핵연료 사이클

핵연료 사슬이라고도 불리는 핵연료 주기는 일련의 다른 단계를 통해 핵연료가 진행되는 것이다.연료의 준비인 프론트엔드의 단계, 원자로 운전 중 연료가 사용되는 서비스 기간의 단계, 사용후 핵연료의 안전한 관리, 저장 및 재처리 또는 폐기에 필요한 백엔드의 단계로 구성된다.사용 후 연료를 재처리하지 않으면 연료 사이클을 개방 연료 사이클(또는 일회용 연료 사이클)이라고 하며, 사용 후 연료를 재처리하면 폐쇄 연료 사이클이라고 합니다.

기본 개념

원자력은 중성자와 연쇄반응을 지속할 수 있는 핵분열성 물질에 의존한다.그러한 물질의 예로는 우라늄과 플루토늄이 있다.대부분의 원자로는 중성자의 운동 에너지를 낮추고 핵분열이 발생할 확률을 높이기 위해 감속제를 사용한다.이를 통해 원자로는 핵무기에 필요한 것보다 훨씬 낮은 핵분열성 동위원소 농도의 물질을 사용할 수 있다.흑연과 중수는 중성자를 흡수하지 않고 충돌을 통해 속도를 늦추기 때문에 가장 효과적인 조절제이다.중수 또는 흑연을 감속재로 사용하는 원자로는 천연 우라늄을 사용하여 운전할 수 있다.

경수로(LWR)는 자연에서 발생하는 형태의 물을 사용하며, 고농도의 핵분열성 동위원소로 농축된 연료를 필요로 한다.일반적으로 LWR은 U-235로 농축된 우라늄을 사용한다. U-235는 실질적으로 상당한 양으로 발견되는 유일한 핵분열성 동위원소이다.이 저농축우라늄(LEU) 연료의 한 가지 대안은 플루토늄과 천연 또는 열화우라늄을 혼합하여 생성되는 혼합산화물(MOX) 연료이며, 이러한 연료는 무기급 플루토늄을 잉여로 활용할 수 있는 길을 제공한다.다른 종류의 MOX 연료는 LEU와 토륨을 혼합하여 핵분열성 동위원소 U-233을 생성한다.플루토늄과 U-233은 모두 원자로 내 비옥한 물질, 특히 공통 우라늄 동위원소 U-238과 토륨을 조사하여 중성자를 흡수함으로써 생성되며, 재처리 공장의 사용후 우라늄과 토륨 연료로부터 분리할 수 있다.

일부 원자로는 중성자의 속도를 늦추기 위해 조절기를 사용하지 않는다.감속되지 않은 중성자 또는 "빠른" 중성자를 사용하는 핵무기와 마찬가지로, 이러한 고속 중성자 원자로는 연쇄 반응을 지속하기 위해 훨씬 더 높은 농도의 핵분열성 동위원소를 필요로 한다.그들은 또한 비옥한 물질로부터 핵분열성 동위원소를 분리할 수 있다; 증식로란 그것이 소비하는 것보다 더 많은 핵분열성 물질을 생성하는 것이다.

원자로 내부의 핵반응 중에 핵연료의 핵분열 동위원소가 소비되어 점점 더 많은 핵분열 생성물이 생성되고, 이들 대부분은 방사성 폐기물로 간주된다.핵분열 생성물의 축적과 핵분열 동위원소의 소비는 결국 핵반응을 멈추고 연료가 사용후 핵연료가 되는 원인이 된다.3% 농축 LEU 연료를 사용할 경우, 사용후 연료는 일반적으로 약 1% U-235, 95% U-238, 1% 플루토늄 및 3% 핵분열 생성물로 구성된다.사용후 핵연료와 기타 고준위 방사성 폐기물은 매우 위험하지만, 핵연료의 높은 에너지 밀도 때문에 원자로는 다른 발전소에 비해 훨씬 적은 양의 폐기물을 생성한다.이러한 원자력의 부산물의 안전한 관리(저장 및 처분 포함)는^{[citation needed]} 원자력을 사용하는 모든 국가에게 어려운 문제이다.

프런트 엔드

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  1 우라늄 광석 – 핵연료의 주요 원료

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  2 Yellowcake – 우라늄이 전환 공장으로 운반되는 형태

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  3₆ UF – 농축에 사용

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  4 핵연료 – 소형 불활성 불용성 고체

탐색

지구물리학적 기법에 의해 발견된 우라늄의 퇴적물을 평가 및 샘플링하여 퇴적물에서 특정 비용으로 추출할 수 있는 우라늄 물질의 양을 결정한다.우라늄 매장량은 규정된 비용으로 회수할 수 있는 것으로 추정되는 광석의 양이다.

자연적으로 발생하는 우라늄은 주로 U-238과 U-235의 두 가지 동위원소로 구성되며, 99.28%가 U-238이고, 0.71%가 U-235이며, 나머지 0.01%는 대부분 U-234이다.이러한 이름에서 숫자는 동위원소의 원자 질량 수, 즉 원자핵에 있는 양성자 수에 중성자 수를 더한 값이다.

U-235의 원자핵은 자유 중성자에 부딪히면 거의 항상 핵분열하기 때문에 동위원소는 "분열성" 동위원소라고 한다.반면 U-238 원자의 핵은 자유 중성자에 부딪혔을 때 핵분열을 겪지 않고 거의 항상 중성자를 흡수하여 동위원소 U-239의 원자를 생성한다.이 동위원소는 자연방사능 붕괴를 거쳐 U-235와 마찬가지로 핵분열성 동위원소인 Pu-239를 생성한다.U-238의 원자는 핵의 중성자 조사를 통해 최종적으로 핵분열성 Pu-239의 원자가 생성되기 때문에 비옥하다고 알려져 있다.

채굴

우라늄 광석은 다른 금속을 채굴할 때 사용되는 것과 유사한 노천 갱도나 지하의 방법으로 기존 채굴을 통해 채취할 수 있다.현장 침출수 채굴법은 미국에서 우라늄을 채굴하는 데도 사용된다.이 기술에서 우라늄은 정기적으로 간격을 둔 일련의 유정을 통해 광석에서 침출된 후 표면 플랜트의 침출액에서 회수된다.미국의 우라늄 광석은 일반적으로 0.05~0.3%의 산화우라늄(UO₃₈)에 이른다.다른 나라에서 개발된 우라늄 광상 중에는 미국 내 광상보다 높은 등급의 광상도 있다.우라늄은 또한 해양에서 유래한 일부 국내 인산염 함유 광상에 매우 낮은 양(50~200ppm)으로 존재한다.고분석 비료 및 기타 인산염 화학 물질에 사용되는 습식 인산의 생산을 위해 매우 많은 양의 인산염이 채굴되기 때문에 일부 인산염 처리 공장에서는 우라늄이 매우 낮은 농도로 존재하지만 공정 흐름에서 경제적으로 회수될 수 있다.

밀링

채굴된 우라늄 광석은 보통 광물질을 균일한 입자 크기로 분쇄한 후 화학 침출로 우라늄을 추출하는 방법으로 가공된다.제분 공정은 일반적으로 천연 우라늄인 "옐로케이크"로 구성된 건조 분말 형태의 물질을 생산하는데, 이는 우라늄 시장에서 UO로₃₈ 판매된다.소재가 항상 노란색인 것은 아닙니다.

우라늄 변환

일반적으로 분쇄된 산화우라늄(UO)은₃₈ 용도에 따라 두 가지 물질 중 하나로 처리됩니다.

대부분의 원자로에서 사용하기 위해 UO는₃₈ 보통 대부분의 상업용 우라늄 농축 시설의 투입 원료인 육불화우라늄(UF)으로₆ 변환된다.실온에서 고체인 육불화우라늄은 57°C(134°F)에서 가스가 됩니다.주기의 이 단계에서, 6불화 우라늄 변환 생성물은 여전히 자연 동위원소 혼합물을 가지고 있다(U-238의 99.28%와 U-235의 0.71%).

CANDU와 같이 농축 연료를 필요로 하지 않는 원자로에서 사용하기 위해 UO는₃₈ 세라믹 연료 원소에 포함될 수 있는 이산화 우라늄(UO₂)으로 변환할 수 있다.

현재의 원자력 산업에서는 UO로₂ 직접 변환되는 물질의 양은 UF로 변환되는₆ 물질에 비해 상당히 적다.

농축

핵분열성 동위원소 U-235의 자연농도(0.71%)는 경수로 노심에서 핵연쇄반응을 지속하는데 필요한 농도보다 낮다.따라서₆ 천연우라늄원으로부터 생성된 UF는 핵분열성 동위원소를 고농도로 농축한 후 핵연료로 사용해야 한다.특정 핵연료 주문에 대한 농축 수준은 고객이 사용할 용도에 따라 지정된다. 경수로 연료는 보통 3.5% U-235로 농축되지만, 낮은 농도로 농축된 우라늄도 필요하다.농축은 몇 가지 동위원소 분리 방법 중 하나를 사용하여 이루어진다.가스 확산과 가스 원심분리기가 일반적으로 사용되는 우라늄 농축 방법이지만, 현재 새로운 농축 기술이 개발되고 있다.

농축 부산물의 대부분(96%)은 열화 우라늄(DU)으로, 갑옷, 운동 에너지 침투기, 방사선 차폐 및 밸러스트에 사용될 수 있다.2008년 현재 대량의 열화우라늄이 저장돼 있다.미국 에너지부만 470,000톤을 ^[3]보유하고 있습니다.열화우라늄의 약 95%는 육불화우라늄(UF)으로₆ 저장된다.

제조

핵연료로 사용하기 위해, 농축 우라늄 육불화물은 이산화 우라늄(UO₂) 분말로 변환되고, 그 후 펠릿 형태로 처리된다.그런 다음 펠릿을 고온 소결로에서 연소하여 단단하고 세라믹으로 된 농축 우라늄 펠릿을 만듭니다.그런 다음 원통형 펠릿은 균일한 펠릿 크기를 달성하기 위해 분쇄 공정을 거칩니다.펠릿은 각 원자로 노심의 설계사양에 따라 내식성 금속합금 튜브에 쌓인다.튜브는 연료 알갱이를 담기 위해 씰링됩니다. 이러한 튜브를 연료봉이라고 합니다.완성된 연료봉은 특수 연료 집합체로 분류되어 발전소의 핵연료 노심을 만드는 데 사용된다.

관에 사용되는 합금은 원자로 설계에 따라 달라집니다.과거에는 스테인리스강이 사용되었지만, 현재는 대부분의 원자로가 지르코늄 합금을 사용하고 있다.가장 일반적인 유형의 원자로, 비등수형 원자로(BWR) 및 가압수형 원자로(PWR)의 경우, 튜브는 정확한 거리를 두고 다발로^[4] 조립된다.그런 다음 이러한 번들에는 제조에서 사용, 폐기까지 추적할 수 있는 고유 식별 번호가 부여됩니다.

서비스 기간

방사성 물질의 수송

운송은 핵연료 주기의 필수적인 부분이다.몇몇 국가에서 원자로가 가동되고 있지만 우라늄 채굴은 몇 가지 지역에서만 가능하다.또, 원자력 산업의 40년 이상의 운용에 수반해, 연료 사이클 서비스를 제공하기 위해서, 세계 각지에서 많은 전문 시설이 개발되어 핵물질을 ^[5]수송할 필요가 있다.대부분의 핵연료 물질 운송은 사이클의 다른 단계 사이에서 발생하지만, 때때로 유사한 시설 간에 물질을 운송할 수 있다.일부 예외를 제외하고 핵연료 사이클 물질은 기체로 간주되는 육불화우라늄(UF)을₆ 제외하고 고체 형태로 운반된다.핵연료에 사용되는 물질의 대부분은 사이클 동안 여러 번 운반된다.운송은 국제적이고 장거리인 경우가 많습니다.핵물질은 일반적으로 전문 운송 회사에 의해 운송된다.

핵물질은 방사성 물질이기 때문에 그러한 물질의 운송에 관여하는 자 및 운송 경로를 따라 일반인의 방사선 피폭을 제한하는 것이 중요하다.핵물질의 포장에는 잠재적 방사선 피폭을 줄이기 위한 차폐가 포함된다(해당하는 경우).신규 우라늄 연료 조립체와 같은 일부 물질의 경우 방사선 수준은 무시할 수 있으며 차폐가 필요하지 않다.사용후 연료와 고준위 폐기물 같은 다른 물질들은 고방사능이며 특별한 취급이 필요하다.고방사능 물질 운송의 위험을 제한하기 위해, 사용후 핵연료 수송용 케이스로 알려진 컨테이너가 사용되며, 이는 정상적인 운송 조건과 가상의 사고 조건 하에서 무결성을 유지하도록 설계된다.

노심 내 연료 관리

원자로 노심은 수백 개의 "어셈블리"로 구성되며, 각 셀은 대부분의 원자로에서 물인 감속재 및 냉각수에 의해 둘러싸인 연료 또는 제어봉에 의해 형성된다.

연료를 소비하는 핵분열 과정 때문에 오래된 연료봉을 정기적으로 새 연료봉으로 교체해야 합니다(이를 (대체) 사이클이라고 합니다).주어진 교체 주기 동안 일부 어셈블리(일반적으로 1/3)만 교체된다. 왜냐하면 연료 고갈은 원자로 노심 내의 다른 장소에서 다른 속도로 발생하기 때문이다.또한 효율성 때문에 새 어셈블리를 제거된 어셈블리의 위치에 정확히 배치하는 것은 좋은 정책이 아닙니다.같은 연령대의 번들이라도 코어 내의 이전 위치에 따라 연소율이 달라집니다.따라서 이용 가능한 번들은 안전 제한과 운영 제약이 충족되는 동안 수율이 최대가 되도록 배치되어야 한다.따라서 원자로 운전자는 연료 연소율을 극대화하고 연료 주기 비용을 최소화하기 위해 원자로 노심의 반응성을 최대화하는 동시에 모든 조립체, 오래된 조립체와 신선한 조립체의 재배치를 최적화하는 이른바 최적 연료 재장전 문제에 직면한다.

이것은 이산적인 최적화 문제이며, 엄청난 수의 순열과 각 계산의 복잡성으로 인해 현재의 조합 방법으로는 계산적으로 실행할 수 없습니다.이를 해결하기 위해 많은 수치적 방법이 제안되었으며 연료 관리를 지원하기 위해 많은 상용 소프트웨어 패키지가 작성되었다.이 문제에 대한 명확한 해결책이 발견되지 않았기 때문에 이것은 원자로 운전에서 진행 중인 문제이다.연산자는 이 문제를 관리하기 위해 계산 기법과 경험 기법을 조합하여 사용합니다.

사용후 연료의 연구

사용후 핵연료는 사용 중 연료에서 발생하는 과정과 이러한 과정이 사고 결과를 어떻게 변화시킬 수 있는지를 알기 위해 사용후 핵연료를 조사한다.예를 들어, 정상 사용 중에는 열팽창으로 인해 연료가 팽창하여 균열이 발생할 수 있습니다.대부분의 핵연료는 플루오르화칼슘과 유사한 구조를 가진 입방정 고체인 이산화우라늄이다.사용후 연료에서 대부분의 고체의 고체 구조는 순수한 입방 우라늄 이산화물의 구조와 동일하게 유지됩니다.SIMFUEL은 고운 금속 산화물을 혼합하여 슬러리로 분쇄하고 수소/^[6]아르곤에서 가열하기 전에 분무 건조시켜 만든 사용 후 모의 연료의 이름입니다.SIMFUEL에서는 고체 부피의 4.1%가 몰리브덴, 루테늄, 로듐 및 팔라듐으로 이루어진 금속 나노 입자의 형태였다.이들 금속 입자의 대부분은 Mo-Ru-Rh-Pd 합금의 α상(육각상)과 α상(사각상)이 SIMFUEL에서 검출되었다.또한 SIMFUEL 내에는 지르코네이트 바륨(Strontium Zirconba Srate)인 입방체 페로브스카이트상이 존재했다.

이산화우라늄은 물에 매우 녹지 않지만, 산화 후에는 훨씬 더 용해성이 높은 삼산화우라늄이나 다른 우라늄(VI) 화합물로 바뀔 수 있다.이산화우라늄(UO)은₂ 산소가 풍부한 초stoichiometric oxide_2+x(UO)로 산화될 수 있으며, UO₃₇₃₈, UO 및 UO로₄₉₃ 산화될 수 있습니다.2H₂O.

사용후 연료에는 알파 이미터(플루토늄 및 마이너 액티니드)가 포함되어 있기 때문에 이산화우라늄에 알파 이미터(²³⁸Pu)를 첨가하는 것이 산화물의 침출 속도에 미치는 영향을 연구하였다.분쇄산화물의 경우 Pu를 첨가하면 침출 속도가 증가하는 경향이 있었지만 0.1~10% Pu의 침출 속도 차이는 매우 ^[7]작았다.

사용후 연료와 접촉하는 물의 탄산염 농도는 우라늄(₂²⁻VI)이 [UO₂(CO₃)], [UO₂(CO₃)]₃⁴⁻와 같은 용해성 음이온성 탄산염 착체를 형성하기 때문에 부식 속도에 상당한 영향을 미친다.탄산염 이온이 없고 물이 강한 산성이 아닐 때, 이산화 우라늄의 산화에 의해 형성되는 6가 우라늄 화합물은 종종 불용성 수화 삼산화 우라늄상을 ^[8]형성한다.

이산화 우라늄의 얇은 막은 우라늄 금속과 아르곤/산소 가스 혼합물을 사용하여 '튀김'을 통해 금 표면에 퇴적될 수 있습니다.이산화우라늄으로 수정된 이 금 표면은 순환 볼탐메트리 및 AC 임피던스 실험 모두에 사용되었으며,^[9] 이는 이산화우라늄의 침출 성질에 대한 통찰력을 제공합니다.

연료 피복 상호 작용

핵연료 주기의 연구는 정상 조건과 사고 조건 모두에서 핵물질의 거동에 대한 연구를 포함한다.예를 들어, 이산화 우라늄 기반 연료가 이를 덮는 데 사용되는 지르코늄 합금 튜브와 어떻게 상호작용하는지에 대한 많은 연구가 있었다.사용 중 연료는 열팽창으로 부풀어 오른 다음 지르코늄 합금의 표면과 반응하기 시작하여 (클래딩으로부터) 연료와 지르코늄을 모두 포함하는 새로운 층을 형성합니다.그리고 이 혼합층의 연료 쪽에는 대부분의 연료보다 세슘 대 우라늄 비율이 높은 연료층이 있습니다.제논 동위원소는 연료의 격자를 벗어나 연료와 피복재 사이의 좁은 간격과 같은 공극으로 확산되는 핵분열 생성물로 형성되기 때문입니다.이 틈새로 확산된 후 세슘 동위원소로 분해된다.사용 중 연료에 존재하는 열 구배 때문에 휘발성 핵분열 생성물은 펠릿 중심에서 림 영역으로 ^[10]구동되는 경향이 있다.아래 그래프는 림 온도가 200°C인 20mm 직경 펠릿 중심으로부터의 거리 함수로서 우라늄 금속, 질화 우라늄 및 이산화 우라늄의 온도를 나타낸 것이다.(열전도율이 낮기 때문에) 이산화우라늄은 펠릿의 중심에서 과열되는 반면, 열전도성이 더 높은 다른 형태의 우라늄은 녹는점 아래로 남습니다.

정상 및 이상 상태

핵연료 주기와 관련된 핵화학은 두 개의 주요 영역으로 나눌 수 있다. 즉, 한 영역은 의도된 조건에서의 운전에 관한 것이며, 다른 영역은 정상 운전 조건의 일부 변경이 발생했거나 (더 드물게) 사고가 발생하는 운전불량 상태에 관한 것이다.

정상 가동에서의 방사능 방출은 우라늄 광석 처리, 농축, 원자로, 재처리 공장 및 폐기물 저장고에서의 소규모 계획 방출이다.이것들은 사고 조건에서 발생할 수 있는 방출과는 다른 화학적/물리적 형태가 될 수 있다.또한 가상사고의 동위원소 시그니처는 환경에 대한 방사능의 계획된 정상 운영 방전의 시그니처와 매우 다를 수 있다.

방사성 동위원소가 방출된다고 해서 그것이 사람에게 들어가 해를 끼치는 것은 아니다.예를 들어 방사성 동위원소가 토양 입자 표면에 결합함으로써 방사능의 이동을 변경할 수 있다.예를 들어, 세슘(Cs)은 일라이트나 몬모릴로나이트와 같은 점토 광물과 단단히 결합하기 때문에, 얕은 뿌리를 가진 식물(예: 풀)이 접근할 수 있는 토양 상층에 남아 있습니다.따라서 풀과 버섯은 먹이사슬을 통해 사람에게 전달될 수 있는 상당한 양의 C를 운반할 수 있습니다.그러나 C는 대부분의 토양에서 빠르게 이동할 수 없기 때문에 우물물을 오염시킬 가능성은 낮다.토양 광물의 콜로이드는 흙을 통해 이동할 수 있기 때문에 금속이 흙 입자의 표면에 단순히 결합하는 것은 금속을 완전히 고정시키지 않습니다.

지이 할라의 교과서에 따르면 분포 계수 K는_d 토양 방사능(Bq⁻¹ g)과 토양수(Bq⁻¹ ml)의 비율이다.방사성 동위원소가 토양에 있는 미네랄에 단단히 결합되어 있다면, 토양에서 자라는 농작물과 풀로 흡수되는 방사능이 줄어들 수 있다.

• Cs-137_d K = 1000
• Pu-239_d K = 10000 ~100000
• Sr-90_d K = 80 ~150
• I-131_d K = 0.007 ~50

낙농에서 C에 대한 가장 좋은 대책 중 하나는 땅을 깊게 갈아서 흙을 뒤섞는 것이다.이것은 잔디의 얕은 뿌리로부터 Cs를 손이 닿지 않는 곳에 두는 효과가 있기 때문에 잔디의 방사능 수준이 낮아진다.또한 핵전쟁이나 심각한 사고 후에 토양의 상단 몇 cm를 제거하고 얕은 참호에 매립하면 토양을 통과하는 감마 광자가 감쇠하기 때문에 Cs로 인한 인간에 대한 장기 감마 선량이 감소한다.

방사성 원소가 식물의 뿌리에 도달한 후에도 금속은 식물의 생화학에 의해 거부될 수 있다.수경 재배 조건에서 재배된 해바라기에서의 Sr과 Cs의 흡수에 대한 자세한 내용은 ^[11]보고되었다.세슘은 잎맥, 줄기, 꼭대기 잎에서 발견되었다.세슘의 12%가 식물에 들어갔고 스트론튬의 20%가 식물에 들어갔습니다.이 논문은 또한 칼륨, 암모늄, 칼슘 이온이 방사성 동위원소 흡수에 미치는 영향에 대한 자세한 내용을 보고한다.

가축 사육에서 Cs에 대한 중요한 대책은 소량의 프러시아 블루를 먹이는 것이다.이 시안화 철칼륨 화합물은 이온 교환기 역할을 한다.시안화물은 철분과 매우 밀접하게 결합되어 있어서 사람이 하루에 프러시아 블루 몇 그램을 먹어도 안전합니다.프러시아 블루는 세슘의 생물학적 반감기(핵 반감기와 다름)를 감소시킵니다.C의 물리적 또는 핵 반감기는 약 30년이다.이것은 변경할 수 없는 상수이지만 생물학적 반감기는 상수가 아니다.그것은 발현되는 유기체의 성격과 습관에 따라 변화할 것이다.인간의 세슘은 보통 1개월에서 4개월 사이의 생물학적 반감기를 가지고 있다.프러시아 블루의 또 다른 장점은 배설물에서 동물로부터 벗겨진 세슘이 식물에는 없는 형태라는 것이다.따라서 세슘이 재활용되는 것을 방지합니다.사람이나 동물의 치료에 필요한 프러시아 블루의 형태는 특별한 등급이다.페인트에 사용되는 안료 등급을 사용하려는 시도는 성공하지 못했습니다.체르노빌 낙진의 세슘 주제에 대한 좋은^{[according to whom?]} 데이터 출처는 [1] (우크라이나 농업 방사선의학 연구소)에 존재한다.

정상 사용 및 사고 시 연료에서 방사능 방출

IAEA는 수냉식 원자로의 냉각수가 정상 운전 중 방사능을^[12] 포함하지만 원자로 사고 중에는 냉각수의 방사능 수치가 상승할 수 있다고 가정한다.IAEA는 일련의 다른 조건에서 연료로부터 다른 양의 노심 재고를 방출할 수 있다고 명시하고 있다. IAEA가 고려하는 4가지 조건은 정상 작동, 갑작스런 정지/압력 상실로 인한 냉각수 활동의 스파이크(노심은 물로 덮여 있음), AC 방출을 초래하는 피복재 고장이다.연료/클래딩 간극의 유동성(클래딩이 650–1250°C에 도달한 15~30분 동안의 수분 손실로 인해 연료가 드러나는 것일 수 있음) 또는 노심 용융(연료는 최소 30분 동안 노출되어야 하며 클래딩이 1650°^[13]C를 초과하는 온도에 도달해야 함)

가압수형 원자로에 300톤의 물이 포함되어 있고, 1GWe 원자로의 연료활동이 IAEA의 ^[14]예측대로라고 가정하면, 스리마일 아일랜드 사고(노심파괴 후 물로 회수)와 같은 사고 후의 냉각수 활성을 ^{[citation needed]}예측할 수 있다.

정상 조건에서의 재처리 해제

단수명 방사성 요오드 동위원소가 붕괴될 수 있도록 조사 후 사용후 연료를 방치하는 것이 정상이다.미국의 한 실험에서, 단냉식 연료의 재처리에서 대량의 요오드 방출의 영향을 조사하기 위해 부패가 허용되지 않은 신선한 연료를 재처리했다(녹색 실행 [2][3]).재처리 공장에서는 요오드의 방출을 방지하기 위해 용해제에서 가스를 문질러 제거하는 것이 일반적입니다.요오드의 방출 외에도 연료에서 용해되면 귀한 가스와 삼중수소가 방출된다.삼중수소의 대부분을 연료에서 회수할 수 있는 휘발성 물질(산화 조건 하에서 용해로에서 연료를 가열)이 제안되었다.[4]

아일랜드 ^[15]해에서 발견된 굴의 방사능에 관한 논문이 작성되었다.이것들은 감마 분광법에 의해 Ce, Ce, Ru, Ru, Cs, Zr 및 Nb를 포함하는 것으로 밝혀졌다.또한 아연 활성화 생성물(⁶⁵Zn)이 발견되었는데, 이는 사용후 핵연료 저장조의 마그녹스 연료 피복의 부식 때문일 것으로 생각됩니다.윈드스케일 이벤트에서 이러한 모든 동위원소의 현대적 방출은 더 적을 수 있다.

부하식 원자로

RBMK나 CANDU 원자로와 같은 일부 원자로 설계는 정지하지 않고 연료를 재공급할 수 있다.이는 가압수형 원자로(PWR) 또는 비등수형 원자로(BWR) 설계에서와 같은 하나의 대형 압력 용기와 달리 연료와 냉각수를 담기 위해 많은 작은 압력 튜브를 사용하여 달성된다.각 튜브는 운전사가 제어하는 연료 공급 기계에 의해 개별적으로 격리되고 연료 공급될 수 있으며, 일반적으로 CANDU 원자로의 약 400개 중 하루에 최대 8개 채널의 속도로 공급된다.온로드 급유를 통해 최적의 연료 재하 문제를 지속적으로 처리할 수 있으므로 연료 사용이 더욱 효율적입니다.이러한 효율의 증가는 수백 개의 압력 튜브와 이러한 튜브를 서비스하기 위한 연료 공급 기계가 복잡해짐에 따라 부분적으로 상쇄됩니다.

중간 저장소

원자로는 가동 사이클이 끝나면 연료를 공급하기 위해 정지한다.이때 배출된 연료(스펜트 연료)는 원자로 현장(일반적으로 사용후 핵연료 저장조) 또는 잠재적으로 원자로 현장에서 떨어진 공통 시설에 저장된다.현장 수영장 저장용량이 초과되면 냉각된 노후연료를 원자로 현장의 독립 사용후 핵연료 저장시설(ISFSI) 또는 현장에서 떨어진 시설에 보관하는 것이 바람직할 수 있다.사용후 핵연료봉은 보통 물 또는 붕산에 저장되며, 냉각(사용후 핵연료가 잔류 방사능 붕괴의 결과로 붕괴열을 계속 발생)과 잔류 이온화 방사로부터 환경을 보호하기 위한 차폐를 제공한다. 그러나 냉각 후 최소 1년 후에는 건조 캐스크 저장소로 이동할 수 있다.

교통.

재처리

원자로에서 방출된 사용후 연료에는 상당한 양의 핵분열(U-235 및 Pu-239), 비옥한(U-238), 반응 독소를 포함한 기타 방사성 물질이 포함되어 있어 연료를 제거해야 했다.이러한 핵분열 및 비옥한 물질은 사용후 연료에서 화학적으로 분리되고 회수될 수 있다.회수된 우라늄과 플루토늄은 경제적, 제도적 여건이 허락한다면 핵연료로 재활용될 수 있다.이것은 현재 미국에서 민간 사용후 핵연료에 대해서는 행해지지 않고 있지만, 러시아에서는 행해지고 있다.러시아는 사용이 끝난 연료에서 핵분열성 물질을 최대한 재활용하는 것을 목표로 하고 있다.따라서 사용후 연료의 재처리는 기본 관행이며, 재처리된 우라늄은 재활용되고 플루토늄은 MOX에서 사용되며, 현재는 고속 원자로에만 ^[16]사용됩니다.

혼합 산화물 또는 MOX 연료는 재처리된 우라늄과 플루토늄, 열화 우라늄의 혼합물이다. 열화 우라늄은 대부분의 원자로가 설계한 농축 우라늄 공급과 동일하지는 않지만 유사하게 작용한다.MOX 연료는 원자력 발전을 우선하는 경수로에 사용되는 저농축 우라늄(LEU) 연료의 대안이다.

현재, 유럽의 공장들은 유럽과 일본의 공공 시설에서 나오는 사용후 연료를 재처리하고 있다.사용후 상업용 원자로 핵연료의 재처리는 핵확산의 위험으로 인해 현재 미국에서는 허용되지 않는다.부시 행정부의 글로벌 핵에너지 파트너십은 미국이 사용후 핵연료를 핵연료로는 사용할 수 있지만 핵무기에는 사용할 수 없는 방식으로 재처리하는 것을 보기 위해 국제적인 파트너십을 맺을 것을 제안했다.

파티셔닝 및 변환

PUREX 래피네이트를 유리 또는 Synroc 매트릭스에 처리하는 대신 고급 재처리를 통해 방사성 독성 요소를 제거할 수 있습니다.분리 후, 중성자 또는 광자 조사에 의해 소악티니드와 일부 장기 핵분열 생성물은 단수명 또는 안정적인 동위원소로 변환될 수 있다.이것은 변환이라고 불립니다.강력하고 장기적인 국제 협력과 수십 년에 걸친 연구와 막대한 투자는 분할과 변환(^[17]P&T)의 안전성과 경제성이 입증될 수 있는 성숙한 산업 규모에 도달하기 위해 여전히 필요하다.

폐기물 처리

반감기별 악티니드 및 핵분열 생성물 v t
붕괴사슬에 의한 액티니드[18]				반감기 범위(a)	수율에 의한[19] U의 핵분열 생성물
4n	4n + 1	4n + 2	4n + 3		4.5–7%	0.04–1.25%	0.001% 미만
228라№				4 ~ 6 a		155에우þ
244Cmƒ	241푸ƒ	250Cf	227AC№	10 ~ 29 a	90시르	85Kr	113mCDþ
232Uƒ		238푸ƒ	243Cmƒ	29~97 a	137Cs	151SMþ	121m스니
248Bk[20]	249Cfƒ	242m암ƒ		141 ~ 351 a	어떤 핵분열 생성물도 100a~210ka의 반감기를 가지고 있지 않다...
	241암ƒ		251Cfƒ[21]	430~900 a
		226라№	247Bk	1.3~1.6ka
240푸	229Th(Th)	246Cmƒ	243암ƒ	4.7~7.4ka
	245Cmƒ	250Cm		8.3~8.5ka
			239푸ƒ	24.1ka
		230Th№(Th)	231빠№	32~76ka
236Npƒ	233Uƒ	234U№		150~250ka	99Tc₡	126스니
248Cm		242푸		327 ~ 375 ka		79세₡
				1.53 Ma	93Zr
	237Npƒ			2.1 ~ 6.5 Ma	135Cs₡	107PD
236U			247Cmƒ	15 ~ 24 Ma		129나₡
244푸				80 Ma	...15.7 Ma[22] 이상
232Th№(Th)		238U№	235Uƒ№	0.7~14.1 Ga
γ, 열 중성자 포획 단면이 8~50개 범위이다. iss, 핵분열 §, 주로 자연발생 방사성물질(NORM) γ, 중성자 독(중성자 포획 단면이 3k개 이상)

원자력 분야의 현재 관심사는 원자로 또는 재처리 옵션이 사용되는 경우 재처리 공장의 폐기물을 안전하게 폐기 및 격리하는 것이다.이들 물질은 포함된 방사능이 안전 수준으로 ^[23]감소할 때까지 생물권에서 격리되어야 한다.미국에서는 1982년 개정된 핵폐기물 정책법에 따라 에너지부는 사용후 핵연료 및 고준위 방사성 폐기물의 폐기물 처리 시스템 개발에 대한 책임이 있다.현재 계획에서는 심층 지질 저장소라고 불리는 허가된 깊고 안정적인 지질 구조에서 고체 형태로 폐기물을 최종 처리할 것을 요구하고 있습니다.에너지성은 저장소의 장소로 유카산을 선택했다.개점 지연이 반복되고 있다.1999년 이후 수천 개의 핵폐기물 수송이 뉴멕시코의 폐기물 격리 시범 플랜트에 저장되었습니다.

고속 중성자로는 모든 악티니드를 핵분열할 수 있는 반면, 토륨 연료 주기는 낮은 수준의 초우라늄을 생성한다.LWR과 달리, 원칙적으로 이러한 연료 주기는 플루토늄과 작은 액티니드를 재활용하고 핵분열 생성물과 활성화 생성물만 폐기물로 남길 수 있다.고방사능 중수명 핵분열 생성물 Cs-137과 Sr-90은 매 세기마다 10배씩 감소한다. 반면, 장수명 핵분열 생성물은 방사능이 상대적으로 낮으며, 종종 원래의 우라늄 광석에 비해 유리하다.

수평시추공 처리는 사용후핵연료, 세슘-137, 스트론튬-90 등 고준위 폐기물을 처리하기 위해 지표면에 수직으로 1km 이상, 수평으로 2km 이상 구멍을 뚫는 방안을 말한다.배치 및 회수 가능 ^{[clarification needed]}기간이 지나면 드릴홀을 다시 메우고 밀봉합니다.이 기술에 대한 일련의 테스트는 2018년 11월에 실시되었고, 2019년 1월에 미국에 본사를 둔 민간 ^[24]기업에 의해 다시 공개되었다.테스트는 테스트 캐니스터를 수평 드릴 구멍에 배치하고 동일한 캐니스터를 회수하는 것을 시연했습니다.이 ^[25][26]테스트에서는 실제 고준위 폐기물이 사용되지 않았습니다.

연료 사이클

가장 일반적인 용어는 연료 순환이지만, 일부에서는 사용후 연료가 완전히 재활용되지 않기 때문에 연료 사슬이라는 용어가 더 정확하다고 주장합니다.사용후 연료에는 우라늄, 플루토늄 및 기타 초우라늄 원소뿐만 아니라 일반적으로 폐기물로 취급되어야 하는 핵분열 생성물이 포함된다.플루토늄을 재활용할 경우, 일반적으로 경수로에서 ^[27]한 번 재사용되지만, 고속 원자로는 플루토늄의 더 완전한 재활용을 초래할 수 있다.

원스루 핵연료 사이클

연료는 그 자체가 아니라, 한 번 사용한 후 추가 처리 없이 저장소로 보내진다. 생물권으로부터 더 나은 분리를 위해 추가 포장을 준비한다.이 방법은 미국, 캐나다, 스웨덴, 핀란드, 스페인,^[28] 남아프리카공화국 등 6개국이 선호하고 있다.일부 국가, 특히 핀란드, 스웨덴 및 캐나다는 필요에 따라 미래의 물질 회수를 허용하는 저장소를 설계한 반면, 다른 국가는 미국의 유카산 핵폐기물 저장소와 같은 지질 저장소에 영구 격리를 계획한다.

플루토늄 사이클

일본, 스위스, 이전 스페인 ^{[citation needed]}및 독일을 포함한 여러 국가에서 Areva NC와 이전 TORP가 제공한 재처리 서비스를 사용 중이거나 사용하고 있습니다.핵분열 생성물, 마이너 액티니드, 활성화 생성물 및 재처리된 우라늄은 원자로급 플루토늄에서 분리되며, 이 플루토늄은 MOX 연료로 제조될 수 있다.플루토늄의 비분열 균질량 동위원소의 비율은 순환을 거듭할 때마다 증가하기 때문에 현재 열원자로에서 세 번째 통과를 위해 사용된 MOX 연료에서 플루토늄을 재사용할 계획은 없다.고속로를 사용할 수 있게 되면 이들 또는 거의 모든 다른 액티니드 동위원소를 연소시킬 수 있을 것이다.

현장에서의 중규모 재처리 시설의 이용과 현재의 수성 재처리보다 파이로프로세싱의 사용은 핵확산 가능성이나 핵분열성 물질의 교란 가능성을 상당히 줄일 수 있다고 주장되고 있다.마찬가지로, 플루토늄은 파이로프로세싱 사이클에서 스스로 분리되지 않고, 모든 액티니드는 사용후 연료에서 "전기원" 또는 "정제"되며, 플루토늄은 결코 스스로 분리되지 않고, 대신 수많은 절도 장면에서 자신을 "자기 보호"하는 종인 감마 및 알파 방출 액티니드와 혼합된 새로운 연료로 넘어간다.IOS를 클릭합니다.

러시아는 2016년부터 핵분열 생성물과 연료 피복재에서 원자로급 플루토늄과 잔류 우라늄을 분리하는 파이로프로세싱(Pyroprocessing)과 같은 과정을 거쳐 사용후 핵연료를 실험해 현재 배치하고 있다.이 혼합 금속은 약 17%의 U-235 농도의 소량의 중농축 우라늄과 결합되어 1%의 원자로 등급 플루토늄과 4%의 U-235 농도의 새로운 결합 금속 산화물 연료를 만듭니다.이 연료봉은 플루토늄 함량이 사용후핵연료 사이클 종료 시 존재하는 것보다 높지 않기 때문에 표준 PWR 원자로에 사용하기에 적합하다.2020년 2월 현재 러시아는 일부 VVER ^[30][31]원자로에 이 연료를 배치하고 있다.

마이너 액티니드 재활용

임계 동력 원자로에는 플루토늄의 사용 외에 마이너 액티니드를 사용할 수 있다고 제안되었다.아메리슘을 ^[32]연료로 사용하는 실험은 이미 진행되고 있다.

통합형 고속 원자로와 같은 많은 원자로 설계는 이 다소 다른 연료 사이클을 위해 설계되었다.원칙적으로, 어떤 액티니드 핵분열로부터 에너지를 얻는 것이 가능해야 한다.신중한 원자로 설계로 연료의 모든 액티니드를 소비할 수 있으며, 반감기가 짧은 가벼운 원소만 남는다.이것은 원형 발전소에서 이루어졌지만, 그러한 원자로는 대규모로 ^{[citation needed]}가동된 적이 없다.

많은 악티니드의 중성자 단면은 중성자 에너지의 증가에 따라 감소하지만, 단순한 활성화(중성자 포획)에 대한 핵분열 비율은 중성자 에너지가 증가함에 따라 핵분열 쪽으로 변화한다.따라서 중성자 에너지가 충분히 높으면 퀴륨을 트랜스크루륨 금속이 생성되지 않고 균등하게 파괴할 수 있을 것이다.이는 액티니드 연료를 재처리 및 취급하기 훨씬 쉬워지기 때문에 매우 바람직할 수 있습니다.

이러한 관점에서 유망한 대안 중 하나는 가속기 구동 임계 미임계 원자로/임계 미임계 원자로이다.여기서 양성자(미국 및 유럽 설계)^[33][34][35] 또는 전자(일본 설계)^[36]의 빔이 표적을 향한다.양성자의 경우, 매우 빠른 중성자가 표적에서 방출되는 반면, 전자의 경우, 매우 높은 에너지 광자가 생성될 것입니다.이 고에너지 중성자와 광자는 무거운 액티니드의 핵분열을 일으킬 수 있다.

이러한 원자로는 중성자 에너지 측면에서 다른 중성자 선원과 매우 잘 비교된다.

• 열 0 ~ 100 eV
• 온도 100 eV ~100 keV
• 고속(핵분열로부터) 100 keV~3 MeV
• DD 퓨전 2.5 MeV
• DT 퓨전 14MeV
• 액셀러레이터 구동 코어 200MeV(1.6GeV 양성자에 의해 리드 구동)
• 뮤온 촉매 융합 7 GeV.

대안으로, 반감기가 18년인 큐륨-244는 고속 원자로의 연료에 사용되기 전에 플루토늄-240으로 붕괴될 수 있다.

이 액티니드 변환의 연료 또는 대상

현재까지 악티니드 변환을 위한 연료(대상)의 성질은 선택되지 않았다.

악티니드가 아임계 원자로에서 변환되는 경우, 연료는 기존 연료보다 더 많은 열 사이클을 견딜 수 있어야 한다.현재의 입자 가속기가 장기 연속 운전용으로 최적화되지 않기 때문에 적어도 가속기 구동 임계 원자로의 1세대는 임계 원자로와 동일한 시간 동안 일정한 운전 기간을 유지할 수 없을 가능성이 높으며 가속기가 정지할 때마다 연료가 냉각된다.

한편, 악티니드가 통합 고속 원자로와 같은 고속 원자로를 사용하여 파괴되는 경우, 연료는 일반 발전소에서보다 더 많은 열 주기에 노출되지 않을 가능성이 높다.

행렬에 따라 공정이 행렬로부터 더 많은 트랜스우라닉을 생성할 수 있습니다.이는 양호(연료 생성량 증가) 또는 불량(방사능 독성 초우라늄 원소 생성량 증가)으로 볼 수 있다.무거운 악티니드의 생산을 제어할 수 있는 일련의 다른 매트릭스가 존재합니다.

핵분열핵(U, U, Pu 등)은 지연 중성자에 잘 반응하기 때문에 임계 원자로를 안정적으로 유지하는 데 중요하다. 이는 임계 원자로에서 파괴될 수 있는 작은 액티니드의 양을 제한한다.결과적으로, 선택된 매트릭스는 원자로가 오래 지속되는 악티니드를 안전하게 파괴할 수 있도록 하기 위해 핵분열 대 비핵의 비율을 높게 유지할 수 있도록 하는 것이 중요하다.반면 임계 이하의 원자로의 출력은 구동입자 가속기의 강도에 의해 제한되므로 우라늄이나 플루토늄을 전혀 포함할 필요가 없다.이러한 시스템에서는 더 이상 장수명 동위원소를 생성하지 않는 불활성 매트릭스를 갖는 것이 바람직할 수 있다.지연 중성자 비율이 낮은 것은 아임계 원자로의 문제일 뿐만 아니라 임계값이 아임계 상태를 유지하면서 단일성에 가까워질 수 있기 때문에 약간 유리할 수 있다.

불활성 매트릭스 내의 악티니드

악티니드는 더 이상 악티니드를 형성하지 않는 금속과 혼합됩니다. 예를 들어 지르코니아와 같은 고체에서 악티니드의 합금을 사용할 수 있습니다.

불활성 매트릭스 연료 이니셔티브(IMF)의 근거는 무기 및 경수로급 플루토늄 초과를 이용, 감소 및 처분하는 데 사용할 수 있는 불활성 매트릭스 연료에 대한 연구개발 연구에 기여하는 것이다.플루토늄 외에 미량 악티니드의 양도 증가하고 있다.이러한 악티니드는 결과적으로 안전하고 생태적이고 경제적인 방법으로 폐기되어야 한다.기존 상업용 원자로 내에서 일회성 연료 접근방식을 사용하여 플루토늄과 마이너 액티니드를 이용하는 것으로 구성되는 유망한 전략.미국, 유럽, 러시아 또는 일본의 경수로(LWR), 캐나다 압력 중수로 또는 미래의 변환 유닛은 이니셔티브 시작부터 강조되어 왔다.불활성 매트릭스 연료를 사용하는 접근법은 현재 세계 ^[37][38]여러 그룹에 의해 연구되고 있다.이 옵션은 지질 처리 전에 플루토늄 양과 잠재적으로 경미한 액티니드 함량을 줄일 수 있는 장점이 있다.두 번째 옵션은 재처리를 위해 무우라늄 연료 누출을 사용하고 다중 재활용 전략을 따르는 것입니다.두 경우 모두 첨단 연료 물질은 플루토늄이나 소량의 악티니드를 소비하면서 에너지를 생산한다.단, 이 재료는 견고해야 합니다.선택한 재료는 최소 구성 요소로 불활성 매트릭스(가연성 흡수제)와 안정제(stabilizer)를 포함한 신중한 시스템 연구 결과여야 합니다.이는 단상 고체 솔루션을 생성하며, 이 옵션을 선택하지 않으면 복합 불활성 행렬-분열 성분을 생성한다.선별^[39][40][41] 연구에서 사전 선택된 요소가 적합한 것으로 확인되었습니다.90년대에는 다음과 같은 특성을 고려하여 전략을 통한 IMF가 채택되었다.

• 중성자 특성, 즉 낮은 흡수 단면, 최적의 상수 반응성, 적절한 도플러 계수,^[42]
• 위상 안정성, 화학적 불활성성 및 ^[43]적합성
• 열 용량, 열 전도율,^[44] 열-물리 특성 등 허용 가능한 열-물리 특성
• 조사 시 양호한 동작(즉, 위상 안정성, 최소 ^[45]붓기,
• 핵분열 생성물 또는 잔류 악티니드의 ^[46]보유 및
• 1회 불용성 조사 후 최적의 특성.^[47]

이 원스루 후 아웃 전략은 핵분열 수율이 충분히 크지 않을 경우 다중 재활용 후 마지막 사이클로 적용할 수 있으며, 이 경우 재처리 및 다중 재활용을 ^[48]위해 다음과 같은 우수한 침출 특성이 요구된다.

토륨 매트릭스 중의 악티니드

중성자 충격 시 토륨은 우라늄-233으로 변환될 수 있다.²³³U는 핵분열성이며 핵분열 단면이 U와 U에 비해 크기 때문에 중성자 포획을 통해 더 높은 액티니드를 생산할 가능성이 훨씬 낮다.

우라늄 매트릭스 중의 악티니드

악티니드가 우라늄-금속 또는 우라늄-산화물 매트릭스에 통합될 경우 U의 중성자 포획은 새로운 플루토늄-239를 생성하기 쉽다.악티니드를 우라늄과 플루토늄과 혼합하는 장점은 덜 에너지적인 지연 중성자에 대한 U와 Pu의 큰 핵분열 단면이 가속기 구동 시스템보다 저렴하고 간단한 임계 고속 원자로에서 수행될 수 있을 만큼 반응을 안정시킬 수 있다는 것이다.

혼합 행렬

상기 재료를 혼합하여 매트릭스를 작성할 수도 있습니다.이는 원자로에 전력을 공급하기에 충분할 정도로 새 연료의 증식 비율을 높게 유지하기를 원하는 고속 원자로에서 가장 일반적으로 수행되지만, 생성된 액티니드는 다른 현장으로 운반하지 않고 안전하게 파괴될 수 있을 만큼 충분히 낮다.이를 위한 한 가지 방법은 액티니드와 우라늄이 불활성 지르코늄과 혼합된 연료를 사용하여 원하는 특성을 가진 연료 원소를 생성하는 것입니다.

재생 가능 모드의 우라늄 사이클

핵 재생 에너지 개념에 필요한 조건을 충족하기 위해서는 드굴드레 외 연구진^[49](2019년)이 보고한 바와 같이 핵연료 주기의 프런트 엔드에서 연료 생산 및 특정 유체 연료와 원자로를 사용한 에너지 변환에 이르는 프로세스의 조합을 탐색해야 한다.바닷물과 같은 희석된 유체 광석에서 우라늄을 추출하는 것은 세계 각국에서 연구되고 있다.이 추출은 Deguldre(2017)^[50]가 제안한 바와 같이 절약적으로 수행해야 한다.수세기에 걸쳐 연간 U 킬로톤의 추출 속도는 바다에서 우라늄의 평형 농도를 크게 바꾸지 않을 것이다(3.3ppb).이 균형은 강물에 의한 연간 10킬로톤의 U의 투입과 해양에 ^{[citation needed]}있는 물의 1.37 엑사톤에서 해저로 유입되는 U의 결과이다.재생 가능한 우라늄 추출의 경우 특정 바이오매스 물질을 사용하여 우라늄 및 기타 전이 금속을 흡착하는 것이 권장된다.바이오매스에 대한 우라늄 하중은 kg당 약 100mg이 될 것이다.접촉 시간 후, 적재된 물질은 전기로 ^{[citation needed]}변환되는 열과 함께 건조되고 연소됩니다(CO₂ 중성).용융염 고속로 안의 우라늄 '연소'는 핵분열로부터 최대량의 열에너지를 생산하기 위한 뛰어난 수율로 모든 액티니드 동위원소를 연소시키고 그것을 전기로 변환함으로써 에너지 변환을 최적화하는 데 도움을 준다.이러한 최적화는 액체 연료/냉각제에서 핵분열 생성물 농도를 감소시킴으로써 달성할 수 있다.이러한 영향은 최대량의 악티니드와 보다 단단한 중성자 ^{[citation needed]}스펙트럼을 생성하는 최소량의 알칼리/토류 알칼리 원소를 사용함으로써 달성할 수 있다.이러한 최적의 조건에서 천연 우라늄의 소비량은 연간 7톤이며 생산 전력의 기가와트(GW)당이다.바다에서의 우라늄 추출과 용융 염속 원자로에서의 최적 이용의 결합을 통해 원자력 에너지가 재생 가능 라벨을 획득할 수 있어야 한다.또 원전이 마지막 냉각액과 터빈을 냉각하기 위해 사용하는 바닷물의 양은 고속 용융염 원자로의 연간 약 2.1기가톤으로 연간 추출 가능한 천연 우라늄의 7톤에 해당한다.이러한 관행은 라벨이 ^{[citation needed]}갱신 가능한 것을 정당화한다.

토륨 주기

토륨 연료 사이클에서 토륨-232는 고속 또는 열반응기의 중성자를 흡수한다.토륨-233 베타는 프로텍티늄-233으로 분해되고 우라늄-233으로 분해되어 연료로 사용된다.따라서 우라늄-238과 마찬가지로 토륨-232는 비옥한 물질이다.

${\displaystyle {{ce {\overset {n}}+^{232}_{90}Th ->[\beta^-]^{233}_{90}Th ->[\beta^-][\beta {fuel}{233}_{9}_{92}U}}}}}}}$

기존 U-233 또는 U-235나 Pu-239와 같은 다른 핵분열성 물질로 원자로를 시동한 후 U-238이나 플루토늄과 비슷하지만 보다 효율적인^[51] 번식 주기를 만들 수 있다.Th-232는 중성자를 흡수하여 Th-233이 되고, Th-233은 프로텍티늄-233으로 빠르게 부패한다.프로탁티늄-233은 27일의 반감기로 U-233으로 분해된다.일부 용융 염 원자로 설계에서 Pa-233은 U-233으로 분해될 때까지 추출되어 중성자로부터 보호된다(Pa-234 및 U-234로 변환될 수 있다).고속로보다 낮은 증식율을 개선하기 위해서다.

토륨 적어도 4-5번 자연의 모든 우라늄 동위 원소를 합친 것보다 풍부한, 토륨 상당히 고르게 지구 주위를 countries[52]의 거대한 물자를 가지기가 힘들고, 토륨 연료의 준비와 비싼 difficult[51]농축 과정 요구하지 않는다;는 토륨 연료 주기 주로 핵원료 contaminate를 만들어 퍼뜨린다.U를 가지고 d라늄-232는 장기간에 걸쳐 안정적인 정상적이고 사전 조립된 핵무기에서 사용하기 어렵게 만든다(불행하게도 즉시 사용 무기의 경우 단점이 훨씬 낮거나 사용 시간 직전에 최종 조립이 발생하는 경우). MSR 및 ot에서 핵폐기물 문제의 최소 초우라닉 부분을 제거할 수 있다.그녀의 증식로 설계.

토륨 연료 사이클을 사용하기 위한 최초의 노력 중 하나는 1960년대에 Oak Ridge 국립 연구소에서 이루어졌다.용융염 원자로 기술을 기반으로 실험용 원자로를 건설하여 그러한 접근법의 실현 가능성을 연구하였으며, 토륨 불소염을 액체로 유지함으로써 연료 원소를 제작할 필요가 없어졌다.이러한 노력은 Th를 비옥한 물질로, U를 핵분열 연료로 사용한 용융-소금 원자로 실험으로 끝이 났다.자금 부족으로 인해, MSR 프로그램은 1976년에 중단되었다.

토륨은 1962년 가동을 시작한 인도 포인트 1호기에서 상업적으로 처음 사용되었다.사용후 연료에서 U-233을 회수하는 비용은 토륨의 1% 미만이 U-233으로 전환되었기 때문에 비경제적인 것으로 간주되었다.발전소 소유주는 1974년 ^[53]원자로가 영구적으로 폐쇄될 때까지 사용된 우라늄 연료로 바꿨다.

현재의 산업활동

현재 핵연료로 사용되는 유일한 동위원소는 우라늄-235(U-235), 우라늄-238(U-238), 플루토늄-239이다. 그러나 제안된 토륨 연료 주기는 이점이 있다.일부 현대식 원자로는 약간의 수정을 가하여 토륨을 사용할 수 있다.토륨은 지구 지각에 우라늄보다 약 3배 더 풍부합니다 (그리고 우라늄-235보다 550배 더 풍부합니다).토륨 자원에 대한 탐사는 거의 없었기 때문에 검증된 매장량은 비교적 적다.토륨은 일부 국가, 특히 ^[54]인도에서 우라늄보다 더 많다.주요 토륨 함유 광물인 모나자이트는 희토류 원소 함유로 인해 현재 대부분 관심을 받고 있으며, 대부분의 토륨은 우라늄 광산의 끝부분과 유사한 전리품 끝에 버려져 있다.희토류 원소의 채굴은 주로 중국에서 이루어지며 핵연료 주기와는 관련이 없기 때문에 토륨 함유 광산은 방사능에도 불구하고 일반적으로 핵폐기물 문제로 간주되지 않으며 규제당국에 의해 처리되지 않는다.

거의 모든 중수형 원자로와 흑연 감속 원자로는 천연 우라늄을 사용할 수 있지만, 세계 대부분의 원자로는 농축 우라늄을 필요로 한다. 농축 우라늄은 U-235 대 U-238의 비율이 증가한다.민간용 원자로에서는 농축도가 3-5% U-235와 95% U-238로 증가하지만, 해군용 원자로에서는 93% U-235가 있다.대부분의 경수로에서 나오는 사용후 연료의 핵분열성 함량은 천연 우라늄 기반 연료를 사용할 수 있는 원자로의 연료로 사용할 수 있을 정도로 높다.그러나 이는 적어도 기계적 및/또는 열적 재처리(사용후 핵연료를 새 핵연료 집합체로 형성)를 필요로 하므로 현재 광범위하게 수행되지는 않는다.

핵연료라는 용어는 일반적으로 수소 동위원소를 헬륨에 융합시켜 에너지를 방출하는 핵융합 에너지와 관련하여 사용되지 않는다.

「 」를 참조해 주세요.

• 수평 드릴홀
• 심층 지질 저장소
• 깊은 시추공

레퍼런스

외부 링크

• 세계 원자력 수송 연구소