아임계 원자로

Subcritical reactor

아임계 원자로는 임계치를 달성하지 않고 핵분열을 생성하는 핵분열 원자로 개념이다.아임계 원자로는 연쇄 반응을 지속하는 대신 외부 선원의 추가 중성자를 사용한다.이러한 장치에는 두 가지 일반적인 클래스가 있습니다.하나는 핵융합 기계에서 제공하는 중성자를 사용하며, 이는 핵융합-분열 하이브리드 개념이다.다른 하나는 입자 가속기에 의해 가속되는 양성자와 같은 하전 입자에 의해 무거운 핵이 파괴되어 생성된 중성자를 사용한다. 이는 가속기 구동식 시스템(ADS) 또는 가속기 구동식 아임계 원자로로 알려져 있다.

동기

아임계 원자로는 기존 원자로에서 사용후 연료에 포함된 무거운 동위원소를 파괴하는 동시에 전기를 생산할 수 있다.핵폐기물의 수명이 긴 초우라늄 원소는 원칙적으로 발사될 수 있으며, 그 과정에서 에너지를 방출하고 수명이 짧은 핵분열 생성물을 남길 수 있다.이로 인해 방사성 폐기물 처리 시간이 상당히 단축된다.단, 일부 동위원소는 임계 핵분열 단면을 가지므로 연료 공급을 위해 고속 원자로가 필요하다.핵종은 열중성자와 함께 핵분열성 물질로 변환될 수 있지만, 일부 핵종은 핵분열성 동위원소에 도달하기 위해 세 번의 연속 중성자 포획 반응을 필요로 한다.또한, 핵분열당 평균적으로 너무 적은 수의 새로운 중성자를 방출하기 때문에, 높은 비율을 포함하는 연료로는 임계치에 도달할 수 없다.가속기 구동식 원자로는 이 매개변수와 독립적이기 때문에 이들 핵종을 이용할 수 있다.이러한 방법으로 처리될 수 있는 세 가지 가장 중요한 장기 방사성 동위원소는 넵투늄-237, 아메리슘-241, 아메리슘-243이다.핵물질인 플루토늄-239도 MOX 연료나 기존 고속로 내부에 더 저렴하게 사용할 수 있지만 적합하다.

핵폐기물 소각 외에 이 유형의 원자로는 기존 원자로와 달리 본질적으로 안전한 것으로 인식되기 때문에 관심이 있다.대부분의 유형의 임계 원자로에서는 핵분열 속도가 급격히 증가하여 원자로가 손상되거나 파괴되고 방사성 물질이 유출되는 상황이 존재한다(SL-1 또는 체르노빌 재난 참조).아임계 원자로의 경우 외부 선원에서 중성자를 지속적으로 공급하지 않는 한 반응은 중단된다.그러나 연쇄반응이 종료된 후에도 발열 문제가 남아있기 때문에 과열을 피하기 위해서는 정지 후에도 상당기간 원자로의 지속적인 냉각이 필수적이다.그러나 아임계 원자로는 임계질량의 핵분열성 물질을 조립할 필요가 없기 때문에 붕괴열 문제를 최소화할 수 있으며, 따라서 임의로 (거의) 작게 조립할 수 있어 스크램블 후 수시간에서 수일 이내에 발생하는 모든 열을 흡수할 수 있는 비상냉각재 시스템의 필요 열질량을 감소시킬 수 있다.

다음 항목도 참조하십시오.에너지 증폭기

지연 중성자

주요 기사:지연 중성자

아임계 원자로가 일반 원자로와 다른 또 다른 문제(고속 중성자와 열 중성자 중 어느 쪽이든 상관없이)는 모든 "정상" 원자력 발전소가 안전한 운전 조건을 유지하기 위해 지연된 중성자에 의존한다는 것이다.핵종 분열에 따라 1% 미만의 중성자가 핵분열(촉진 중성자) 즉시 방출되는 것이 아니라 베타 붕괴 후 중성자 방출이 일어나는 핵분열 생성물에 의해 몇 초에서 몇 분 정도의 지연이 발생한다.이러한 지연 중성자는 핵분열 "세대" 사이의 시간이 너무 짧기 때문에 거시적인 물리적 과정이나 인간의 개입으로 출력 편차를 제어할 수 없기 때문에 원자로 제어에 필수적이다.단, 지연된 중성자만이 임계치를 유지하기에 충분한 중성자를 제공하기 때문에 반응 시간은 몇 배 더 커지며 원자로 제어가 가능해진다.이와는 대조적으로, 너무 낮은 지연 중성자 비율은 "기존" 원자력 발전소를 운영하기에 부적합한 핵분열성 물질을 만든다.반대로 아임계 원자로는 지연 중성자 분율이 낮은 연료로 실제로 특성이 약간 개선되었다.(아래 참조).현재 가장 많이 사용되는 핵분열성 물질은 상대적으로 높은 지연 중성자 비율을 가지고 있지만, Pu는 훨씬 낮은 중성자 비율을 가지고 있어 다른 물리적 및 화학적 특성과 더불어 "정상" 원자로 연료의 가능한 플루토늄 함량을 제한한다.이러한 이유로 여전히 상당한 양의 플루토늄(분열성 Pu 및 "신선한" 경우 - Pu 포함)을 포함하는 사용후 MOX 연료는 일반적으로 비분열성 Pu의 유입으로 인해 재처리되지 않으며, 이 플루토늄으로 제조된 연료에 더 높은 플루토늄 함량이 있어야 임계치를 유지할 수 있다.사용후 연료의 또 다른 주요 성분인 재처리 우라늄은 보통 부산물로만 회수되며 U와 다른 "바람직하지 않은" 우라늄 동위원소의 유입으로 인해 우라늄 시장에서 천연 우라늄보다 더 나쁜 가격을 받는다.

원칙

대부분의 현재 ADS 설계는 약 1GeV의 에너지를 가진 고강도 양성자 가속기를 제안하며, 이는 파쇄 대상 또는 파쇄 중성자 선원을 향한다.원자로 노심의 심장에 위치한 선원에는 빔의 영향을 받는 액체 금속이 포함되어 있어 중성자를 방출하고 납-비스무트 등의 액체 금속을 열교환기로 순환시킴으로써 냉각된다.핵분열 중성자 선원을 둘러싼 원자로 노심에는 핵분열성 또는 비옥한 액티니드 혼합 연료인 연료봉이 포함되지만 시동 중 임계 0에서 가동하지 않아도 되도록 일정량의 핵분열성 물질이 이미 있는 것이 바람직하다.따라서 분쇄 타깃과 교차하는 각 양성자에 대해 연료의 주변 핵분열 부분을 핵분열하고 비옥한 부분의 원자를 변환하는 평균 20개의 중성자를 방출하여 새로운 핵분열 물질을 '번식'한다.확장된 GeV당 중성자 20개의 값을 가정할 경우 중성자 1개가 50MeV를 "비용"하는 반면 핵분열(중성자 1개가 필요)은 분할된 악티니드 원자당 200MeV 정도로 방출된다.효율은 중성자 생산에 필요한 에너지를 줄이고 핵분열에서 추출된 사용 가능한 에너지의 비율을 높임으로써 증가할 수 있습니다(열 프로세스를 사용하는 경우 카르노 효율은 효율을 높이기 위해 더 높은 온도가 필요하다는 것을 의미함). 그리고 마지막으로 임계값이 여전히 그 아래에 머무르면서 1에 가까워짐으로써 증가할 수 있습니다.효율과 안전 모두에서 중요한 요소는 원자로가 얼마나 아임계적인가이다.단순화하기 위해 원자로(지연 중성자 포함)의 중요도를 제공하는 데 사용되는 k(유효) 값은 각 "세대" 핵분열의 중성자 수로 해석할 수 있다.k(유효)가 1이면 1000개의 중성자가 도입될 때마다 1000개의 중성자가 생성되며, 이 중성자도 추가 핵분열한다.중성자 선원에서 점점 더 많은 중성자가 공급되기 때문에 이 경우 반응 속도는 꾸준히 증가할 것이다.k(유효)가 1 바로 아래일 경우 반응을 안정된 상태로 유지하기 위해 원자로 외부에서 공급될 중성자는 거의 없다.한편, "임계 0"의 극단적인 경우, 즉 k(유효)=0(예를 들어 원자로가 변환만을 위해 가동되는 경우) 모든 중성자는 "중성자"이며 연료 내에서 생성되지 않는다.그러나 중성자학은 어느 정도의 정밀도로만 알 수 있기 때문에 원자로는 실제로 중성자가 얼마나 잘 알려진가, 그리고 캘리포니아-252와 같은 자발적 핵분열을 통해 붕괴하는 핵종이나 붕괴하는 핵종의 내분열의 영향에 따라 임계 이하의 안전 여유를 허용해야 한다.중성자 방출

중성자 균형은 원자로가 임계치 이하가 되도록 가속기 출력을 조정하여 조절하거나 차단할 수 있다.분쇄 중성자 선원에 의해 제공되는 추가 중성자는 기존 원자로의 지연 중성자처럼 제어 정도를 제공하며, 분쇄 중성자 선원 구동 중성자는 가속기에 의해 쉽게 제어된다.주된 장점은 내재된 안전성입니다.기존 원자로의 핵연료는 도플러 효과나 보이드 효과와 같은 자체 조절 특성을 가지고 있어 원자로를 안전하게 한다.아임계 원자로에서는 이러한 기존 원자로의 물리적 특성 외에도 중성자 선원이 꺼질 때마다 핵분열 반응이 멈추고 붕괴열만 남는다.

가속기 구동식 원자로의 작동 원리

기술적인 과제

ADS가 경제적이 되고 결국 미래의 핵폐기물 관리에 통합되기 전에 극복해야 할 기술적 어려움이 있다.액셀러레이터는 높은 강도 및 신뢰성을 제공해야 합니다.액셀러레이터가 정지할 때마다 스크램블이 발생할 뿐만 아니라 시스템에 엄청난 열 부하가 가해집니다.극단적인 조건에서 스트레스에 노출될 것으로 예상되는 분쇄 대상으로부터 양성자를 분리하는 창에 대한 우려가 있다.그러나 폴 셰러 연구소에서 테스트한 MEGAPIE 액체 금속 중성자 파쇄 선원에 대한 최근 경험은 0.78 MW의 강도 양성자 빔 아래에서 작동하는 빔 창을 보여주었다.초우라닉 원소와 연료 제조 및 구조 재료의 화학적 분리는 중요한 문제이다.마지막으로, 높은 중성자 에너지에서 핵 데이터의 부족은 설계의 효율성을 제한한다.후자의 문제는 중성자 선원과 연료 사이에 중성자 감속제를 도입함으로써 극복할 수 있지만, 감속제가 연료로부터 중성자를 산란시키기 때문에 누출이 증가할 수 있다.원자로의 형상을 변경하는 것은 누출을 줄일 수는 있지만 완전히 제거할 수는 없다.중성자 누출은 중성자가 생성하는 활성화 생성물과 중성자 조사 물질에 대한 물리적 손상 때문에도 우려된다.또한 고속 중성자 스펙트럼에는 감속제의 결과로서 열 중성자에서는 달성할 수 없는 특정 이점이 있다.한편, 열중성자 원자로는 가장 일반적이고 잘 알려진 유형의 원자로이며, 열중성자 또한 고속 중성자에 비해 유리하다.

몇몇 실험실 실험과 많은 이론적 연구들은 그러한 발전소의 이론적 가능성을 증명했다.핵물리학자이자 노벨상 수상자이자 CERN의 전 책임자인 카를로 루비아는 소위 "에너지 증폭기"라고 불리는 아임계 원자로의 설계를 최초로 고안한 사람 중 한 명이었다.2005년에는 유럽과 일본에서 아임계 원자로 기술을 더욱 발전시키기 위한 대규모 프로젝트가 진행되고 있다.2012년 CERN 과학자와 엔지니어는 이 목표를 추구하는 데 전념하고 이 주제에 대한 ThEC13[2] 컨퍼런스를 조직한 국제 토륨 에너지 위원회(iThEC)[1]를 출범시켰습니다.

경제성과 대중적 수용성

아임계 원자로는 발전 수단과 핵폐기물의 변환 수단으로서 제안되어 왔기 때문에 이득은 두 배가 된다.그러나 이러한 복잡한 설비의 건설, 안전 및 유지비용은 실용 설계를 개발하는 데 필요한 연구량은 고사하고 매우 높을 것으로 예상된다(위 참조).고속 중성자 원자로에서의 변환과 같이 저렴하고 상당히 안전한 폐기물 관리 개념이 존재합니다.그러나 아임계 원자로의 솔루션은 더 나은 대중적 수용을 위해 선호될 수 있다. 즉, 폐기물을 수십만 년 동안 매립하는 것보다 연소시키는 것이 더 수용 가능한 것으로 간주된다.미래의 폐기물 관리를 위해, 몇 가지 변환 장치를 대규모 핵 프로그램에 통합할 수 있으며, 전체 비용을 약간만 증가시킬 수 있기를 바란다.

분할 및 변환 작업에 직면한 주요 과제는 약 200년이라는 [3]매우 긴 기간의 핵 사이클에 진입해야 한다는 것이다.또 다른 단점은 중급 수준의 장기수명방사능폐기물(ILW)의 대량 발생으로, 이를 안전하게 관리하기 위해서는 심층 지질처분이 필요하다.보다 긍정적인 측면은 저장소 크기가 4에서 6으로 줄어들 것으로 예상된다는 것입니다.긍정적인 측면과 부정적인 측면 모두 Forschungszentrum Jülich가 조정하고 유럽연합이 자금을 지원한 국제 벤치마크[4] 연구에서 조사되었다.

미임계 하이브리드 시스템

ADS는 원래 경수로 설계의 일부로 개념화되었지만, 다른 세대 IV [citation needed]원자로 개념에 ADS를 통합하는 다른 제안들이 제시되었다.

그러한 제안 중 하나는 주로 플루토늄과 아메리슘으로 연료를 공급하는 가스 냉각식 고속 원자로를 필요로 한다.아메리슘의 중성자 특성은 감속재 온도 계수를 더 양으로 만들고 안정성을 감소시키는 경향이 있기 때문에 임계 원자로에서 사용하는 것을 어렵게 만든다.그러나 ADS의 고유한 안전성은 아메리슘을 안전하게 연소시킬 수 있게 해줍니다.또한 이러한 재료는 중성자 경제성이 우수하여 피치 대 지름 비율이 커 자연 순환과 경제성이 향상됩니다.

핵폐기물 처리를 위한 뮤온 구동 시스템

중성자 선원에 의존하지 않는 핵폐기물 처리에 대한 임계 이하의 방법도 [5]개발되고 있다.여기에는 소형 가속기 구동 선원에 의해 생성된 뮤온(μ−)이 수명이 긴 방사성 동위원소를 안정적인 [6]동위원소로 변환하는 뮤온 포획 메커니즘에 의존하는 시스템이 포함된다.

자연의

일반적으로 "아임계 원자로"라는 용어는 인공 시스템을 위해 남겨져 있지만, 자연 시스템은 존재한다. 우주선과 감마선에 노출된 핵분열성 물질의 자연 소스는 (태양으로부터도) 아임계 원자로로 간주될 수 있다.여기에는 방사성 동위원소 열전 발전기를 갖춘 우주발사 위성과 그러한 노출된 저수지가 포함된다.

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

메모들
  1. ^ "IThec Un site utilisant WordPress".
  2. ^ "* Thorium Energy Conference 2013 (ThEC13) * CERN Globe of Science and Innovation, Geneva, Switzerland".
  3. ^ Baetslé, L.H.; De Raedt, Ch. (1997). "Limitations of actinide recycle and fuel cycle consequences: a global analysis Part 1: Global fuel cycle analysis". Nuclear Engineering and Design. 168 (1–3): 191–201. doi:10.1016/S0029-5493(96)01374-X. ISSN 0029-5493.
  4. ^ 분할, 변환 및 폐기물 감소 기술이 최종 핵폐기물 처리에 미치는 영향 2007
  5. ^ Mori, Yoshiharu; Taniguchi, Akihiro; Kuriyama, Yasutoshi; Uesugi, Tomonori; Ishi, Yoshihiro; Muto, Masayuki; Ono, Yuka; Okita, Hidefumi; Sato, Akira; Kinsho, Michikazu; Miyake, Yasuhiro; Yoshimoto, Masahiro; Okabe, Kota (2018). "Intense Negative Muon Facility with MERIT Ring for Nuclear Transmutation". Proceedings of the 14th International Conference on Muon Spin Rotation, Relaxation and Resonance (μSR2017). doi:10.7566/JPSCP.21.011063. ISBN 978-4-89027-130-6.
  6. ^ Nagamine, Kanetada (2016). "Nuclear Waste Disposal method and its apparatus using muon-nuclear-absorption (WO2016143144A1)". Espacenet (patent database).{{cite web}}: CS1 maint :url-status (링크)
원천