력을 증가시켰습니다.ORNL은 하스텔로이 N에 1-2% 티타늄 또는 니오브를 첨가하여 이 문제를 해결했다.이것은 합금의 내부 구조를 변화시켜 헬륨이 미세하게 분포되도록 했다.이것은 스트레스를 완화시키고 합금이 상당한 중성자속에도 견딜 수 있게 했다.그러나 최대 온도는 약 650°[89]C로 제한됩니다.다른 합금의 개발이 [90]필요할 수 있다.소금을 포함하는 외부 용기 벽에는 중성자 [91]손상으로부터 효과적으로 보호하기 위해 탄화붕소와 같은 중성자 차폐가 있을 수 있습니다.
  • 장기 연료 소금 저장 – 불소 연료 소금이 수십 년 동안 고체 형태로 저장될 경우 방사선에 의해 부식성 불소 가스와 육불화 [92]우라늄이 방출될 수 있습니다.장기간 가동을 중단하기 전에 염분을 보충하고 폐기물을 제거해야 하며 [75]섭씨 100도 이상에서 보관해야 합니다.불소화물은 불용성 붕규산염 [93]유리에서 유리화되지 않는 한 수용성이 높기 때문에 장기 보관에 적합하지 않습니다.
  • 비즈니스 모델 – 오늘날의 고체 연료 원자로 공급업체는 연료 [dubious – discuss]제조를 통해 장기적인 수익을 올립니다.제조 및 판매할 연료가 없다면 LFTR은 다른 비즈니스 모델을 채택할 것입니다.이를 실현 가능한 비즈니스로 만들기 위해서는 초기 비용에 상당한 장벽이 있을 것입니다.기존 인프라 및 부품 공급업체는 수냉식 원자로에 맞춰져 있다.토륨 시장과 토륨 채굴이 거의 없기 때문에 필요한 상당한 인프라가 아직 존재하지 않습니다.규제 기관은 토륨 원자로를 규제한 경험이 적기 때문에 [citation needed]지연이 길어질 가능성이 있다.
  • 전원 주기 개발 – 최고의 효율성을 위해 대규모 헬륨 또는 초임계 이산화탄소 터빈 개발이 필요합니다.이러한 가스 사이클은 용융 소금 연료 또는 용융 소금 냉각 [94]원자로에 사용할 수 있는 수많은 잠재적 이점을 제공한다.이러한 폐쇄 가스 사이클은 상용 터빈 발전기 [95]세트의 설계 과제와 엔지니어링 업스케일링 작업에 직면해 있습니다.표준 초임계 증기 터빈은 효율성 면에서 약간의 패널티로 사용될 수 있습니다(MSBR의 순 효율은 1970년대 증기 [96]터빈을 사용하여 약 44%로 설계됨).용융염에서 증기 발생기로의 용융염은 여전히 개발되어야 할 것이다.현재 스페인의 안다솔 등 태양광 발전소에서 용융 질산염 증기 발생기가 사용되고 있다.그러한 발전기는 MSR에 3차 순환 루프로 사용될 수 있으며, 여기서 1차 및 2차[97] 열 교환기를 통해 확산되는 삼중수소를 포착할 수 있다.

최근의 동향

후지 MSR

FUJI MSR은 Oak Ridge National Laboratory Reactor Experiment와 유사한 기술을 사용하여 100~200MWe의 용융염 연료 토륨 연료 사이클 열증식로를 설계했다.그것은 일본, 미국, 러시아의 회원들을 포함한 컨소시엄에 의해 개발되고 있었다.증식로로서 토륨을 [98]핵연료로 변환한다.2010년 [99]7월에, FUJI MSR에 관한 최신 계획을 발표했습니다.그들은 킬로와트시 [100]당 2.85센트의 비용이 들 것으로 예상했다.

ITHEMS 컨소시엄은 3억달러의 추가 자금을 확보하면 같은 설계의 훨씬 작은 미니 후지 10MWe 원자로를 먼저 건설할 계획이었지만, ITHEMS는 적절한 자금을 확보하지 못하고 2011년에 폐쇄되었다.ITHEMS의 수석 과학자 후루카와 가즈오씨와 후루카와 마사아키씨에 의해서, 2011년에 새로운 회사 토륨 테크 솔루션(TTS)이 설립되었습니다.TTS는 FUJI 디자인 및 관련 특허를 취득했다.

중국 토륨 MSR 프로젝트

중화인민공화국은 토륨 용융염 원자로 [101]기술의 연구개발 프로젝트를 시작했다.2011년 1월 중국과학원(CAS) 연차총회에서 공식 발표됐다.최종 목표는 약 20년 [102][103]후 토륨 기반의 용융염 핵 시스템을 조사하고 개발하는 것이다.TMSR 연구 프로그램의 예상 중간 성과는 2015년에 2MW의 자갈층 불소염 냉각 연구용 원자로를, 2017년에 2MW의 용융염 연료용 연구용 원자로를 건설하는 것이다.10 MW의 시연용 원자로와 100 MW의 시험용 [104][105]원자로가 그 뒤를 이을 것이다.이 프로젝트는 3억 5천만 달러의 초기 예산으로 장먼슝이 주도하고 있으며, 이미 140명의 박사학위 과학자를 모집하여 상하이 응용물리학 연구소에서 토륨 용융염 원자로 연구에 전업으로 종사하고 있다.2015년 [106]현재 직원 수는 700명까지 확대되었습니다.2016년을 기점으로 10MW급 LFTR 시범 운용이 2025년, 100MW급은 2035년에 [107]실시될 예정이다.

2021년 8월 말 상하이 응용물리학연구소(SINAP)는 간쑤성 우웨이(武 gansu)에 TMSR-LF1로 알려진 2MW(열) 실험용 토륨 용융염 원자로 건설을 완료했다.중국은 [108]2030년까지 373MW 버전으로 이 실험을 따라갈 계획이다.

Flibe 에너지

전 NASA 과학자이자 텔레다인 브라운 엔지니어링의 수석 핵 기술자인 커크 소렌슨은 오랫동안 토륨 연료 사이클, 특히 액체 플루오르화 토륨 원자로의 주창자였다.그는 NASA에서 일할 때 처음으로 토륨 원자로를 연구했고, 달 식민지에 적합한 발전소 설계를 평가했습니다.이 연료 사이클에 관한 자료는 의외로 찾기 어려웠기 때문에 2006년 Sorensen은 이 기술을 홍보하기 위해 문서 저장소, 포럼 및 블로그인 "energyfromthorium.com"을 시작했습니다.2006년 소렌센은 액체 플루오르화 토륨 원자로와 LFTR 명명법을 만들어 열 스펙트럼에서 토륨을 우라늄-233으로 증식시킨 액체 플루오르화-염 연료에 기초한 용융 염 원자로 설계의 일부를 기술했다.2011년 소렌센은 처음에는 군사기지에 전력을 공급하기 위해 20-50MW LFTR 소형 모듈식 원자로 설계를 개발하고자 하는 플리베 에너지(Flibe Energy)를 설립했다. 소렌센은 현대 미국의 원자력 규제 및 정치 [109][110]환경에서 민간 발전소 설계보다 새로운 군사 설계를 촉진하는 것이 더 쉽다고 지적했다.EPRI와 Southern Company가 공동으로 실시한 독자적인 테크놀로지 평가는 Flibe Energy가 제안한 LFTR [111]설계에 대해 지금까지 공개된 정보 중 가장 상세한 것입니다.

토륨 에너지 생성 Pty.제한적(TEG)

토륨 에너지 생성 Pty.유한회사(TEG)는 토륨 가속기 구동 시스템뿐만 아니라 LFTR 원자로의 전 세계적인 상업 개발을 전담하는 호주의 연구 개발 회사였다.2015년 6월부로 TEG는 영업을 중단했다.

앨빈 와인버그 재단

앨빈 와인버그 재단은 토륨 에너지와 LFTR의 잠재력에 대한 인식을 높이기 위해 2011년에 설립된 영국의 자선 단체이다.그것은 2011년 [112][113][114]9월 8일 상원에서 정식으로 출범했다.그것은 미국의 핵물리학자인 앨빈 M의 이름을 따서 지어졌다. 와인버그는 토륨 용융염 원자로 연구를 개척했다.

토르콘

토르콘은 플로리다주 마티게일이 제안한 용융염 변환로이다.재처리가 필요 없는 심플한 설계와 기기 교체가 용이한 캔 교환이 가능한 것이 특징입니다.

원자력연구컨설턴트그룹

2017년 9월 5일 네덜란드 원자력연구컨설턴시 그룹은 페텐 고플루오르화물 원자로 내 용융토륨염 조사에 대한 연구가 [115]진행 중이라고 발표했다.

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ a b c d e f g h i j LeBlanc, David (2010). "Molten salt reactors: A new beginning for an old idea" (PDF). Nuclear Engineering and Design. 240 (6): 1644. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
  2. ^ Greene, Sherrel (May 2011). Fluoride Salt-cooled High Temperature Reactors – Technology Status and Development Strategy. ICENES-2011. San Francisco, CA.
  3. ^ Stenger, Victor (12 January 2012). "LFTR: A Long-Term Energy Solution?". Huffington Post.
  4. ^ Williams, Stephen (16 January 2015). "Molten Salt Reactors: The Future of Green Energy?". ZME Science. Retrieved 12 August 2015.
  5. ^ a b Warmflash, David (16 January 2015). "Thorium Power Is the Safer Future of Nuclear Energy". Discover Magazine. Retrieved 22 January 2015.
  6. ^ UP (29 September 1946). "Atomic Energy 'Secret' Put into Language That Public Can Understand". Pittsburgh Press. Retrieved 18 October 2011.
  7. ^ UP (21 October 1946). "Third Nuclear Source Bared". The Tuscaloosa News. Retrieved 18 October 2011.
  8. ^ a b c d e f g h i j k l m Hargraves, Robert; Moir, Ralph (July 2010). "Liquid fluoride thorium reactors: an old idea in nuclear power gets reexamined" (PDF). American Scientist. 98 (4): 304–313. doi:10.1511/2010.85.304. Archived from the original (PDF) on 8 December 2013.
  9. ^ 중원소 합성Gesellschaft für Schwerionenforschung.gsi.de
  10. ^ The KamLAND Collaboration; Gando, Y.; Ichimura, K.; Ikeda, H.; Inoue, K.; Kibe, Y.; Kishimoto, Y.; Koga, M.; Minekawa, Y.; et al. (17 July 2011). "Partial radiogenic heat model for Earth revealed by geoneutrino measurements" (PDF). Nature Geoscience. 4 (9): 647–651. Bibcode:2011NatGe...4..647T. doi:10.1038/ngeo1205.
  11. ^ "Lab's early submarine reactor program paved the way for modern nuclear power plants". Argonne's Nuclear Science and Technology Legacy. Argonne National Laboratory. 1996.
  12. ^ Sorensen, Kirk (2 July 2009). "Lessons for the Liquid-Fluoride Thorium Reactor" (PDF). Mountain View, CA. Archived from the original (PDF) on 12 December 2011.
  13. ^ a b Rosenthal, M.; Briggs, R.; Haubenreich, P. "Molten-Salt Reactor Program: Semiannual Progress Report for Period Ending August 31, 1971" (PDF). ORNL-4728. Oak Ridge National Laboratory. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  14. ^ MacPherson, H. G. (1 August 1985). "The Molten Salt Reactor Adventure". Nuclear Science and Engineering. 90 (4): 374–380. doi:10.13182/NSE90-374. Archived from the original on 4 June 2011.
  15. ^ Weinberg, Alvin (1997). The First Nuclear Era: The Life and Times of a Technological Fixer. Physics Today. Vol. 48. Springer. pp. 63–64. Bibcode:1995PhT....48j..63W. doi:10.1063/1.2808209. ISBN 978-1-56396-358-2.
  16. ^ "ORNL: The First 50 Years - Chapter 6: Responding to Social Needs". Archived from the original on 16 September 2012. Retrieved 12 November 2011.
  17. ^ "플루토늄".세계 원자력 협회.2012년 3월.6월 28일 2012년 Retrieved.가장 흔한 동위 원소는 전형적인 원자로 안에 구성된 핵 분열성 플루토늄 239동위 원소, U-238(베타 붕괴가 그 뒤를 이었다)에서 중성자 포획에 의해 형성되고 U-235의 분열로 같은 에너지를 산출한다.플루토늄을 원자로 노심에서 이상이 절반 현장에 다른 하나는 밝은 물 원자로(경수로 건설)의 총 열량의 3분의 1을 책임이 난다.(업데이트)
  18. ^ a b c d Rosenthal; M. W.; et al. (August 1972). "The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors" (PDF). ORNL-4812. Oak Ridge National Laboratory. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  19. ^ a b c Rosenthal, M. W.; Kasten, P. R.; Briggs, R. B. (1970). "Molten Salt Reactors – History, Status, and Potential" (PDF). Nuclear Applications and Technology. 8 (2): 107–117. doi:10.13182/NT70-A28619.
  20. ^ a b 섹션 5.3, WASH 1097 "원자로에서의 토륨 사용" (2009년 11월 23일 액세스한 액체-할라이드 원자로 문서에서 PDF로 입수 가능)
  21. ^ Briggs, R. B. (November 1964). "Molten-Salt Reactor Program Semiannual Progress Report For Period Ending July 31, 1964" (PDF). ORNL-3708. Oak Ridge National Laboratory. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  22. ^ Furukawa; K. A.; et al. (2008). "A road map for the realization of global-scale Thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow". Energy Conversion and Management. 49 (7): 1832. doi:10.1016/j.enconman.2007.09.027.
  23. ^ a b Hargraves, Robert; Moir, Ralph (January 2011). "Liquid Fuel Nuclear Reactors". Forum on Physics & Society. 41 (1): 6–10.
  24. ^ a b c Robertson, R. C.; Briggs, R. B.; Smith, O. L.; Bettis, E. S. (1970). "Two-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor Design Study (Status as of January 1, 1968)". ORNL-4528. Oak Ridge National Laboratory. doi:10.2172/4093364. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  25. ^ a b c Robertson, R. C. (June 1971). "Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor" (PDF). ORNL-4541. Oak Ridge National Laboratory. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  26. ^ LeBlanc, David (May 2010). "Too Good to Leave on the Shelf". Mechanical Engineering. 132 (5): 29–33. doi:10.1115/1.2010-May-2.
  27. ^ Hough, Shane(2009년 7월 4일) 초임계 랭킨 사이클.if.uidaho.edu
  28. ^ "Oak Ridge National Laboratory: A New Approach to the Design of Steam Generators for Molten Salt Reactor Power Plants" (PDF). Moltensalt.org. Retrieved 24 October 2012.
  29. ^ a b Sabharwall, Piyush; Kim, Eung S.; McKellar, Michael; Anderson, Nolan (April 2011). Process Heat Exchanger Options for Fluoride Salt High Temperature Reactor (PDF) (Report). Idaho National Laboratory. Archived from the original (PDF) on 8 August 2014. Retrieved 4 May 2012.
  30. ^ ""Flower power" has been inaugurated in Israel" (News). Enel Green Power. 10 July 2009. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)[데드링크]
  31. ^ a b "Pyrochemical Separations in Nuclear Applications: A Status Report" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  32. ^ Forsberg, Charles W. (2006). "Molten-Salt-Reactor Technology Gaps" (PDF). Proceedings of the 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06). Archived from the original (PDF) on 29 October 2013. Retrieved 7 April 2012.
  33. ^ a b c "LIFE Materials: Molten-Salt Fuels Volume 8" (PDF). E-reports-ext.11nl.gov. Retrieved 24 October 2012.
  34. ^ "Low-Pressure Distillation of Molten Fluoride Mixtures: Nonradioactive Tests for the MSRE Distillation Experiment;1971, ORNL-4434" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  35. ^ "Design Studies of 1000-Mw(e) Molten-Salt Breeder Reactors; 1966, ORNL-3996" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  36. ^ "Engineering Tests of the Metal Transfer Process for Extraction of Rare-Earth Fission Products from a Molten-Salt Breeder Reactor Fuel Salt; 1976, ORNL-5176" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  37. ^ Conocar, Olivier; Douyere, Nicolas; Glatz, Jean-Paul; Lacquement, Jérôme; Malmbeck, Rikard & Serp, Jérôme (2006). "Promising pyrochemical actinide/lanthanide separation processes using aluminium". Nuclear Science and Engineering. 153 (3): 253–261. doi:10.13182/NSE06-A2611. S2CID 91818903.
  38. ^ "Molten Salt Reactors: A New Beginning for an Old Idea" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  39. ^ "Potential of Thorium Fueled Molten Salt Reactors" (PDF). Archived from the original (PDF) on 22 January 2012. Retrieved 24 October 2012.
  40. ^ "6th Int'l Summer Student School on Nuclear Physics Methods and Accelerators in Biology and Medicine (July 2011, JINR Dubna, Russia)" (PDF). Uc2.jinr.ru. Archived from the original (PDF) on 15 May 2013. Retrieved 24 October 2012.
  41. ^ Cooper, N.; Minakata, D.; Begovic, M.; Crittenden, J. (2011). "Should We Consider Using Liquid Fluoride Thorium Reactors for Power Generation?". Environmental Science & Technology. 45 (15): 6237–8. Bibcode:2011EnST...45.6237C. doi:10.1021/es2021318. PMID 21732635.
  42. ^ a b c d e f g h Mathieu, L.; Heuer, D.; Brissot, R.; Garzenne, C.; Le Brun, C.; Lecarpentier, D.; Liatard, E.; Loiseaux, J.-M.; Méplan, O.; et al. (2006). "The Thorium molten salt reactor: Moving on from the MSBR" (PDF). Progress in Nuclear Energy. 48 (7): 664–679. arXiv:nucl-ex/0506004. doi:10.1016/j.pnucene.2006.07.005. S2CID 15091933.
  43. ^ a b "Engineering Database of Liquid Salt Thermophysical and Thermochemical Properties" (PDF). Inl.gov. Archived from the original (PDF) on 8 August 2014. Retrieved 24 October 2012.
  44. ^ "Chapter 13: Construction Materials for Molten-Salt Reactors" (PDF). Moltensalt.org. Retrieved 24 October 2012.
  45. ^ "Thermal- and Fast Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide Burning and Fuel Production" (PDF). Archived from the original (PDF) on 19 January 2012. Retrieved 24 October 2012.
  46. ^ a b Devanney, Jack. "Simple Molten Salt Reactors: a time for courageous impatience" (PDF). C4tx.org. Retrieved 24 October 2012.
  47. ^ Moir, R. W. (2008). "Recommendations for a restart of molten salt reactor development" (PDF). Energy Conversion and Management. 49 (7): 1849–1858. doi:10.1016/j.enconman.2007.07.047.
  48. ^ Leblanc, D. (2010). "Molten salt reactors: A new beginning for an old idea". Nuclear Engineering and Design. 240 (6): 1644. doi:10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
  49. ^ "The Influence of Xenon-135 on Reactor Operation" (PDF). C-n-t-a.com. Retrieved 24 October 2012.
  50. ^ a b c "Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High-Temperature Reactor (AHTR)- ORNL-TM-2006-12" (PDF). Archived from the original (PDF) on 26 September 2012. Retrieved 24 October 2012.
  51. ^ "A Modular Radiant Heat-Initiated Passive Decay-Heat-Removal System for Salt-Cooled Reactors" (PDF). Ornl.gov. Archived from the original (PDF) on 21 October 2008. Retrieved 24 October 2012.
  52. ^ 토륨 연료 사이클, AEC 심포지엄 시리즈, 12, USAEC, 1968년 2월
  53. ^ "Using LTFR to Minimize Actinide Wastes" (PDF). Thoriumenergyaslliance.com. Archived from the original (PDF) on 15 May 2013. Retrieved 24 October 2012.
  54. ^ a b Engel, J. R.; Grimes, W. R.; Bauman, H. F.; McCoy, H. E.; Dearing, J. F.; Rhoades, W. A. (1980). Conceptual design characteristics of a denatured molten-salt reactor with once-through fueling (PDF). Oak Ridge National Lab, TN. ORNL/TM-7207. Archived from the original (PDF) on 14 January 2010. Retrieved 22 November 2011.
  55. ^ Hargraves, Robert & Moir, Ralph (27 July 2011). "Liquid Fuel Nuclear Reactors". Aps.org. Retrieved 3 August 2012.
  56. ^ "for nuclear energy looms". Retrieved 26 January 2016.
  57. ^ a b Sylvain, David; et al. (March–April 2007). "Revisiting the Thorium-Uranium nuclear fuel cycle" (PDF). Europhysics News. 38 (2): 24–27. Bibcode:2007ENews..38...24D. doi:10.1051/EPN:2007007.
  58. ^ "Image based on". Thoriumenergyalliance.com. Archived from the original (PDF) on 5 April 2012. Retrieved 24 October 2012.
  59. ^ 에반스 프리처드, 앰브로스 (2010년 8월 29일)오바마는 토륨 핵폭탄으로 하룻밤 사이에 화석연료를 죽일 수 있다.전보2013년 4월 24일에 취득.
  60. ^ a b c "Oak Ridge National Laboratory: Abstract" (PDF). Energyfromthorium. Retrieved 24 October 2012.
  61. ^ "Denatured Molten Salt Reactors" (PDF). Coal2nuclear.com. Retrieved 24 October 2012.
  62. ^ "Estimated Cost of Adding a Third Salt-Circulating System for Controlling Tritium Migration in the 1000-Mw(e) MSBR [Disc 5]" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  63. ^ a b c d 보노메티, J. "LFTR 액체 플루오르화 토륨 원자로-핵융합이 원하는 것!"프레젠테이션은 www.energyfromthorium.com (2011)에서 이용 가능
  64. ^ "Critical issues of nuclear energy systems employing molten salt fluorides" (PDF). Archived from the original (PDF) on 26 April 2012. Retrieved 24 October 2012.
  65. ^ Peterson, Per F.; Zhao, H. & Fukuda, G. (5 December 2003). "Comparison of Molten Salt and High-Pressure Helium for the NGNP Intermediate Heat Transfer Fluid" (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-03-004. Archived from the original (PDF) on 11 August 2014.
  66. ^ "Products". Flibe Energy. Archived from the original on 28 June 2013. Retrieved 24 October 2012.
  67. ^ Bush, R. P. (1991). "Recovery of Platinum Group Metals from High Level Radioactive Waste" (PDF). Platinum Metals Review. 35 (4): 202–208.
  68. ^ "Thorium fuel cycle – Potential benefits and challenges" (PDF). International Atomic Energy Agency. Retrieved 27 October 2014.
  69. ^ Chiang, Howard; Jiang, Yihao; Levine, Sam; Pittard, Kris; Qian, Kevin; Yu, Pam (8 December 2014). Liquid Fluoride Thorium Reactors: Traditional Nuclear Plant Comparison Analysis and Feasibility Study (PDF) (Technical report). University of Chicago.
  70. ^ "Thorium". World Nuclear.
  71. ^ Peterson, Per F. & Zhao, Haihua (29 December 2005). "Preliminary Design Description for a First-Generation Liquid-Salt VHTR with Metallic Vessel Internals (AHTR-MI)" (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-05-005. Archived from the original (PDF) on 1 January 2014.
  72. ^ a b Fei, Ting; et al. (16 May 2008). "A MODULAR PEBBLE-BED ADVANCE D HIGH TEMPERATURE REACTOR" (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-08-001. Archived from the original (PDF) on 1 January 2014. Retrieved 24 October 2012.
  73. ^ "The Thorium Molten Salt Reactor: Launching The Thorium Cycle While Closing The Current Fuel Cycle" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  74. ^ "The Aircraft Reactor Experiment-Physics" (PDF). Moltensalt.org. Retrieved 24 October 2012.
  75. ^ a b "Fluorine Production and Recombination in Frozen MSR Salts after Reactor Operation [Disc 5]" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  76. ^ "Costs of decommissioning nuclear power plants" (PDF). Iaea.org. Archived from the original (PDF) on 6 August 2009. Retrieved 24 October 2012.
  77. ^ "Oak Ridge National Laboratory: Graphite Behaviour and Its Effects on MSBR Performance" (PDF). Moltensalt.org. Retrieved 24 October 2012.
  78. ^ a b "IAEA-TECDOC-1521" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  79. ^ "Semiannual Progress Report for Period Ending February 28, 1970" (PDF). ORNL-4548: Molten-Salt Reactor Program. p. 57. Archived from the original (PDF) on 29 June 2011. Retrieved 6 June 2015.
  80. ^ Rodriguez-Vieitez, E.; Lowenthal, M. D.; Greenspan, E.; Ahn, J. (7 October 2002). Optimization of a Molten-Salt Transmuting Reactor (PDF). PHYSOR 2002. Seoul, Korea.
  81. ^ a b "Nuclear Weapons Archive – Useful Tables". Retrieved 31 August 2013.
  82. ^ "Thorium Fuel Has Risks". Retrieved 16 October 2015.
  83. ^ a b "Neptunium 237 and Americium: World Inventories and Proliferation Concerns" (PDF). Isis-online.org. Retrieved 24 October 2012.
  84. ^ a b "Distribution and Behavior of Tritium in the Coolant-Salt Technology Facility [Disc 6]" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  85. ^ Manely; W. D.; et al. (1960). "Metallurgical Problems in Molten Fluoride Systems". Progress in Nuclear Energy. 2: 164–179.
  86. ^ Heung, L.K. (31 August 2012). "Titanium for long-term tritium storage" (PDF). Osti.gov. doi:10.2172/10117162. Retrieved 24 October 2012. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  87. ^ Robertson, R.C. (31 August 2012). "Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor" (PDF). Osti.gov. doi:10.2172/4030941. Retrieved 24 October 2012. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  88. ^ Moir; R. W.; et al. (2002). "Deep-Burn Molten-Salt Reactors" (Application under Solicitation). LAB NE 2002-1. Department of Energy, Nuclear Energy Research Initiative. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  89. ^ "Status of materials development for molten salt reactors" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  90. ^ [1](52MB) MSRE 내 INOR-8의 입자간 균열,
  91. ^ "Potential of Thorium Molten Salt Reactors: Detailed Calculations and Concept Evolutions in View of a Large Nuclear Energy Production" (PDF). Hal.archives-ouvertes.fr. Retrieved 24 October 2012.
  92. ^ National Research Council (U.S.). Committee on Remediation of Buried and Tank Wastes. Molten Salt Panel (1997). Evaluation of the U.S. Department of Energy's alternatives for the removal and disposition of molten salt reactor experiment fluoride salts. National Academies Press. p. 15. ISBN 978-0-309-05684-7.
  93. ^ Forsberg, C.; Beahm, E.; Rudolph, J. (2 December 1996). Direct Conversion of Halogen-Containing Wastes to Borosilicate Glass (PDF). Symposium II Scientific Basis for Nuclear Waste Management XX. Vol. 465. Boston, Massachusetts: Materials Research Society. pp. 131–137.
  94. ^ Zhao, H. & Peterson, Per F. (25 February 2004). "A Reference 2400 MW(t) Power Conversion System Point Design for Molten-Salt-Cooled Fission and Fusion Energy Systems" (PDF). U.C. Berkeley Report UCBTH-03-002. Archived from the original (PDF) on 1 January 2014.
  95. ^ Hee Cheon No; Ji Hwan Kim; Hyeun Min Kim (2007). "A review of helium gas turbine technology for high-temperature gas-cooled reactors". Nuclear Engineering and Technology. 39 (1): 21–30. doi:10.5516/net.2007.39.1.021.
  96. ^ "Conceptual Design study of a Single Fluid Molten Salt Breeder Reactor" (PDF). Energyfromthorium.com. Retrieved 24 October 2012.
  97. ^ "Heat Transfer Salt for High Temperature Steam Generation [Disc 5]" (PDF). Retrieved 24 October 2012.
  98. ^ 후지 MSR 페이지 821~856, 2007년 1월
  99. ^ "IThEO Presents International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc". International Thorium Energy Organisation. 20 July 2010. Archived from the original on 27 July 2010.
  100. ^ "Chapter X. MSR-FUJI General Information, Technical Features, and Operating Characteristics" (PDF).
  101. ^ Martin, Richard (1 February 2011). "China Takes Lead in Race for Clean Nuclear Power". Wired Science.
  102. ^ "未来核电站 安全"不挑食"". Whb.news365.com.cn. 26 January 2011. Archived from the original on 17 July 2012. Retrieved 24 October 2012.
  103. ^ Clark, Duncan (16 February 2011). "China enters race to develop nuclear energy from thorium". The Guardian. London.
  104. ^ "Kun Chen from Chinese Academy of Sciences on China Thorium Molten Salt Reactor TMSR Program". YouTube. 10 August 2012. Retrieved 24 October 2012.
  105. ^ Halper, Mark (30 October 2012). "Completion date slips for China.s thorium molten salt reactor". Weinberg Foundation. Archived from the original on 21 April 2017. Retrieved 17 April 2013.
  106. ^ Evans-Pritchard, Ambrose (6 January 2013). "China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium". The Daily Telegraph.
  107. ^ Brian Wang (11 October 2016). "Update on the Liquid Fluoride Thorium Reactor projects in China and the USA". Next Big Future. Retrieved 27 June 2017.
  108. ^ Mallapaty, Smriti (9 September 2021). "China prepares to test thorium-fuelled nuclear reactor". Nature. 597 (7876): 311–312. Bibcode:2021Natur.597..311M. doi:10.1038/d41586-021-02459-w. PMID 34504330. S2CID 237471852.
  109. ^ "Flibe Energy". Flibe Energy. Retrieved 24 October 2012.
  110. ^ "New Huntsville company to build Thorium-based nuclear reactors". Huntsvillenewswire.com. 27 September 2011. Archived from the original on 6 April 2012. Retrieved 24 October 2012.
  111. ^ "Program on Technology Innovation: Technology Assessment of a Molten Salt Reactor Design – The Liquid-Fluoride Thorium Reactor (LFTR)". EPRI. 22 October 2015. Archived from the original on 10 March 2016. Retrieved 10 March 2016.
  112. ^ Clark, Duncan (9 September 2011). "Thorium advocates launch pressure group". The Guardian. London.
  113. ^ "The Weinberg Foundation – London: Weinberg Foundation to heat up campaign for safe, green,…". Mynewsdesk. 8 September 2011. Retrieved 24 October 2012.
  114. ^ "New NGO to fuel interest in safe thorium nuclear reactors". BusinessGreen. 8 September 2011. Retrieved 24 October 2012.
  115. ^ "NRG: Detail".

추가 정보

외부 링크

비디오