용융염 원자로 실험

Molten-Salt Reactor Experiment
MSRE 플랜트 다이어그램: (1) 원자로 용기, (2) 열교환기, (3) 연료 펌프, (4) 동결 플랜지, (5) 서멀 실드, (6) 냉각수 펌프, (7) 라디에이터, (8) 냉각수 드레인 탱크, (9) 팬, (11) 세정 탱크, (12) 격납 용기, (13) 동결왼쪽 상단의 제어 영역과 오른쪽 상단의 Chimney도 참고하십시오.

용융염 원자로 실험(MSRE)은 Oak Ridge National Laboratory(ORNL; 오크리지 국립연구소)에서 1960년대까지 이 기술을 연구한 실험용 용융염 원자로였다. 1964년까지 건설되어 1965년에 임계 상태가 되었고 [1]1969년까지 운영되었다.정화 프로젝트의 비용은 약 1억 3천만 달러로 추산되었다.

MSRE는 액체 플루오르화 토륨 원자로라고 불리는 본질적으로 안전한 에피더말 토륨 증식로의 중성자 "커널"을 시뮬레이션한 7.4th MW 테스트 원자로였다.그것은 주로 두 개의 연료를 사용했다: 첫 번째 우라늄-235와 이후 우라늄-233.후자의4 UF는 다른 원자로의 토륨에서 번식한 결과였다.이것은 엔지니어링 테스트였기 때문에 중성자 측정을 위해 크고 비싼 토륨염의 번식 담요는 생략되었다.

MSRE에서 원자로 노심의 열은 라디에이터를 통해 송풍된 공기를 사용하여 냉각 시스템을 통해 방출되었다.유사한 원자로가 폐쇄 사이클 가스 터빈과 같은 고효율 열 엔진에 동력을 공급할 수 있을 것으로 생각된다.

MSRE의 배관, 코어 바트 및 구조 부품은 Hastelloy-N으로 만들어졌으며, 그 감속재는 열분해 흑연 코어였다.MSRE의 연료는 LiF-BeF-ZrF-UF244(65-29-5-1), 흑연 코어는 감속재, 2차 냉각수는 FLiBe(2LiF-BeF2)로 650°C의 고온에서 작동하며 약 1.5년간 최대 출력으로 작동합니다.

그 결과는 간단하고 신뢰할 수 있는 원자로가 될 것을 약속했습니다.용융-소금 원자로 실험의 목적은 제안된 용융-소금 발전소의 일부 주요 특징이 안전성과 신뢰성 있게 작동하여 과도한 어려움 없이 유지될 수 있는 실용적인 원자로에 구현될 수 있음을 입증하는 것이었다.단순화를 위해 10MWth 이하에서 작동하는 상당히 작은 단일 유체(즉, 비증식) 원자로로, 2차(연료 없는) 소금을 통해 공기로 열을 방출한다.

원자로 설명

용융염 원자로

핵심

그래파이트 MSRE 코어

열분해 흑연 코어인 등급 CGB도 [1][2]감속재 역할을 했습니다.

MSRE 개발이 시작되기 전에 테스트에서는 소금이 마이크로미터 정도의 모공이 있는 흑연에 침투하지 않는 것으로 나타났습니다.그러나 원하는 모공 구조의 흑연은 실험적으로 준비된 작은 조각에서만 사용할 수 있었고, 제조업체가 MSRE 요구 사항을 충족하기 위해 새로운 등급(CGB)을 생산하기 시작했을 때 어려움에 [3]직면했습니다.

연료/기본 냉각수

연료는 LiF-BeF-ZrF-UF244(65-29.1-5-0.9몰 %)였다.

첫 번째 연료는 33% U였고, 나중에는 더 적은 양의 UF가4 사용되었습니다.

1960년에는 항공기 원자로 실험을 위한 이전의 용융 염 원자로 연구로 인해 불소 염 기반 용융 염 원자로에 대한 더 나은 이해가 나타났다.

플루오르화염은 이온성이 강해 녹으면 고온, 저압, 고방사선 플럭스에서도 안정적입니다.저압에서의 안정성은 덜 견고한 원자로 용기를 허용하고 신뢰성을 높인다.불소의 높은 반응성은 대부분의 핵분열 반응 부산물을 가둔다.

액체 소금은 연료와 폐기물의 현장 화학적 분리를 가능하게 하는 것으로 나타났다.

연료 시스템은 상부 차폐의 개구부를 통해 긴 손잡이 공구를 사용하여 유지보수를 위해 밀폐된 셀에 배치되었습니다.유지관리 전후에 연료 순환 시스템을 플러싱하기 위해 LiF-BeF2 소금 탱크가 사용되었습니다.원자로에 인접한 셀에는 연료 또는 플러시 솔트를 통해 가스를 거품을 내기 위한 간단한 시설이 있었다.산화물을 제거하기 위한 H-불화수소2, 6불화우라늄으로서의 우라늄을 제거하기 위한 불소.Haubenreich와 [4]Engel,[5] Robertson, 그리고 Lindauer는[6] 원자로와 처리 공장에 대한 더 자세한 설명을 제공합니다.

보조 냉각수

용융 FLiBe

2차 소금은 LiF-BeF2(66–34몰 %)였다.

펌프

연료 펌프의 그릇은 순환 루프를 위한 서지 공간이었고, 여기서 제논과 크립톤이 소금에서 빠져나갈 수 있도록 분당 약 50 US 갤런의 연료가 가스 공간에 분사되었습니다.가장 중요한 중성자 독극물인 제논-135를 제거함으로써 원자로는 안전하고 재가동하기 쉬워졌다.고체 연료 원자로에서는 재가동 시 연료의 Xe가 중성자를 흡수하고, 이어서 Xe가 연소되면서 반응성이 급격히 상승한다.기존 원자로는 정지 후 크세논-135가 붕괴될 때까지 몇 시간 동안 기다려야 하며, 즉시 재가동되지 않는다(이른바 요오드 피트)).

또한 펌프 볼에는 소금 샘플을 채취하거나 농축 연료 농축 소금(UF-LiF4 또는3 PuF) 캡슐을 도입할 수 있는 포트가 있었습니다.

공랭식 열교환기

MSRE 공랭식 열교환기가 고온으로 인해 칙칙한 빨간색으로 빛납니다.

당시 고온은 기존 증기 터빈의 사용을 방해했기 때문에 거의 단점으로 여겨졌습니다.이제 이러한 온도는 고효율 폐쇄 사이클 가스 [citation needed]터빈을 사용할 수 있는 기회로 여겨진다.두 달간의 고출력 운전 후, 원자로는 주 냉각 송풍기 중 하나의 고장으로 인해 3개월 동안 정지되었다.

중성자학 및 열수력학

원자로는 안정적인 중성자 가동을 경험했다.온도가 상승하거나 기포가 형성되면 유체 연료 소금의 부피가 증가하여 일부 유체 연료 소금이 코어 밖으로 밀려나와 반응성이 저하됩니다.

MSRE 개발 프로그램에는 원자로 물리학 실험이나 열전달 측정은 포함되지 않았다.MSRE에는 예측으로부터의 이탈이 실험용 원자로의 안전이나 목표 달성을 훼손하지 않을 정도로 충분한 위도가 있었다.

건물 부지

MSRE를 수용하기 위해 개조된 ORNL의 항공기 원자로 실험 건물.

(60MW(t) 항공기 원자로를 위해 부분적으로 개조된) 오래된 항공기 원자로 실험 건물의 일차 시스템 구성요소 건설과 개조는 1962년에 시작되었다.소금 시스템의 설치는 1964년 중반에 완료되었다.ORNL은 [7]건설의 품질 보증, 계획 및 관리를 담당했습니다.1차 시스템은 ORNL 직원이 설치했다. 하청업체는 건물을 개조하고 보조 시스템을 설치했다.

구조용 합금 하스텔로이-N

MSRE에는 저크롬 니켈-몰리브덴 합금인 하스텔로이-N이 사용됐으며 불소염인 FLiBe 및 FLiNaK와 [8]호환성이 있는 것으로 입증됐다.소금과 접촉하는 모든 금속 부품은 하스텔로이-N으로 만들어졌다.

MSRE를 위한 하스텔로이-N의 선택은 항공기 핵 추진 조건에서 예상되는 시험 결과와 많은 필수 야금 데이터의 가용성에 기초했다.MSRE의 개발로 ASME 코드 승인에 필요한 추가 데이터가 생성되었습니다.또한 Hastelloy-N 조달 및 부품 제조를 위한 표준 마련도 포함되었습니다.MSRE를 위한 다양한 형태의 재료에서 약 200,000파운드(90,000kg)가 상업적으로 생산되었습니다.부품 제조에 대한 입찰 요청은 원자력 제조 업계의 여러 회사에 전달되었지만, 모두 새로운 합금에 대한 경험이 부족하다는 이유로 일괄 입찰을 거부했다.그 결과, 모든 주요 부품은 오크 리지와 파두카에 [9]있는 미국 원자력 위원회 소유의 상점에서 제작되었다.

MSRE에 대한 설계 스트레스가 설정되었을 때, 이용 가능한 데이터에 따르면 하스텔로이-N의 강도와 크리프 속도는 조사에 의해 거의 영향을 받지 않았다.시공 후 열중성자 조사에 의해 응력파괴수명과 파괴변형이 대폭 감소하는 것으로 나타났다.MSRE 스트레스를 재분석하여 원자로가 목표에 도달하기에 충분한 수명을 갖는다는 결론을 내렸다.동시에 [10]Hastelloy-N의 취약성에 대한 내성을 개선하기 위한 프로그램이 시작되었습니다.

MSRE 조건에서 극히 낮은 부식률을 나타내는 Hastelloy-N에 [11]대해 파일 외 부식 시험 프로그램이 수행되었다.재료시험로(Materials Testing Reactor)에 노출된 캡슐에서는 200 W/cm3 이상의 소금 핵분열 전력 밀도가 연료염, 하스텔로이-N, 흑연의 적합성에 악영향을 미치지 않았다.불소 가스는 냉동 소금의 방사 분해에 의해 생성되는 것으로 확인되었지만, 약 212°F(100°[12]C) 미만의 온도에서만 생성되었습니다.

MSRE를 위해 특별히 개발된 구성품에는 용융염을 운반하는 5인치(130mm) 라인용 플랜지, 동결 밸브(소금이 동결 및 해동될 수 있는 공랭 부분), 1,200°F(649°C)에서 심블에서 작동하기 위한 유연한 제어봉 및 연료 샘플러 리치(sampler-encher)[13]가 포함되었다.원심 펌프는 항공기 원자로 프로그램에서 성공적으로 사용된 것과 유사하지만 원격 유지보수를 위한 준비와 크세논 제거를 위한 스프레이 시스템을 포함하여 개발되었다.MSRE 설계에는 리모트 유지보수에 관한 고려사항이 많이 포함되어 있으며, 리모트 컷과 브레이징을 함께 실시하기 위한 디바이스도 개발되고 있습니다.1+1⁄2 인치(38 mm) 파이프, 탈착식 히터 절연 장치 및 코어에서 금속 및 흑연 시료를 제거하기 위한 장비.

개발 및 시공 일정

1960년부터 1964년까지의 MSRE 작업의 대부분은 MSRE의 설계, 개발 및 건설에 할애되었습니다. 흑연과 하스텔로이-N의 생산과 추가 테스트는 인파일 및 아웃 모두 주요 개발 활동이었습니다.그 외 원자로 화학, 하스텔로이-N 제조 기술 개발, 원자로 구성 요소 개발, 원격 유지보수 계획 [14]및 준비 작업 등이 포함되었다.

작동

앨빈 엠 웨인버그는 1967년 MSRE 가동에 대해 "6,000 풀 파워 아워!"라고 언급했다.

MSRE는 5년 동안 운영되었습니다.1964년에 소금이 적재되어 1969년 [4][15]12월에 핵운전이 종료되었으며, 이 기간 동안 실험의 모든 목적이 달성되었다.

점검 및 핵 실험에는 수세식 소금과 연료 운반 소금의 순환 시간이 1,000시간 포함되어 있습니다.MSRE의 핵실험은 1965년 6월 원자로를 임계 상태로 만들기 위해 UF-LiF4 공정염으로 농축 U를 첨가하면서 시작되었다.로드 값과 반응도 [16]계수를 측정하기 위한 제로 파워 실험 후, 원자로를 정지하고 전력 운전을 위한 최종 준비를 하였다.연료 펌프에 누출된 기름의 증기가 방사성 오프 가스에 의해 중합되어 가스 필터와 밸브가 막히면서 출력 상승이 지연되었다.최대 출력은 열 방출 시스템의 기능에 의해 7.4 MW(t)로 제한되었지만 1966년 5월에 도달했다.

두 달간의 고출력 운전 후, 원자로는 주 냉각 송풍기 중 하나의 고장으로 인해 3개월 동안 정지되었다.오프 가스 회선 플러그로 인해 몇 가지 더 지연이 발생했지만 1966년 말에는 대부분의 시동 문제가 뒤에 있었습니다.이후 15개월 동안 원자로는 연료 유출에 의해 중단되지 않은 1, 3, 6개월 동안 80%의 임계 상태를 보였다.1968년 3월까지, MSRE의 원래 목표는 달성되었고, U와의 핵운전은 종결되었다.

1968년 MSRE의 AEC 회장 Seaborg는 U-233과의 시동을 제어하고 있습니다.

이때 충분한 U를 사용할 [17]수 있게 되었기 때문에 MSRE 프로그램은 연료염에 포함된 우라늄의 U 대체 및 새로운 핵 특성을 관측하기 위한 운영으로 확장되었다.현장 처리 장비를 사용하여 플러시 솔트와 연료 솔트를 불소 처리하여 [6]UF로서6 우라늄을 회수했습니다.그 후 233운반용4 소금에 UF-LiF 공정염이 첨가되어 1968년 10월 MSRE는 U에서 가동된 세계 최초의 원자로가 되었다.

U 제로 파워 실험과 역학 테스트에서 예측된 중성자 특성이 확인되었다.소금의 처리의 예상치 못한 결과는 소금의 물리적 특성이 약간 바뀌어 연료 펌프에서 순환 루프로 통상적인 양의 가스가 유입되는 것이었습니다.연료 펌프를 약간 느린 속도로 작동시킴으로써 순환 가스와 그에 따른 출력 변동을 제거했습니다.수개월간의 고출력 운전으로 이 원자로의 U에 대한 포획 대 핵분열 비율을 정확하게 측정할 수 있어 U 운전의 목적을 달성할 수 있었다.

운영의 마지막 달 동안, 제논 박리, 핵분열 생성물의 퇴적, 삼중수소 거동이 조사되었다.이 기간 동안 PuF를 보충 연료로 추가함으로써3 용융염 원자로에 플루토늄을 사용할 수 있는 가능성이 강조되었다.

1969년 12월 최종 정지 후, 원자로는 거의 1년 동안 대기 상태로 남아 있었다.노심으로부터의 감속재 바, 제어봉 심블, 열교환관, 연료펌프 볼의 부품, 최종 원자로 정지 중에 누출이 발생한 동결 밸브 등 제한적인 검사 프로그램이 수행되었다.방사능 시스템은 최종적인 폐기를 기다리기 위해 폐쇄되었다.

통계 정보

파라미터 및 동작통계:[2]

전원: 8 MW (열)
출력: 92.8 GWh
등가 최대출력: 11,555시간

연료염: 플루오르화물
양이온: Li-7 65%, Be 29.1%, Zr 5%, U 0.9%
중량: 11,260파운드 (5,160kg)
용해 온도: 434℃(813F)
흡기 온도: 1175F(635°C)
콘센트 온도: 1225F(663℃)
유량: 400 gal/min (1514 L/min)
연료 펌프 순환: 19,405시간

냉각수 소금: 플루오르화물
양이온: 66 % Li-7, 34 % Be
중량: 15,300파운드 (6,940 kg)
냉각수 펌프 순환: 23,566시간

진행자: 핵흑연

컨테이너:하스텔로이N

첫 번째 연료: U-235
첫 번째 중요: 1965년 6월 1일
열출력: 72,441 MWh
위험시간: 11,515시간
최대 출력 등가: 9,006 시간

세컨드 연료: U-233
중요: 1968년 10월 2일
열출력: 20,363 MWh
위험 시간: 3,910 시간
최대 출력 등가: 2,549시간

셧다운:1969년 12월

결과.

MSRE 경험에서 가장 광범위하고 아마도 가장 중요한 결론은 용융염 연료 원자로 개념이 실현 가능하다는 것이다.상당한 시간 동안 실행되어 귀중한 정보를 얻을 수 있었고, 유지보수는 과도한 지연 없이 안전하게 수행되었습니다.

MSRE는 기대와 [15]예측을 확인했다.예를 들어, 연료 소금은 방사선 손상에 대한 내성이 있고, 흑연은 연료 소금의 공격을 받지 않았으며, 하스텔로이-N의 부식은 무시할 수 있는 수준이라는 것이 입증되었다.스프레이 시스템에 의해 연료 소금에서 귀한 가스가 제거되어 Xe 중독을 약 6배 감소시켰다.핵분열 생성물 원소의 대부분은 소금에서 안정되어 있었다.운영 중 소금의 우라늄과 플루토늄 추가는 신속하고 사건 없이 이루어졌으며 불소에 의한 우라늄 회수도 효율적이었다.임계 부하, 반응도 계수, 역학 및 장기 반응도 변화를 포함한 중성자학은 이전 계산과 일치했다.

다른 영역에서는 이 작업을 통해 데이터가 개선되거나 불확실성이 감소했습니다.전형적인 MSR 중성자 스펙트럼의 U 포획 대 핵분열비는 개선된 기본 데이터의 한 예이다.연료염의 산화환원 전위에 대한 파편의 영향이 해결되었다.일부 원소("귀금속")의 증착이 예상되었지만 MSRE는 흑연, 금속 및 액체 가스 계면의 상대적 증착에 대한 정량적 데이터를 제공했다.MSRE에서 측정한 열전달 계수는 기존 설계 계산과 일치하며 원자로 수명 동안 변경되지 않았다.염분 내 산소 제한은 효과가 있었으며, 유지관리 시 오염된 장비에서 핵분열 생성물이 분산되는 경향은 낮았다.

MSRE의 운영은 용융 소금 원자로의 삼중수소 문제에 대한 통찰력을 제공했다.계산된 54Ci/일 (2.0 TBq) 생산의 약 6-10%가 연료 시스템에서 격납 셀 대기로 확산되었고, 또 다른 6-10%는 열 제거 [18]시스템을 통해 공기에 도달하는 것으로 관찰되었다.이러한 분율이 높지 않다는 사실은 무언가가 뜨거운 금속을 통한 삼중수소의 전달을 부분적으로 부정했다는 것을 나타냈다.

예상치 못한 발견 중 하나는 연료 소금에 노출된 모든 금속 표면의 입자 간 균열이었습니다.메짐화의 원인은 연료에서 생성된 핵분열 생성물인 텔루루였습니다.이는 원자로 운전 중 간격을 두고 노심으로부터 제거된 시료에서 처음 발견되었다.제어봉 심블, 열교환기 튜브 및 펌프 보울 부품의 작동 후 검사 결과 균열이 흔하다는 것이 밝혀졌으며 MSR 개념의 중요성을 강조했습니다.균열의 성장은 후속 토륨 증식로의 30년 수명에 문제가 될 정도로 충분히 빨랐다.이 균열은 하스텔로이-N에 소량의 니오브를 첨가함으로써 단기적으로 감소될 수 있다.그러나 더 긴 노출 시간과 사용된 [19]혼합물에 대한 일부 상호작용 매개변수의 영향을 평가하기 위해 추가 연구가 필요했다.

폐로

폐쇄 후, 소금은 장기간 안전하게 보관되어 있는 것으로 생각되었다.낮은 온도에서 방사 분해는 소금에서 불소를 제거할 수 있다.이에 대한 대책으로 1989년까지 [20]소금은 연간 약 302°F(150°C)로 재가열되었다.그러나 1980년대 중반부터 방사능이 시스템을 통해 이동하고 있다는 우려가 제기되었는데, 윤리적인 ORNAL 직원은 125명의 직원 중 한 명이 오염 제거나 해체되지 않은 위험한 원자로 위에서 서류 작업을 하고 있다고 보고했다.미국 에너지부 오크리지 OperationsManagerJoe벤 LaGrone의 발견된 사실 그에게 DoE 오크리지 작전 머리 주민 검열관은 윌리엄 댄 DeFord, P.E.[21]표본 1994년 보고에 근거한 우라늄의 핵 임계 사고에 대한 잠재력을 농도, 뿐만 아니라어 잠재된 것으로 나타났다 125명의 대피를 주문했다.ially 위험한 불소 가스 축적 – 응고된 소금 위 환경은 대략 불소의 [citation needed]한 대기였다.그 후의 제염 및 폐로 프로젝트는, 미국 에너지성의 Oak Ridge Operations 조직과의 환경 관리 계약에 근거해 Bechtel Jacobs에게 할당된 「가장 기술적으로 어려운」활동이라고 불리고 있습니다.2003년에 MSRE 정화 프로젝트는 약 1억3000만달러로 추정되었으며,[22] 폐로는 2009년에 완료될 것으로 예상된다.소금의 우라늄 제거는 2008년 3월에 마침내 완료되었지만,[23] 소금은 여전히 탱크에 핵분열 생성물과 함께 남아 있다.

높은 비용의 대부분은 ORNL이 연료를 주입하고 저장하지 않은 저온 연료 소금으로부터 불소와 6불화 우라늄 진화의 불쾌한 놀라움으로 인해 발생했지만, 이것은 현재 MSR [24]설계에서 고려되었다.

잠재적 폐로 프로세스가 [25]기술되었다. 우라늄은 과잉 불소를 첨가하여 연료에서 육불화물로, 플루토늄은 탄산나트륨을 첨가하여 이산화 플루토늄으로 제거한다.

좌표:35°55, 18°N 84°18′24″w/35.92178°N 84.30672°W/ 35.92178; -84.30672

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ a b 용융 염 원자로 실험 1965-1972 ORNL, 2015년 10월(8MB) [아카이브 2016년 3월]
  2. ^ a b 용융염 원자로 실험, 2015년 10월 (2MB)
  3. ^ 브릭스 1964, 373-309페이지
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추가 정보

외부 링크