KR102166205B1

KR102166205B1 - 실용적 용융염 핵분열로

Info

Publication number: KR102166205B1
Application number: KR1020157024426A
Authority: KR
Inventors: 이안 리차드 스코트
Original assignee: 이안 리차드 스코트
Priority date: 2013-02-25
Filing date: 2014-02-19
Publication date: 2020-10-15
Also published as: GB201318470D0; RU2015136814A; JP2016512880A; PL2959487T3; GB201402908D0; GB2508537A; RU2644393C2; JP6596338B2; CA2902046A1; KR20150122165A; HK1212093A1; CN105027224B; US10043594B2; EP2959487A1; HUE035509T2; CN105027224A; WO2014128457A1; EP2959487B1; GB2508537B; AU2014220481B2

Abstract

노심, 냉각재 액체의 풀, 및 열교환기를 포함하는 핵분열로. 상기 노심은, 핵분열성 동위원소들의 용융염들을 담은 중공 튜브들의 배열체를 포함한다. 상기 연료 튜브 배열체는 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다. 상기 연료 튜브 배열체는, 상기 핵분열로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함한다. 상기 핵분열성 동위원소들의 용융염들로부터 상기 튜브들로의 열 전달은, 상기 용융염의 자연 대류, 상기 용융염의 기계적 교반, 및 상기 연료 튜브 안의 연료염 유동의 진동 중에서 임의의 하나 이상에 의해 달성된다. 상기 핵분열로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 용융염은 상기 연료 튜브들 안에 완전히 포함(contain)된다.

Description

실용적 용융염 핵분열로{A practical molten salt fission reactor}

본 발명은 용융염 핵분열로에 관한 것이다. 구체적으로, 본 발명은 용융염 노심을 갖춘 풀형 원자로(pool type reactor)에 관한 것이다.

용융염 원자로는 용융염에 용해된 핵분열성 재료의 임계 질량에 기초한 것이다. 이것은 흔히 연료염(fuel salt)으로 언급된다. 그 원자로는 1950년대 내지 1970년대에 오크리지 국립 연구소(Oak Ridge National Laboratory)에서 개척되었지만 성공적으로 상업화된 적은 없다. 그 원자로에는 다른 유형의 원자로에 대하여 몇 가지 잠재적 장점들이 있는바, 그 장점들에는, 토륨으로부터 핵분열성 ²³³U을 증식할 수 있는 능력, 우라늄/플루토늄 원자로들보다 훨씬 낮은 수준의 초우라늄 악티늄족 폐기물(transuranic actinide waste)의 생성, 고온에서의 작동, 고체 연료봉 내 휘발성 방사성 핵분열 생성물들의 축적의 회피, 종래의 원자로들에서 가능했던 것보다 훨씬 더 높은 핵분열성 재료의 연료소비(burn up)가 포함된다.

2가지 주요한 요인들에 의해 그러한 원자로들의 상업화가 저지되었다.

용융염로들의 많은 설계들에는, 연료염으로부터 지속적으로 핵분열 생성물을 제거하기 위하여 부착된 재처리 시설들(attached reprocessing plants)이 요구된다. 이는, 특히 열 중성자 스펙트럼에 기초한 감속원자로에서 핵분열 생성물들이 중성자 독(neutron poisons)으로 작용하기 때문에 필요하다. 그것은, 그것이 없다면 펌프들 및 열교환기들을 망칠(foul) 불용성 핵분열 생성물들을 제거하기 위해서도 필요하다. 그러한 재처리 시설은 복잡하고 비싸며 광범위한 개발 작업(extensive development work)이 요구된다.

둘째로, 용융염들은 부식성이 높다. 니켈 기반 초합금들이 표준 강들보다 그러한 부식에 대해 더 저항성이 높지만, 여전히 긴 시간 주기에 걸쳐 부식이 일어날 것이다. 펌프들 및 열교환기들과 같은 필수 구성요소들의 설계 및 제조는 주요한 개발 과제로 보여진다. 원칙적으로, 탄소 및/또는 탄화규소에 기반한 새로운 복합 재료들은 상기 용융염을 견디는 화학적 저항성(chemical resistance)을 가지지만, 그러한 재료들로부터 펌프들 및 충분한 열교환기들과 같은 복잡한 구조들(complex structures)을 건조(building)하는 것은 매우 어려운(very challenging) 상태로 남아 있다. 최근, 마티외(Mattieu)와 르카르펜티에르(Lecarpentier)(Nuclear Science and Engineering: 161, 78-89 (2009))는 비감속 용융염로가 재처리 없이 10년 이상 동안 가동될 수 있다는 점을 보였다. 그러나 그들의 설계는 여전히 펌프들 및 열교환기들을 수반하며, 그러한 구성요소들에 대한 재료들의 주요한 연구 및 개발 후에야 건조될 수 있다.

임의의 용융염 연료 원자로에서 중대한 요소는 핵분열에 의해 생성된 열을 상기 연료염으로부터 추출하는 것이다. 이를 달성하기 위하여 많은 방식들이 제안되었는데, 특히 좋은 요약은 타우버(Taube)(1978)(EIR Bericht no 332, Fast reactors using molten chloride salts as fuel)에 의해 제공된다. 그 기재된 방법들은 다음과 같다.

● 납, 수은 또는 휘발성 염과 같은 용융 냉각재를 상기 연료염 내로 펌핑함으로써 상기 냉각재가 상기 연료염으로부터 열을 혼합도 하고 추출도 함.

● 외부 열교환기를 통하여 상기 연료염을 펌핑함.

● 냉각재 파이프들 주위의 순환 패턴으로 상기 연료염이 강제적으로 펌핑됨과 함께, 상기 연료염을 통과하는 파이프들을 통하여 제2 용융염 또는 다른 냉각재를 펌핑함.

이 제안된 설계들 모두가 첫번째 것을 제외하고는 어떤 식으로든 상기 용융염의 펌핑을 요한다. 첫번째 설계, 즉 상기 연료염과 냉각재 사이의 직접 접촉이 광범위하게 연구되었으며, 상기 냉각재 액체 내의 연료염의 포획(entrapment)을 포함하여 여러 이유로 비실용적(impractical)인 것으로 여겨진다.

용융염로의 다른 설계가 로미에(Romie)와 키뇽(Kinyon)(ORNL CF 58-2-46, 1958)에 의해 제안되었는바, 여기에서 용융 연료염은 열교환기를 통하여 순환하는 것이 자연 대류에 의해 가능해졌다. 그러나 이 설계에서는, 낮은 저출력만이 가능했으며, 노심의 임계 구역 외측에 큰 체적의 연료염이 요구되었다. 상기 노심 외측의 더 큰 체적의 연료염은, 가장 많이 지연된(most delayed) 중성자들이 상기 노심의 임계 구역 외측에 방출되는 결과로 되었다. 상기 노심의 임계 구역 내의 결과적으로 적게 지연된 중성자 부분(resulting low delayed neutron fraction)은 그 임계 구역을 불안정하게 하고, 출력 수준(power level)에 있어서 신속하고 제어불가능한 증가를 겪기 쉽게 하는바, 이는 상기 원자로의 폭발적인 파괴(explosive destruction)로 이어진다.

종래의 많은 비-용융염로 설계들의 공통적인 특징은, 냉각재가 순환하는 튜브들 안에 연료 재료(fuel material)를 수동적으로, 흔히 펌핑(pumping)으로 그러나 간혹 자연 대류만으로 위치시키는 것이다. 상기 튜브들 안의 연료는, 현 세대의 가압수로들에서와 같이 고체일 수 있으며, 용융된 나트륨 안의 고체 재료의 페이스트(paste)(영국 특허번호 제1,034,870호), 금속(미국 특허번호 제3,251,745호) 또는 수용액(aqueous solution)(미국 특허번호 제3,085,966호)일 수 있다. 용융염 연료를 이용하는 그러한 구성은 비행기 원자로 실험(Aircraft Reactor Experiment)에 의해 고려되었다(The aircraft Reactor Experiment-Design and Construction, E.S. Bettis et al, Nuclear Science and Engineering 2, 804, 1957). 그러나 연구원들은 상기 연료염의 낮은 열전도율로 인하여 상기 연료염의 과열을 방지하기 위하여 (2mm 대의) 매우 작은 직경을 가진 연료 튜브들이 요구될 것이라는 결론을 내렸다. 결과적으로, 그 프로젝트에는 열교환기들을 통하여 신속하게 상기 연료염을 펌핑하는 시스템이 채택됨으로써, 결과적인 난류(turbulent flow)가 상기 연료염으로부터 훨씬 더 큰 튜브들의 벽들로의 효과적인 열 전달을 가능하게 하였다. 그때부터 실제로 건조되고 작동되었던 상기 용융염로 실험(ORNL 5011 Molten Salt Reactor Program Semi-annual Progress Report August 1974)을 포함한 모든 용융염로 설계들은 유사한 펌프식 연료염 구성(pumped fuel salt arrangement)을 이용해 왔다.

튜브들 안에 용융 연료염을 가진 원자로로서, 상기 연료염이 상기 튜브들을 통하여 능동적으로 펌핑되지 않는 원자로를 만들기 위한 효과적인 제안이 이루어지지 않았다. 대부분 이는, 펌핑에 의해 가능해지는 강제 난류 혼합(forced turbulent mixing) 없이는 용융염들의 낮은 열전도율에 의해 그 염으로부터 상기 튜브의 벽으로로의 충분히 신속한 열 전달이 가능해지지 않을 것이라는 믿음으로 인한 것이다. 위에서 논의된 바와 같이, 상기 연료염을 위한 펌프들의 제거는 실용적 용융염로를 건조함에 있어서의 재료 문제점(materials challenge)을 크게 감소시킬 것이다.

본 발명의 일 양상에 따르면, 노심, 냉각재 액체의 풀(pool), 및 상기 냉각재 액체로부터 열을 추출하기 위한 열교환기를 포함하는 핵분열로가 제공된다. 상기 노심은, 각각이 적어도 하나의 핵분열성 동위원소의 용융염을 담은 중공(hollow) 연료 튜브들의 배열체(array)를 포함한다. 상기 연료 튜브 배열체는 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다(immersed). 상기 연료 튜브 배열체는, 상기 원자로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함한다. 각각의 연료 튜브 안의 상기 용융염으로부터 그 튜브의 외부로의 열 전달은, 상기 용융염의 자연 대류, 상기 용융염의 기계적 교반, 상기 연료 튜브 안의 용융염 유동의 진동, 상기 연료 튜브 안의 용융염의 비등 중 임의의 하나 이상에 의해 달성된다. 상기 원자로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 용융염은 상기 연료 튜브들 안에 완전히 포함(contain)된다.

이에 따라, 열은 상기 용융염의 열전도율에만 의존하지 않고 비펌프식(unpumped) 연료 튜브들의 내부로부터 외부로 전달될 수 있는바, 다시 이는 유효 직경(useful diameter)의 튜브들의 제공을 가능하게 한다. 특히 튜브 직경은 상기 튜브 내의 자연 대류를 최적화하기에 충분히 크도록 선택될 수 있다.

본 발명의 다른 일 양상에 따르면, 노심, 냉각재 액체의 풀, 및 열교환기를 포함하는 핵분열로가 제공된다. 상기 노심은 핵분열성 동위원소들의 용융염들을 담은 중공 튜브들의 배열체를 포함한다. 상기 튜브 배열체는 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다. 상기 튜브 배열체는, 상기 원자로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함한다. 상기 냉각재 액체는 상기 액체의 수용 탱크(containing tank of the liquid)를 상기 노심에 의해 방출되는 중성자들로부터 실질적으로 차폐하기에 충분한 비율의 중성자 흡수 재료를 함유하고, 상기 냉각재 액체는 상기 원자로가 증식로(breeder reactor)로서 거동하도록 증식성 동위원소를 함유한다. 선택적으로, 상기 중성자 흡수 재료는 상기 원자로가 증식로로서 거동하도록 232Th 또는 238U과 같은 증식성 동위원소이다.

본 발명의 다른 일 양상에 따르면, 노심, 냉각재 액체의 풀, 및 열교환기를 포함하는 핵분열로가 제공된다. 상기 노심은 핵분열성 동위원소들의 용융염들을 담은 중공 튜브들의 배열체를 포함한다. 상기 튜브 배열체는 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다. 상기 튜브 배열체는, 상기 원자로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함한다. 상기 냉각재 액체는 단일 탱크 안에 담기는 용융 금속염이고, 상기 냉각재 액체의 순환은 자연 대류만으로 구동된다.

본 발명의 다른 일 양상에 따르면, 노심, 냉각재 액체의 풀, 및 열교환기를 포함하는 핵분열로가 제공된다. 상기 노심은 핵분열성 동위원소들의 용융염들을 담은 중공 튜브들의 배열체를 포함한다. 상기 튜브 배열체는 하나 이상의 증식성 동위원소들을 함유한 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠긴다. 상기 튜브 배열체는, 상기 원자로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함한다. 상기 원자로는 상기 냉각재 액체와 접촉하는 용융 금속의 층을 더 포함하는바, 상기 용융 금속은 증식된 핵분열성 동위원소가 상기 용융 금속 내에 녹을 수 있도록 하는 용융 금속이고, 상기 원자로는 상기 용융 금속을 추출하기 위한 시스템을 포함한다.

본 발명의 다른 일 양상에 따르면, 핵분열로를 작동시키는 방법이 제공된다. 상기 원자로는 노심, 냉각재 액체의 풀, 및 열교환기를 포함하는바, 상기 노심은, 각각이 하나 이상의 핵분열성 동위원소들의 용융염을 담은 중공 연료 튜브들의 배열체를 포함하고, 상기 연료 튜브 배열체는, 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠기며, 상기 원자로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함한다. 상기 방법은, 상기 연료 튜브들 안에 상기 용융염을 완전히 담음, 열을 각각의 연료 튜브 안의 상기 용융염으로부터 그 튜브의 외부로, 그리고 이에 따라 상기 냉각재로, 상기 용융염의 자연 대류, 상기 용융염의 기계적 교반, 상기 연료 튜브 안의 용융염 유동의 진동, 상기 연료 튜브 안의 용융염의 비등 중 하나 이상을 이용함으로써 전달함을 포함한다. 열은 상기 열교환기를 이용하여 상기 냉각재로부터 추출된다.

다른 양상들 및 바람직한 특징들이 청구항 2 및 그 이하에 제시된다.

이제 본 발명의 몇몇 바람직한 실시례들이 첨부된 도면들을 참조하여 예시로서만 설명될 것인바, 그 첨부된 도면들 중에서:
도 1은 용융염로의 도면이며;
도 2는 도 1의 원자로의 연료 튜브의 도면이며;
도 3에는 다양한 내부 직경(varying internal diameters)을 가진 2m 높이의 수직 연료 튜브들 안에서의 최대 연료염 온도의 전산 유체 역학(computation fluid dynamics) 계산 결과가 도시되며;
도 4에는, 연료 튜브로서, 상기 튜브를 분절(segment)들로 분할하는 천공된 격벽들(perforated baffles)을 갖춘 연료 튜브가 도시되며;
도 5에는 얕은 나선형(shallow helix)으로 구성된 원형 또는 타원형(oval) 단면의 튜브를 가진 연료 튜브가 도시되며;
도 6에는, 연료 튜브로서, 상기 연료 튜브 안에 기계적으로 구동되는 격벽들을 갖춘 연료 튜브가 도시되며;
도 7에는 내부 격벽들을 갖춘 U 튜브의 형태로 된 연료 튜브가 도시되며;
도 8에는 직선형 벽으로 된 튜브(straight walled tube)와 비교하여 연료염 온도를 낮춤에 있어 파상화(corrugation)의 효과를 보여주는 파상형(corrugated) 연료 튜브가 도시되는바: 각각의 튜브는 동일한 최대 직경을 가지고, ml 당 핵분열 열 생산(fission heat production)은 일정하며;
도 9에는 NaCl, UCl₃, 및 PuCl₃ 용액들의 용융점이 도시되고;
도 10에는 순수 NaCl 및 순수 UCl₄를 포함한 다른 용융염들의 열팽창에 비교된 UCl₃ 혼합물의 열팽창이 도시된다(G.J.Janz, Journal of Physical and Chemical Reference Data, vol 17, suppl 2, 1988로부터의 데이터).

대류 냉각식 노심(convection cooled nuclear core)

도 1에 도시된 바와 같이 용융 냉각재의 풀 안에 잠긴 연료 튜브들의 배열체를 이용하는 노심으로부터 원자로가 구성될 수 있다. 도 1에는 냉각재의 탱크(101), 연료 튜브들의 배열체로 이루어진 노심(102), 및 열교환기(예컨대 증기 튜브들)(103)을 포함하는 원자로(100)가 도시된다. 상기 냉각재는 물, 용융 금속들, 및 용융염들이 포함되는 매우 다양한 액체들일 수 있다. 상기 튜브들은 임의의 적합한 형상으로 될 수 있으나, 일 실시례에서는 상기 튜브들이 하단(bottom)에서 대직경 영역(large diameter region; 201)을 가지고 상단(top)을 향하여 좁은 영역(202)을 가지는 설계로 된다(도 2 참고). 그 결과는 상기 배열체의 하부 부분이 임계 질량에 도달하는 동안 상부 부분이 아임계(subcritical)에 머무르게 된다는 것이다. 상기 튜브들(102)은 상기 좁은 영역(202)의 상단에 이르기까지 핵분열성 동위원소들을 함유한 용융 연료염으로 채워질 수 있으며, 또는 상기 넓은 영역(201)의 전부 또는 일부 내에서만 상기 튜브들(102)이 채워질 수 있다. 상기 좁은 영역(202)이 채워진다면, 이는 중성자들이 상기 연료 튜브안의 빈 공간을 통하여 지나감으로써 탈출하는 것을 방지한다. 상기 좁은 영역이 염으로 채워지지 않는다면, 상기 좁은 영역은 중성자들이 상기 튜브를 바로 지나가 상기 원자로로부터 나오는 것을 방지하도록 소용돌이형(spiral), 나선형(helix) 또는 다른 비선형 형태로 형성될 수 있다. 비록 원통형 배열이 특정 장점들을 지니지만, 상기 튜브들은 임의의 치수 및 형상일 수 있는 배열체로 구성된다. 상기 원자로의 설계 출력(design output power)은 상기 배열체 내의 연료 튜브들의 개수를 변화시킴으로써 조절될 수 있다.

열은 상기 냉각재{예컨대 블랭킷염(blanket salt)}의 대류 유동에 의해 상기 튜브 배열체로부터 제거될 수 있다. 상기 튜브들의 좁은 상부 부분(202)은, 균일한 직경의 연료 튜브들을 갖춘 경우에 있게 될 제약보다 적은 제약(less restriction)이 있는 채로, 가열된 블랭킷염의 상기 튜브 배열체 밖으로의 측방 유동(lateral flow)을 가능하게 한다. 게다가 상기 아임계 영역은 상기 노심의 임계 영역과 상기 탱크의 상단 사이의 거리를 증가시킴으로써 더 효과적인 중성자 차폐가 가능하게 된다. 열은, 상기 원자로의 주변부 둘레에 상기 블랭킷염 안에 잠긴 보일러 튜브들(boiler tubes)의 배열체와 같은 열교환기(103)를 통하여 상기 블랭킷염으로부터 제거된다. 예를 들어 상기 열교환기를 위한 냉각재는, 터빈들로 직접 전달될 수 있는 물/증기, 폐쇄형 브레이턴 사이클 터빈(closed Brayton cycle turbine)으로 직접 전달되는 가스, 또는 터빈들 안에서의 이용을 위하여 증기를 발생시키는 증기 발생기(steam generator)로 전달되는 용융 금속 또는 금속염일 수 있다. 대안으로서, 다른 열 의존적 과정(heat dependent processes)에서의 이용을 위하여 뜨거운 블랭킷염이 상기 원자로 밖으로 펌핑되고 그 후에 원자로 탱크로 돌아올 수 있다.

상기 연료염도 상기 블랭킷염도 펌프들을 요하지 않는다. 이런 장점에 의해 아마도 용융염로 개발을 저지해온 주요한 기술적 장애물이었던 것이 제거된다. 그러나 상기 원자로로부터의 출력을 증가시키기 위하여 상기 연료 튜브들의 배열체를 통한 상기 블랭킷의 자연 대류 유동의, 터빈들 또는 다른 펌핑 시스템들에 의한 가속이 바람직할 수 있다. 상기 자연 대류 유동은 상기 탱크의 깊이를 증가시킴에 의해서도 증가될 수 있다.

상기 블랭킷염 내에서 충분한 대류율(convection rate)을 달성하기 위하여, 상기 연료염과 상기 블랭킷염 사이의 실질적 온도 차이가 있을 필요가 있다. 이는 이 원자로 설계에 내포된 주요한 이율배반(trade off) - 단순성 및 경제성 대 감소된 열역학적 효율(reduced thermodynamic efficiency)이라는 이율배반을 수반한다. 그러나 원자로들의 연료 단가는 본질적으로 사소하기 때문에 상기 원자로의 경제성에 대하여는 건설 비용의 감소가 열역학적 효율에 비하여 훨씬 더 중요하다 - 실제로 열역학적 효율은 그러한 원자로들에 있어서 기껏해야 더 많은 kW 발전 용량에 걸쳐 그 자본비(capital cost)가 흩어진다는 한도 내에서만 현실적으로 문제가 된다.

상기 연료염들로부터 상기 튜브 벽으로의 열 전달은, 염들 자체의 펌핑 없이 열전도 및 대류에 의해 달성될 수 있다. 상기 대류는 아래에서 추가로 설명되는 다양한 방식으로 보조(assisted)될 수 있다.

상기 연료 튜브들의 치수들은 작동 온도(operating temperature)에서 상기 연료염의 신속한 자연 대류이 가능하게 되도록 선택된다. 이는 상기 튜브의 중심으로부터 주변부로의 상기 염의 유동을 개선함으로써 상기 튜브들이 자연 대류 및 전도만에 의해서 냉각될 수 있게 한다. 일반적으로, 더 작은 직경의 튜브들은 상기 연료염의 더 신속한 냉각을 가능하게 할 것이다. 그러나 이는 상기 튜브 직경이 유체의 대류를 억제하기에 충분히 작아지는 때에는 적용되지 않는다. T가 켈빈 단위의 온도일 때 4837-1.9537T kg/m³의 밀도, 418+0.136T J/kg.K의 비열, 0.0259-0.00198T kg/sec.m의 점도(viscosity) 및 0.81 w/m.K의 열전도율을 가진 용융염에 대하여 5mm 미만의 튜브 직경에 대하여는 대류가 일어나지 않는다. 다른 용융염들도 비슷한 수치 대(similar order)의 최소 대류 직경(minimum convective diameters)을 가질 개연성이 있으므로 적어도 5mm의 직경을 가진 튜브들이 이용되어야 한다.

상기 연료 튜브들의 직경을 제한하는 다른 요인은 튜브 벽들의 두께, 및 상기 원자로의 임계 및 중성자 방사(criticality and neutronics)에 관한 효과이다. 비감속 고속 중성자로(non-moderated fast neutron reactor)에서 임계는, 노심 영역 내에서 핵분열성 동위원소들의 특정 평균 농도를 달성하는 것에 크게 의존한다. 튜브들 사이의 공간은 튜브 직경이 감소됨에 따라 임의로(arbitrarily) 감소될 수 없는바, 왜냐하면 5mm 미만의 갭(gap)들은 냉각재 유동에 대해 신속하게 증가하는 저항으로 귀결되기 때문이다. 벽 두께 또한 튜브 직경에 비례하여 임의로 감소될 수 없는바, 매우 얇은 벽들은 쉽게 천공될 것이기 때문이다. 외부 직경 d(mm), 0.5mm의 벽 두께의 튜브에 대하여, 그리고 5mm 튜브들 사이의 최소 거리에 대하여, 연료염에 의해 차지되는 총 노심 체적의 비율은, 46mm 튜브 직경(d)에 대하여는 70%로부터 4mm 튜브 직경에 대하여는 10%로 감소된다. 따라서 4mm 튜브를 포함하는 원자로 노심은 7배 더 높은 농도의 핵분열성 재료를 함유한 연료염을 필요로 할 것인바, 이를 획득하지 못하는 것도 무리가 아니다. 게다가 모든 재료들은 중성자들을 어느 정도는 흡수한다. 상기 원자로 노심 내의 벽 재료의 양이 더 많아질수록, 이러한 기생 중성자 손실(parasitic neutron loss)은 커진다. 기생 손실이 더 크다는 것은 임계 질량을 달성하기 위하여 훨씬 더 높은 농도의 핵분열성 재료가 요구된다는 점을 의미한다. 작은 튜브 직경은 상기 노심 영역 내 더 높은 농도의 튜브 벽 재료로 귀결된다. 따라서 더 작은 직경의 연료 튜브들은 또 다시 더 높은 농도의 핵분열성 동위원소들이 필요하다는 것으로 귀결된다.

상기 연료 튜브들은 상기 냉각재로의 열 전달을 위하여 이용가능한 면적을 증가시키기 위하여 그 외표면 상에 핀(fin)들을 포함할 수 있다. 유사하게 상기 연료 튜브 벽의 파상화(corrugation) 또는 리징(ridging)은 상기 냉각재 염으로의 열 전달을 개선한다. 핀들, 파상 또는 리징의 형상은, 대류로 인한 상기 연료염 내에서의 열 전달을 증가시키도록 선택될 수 있다.

상기 연료 튜브의 넓은 영역 내의 상기 연료염의 대류 혼합은 상기 연료염으로부터의 열 전달의 현실적 수준(realistic levels)을 가능하게 할 수 있다. 상기 연료 튜브 벽과 접촉하는 상기 연료염과 상기 연료 튜브의 중심에 있는 상기 연료염 사이의 온도 차이는 상기 연료염의 비등의 위험 없이 500°C 이상일 수 있는바, 이는 많은 염 조성물(salt compositions)에 대하여 약 25%의 밀도 차이에 해당할 것이며, 현저한 대류를 가능하게 할 것이다. 더 신속한 대류를 가능하게 하도록 더 큰 열팽창을 가진 용융염들이 선택될 수 있다. 유사하게, 더 신속한 대류를 가능하게 하기 위하여 낮은 점도를 가진 용융염들이 선택될 수 있다.

열 전달은 대류 유동을 수직 방향으로부터 수평 방향으로 편향시키도록 격벽들을 추가하거나 상기 연료 튜브의 내벽에 강선을 붙임(rifling)으로써 개선될 수도 있다. 상기 연료 튜브의 직경에 대한 길이의 비율, 상기 내벽의 조도(roughness) 및/또는 구조는, 열 전달의 효과에 영향을 줄 수 있으며, 전산 유체 역학의 표준 방법들에 의하여 임의의 특정한 원자로 구성을 위하여 모두 최적화될 수 있다.

도 3에는 다양한 직경의 평활벽으로 된(smooth walled) 둥근 튜브 상에서 수행된 전산 유체 역학 계산의 결과가 도시된다. T가 켈빈 단위의 온도일 때 상기 용융염은 4837-1.9537T kg/m³의 밀도, 418+0.136T J/kg.K의 비열, 0.0259-0.00198T kg/sec.m의 점도 및 0.81 w/m.K의 열전도율을 가졌다. 상기 연료염 내에서의 상이한 수준의 열 생성에 대하여 2회의 시뮬레이션 결과들이 주어졌다. 영(zero)의 열팽창 계수를 가진 유사한 개념적(notional) 용융염에 대하여 추가 시뮬레이션 결과가 주어졌는바, 이는 대류 냉각이 존재하지 않는 때의 최대 온도를 보여준다. 이는 상기 연료염 내 열 전달에 관한 대류의 비상한 효과(extraordinary effect)를 보여주며, 또한, 임의의 특정 기하구조, 염료염 조성 및 출력 수준에 대하여, 직경 또는 출력 수준의 변화가 상기 용융염이 도달하는 최대 온도에 관하여 상대적으로 적게 효과를 미치는 상기 튜브들의 직경 범위가 있다는 점을 실증한다. 그 범위 내의 튜브 직경은 본 발명의 특정 실시례에서 현저한 장점들을 가진다.

도 4에는 일 실시례에 따른 연료 튜브가 도시되는데, 여기에서 상기 연료 튜브는 중심에 천공된 격벽들(400)을 포함하며, 그 격벽들은 상기 연료 튜브를 상기 연료염의 대류를 개선하기 위한 분절들(401)로 분할하는바, 즉, 상기 연료 튜브와 실질적으로 동일한 높이 또는 적어도 비슷한 수치 대(similar order)의 높이를 가진 분절들(401)로 분할한다. 상기 분절 내의 대류가 상기 연료 튜브의 벽으로 더 효율적으로 열을 전달하는 동시에, 상기 천공은 상기 연료 튜브의 충진 및 배출(filling and emptying)을 돕고 상이한 분절들 사이의 상기 연료염의 혼합을 가능하게 한다.

상기 연료 튜브들은 상기 튜브들의 임계 영역이 대략 수평적이도록 배치될 수 있다. 핵분열 생성물들의 배기(off-gassing)를 가능하게 하기 위하여 약간의 경사가 요구될 수 있다. 상기 연료 튜브를 수평적으로 배치하는 것은 대류 셀들의 수직 크기를 감소시켜, 상기 튜브의 중심에 있는 연료염이 가장자리에 도달하는 데 걸리는 시간이 감소된다. 이 실시례에 다른 예시 연료 튜브가 도 5에 도시된다. 상기 연료 튜브는 원형 단면(502) 또는 타원형 단면(503)을 가진 얕은 나선(501)으로 형성될 수 있다. 상기 튜브가 약간 경사졌기 때문에 임의의 발생된 가스들(evolved gasses)은 상기 나선의 상단으로 올라갈 것이며, 직선형 연료 튜브들과 같이 상기 튜브의 상단으로부터 재료가 추가될 수 있다.

또한 상기 원자로 설계는, 대류를 구동하고 혼합을 이루도록 상기 연료 튜브의 뜨거운 중심에서 연료염의 제한된 비등을 허용한다. 이 선택사항에서는, 상기 연료염이 상기 연료 튜브의 하부 부분만을 채우고 상기 연료 튜브의 나선형으로 구성된 상부 부분은 상기 연료염으로부터 탈출하는 임의의 증기(vapour)를 위한 응축기로서 기능하도록 남겨두는 것이 바람직할 것이다. 상기 원자로의 이러한 구성은, 상대적으로 높은 온도에서 용융되는 연료염의 이용을 가능하게 할 것인바, 이는 상기 냉각재의 작동 온도보다 낮은 온도에서 용융된 그 연료염으로부터 증기가 생성된다면 그 증기가 다시 상기 연료염으로 돌아갈 액체로 응축되게 한다. 상기 연료염 내에 약 40%에 달하는 할로겐화지르코늄의 포함이 이를 달성하기 위한 여러 효과적인 방식들 중의 하나이다.

상기 연료염으로부터 상기 연료 튜브의 벽으로의 열 전달은 진동식 격벽 기둥 시스템(oscillatory baffled column system)의 이용에 의해서도 증가될 수 있다. 그러한 기둥들의 많은 가능한 구성들이 있다. 그 격벽들은, 예컨대 상기 연료염 내에 잠긴 움직이는 표면들(moving surfaces)의 충분한 분리를 보장함으로써, 그 격벽들의 동작이 핵분열 생성물들의 퇴적(deposition)에 의해 손상되지 않도록 설계될 수 있다.

도 6에는, 일련의 격벽들(601)이 상기 연료 튜브 안으로 삽입되는바, 선택적으로는 나선형 또는 일련의 천공된 플레이트들(perforated plates; 602)의 형태로 삽입되고, 여기에 예컨대 기계식 액추에이터(603)에 의해 수직 방향으로 위아래로 기계적으로 구동되는 격벽들이 갖춰진 진동식 격벽 기둥의 실시례가 도시되어 있다. 상기 격벽들의 움직임에 의해 만들어지는 와류 혼합(eddy mixing)은 상기 연료염으로부터 상기 연료 튜브 벽으로의 열 전달을 증가시킨다.

진동식 격벽 기둥의 다른 일 실시례는 도 7에 도시된 바와 같이 상기 연료 튜브를 U-형상 튜브(701)로 형성하되 상기 튜브의 두 단부들 모두가 상기 원자로 탱크의 뚜껑 안에 걸리게(anchored) 하는 것이다. 진동 가스 압력(700)이 상기 U-형상 튜브(701)의 두 단부들 중 하나 또는 모두에 가해져 상기 튜브 안에 상기 연료염의 진동 동작이 만들어진다. 일 실시례에서 상기 연료염의 진동의 주파수는, 가해지는 최소의 가스 압력으로 최대 움직임을 달성하기 위하여 그 진동의 공진 주파수와 일치한다. 상기 연료염의 진동 동작이 상기 연료 튜브 벽으로의 더 큰 열 전달로 변환되는 효율은, 상기 연료 튜브의 벽을 파상화(corrugating)함에 의하여 또는 다른 방법들에 의하여 상기 연료 튜브 안에 다양한 형상들(varying shapes)의 격벽들을 포함시킴으로써 증가될 수 있다. 종래의 펌프식 연료 튜브들에 대비하여 상기 진동은 상기 노심 내에서 상기 연료염이 유지될 수 있게 하고, 그 연료염이 펌프 또는 외부 열교환기를 통과하는 것은 요구되지 않는다.

진동하는 유동이 없고 격벽들은 선택적인, U-형상 연료 튜브들의 이용도 가능하다는 것이 이해될 것이다. 단부의 폐쇄가 요구되지 않음에 따라 그러한 튜브들은 제조가 더 간단하다는 장점을 가진다. 상기 튜브들이 상기 원자로의 뚜껑에 부착되는 더 좁은 부위들(narrower sections)을 상기 튜브들이 가진다면, 그 더 좁은 부위들은 상기 튜브로의 중성자 통과가 방지되도록 나선식(helical manner)으로 뒤얽힐 수 있다. 상기 튜브가 도로 맞굽혀지는(bend back on itself) 하단의 더 좁은 영역도 유리한바, 이는 강도(strength)를 증가시키고 냉각재의 상기 연료 튜브 배열체의 하단으로의 유동에 대한 저항을 감소시킬 수 있기 때문이다.

외부 연료 튜브 벽의 파상화도 도 8에 도시된 바와 같이 상기 연료염으로부터 상기 연료 튜브 벽으로의 열의 전달을 향상시킨다.

임의의 원자로 노심을 가로지르는 중성자속(neutron flux)은 가장자리에서보다 임계 영역의 중심에서 불가피하게 더 높다. 이 원자로 설계의 구체적인 장점은 이 불균등한 중성자속의 핵분열률에 관한 효과, 그리고 그에 따른 열 생산에 관한 효과가 여러 방식으로 완화될 수 있다는 점이다. 예를 들어 상기 연료 튜브들의 이격(spacing)은 주변부에서보다 상기 배열체의 중심에서 더 넓을 수 있다. 그 주변부에서의 튜브들은 더 높은 농도의 핵분열성 및/또는 증식성 동위원소들을 가진 염료염을 담을 수도 있다. 일 실시례에서 상기 연료 튜브들은 상기 연료 튜브의 상기 넓은 영역의 높이와 유사한 직경을 가진 원통형 배열체를 형성하는바, 튜브들은 상기 배열체의 중심에서 더 넓게 이격되며, 선택적으로는 상기 배열체의 중심에 빈 구역(empty zone)을 가짐으로써 상기 배열체가 환(annulus)을 형성한다.

다른 일 실시례에서 연료 튜브들의 이격은 균일하지만 상기 배열체의 중심을 향한 선택된 튜브들에는 핵분열성 재료가 비워진 채로 남겨진다.

상기 원자로의 중성자 경제 및 상기 노심 영역을 가로지르는 중성자속의 균일성은, 상기 노심 영역으로부터의 손실되는 중성자들이 다시 그 노심 영역으로 반사될 수 있도록 상기 연료 튜브들의 배열체 둘레에 중성자 반사체(neutron reflector)를 위치시킴으로써 개선될 수도 있다. 통상적으로 상기 중성자 반사체는, 상기 냉각재의 유동을 상기 열교환기 및 상기 연료 튜브 배열체를 포함하는 회로로 강제(constrain)하는 구조로 결합될 수 있다. 이와 동일한 구조가 상기 냉각재의 자연 대류 유동을 가속하도록 터빈들을 지원(support)할 수 있으며, 그리고 상기 원자로 탱크로부터 들어냄으로써 쉽게 교체될 수 있게 하기 위하여 그 동일한 구조는 상기 연료 튜브 배열체 둘레의 완전한 링(ring)을 형성하는 분절들의 집합 또는 단일 유닛으로서 구성될 수 있다.

위에서 설명된 바와 같은 원자로는, 연료염 및 냉각재 염의 상대적으로 무거운 중핵자에 의한 중성자들의 제한된 감속만이 있는 고속 중성자로이다. 상기 원자로의 열외(epithermal) 구성 및 열 구성은 흑연과 같은 감속 재료를 상기 원자로 노심 내로 포함시킴을 통하여서도 가능하다. 이는, 예를 들어 몇몇 연료 튜브들을 흑연 튜브들로 대체함으로써, 또는 상기 연료 튜브의 직경보다 다소 넓은, 상기 연료 튜브들이 삽입되는 채널들에 의해 천공된 고체 흑연 노심을 만들어 상기 냉각재 염이 순환하는 상기 연료 튜브 벽과 상기 흑연 사이에 갭을 남겨둠으로써 달성될 수 있다.

구성 재료 및 온도

재료들 및 온도들에 대한 아래 논의는, 그러한 재료들의 선택에 있어서 기술적 고려사항들을 설명하기 위한 예시적인 것일 뿐이다. 개시된 어떠한 구체적 재료들도 첨부된 청구항들의 범위를 제한하는 것으로 어떤 식으로든 취해져서는 아니된다.

용융염들의 선택

대부분의 용융염로 설계들은 낮은 용융점으로 인하여 리튬 염들을 활용한다. 개시된 원자로에서 리튬은 - 심지어 정제된(purified) ⁷Li이 이용될지라도 - 중성자 조사시 상당한 ³H가 생성되기 때문에 이상적으로는 회피된다. 용융염들 내의 ³H는 금속을 용이하게 관통하며, 따라서 값비싼 격납(containment) 및 엔지니어링 결과물을 가진 보일러 튜브들 안의 증기를 오염시킬 것이다.

리튬을 회피하는 것은 다른 장점들도 지닌다. 정제된 ⁷Li의 단가는 불분명하며(그러나 높다는 것은 확실하며), 리튬의 동위원소성 정제(isotopic purification)를 위한 시설은 주요한 규제적 제약의 대상이 된다.

적합한 블랭킷염의 예시는 385°C의 용융점을 가진 10%NaF/48%KF/42%ZrF₄의 공융혼합물(eutectic mixture)일 것이며, 450-900°C의 온도 범위에 걸쳐 유용하게 작용할 것이다. 그러한 혼합물은 물보다 약간 높을 뿐인 상대적으로 낮은 점도를 가지는바, 이는 블랭킷의 대류 유동을 개선한다. 더 낮은 용융점을 가진 염화염들의 이용을 포함한, 냉각재 염들에 대한 다른 많은 선택사항들이 있다.

²³⁸우라늄 또는 ²³²토륨과 같은 증식성 동위원소들의 염들이 상기 냉각재 염 내에 포함될 수도 있다. 적합한 증식성 냉각재 염의 다른 많은 예시들 중의 일 예시는 사플루오르화토륨 및 플루오르화나트륨의 공융혼합물일 것이다.

상기 연료염은 상당한 양의 핵분열성 재료(예컨대 우라늄 또는 플루토늄)의 염들을 용해시킬 수 있어야만 한다. 상기 연료염은 상기 냉각재 염보다 현저히 더 높은 온도에서 이용가능해야만 하나, 상기 연료염이 상기 연료 튜브들의 아임계 영역을 차지하고 있다면, 상기 연료염이 상기 연료 튜브의 더 차가운 부분들에서 응결(freezing)되지 않도록 상기 연료염은 상기 냉각재 염의 작동 온도보다 상당히 더 높지는 않은 용융점을 가져야 된다. 상기 연료염이 상기 연료 튜브들의 아임계 영역을 차지하고 있지 않다면, 바람직하게는 그 연료염은 상기 냉각재 염의 작동 온도에서 고체가 아닌 액체로 응축되는 증기를 방출해야 한다.

큰 열팽창 계수를 가진 연료염이 선택된다면 상기 연료 튜브 안의 연료염의 더 효과적인 대류가 달성될 수 있다. 그러한 액체들의 가열로부터 달성되는 더 큰 부력은 더 넓은 직경의 연료 튜브들이 이용될 수 있게 하거나, 또는 충분한 대류를 달성하기 위한, 예컨대 파상화, 격벽들, 리지(ridge)들, 진동 유동(oscillating flow), 내부 나선형 격벽들 등등과 같은 장치들을 덜 이용하게 할 수 있다.

NaCl은 도 9에 도시된 바와 같이(도면에는 온도가 °K로 되어 있음) 450-520°C로부터 용융되는 30-35% UCl₃/PuCl₃ 및 60-65% NaCl을 함유한 액체들을 형성한다. 그와 같이 이들은 광범위한 우라늄, 플루토늄 및 다른 악티늄족의 염화물들(actinide chlorides)이 꽤 높은 농도로 포함될 수 있게 한다. NaCl이 적게 첨가되거나 첨가되지 않은 UCl₃ 및 PuCl₃의 혼합물들을 이용하는 것도 가능하다. 높은 UCl₃ 농도를 함유한 혼합물들은 도 10에 도시된 바와 같이 특히 높은 열팽창을 보인다.

염들의 핵 상호작용도 고려되어야만 한다. ³⁵Cl에 대한 주된 상호작용은 ³⁵S를 생성하는 (n,p), ³²P를 생성하는 (n,a), 및 ³⁶Cl을 생성하는 (n,γ)이다. 앞의 2가지는, 핵분열 중성자들에 대하여 중저도의(moderately low) 단면적들(각각 96mb 및 56mb)을 가지고, 현저한 폐기물 문제(disposal problems)를 보이지 않는 단수명 동위원소들(short lived isotopes)을 생성한다. ³⁶Cl을 생성하는 상기 (n,γ) 반응은 고속 중성자들에 대하여 매우 작은 단면적(1mb)을 가지만, 그 생성물은 장수명이며 유효 수명(useful life)의 말미에 염화염의 안전한 폐기 또는 재사용이 요구될 것이다. ³⁷Cl로 동위원소 농축된(isotopically enriched) 염화염의 이용은, 중성자 흡수가 덜하고 장수명 방사성 폐기물 생산이 덜한 원자로 내에서의 이용을 위한 염화염이 개선될 수 있는 선택사항이다.

플루오르화염들은 염화염들보다 중성자적으로(neutronically) 상당히 더 바람직하다. 30%에 달하는 UF₄를 가진 UF₄/NaF/KF의 혼합물들은, 토륨으로부터 증식된 233우라늄 또는 235우라늄으로 농축된 천연 우라늄을 포함하는 연료들에 적합하게 될 550°C 근방의 용융점을 가진다.

사용 후 연료로부터의 혼합된 초우라늄 원소들 또는 플루토늄의 플루오르화염들의 이용은 아무래도 더 도전적이다. 플루토늄은 삼플루오르화물로서만 안정할 뿐이며, 이의 NaF와의 혼합물들은 약 800°C를 초과해야만 액체이다. 그 혼합물에 KF 및 UF₄를 첨가함으로써 적당한 용융점 강하(modest melting point depression)를 가능하게 하여도, 이는 상기 연료 튜브의 좁은 부분에서 상기 염의 응결을 일으킬 가능성이 있다. 플루오르화염 혼합물에 저농도의 플루토늄을 포함시키는 것이 가능하지만 핵분열성 동위원소로서 플루토늄만을 이용하여 임계 질량을 달성하는 것은 곤란할 것이다.

그러나 상기 연료 튜브의 설계에 대한 작은 변경이 그러한 높은 용융점 용융염 혼합물들(high melting salt mixtures)의 이용을 실용적인 것으로 만들 것이다. 상기 튜브가 부분적으로만 연료염으로 채워졌고 넓은 부분(wide part)의 대부분만이 채워졌다면 상기 연료염의 대류 혼합 및 상기 연료염의 지속적 핵분열 열 생산이 상기 연료염의 응결을 방지할 것으로 기대될 것이다. 이 구성에서는, 생성되는 임의의 증기가 상기 튜브의 상부 부분에서 고체가 아닌 액체로 응결될 것이도록 상기 연료염의 조성을 조절하는 것이 바람직할 것이다. 이는, 저농도의 염화염들을 포함시키는 것을 포함하여 다른 많은 선택사항들도 존재하지만, 상기 연료염 내에 대략 20% ZrF₄를 포함시킴으로써 편리하게 달성될 수 있다.

핵분열은 핵분열 연료염들로부터 할로겐의 순 방출(net release)을 야기할 수 있는바, 핵분열 생성물들은 방출된 할로겐의 일부만을 중화(neutralise)한다. 방치되면 축적된 할로겐은 대부분의 연료 튜브 재료들을 공격할 것이며 아이오딘과 같은 다른 할로겐 핵분열 생성물들의 휘발을 초래할 것이다.

2가지 원칙적 방식들이 과잉 할로겐을 중화하는 데에 이용될 수 있다. 제1의 방식은 핵분열성 동위원소 및 증식성 동위원소의 삼염화물 또는 삼플루오르화물을 연료염으로 이용하는 것이다. 삼할로겐화우라늄은 과잉 할로겐화물과 반응하여 사할로겐화우라늄이 생성될 것인바, 그 사할로겐화우라늄은 대부분의 연료 튜브 재료들에 대해 적합성(compatible)을 가진다. 제2의 방식은 상기 연료 튜브 또는 염 내에 할로겐과의 (악티늄족 원소들과 상기 연료 튜브 재료 사이의 중간의) 중간 정도 반응성(intermediate reactivity)을 가진 적은 양의 금속을 포함시키는 것인바, 그 적은 양의 금속은 과잉 할로겐과 반응할 것이지만서도 핵분열성 할로겐화물 또는 증식성 할로겐화물을 그것들의 금속 형태로 환원시킬 정도로 반응성이 있지는 않다. 적합한 금속들에는 니오븀, 티타늄 및 니켈이 포함되는바, 이는 상기 연료염 내의 고체 입자들로 포함되거나, 상기 연료 튜브의 내측 벽 상의 도금(plating)으로서 포함되거나, 상기 연료 튜브들 안에 삽입되는 격벽 구조물들의 성분으로서 포함될 수 있다.

연료 튜브 재료

상기 연료 튜브는 상기 원자로에 대한 주요한 재료 문제점에 해당된다. 상기 연료 튜브는 연료염 및 블랭킷염 둘 모두에 의한 부식에 저항성이 있어야만 하고, 상기 노심 내에 존재하는 높은 중성자속을 견뎌야만 한다.

그러나 그 재료가 상기 원자로의 수명 동안을 살아남아야 하는 것은 아니다. 연료 튜브들은 용이하게 제거 및 교체되며, 연료의 재처리를 위하여 적어도 매 20년마다 교체되어야 할 필요가 있다. 따라서 상기 재료 문제점은 영구적인 원자로 구성요소의 경우보다는 실질적으로 덜 심각하다.

연료 튜브들을 위한 훌륭한 속성들을 지닐 수 있는 금속 조성물들 및 SiC_f/SiC 조성물들과 같은 여러 신소재들이 있지만, 이것들 모두는 기술적으로 미성숙해 있다. 그러한 재료들의 이용은 상기 원자로에 대한 개발 과정을 늦출 것이지만, 미래의 구현물(implementations)을 위해서 적합할 수 있다.

고려될 수 있는 2개의 원숙된 기술들은 C_f/C 조성물들 및 난융금속(refractory metals), 예컨대 니켈 또는 몰리브덴 및 그것들의 합금이다.

C_f/C 조성물들은 용융염들에 대해 훌륭한 화학적 저항성을 가지지만, 매우 높은 온도에서 UCl₃이 탄소와 반응하여 탄화물들이 생성될 수 있다. 그런데 그 조성물들은 높은 중성자선량에서 극심한 강도 손실의 대상이 되므로 규칙적으로 - 아마도 매 2-4년마다 - 교체되어야 할 필요가 있을 것이다. 그러나 이 계획된 교체의 비용은 다른 연료 튜브 선택사항들에 비하여 우수한 탄소의 중성자 투명도(neutron transparency)에 의하여 상쇄될 수 있다. 탄소 기반 연료 튜브들은 증식성 동위원소들이 상기 냉각재 염 내에 포함되는 경우에 특히 매력적인바, 왜냐하면 상기 연료 튜브 재료에 의한 중성자들의 기생 포획이 덜 허용되기 때문이고, 따라서 핵분열성 동위원소들의 우수한 증식이 가능해진다. 그러한 원자로에서는 더 짧은 연료 튜브 수명이 허용가능할 듯한바, 상기 연료염의 더 빈번한 재처리가 또한 바람직할 것이기 때문이다.

상기 연료 튜브들을 위한 금속들을 고려할 때에는 2가지 요인들 - 고온에서의 물리적 강도 및 부식에 대한 저항성 - 이 그 선택을 좌우한다. 물리적 강도 요구사항을 덜 상세히 고려하는 것이 유용한바, 왜냐하면 그 요구사항은 금속의 구조적 이용에 대하여 보통 고려되는 것보다 훨씬 덜 엄격하기 때문이다.

상기 연료 튜브들의 특성들 중 하나는 그것들이 최소한의 기계적 응력을 겪는다는 것이다. 상기 튜브들은 원자로 뚜껑 안의 클램프 피팅(clamp fittings)으로부터 매달리는바, 상기 튜브의 대부분의 중량은 상기 블랭킷염에 의해 지지되며, 상기 블랭킷염은 또한 상기 튜브를 충격으로부터 효과적으로 격리시킨다. 상기 튜브들의 얇은 영역에서의 상기 블랭킷염의 측방 유동은 1m/s를 초과할 것으로 기대되지 않는바, 상기 튜브들 상에 낮은 측방 힘(lateral force)만이 가해질 것이다. 움직이는 블랭킷염이 가한 측방 힘은 주로, 상기 튜브가 상기 원자로 뚜껑에 걸린 곳의 굽힘 모멘트(bending moment)로 귀결될 것이다. 그 위치에서 금속은 더 차가우며 중성자속으로부터 보호되는바, 이는 그 물리적 강도 및 장수명을 상당히 개선한다. 마지막으로, 상기 튜브들은 임의의 압력 차이를 지지할 필요가 없고, 상기 튜브들의 외표면은 상기 블랭킷염에 의해 약 700°C 미만으로 냉각될 것이므로 상기 금속의 전체 열 연화(overall heat softening)가 최소화된다.

이 매우 적당한 물리적 요구조건들에 의해 상대적으로 덜 곤란한 합금 선택이 이루어질 수 있다. 니켈 합금 및 몰리브덴 합금 둘 모두에 관하여 실질적인 문헌이 있지만, 상기 연료 튜브들의 최소한의 강도 요구사항에 의하여, 순수 금속들의 이용조차도 실용적인 것으로 이루어질 수 있다. 금속의 선택은 그 금속이 노출되는 최대 연료염 온도에 의해 좌우될 수 있다. 가능성 있는 최대 온도가 무엇인지를 결정하기 위하여 상기 연료염 내의 열 유동 및 유체 유동의 상세한 계산이 요구된다. 몰리브덴 합금들은 1500°C에 이르기까지 이용가능할 수 있는바, 1500°C는 임의의 기대되는 연료염 온도를 꽤 초과하는 것이다.

부식의 제어가 중요하다. 상기 블랭킷염의 화학적 성질은, 본질적으로 일정할 것이며, 합금 수명을 최대화하기 위하여 최적의 산화환원 상태(optimum redox state)로 용이하게 조절될 수 있다. 이를 행하기 위한 간단한 방법은 상기 냉각재 염 내에 지르코늄 금속의 샘플들(samples)을 포함시키는 것인바, 이는 도입되는 임의의 산화종들(oxidising species)을 환원시킬 것이며 특히 상기 냉각재 염 내에 용해된 물 또는 공기로부터의 임의의 산소를 불용성 산화지르코늄의 형태로 포획할 것이다. 상기 블랭킷염의 상대적으로 낮은 온도도 부식 제어를 간단하게 만들 것이다.

상기 연료염으로부터의 부식의 제어은 다소 더 복잡하다. 핵분열은 세슘으로부터 아이오딘까지의 산화환원 전위의 범위에 속한 원소들의 복잡한 혼합물(complex mix)의 형성으로 귀결된다. 핵분열된 악티늄족 할로겐화물(fissioned actinide halides)로부터 방출된 할로겐은 반응성 금속 핵분열 생성물들에 의해 완전히 중화되거나 중화되지 않을 수 있다. 화학적 부식 문제점의 성질을 규명하기 위하여, 그리고 그 문제점을 처리하기 위하여 연료 혼합물에 적당히 반응성 있는 희생 금속의 포함시키는 것과 같은 시스템들에 대한 필요가 있으면, 상세한 재료 변화 계산(material evolution calculations)이 요구된다. 상기 연료염 내 우라늄의 삼염화물 또는 삼플루오르화물의 이용은 또한 할로겐의 임의의 순 방출을 사할로겐화물의 형태로 크게 흡수할 수 있는 기능을 제공할 것이다.

보일러 튜브들

상기 보일러 튜브들은 600-700°C 영역에 속한 최대 온도에 노출된다. 상기 보일러 튜브들 안의 증기 온도는 약 350°C일 것이며 더 차가운 염의 경계 층(boundary layer)에 의해 상기 블랭킷염의 전체 온도로부터 다소 보호될 것이기 때문에, 이는 수월하게, 현존하는 니켈 합금들의 수용능력 내에 있다. 그러한 합금들은 이미 석탄 화력 발전소들(coal fired power stations)의 보일러 튜브들에 이미 이용되고 있는바, 거기에서 그 합금들은 {화구(fireball)로부터 응축된 용융염들의 복잡 혼합을 포함하여} 훨씬 더 공격적인 조건(aggressive conditions)에 노출된다.

그럼에도 불구하고 - "증기 측(steam side)" 부식의 효과만으로라면 - 상기 보일러 튜브들이 상기 원자로보다 더 짧은 수명을 가질 개연성이 있다. 그러나 상기 보일러 튜브들은 상대적으로 쉬운 교체를 가능하게 하는 모듈식(modular format)으로 만들어질 수 있다.

원자로 탱크

원자로 탱크는 상기 원자로의 몇몇 영구적 구성요소들 중의 하나인데, 왜냐하면 연료 튜브들과 보일러 튜브들은 모두 들어올림/낙하(lift out/drop in) 기반으로 교체가능하기 때문이다. 상기 탱크 위에는 불활성 가스로 채워진 주 격납 용기(primary containment vessel)가 있을 수 있는바, 그 주 격납 용기는 오프 가스(off gas) 포집(collection)/펌핑 및 연료 튜브/보일러 튜브 교체를 위한 메커니즘들을 포함한다.

예시로서, 흑연 또는 탄소 복합재로 라이닝을 댄(lined with) 강철 탱크가 상기 원자로 탱크를 위해 필요한 물리적 및 화학적 저항성을 가질 것이다. 그 강철 탱크의 수명은 궁극적으로 그것의 중성자속에 대한 노출에 의해 결정될 것인바, 중성자속은 강철을 취화시키고 결국에는 탄소를 해체(disintegrate)시킨다.

따라서 중성자속으로부터의 보호가 가장 바람직하고, 이는 아래에서 고려된다. 제공되는 중성자 보호가 충분하다면 1세기의 원자로 수명은 현실적인 가능성이 된다.

중성자속

상기 노심 영역으로부터 탈출하는 중성자들은 현저한 스크리닝 문제점(significant screening challenge)을 보인다. 보일러 튜브들에 도달하는 것이 가능해진다면 그 중성자들은 고압 튜브들에 대한 심각한 문제가 될 취화를 야기할 수 있다. 그 중성자들이 상기 원자로 탱크의 벽에 도달한다면, 강철의 유사한 취화 및 탄소 라이닝(carbon lining)의 팽윤(swelling)이 유효 수명(effective life)을 제한할 것이다.

중성자 흡수 차폐체(neutron absorbing shielding)를 상기 원자로 안에 만들어 넣는 것이 과잉 중성자들을 다루는 하나의 선택사항이지만, 설계의 복잡성을 증가시킬 것이다.

잠재적으로 매력적인 다른 일 선택사항은 상기 블랭킷염 내에 "비가연성(non-burnable)" 중성자 흡수재를 포함시키는 것이다. 하프늄은 고전적인 비가연성 독(classic non burnable poison)인바, 왜냐하면 그 하프늄의 대부분의 동위원소들이 중성자들을 흡수할 시에 다른 안정한 중성자 흡수 동위원소들로 핵변환되기 때문이다. 또한 하프늄은 지르코늄광 내의 주요한 오염물질이고 거의 동일한 화학적 속성들을 가진다. 무하프늄 지르코늄(hafnium free zirconium)을 준비하는 것은 어렵고 값비싼바, 이는 원자로 등급의 지르코늄이 "보통" 지르코늄 금속보다 약 10배 비싼 이유이다. 일 실시례에서 그러한 중성자 흡수재는 고속 중성자들에 대하여 낮은 중성자 흡수를 보일 것이므로, 중성자 스펙트럼(neutron spectrum)이 고속(fast)인 상기 연료 튜브 배열체 내의 중성자 경제가 감소되지 않지만, 더 느린 중성자들의 현저한 흡수를 보일 것인바, 그럼으로써 상기 연료 튜브 배열체를 탈출하는 중성자들이 상기 원자로의 영구적 구조물에 도달하기 전에 그 탈출하는 중성자들이 효과적으로 흡수된다.

그러므로 이에 의해, 단순히 상기 블랭킷염 내에 값싸고, 하프늄이 오염된, 사플루오르화지르코늄을 이용함으로써 실질적인 비용을 절약하는 동시에 효과적이 중성자 스크리닝(neutron screening)을 제공하는 기회가 열린다.

상기 블랭킷염 내의 하프늄의 최적의 수준이 상기 블랭킷염 내의 중성자 산란(scattering), 감속 및 흡수에 기초하여 계산될 필요가 있을 것이다. 이용될 그 수준에 있어서의 이율배반이 있을 것인바, 왜냐하면 블랭킷염이 상기 노심 영역을 통과하고, 상기 블랭킷염 내의 중성자 흡수재의 존재가 상기 노심의 중성자 경제를 (미미하게일 뿐일지라도) 감소시키며 이에 따라 초기의 핵분열성 잔여물(fissile inventory)을 다소 증가시킬 것이기 때문이다.

제어 시스템들

종래의 원자로들은 그 원자로들의 연료봉들의 초기의 과도한 반응도를 오프셋(offset)시키기 위하여 제어봉들을 이용한다. 과열로 이어질 수 있는 국소적 과도상태(transients)를 제어하는 데에는 상기 노심의 내측 및 외측의 중성자 검출기들을 통한 지속적인 핵분열률의 모니터링이 필요하다.

본 명세서에 개시된 원자로는 그러한 제어 시스템들을 요하지 않는다. 상기 연료 튜브 배열체는 상기 원자로 내의 설계 온도에서 임계가 될 딱 충분한 핵분열 연료를 담는다. 연료가 가열됨에 따라 그 연료는 대략 3 x 10^-4로부터 2 x 10^-3에 이르도록 달라질 수 있는 계수로 팽창한다. 따라서 100°C 온도 증가는 상기 노심 영역 내의 핵분열성 재료의 농도를 3-20%만큼 감소시키는바, 이는 연쇄 반응을 정지(quench)시키는 데에 충분하고도 남는다. UCl₃와 같은 연료염들이 이용된다면, 그 열팽창 계수가 주어진 범위의 상단부에 접근하고 여전히 상기 원자로에는 더 큰 안정성이 주어진다.

따라서 상기 원자로의 기본적인 물리적 성질(physics)은, 상기 연료로부터 블랭킷으로 열이 전달되는 속도(rate)에 무관하게 상기 연료의 온도를 거의 고정된 평균 온도에 유지시킨다. 따라서 상기 원자로 출력 수준은 상기 블랭킷염 내에서 상기 보일러 튜브들을 통한 열 이탈(heat withdrawal)의 속도에 의해 효과적으로 제어된다. 열 이탈이 멈춘다면, 상기 연료는 가열되어, 임의의 남아있는 상기 원자로로부터의 열 손실에 대항하여 새로운, 더 높은 연료 온도를 유지하기에 딱 충분한 수준으로 핵분열의 속도가 떨어질 때까지 팽창할 것이다.

주 원자로 모니터링 시스템(primary reactor monitoring system)은, 예를 들어 튜브 캡 조립체들 안에 만들어진 스펙트럼 온도 센서들(spectral temperature sensors)과 같은 온도 센서들의 집합일 수 있다. 이들은 각각의 연료 튜브 내 연료염의 온도를 모니터링할 것이다. 핵분열성 재료들이 소비되고 핵분열 생성물들이 상기 연료 튜브들 안에 축적됨에 따라 상기 튜브들 내의 연료염의 온도는 떨어질 것이며, 그 염은 수축할 것이며, 핵분열 동위원소 농도는 높아질 것이고 연쇄 반응은 계속될 것이다.

온도 센서에 대한 다른 일 선택사항은 상기 연료염의 팽창을 측정하는 것이다. 이는 여러가지 방식으로 이루어질 수 있지만 간단한 하나의 방식은 상기 연료염의 표면과 튜브 캡 사이의, 상기 튜브 안의 가스 기둥의 공진 음향 주파수를 측정하는 것이다. 이 방법은 상기 연료 튜브의 상부 부분이 비선형인 경우라면 특히 유용할 것이다.

여러 개의 중성자 흡수 또는 감속 제어봉들이 비상시, 폐로(decommissioning)시, 그리고 상기 연료 튜브 배열체를 교체하는 때의, 상기 원자로의 저온 셧다운(lower temperature shut down)을 가능하게 하는 설계에 포함될 수 있다. 강한 중성자 흡수재의 주변부에 의해 둘러싸인 감속 코어(moderating core)로 구조화(structured)된 제어봉이 바람직할 수 있을지라도, 상기 블랭킷염 내에 하프늄과 같은 더 느린 중성자들의 강한 흡수재들의 존재로써 중성자 흡수가 아닌 중성자 감속 제어봉 재료의 이용이 가능해진다.

대안으로서, 제어봉들이 완전히 생략될 수 있다. 비상시에 많은 양의 강한 고속 중성자 흡수재가 상기 냉각재 염에 추가될 수 있다. 일 예시는 플루오르화유로퓸(europium fluoride)일 것이다. 연료 재주입(refuelling) 또는 폐로 중에 연쇄반응을 정지시키기 위하여, 연료가 채워진 부분은 상기 냉각재 염 내에 잠기도록 놔둔 채 상기 연료 튜브들의 절반이 상기 탱크로부터 부분적으로 들어올려질 수 있다. 연료염을 담은 상기 원자로의 영역의 증가된 체적은 그 영역이 아임계가 되는 것으로 귀결될 것이다.

제어 시스템들의 중요한 양상은, 원자로 시동 중의 그 제어 시스템의 작동이다. 연료 주입이 완료될 때까지 제어봉들로써 원자로를 아임계로 유지하고 그후에 상기 제어봉들을 아주 천천히 후퇴시키는 것이 보통이다. 너무 신속한 후퇴는 재앙적일 수 있는 즉발적인 임계 사건(prompt critical event)을 촉발할 수 있다. 시동 시퀀스(start up sequence)의 마지막에 완전히 후퇴되는 하나 이상의 제어봉들을 갖춘 유사한 시스템이 단순 용융염로(Simple MSR) 내에 이용될 수 있다.

그러나 임계에 도달할 때까지 상기 노심으로 연료 튜브들을 점진적으로 추가한 후에, 설계된 연료염 온도에 도달할 때까지 더 많은 연료 튜브들을 계속해서 추가함으로써 시동시에 제어봉들을 생략하는 것이 가능할 것이다. 이 처리(process) 중에 상기 원자로 노심 안으로의 너무 신속한 반응도의 삽입으로 인한 즉발적 임계 사건들을 회피하는 것이 필수적이다. 즉발적 임계에 대한 가능성은 다음 단계들 중 하나 이상에 의해 감소될 수 있다.

중성자속이 축적되는 동안에 잠재적으로 긴 지체 시간(lag time)을 가지는 것 대신에 상기 노심이 지연된 임계 상태에 도달되는 때에 상기 노심이 신속하게 열을 발생시키도록 중성자원(neutron source)이 상기 노심 안으로 포함될 수 있다. 이는 사용 후 핵연료로부터의 ²⁴⁴Cm과 같은 더 높은 악티늄족 원소들을 상기 연료염 안에 포함시킴으로써 손쉽게 이루어질 수 있다.

높은 지발 중성자 비율(delayed high neutron fraction)을 가진 연료 조성물이 이용될 수 있다. 이는 ²³⁹Pu만이 아닌 ²³⁵U의 이용 및/또는 연료 내 ²³⁸U의 포함을 수반할 것인바, 이는 고속 중성자들에 의해 핵분열이 되었을 때 특히 높은 지발 중성자 비율을 가진다.

상기 연료 튜브들은 시동시에 먼저 중심의 아임계 중심 노심 집합으로서 추가될 수 있으며, 그 후에 상기 노심의 외측으로부터 내향으로 구축(building up)되는 주변 집합으로서 추가될 수 있다. 그것은, 임계를 만드는 데 필요한 마지막 연료 튜브가 추가되는 때에 그 마지막 연료 튜브가 주된 중심 연료 튜브 군으로부터 어느 정도의 거리를 두고 떨어져 있어 그 반응도 삽입이 꽤 작으므로 안전하다는 점을 보장할 것이다. 그렇다면 연료 튜브들의 내측 군 및 외측 군 사이의 갭은 연료 튜브들로 채워질 것인바, 이는 환(annulus)이 채워지는 때에 상기 노심이 그 설계된 연료염 온도를 달성하게 한다.

대안적인 시동 절차는 상기 냉각재 염을 상대적으로 높은 온도로 예열한 후에 상기 연료 튜브의 배열체를 구축하는 것일 것이다. 그 고온은 상기 연료염을 팽창시켜 상기 노심을 아임계로 만들 것이다. 상기 노심이 조립된 때에 상기 냉각재 염은 느리게 냉각될 수 있는바, 이는 상기 노심이 느리고 제어된 방식으로 임계에 접근할 수 있게 한다.

연료 선택 및 연료 재주입/재처리 시스템

큰 연료 유연성을 가진다는 점이 대부분의 용융염로들의 특성이다. 이런 원자로는 예외가 없으며, 예를 들어 종래의 원자로 연료 폐기물로부터의 혼합된 초우라늄 악티늄족화물(transuranic actinides), 농축된 우라늄 또는 플루토늄의 연료가 공급될 수 있다.

원자로 작동 중에 핵분열성 재료가 소비됨에 따라, 상기 원자로 내의 상대적으로 기계적으로 복잡한 시스템에 해당될지라도, 각각의 튜브 안에 상기 핵분열성 재료를 가득 채움(top up)이 실용적일 것이다.

안전하며 쉽게 모니터링 및 감시(audit)되는 연료 취급 시스템은, 중심의 안전 처리 시설(central secure processing plant)에서 방사선 스크리닝되는 카트리지 시스템(radiation screened cartridge system) 안으로 적재된 연료 펠릿들(단순히 응결된 용융염들)을 가질 것이다. 상기 카트리지는 상기 원자로에서 일 메커니즘 안으로 장착될 것인바, 그 메커니즘은 연료 튜브 캡들의 배열체에 걸쳐 이동하며(track over), 관련되는 하나에 로킹(lock)되어 단일의 연료 펠릿들을 그 연료 튜브 안으로 방출할 것이다.

상기 연료염은, 예를 들면, 대략 전체 30-35%의 악티늄족 염화물들(actinide chlorides)을 함유할 수 있는바, 이는 대부분 증식성 ²³⁸U일 수 있다. 원자로 작동 중 상기 핵분열성 동위원소들의 소비는 출력을 감소시키는 경향이 있을 것인바, 이는 상기 연료염의 냉각 및 수축으로 귀결됨으로써 그 임계 질량을 유지시킨다. 상기 연료염 내의 증식성 동위원소들로부터의 새로운 핵분열성 동위원소들의 생성은 핵분열성 동위원소들의 수준을 유지시킬 수 있으며, 그러므로 상기 원자로의 출력이 유지될 수 있다. 그러한 "증식"이 출력을 유지시키는 데 불충분하다면, 각각의 튜브의 캡 조립체를 통하여 그 각각의 튜브에 소량의 새로운 핵분열성 재료를 추가함으로써 상기 연료 튜브들이 가득 채워질 수 있다. 이 선택사항에 대한 대안은 상기 원자로 내에 이미 있는 연료 튜브들에 더하여 환형 공간 내 상기 배열체의 중심이나 상기 배열체의 주변부 둘레에 새로운 연료 튜브들을 추가하는 것일 것이다. 상기 노심이, 상기 튜브 배열체의 중심을 향하여 핵분열성 재료가 부족해지는 튜브들로 설계된 경우에는, 상기 원자로가 초기의 핵분열 적재물(fissile load)을 태움에 따라 그 튜브들이 핵분열성 재료를 담은 튜브들로 교체될 수 있다.

일반적으로, 그러나 특히 상기 연료염이 큰 열팽창 계수를 가지도록 선택된 경우에, 핵분열성 재료의 소비로 인한 평균 연료염 온도의 실질적 냉각이 용인(tolerate)될 수 있다. 상기 연료염의 체적의 결과적으로 큰 수축은, 출력의 허용가능한 순 손실만으로 상기 노심의 임계를 유지시킨다. 그러한 연료염 조성물들의 예시들은 85% UCl₃/15% XCl₃인바, 여기에서 X는 혼합된 플루토늄, 아메리슘, 퀴륨 및 재처리된 핵연료로부터의 더 높은 추적 악티늄족 원소들(trace higher actinides)을 나타낸다.

연료염에 대한 다른 선택사항은 핵분열 연료로서 저농축 우라늄 및 플루토늄 삼염화물들의 혼합물을 이용하는 것이다. ²³⁵U 및 ²³⁹Pu 둘 모두 핵분열에 의해 소비되지만, 대부분의 증식되는 핵분열성 재료는 ²³⁹Pu인바, ²³⁹Pu는 더 높은 핵분열 단면적 및 더 높은 핵분열 중성자 수량(fission neutron yield)으로 인하여 원자로 임계에 대하여 ²³⁵U보다 상대적으로 더 많은 기여를 한다. 그 결과는, 1.0 미만의 증식비임에도 불구하고 상기 연료염을 핵분열성 동위원소들의 임계 농도로 유지할 수 있다는 것이다.

새로운 핵분열성 재료를 상기 연료 튜브들 안에 추가할 필요를 회피하는 또 다른 선택사항은, 핵분열성 재료가 소비됨에 따라 점진적으로 제거될 수 있는 제거가능한 중성자 흡수재를 상기 냉각재 염 안에 포함시키는 것일 것이다. 하나의 선택사항은, 전해 환원에 의해, 또는 나트륨과 같은 반응성 금속의 첨가에 의한 환원에 의해 상기 냉각재 염으로부터 쉽게 제거될 수 있는 플루오르화카드뮴일 것이다. 결과적인 금속 카드뮴은, 원자로 온도에서 용융될 것이고 제거될 수 있거나 또는 상기 탱크의 하단에 축적되도록 허용될 수 있다.

또 다른 선택사항은 핵분열성 재료가 소비됨에 따라 점차 후퇴(withdrawn)될 수 있는 중성자 흡수 제어봉들을 상기 원자로 노심 내에 포함시키는 것일 것이다.

상기 원자로가 소비되는 것보다 더 많은 핵분열성 재료를 생성하는 "과증식로(over breeder)"로 작동함으로써 출력이 증가되는 경우에는 개개의 연료 튜브들의 선택적 제거가 상기 원자로를 설계 출력 수준으로 돌려놓는 데에 이용될 수 있다.

핵분열 생성물들의 축적은 용융염로들에 있어서 재처리 시간간격을 좌우하는 한정적 요인이 될 수 있다. 본 명세서에 개시된 것과 같은 고속로들은 핵분열 생성물들에 의한 중성자 독화(neutron poisoning)의 문제에 상대적으로 저항성을 가지고 있지만, 핵분열 생성물들이 상기 연료염 내에서 용해도 한계에 도달한다면 그 핵분열 생성물들은 석출된다.

그 석출은, 열교환기들을 통하여 염을 펌핑할 필요가 있는 원자로에 있어서는 주요한 문제점인바, 왜냐하면 그 석출은, 냉각이 불충분한 영역들에 있어 폐쇄, 유동 제한 또는 열을 생성하는 핵분열 생성물들의 축적으로 이어질 수 있기 때문이다. 궁극적으로 그러한 석출의 방지는 가능한 최대 재처리 주기를 결정하는 중요 요인이 될 수 있다. 그러나 연료염이 펌핑되지 않거나 파이프로 연결되지 않는 본 명세서에 개시된 원자로 내에서 석출된 재료는, 그것이 연료 내에 분산되어 보유되거나 상기 연료 튜브 벽 상에 도금(plated out)되어 버리거나 상기 튜브의 하단에서 침전물로서 축적되거나 할 것 없이 미미한 영향(little effect)만을 가질 것이다. 상기 연료염이 기계적으로 교반되는 경우에, 상기 연료염 내에 잠겨 움직이는 부분들은, 석출이 상기 원자로의 수명에 걸쳐 문제가 될 개연성이 있을 정도로 표면들이 충분히 가까이 접근하지 않게끔 서로 상대적으로 움직이도록 설계될 수 있다.

오프 가스 시스템

용융염로들의 대부분의 설계들은, 연료의 헬륨 살포, 발포 귀금속의 분리 및 발생된 가스들의 여과 및 처리를 갖춘 상대적으로 복잡한 오프 가스 시스템들을 가진다. 값비싼 99.995% ⁷LiF이 이용되더라도 이용된 리튬염으로부터 꽤 많은 양으로 생성되는 삼중수소에 특별한 주의를 쏟아야 한다.

매우 훨씬 더 간단한 시스템이 본 명세서에 개시되는 원자로에 이용될 수 있다. 중성자 스펙트럼이 고속이기 때문에 ¹³⁵Xe에 의한 중성자 독화는 현저한 문제점이 아니다{중성자 단면적은, 열 중성자들에 대하여는 2,700,000반(barns)으로부터 감속 영역 내의 중성자들에 대하여는 7600반까지의 범위에 속하며, 고속 중성자들에 대하여는 사실상 영이다}. 따라서 중성자 경제를 개선하기 위해서나 출력 수준의 변화로 인한 반응도 폭주(reactivity excursions)를 방지하기 위해서 크세논의 신속한 제거가 필요하지는 않다.

따라서 크세논 및 크립톤이 용융된 연료 내에 포화 농도(약 10^- ⁵ mol/l)까지 축적되어 그 후에 상기 연료염으로부터 자발적으로 거품이 되어 나오는 것이 허용될 수 있다. 예시적 설계에서, 전출력에서의 불활성 가스 생성의 속도는 30분만에 연료를 포화시킬 것이다. 각각의 연료 튜브로부터의 불활성 가스의 결과적인 유동은 정상 온도 압력(NTP)에서 일 당(per day) 약 13ml 또는 원자로 온도에서 약 50ml/일이다. 약 500ml의 각각의 연료 튜브 위의 가스 공간에 의해 상기 연료 튜브 안에서의 발생된 가스의 10일의 평균 체류 시간(average residence time)이 주어질 것인바, 이는 상기 연료 튜브 안에서 대부분의 고도로 방사성인 동위원소들이 붕괴될 수 있게 할 것이다.

다른 휘발성 핵분열 종들(volatile fission species)은 제한될 것이다. 삼중수소는 희소한 삼체 핵분열 사건들(rare ternary fission events)에 의해서만 생성될 것이지만 발생된 불활성 가스들에 의해 매우 적은 양이 HF로서 상기 연료염으로부터 옮겨질 것이다. ZrCl₄과 같은 휘발성 염화물들은 뜨거운 염에 걸쳐 낮지만 사소하지는 않은 증기압을 가질 것이고, 따라서 적은 양이 불활성 가스 기류(stream)로써 옮겨질 수 있다. 아이오딘은 UCl₃와 함께 혼합된 할로겐화물들을 형성할 수 있으며, 또는 연료 혼합물에 포함된 소거 금속(scavenging metal)과 반응할 수 있다. 그러나 적은 양이 불활성 오프 가스 기류로써 옮겨질 수 있다.

전반적으로, 완전히 수동적인 오프 가스 시스템으로 충분할 것이며, 오프 가스 생성물들을 포집하는 응축기(condenser)/흡수재(absorber)로 이어지는 단순한 니켈 합금 관류(tubing)만이 요구될 것이다. 헬륨 유동으로써 오프 가스 처리를 가속하는 것은 불필요하며 사실 바람직하지 않을 것인바, 왜냐하면 그런 가속은 시간에 걸쳐 연료염의 증발성 손실로 귀결되어 결과적으로 상기 오프 가스 시스템의 튜브들 안에 방사성 재료가 침전될 것이기 때문이다.

상기 오프 가스 시스템은 위에서 설명된 진동 가스 압력의 시스템과 손쉽게 결합될 수 있다.

원자로 안전성

상기 원자로 설계의 기본적 물리적 성질 및 화학적 성질에 의해 상기 원자로에 매우 높은 수준의 고유의 안전성이 주어진다.

이 요인들 중 몇몇은 모든 용융염 시스템들에 대하여 공통적이다.

● 연료의 열팽창으로 인한 강한 음성 피드백은 과열의 경우에 자동적으로 연쇄 반응을 셧다운(shut down)시킨다.

● 상기 원자로 내에 과도한 반응도가 없으므로 {상기 원자로를 셧다운시키는 데 필요한 예비품(backup)으로서 가능한 경우를 제외하고는} 제어봉이 필요하지 않다.

● 연료 및 핵분열 생성물이 물리적 및 화학적으로 안정한 형태로 되어 있는바, 격납 실패(containment failure)의 경우에 현저한 정도로 물 또는 공기와 반응하지 않을 것이다.

● 휘발성 핵분열 생성물들이 계속적으로 안전한 저장을 위하여 제거되고 붕괴함으로써 임의의 격납 실패로부터 귀결되는 휘발성 방사능이 최소가 될 것이다.

몇몇은 대부분의 고속 중성자로들과 공통적이다.

● 출력의 변화 동안에 크세논의 과도상태(Xenon transients)가 현저하지 않을 것인바, 왜냐하면 상기 원자로는 고속 중성자 스펙트럼으로 작동하고 연료 내 크세논의 농도는 모든 부하 조건들 하에서 포화 농도로 일정할 것이기 때문이다.

몇몇은 "풀"형 원자로에 공통적인 것이다.

● 상기 노심의 주 냉각은 수동 대류이므로 부차 냉각재 시스템의 완전한 고장(complete failure)일지라도 신속한 노심 과열로 귀결되지 않을 것이다. 보조 냉각이 필요하게 된다고 하더라도 그 보조 냉각이 필요하게 되기 전 수 시간 동안, 용융 블랭킷염의 커다란 풀이 상기 노심으로부터의 잔여 붕괴열(residual decay heat)을 흡수할 수 있을 것이다.

몇몇은 이 설계에 특유한 것이다.

● 상기 블랭킷염에 의한 효율적인 중성자 흡수는 원자로 구조물들의 중성자속에 대한 최소한의 노출로 귀결되는바; 따라서 상기 원자로 구조물들이 고도로 방사성이 되지 않으며 물리적 열화도 겪지 않는다.

● 연료 튜브의 임의의 고장은, 또는 사실상 모든 연료 튜브들의 동시적인 고장도, 용융된 연료의 많은 과잉의 중성자 흡수 블랭킷염과의 혼합으로 귀결될 것이다. 그것은 연쇄 반응을 즉시 정지시키며, 동시에 핵분열 생성물들로부터의 붕괴열을 흡수하는 많은 열용량을 제공할 것이다.

● 모든 용융염들은 항상 블랭킷염의 큰 풀에 잠긴다. 따라서 펌프 고장 등의 경우에 파이프 또는 열교환기 내에서 염의 응결이 가능하지 않으며, 단일의 가열 시스템이 시동시에 염을 용융시키고 정지시간(down time) 중에 그 염을 용융된 상태로 유지시키는 데에 이용될 수 있다. 그 단일의 가열 시스템은 다른 용융염로 설계들에 비하여 실질적인 간략화에 해당된다.

● 모든 연료염들은 상기 원자로 내에 배치됨으로써 상기 노심 영역 외측으로 방사되는 지발 중성자들의 손실이 최소화된다. 이는 실질적으로 "즉각적인 임계" 출력 폭주에 대한 상기 원자로의 저항성 및 안정성을 증가시킨다.

본 설계에 고유한 하나의 잠재적 위험은 상기 원자로 탱크 안의 보일러 튜브들의 존재에 관한 것이다. 그러한 튜브들 중 하나의 파열이 위험한 사고로 귀결되지 않을 것이라는 점을 규명(establish)하는 것이 중요할 것이다.

증기는, 약 0인 깁스 자유 에너지를 갖는 블랭킷의 온도에서 ZrF₄와 다소 느리게 반응한다. 따라서 그 증기의 대부분은 적은 양의 HF 및 ZrF₄ 증기를 포함한 채 용융 블랭킷염 위의 상부 공간(head space) 내로 방출될 것이다. 따라서 적합한 저장부(reservoir) 안으로 방출시키는 압력 해제 시스템(pressure release system)이 상기 원자로 뚜껑의 설계에 포함될 필요가 있을 것인바, 여기에는 압력 손실(보일러 시스템의 보통의 특징)의 경우의 물 펌프들의 자동적인 셧다운도 함께 포함된다.

상기 원자로의 자본비

정확한 자본비 추산은 물론 본 개시서의 범위를 훨씬 벗어나는 것이다. 그러나 통상의 원자로들과의 주요한 비용상 차이점들이 강조될 수 있으며, 상기 원자로가 건조하기에 실질적으로 더 쌀 것이라는 점이 제시될 수 있다. 다음의 주요 차이점들이 고려되어야 한다.

● 상기 원자로의 고유의 안전성으로 인하여 저감된 격납(reduced containment)

● 고체 연료봉들의 단가의 일부(a fraction of)로의 연료 제조 단가 절감

● 높지 않은 압력의, 펌프들, 배관 등등을 갖춘 방사능 시스템

● 얇은 채널의 고효율 열교환기들(thin channel high efficiency heat exchangers) 및 이와 연관된 단가가 없음

● 다수의 중복이 필요 없는 훨씬 간략화된 제어 시스템들. 중성자 검출기 네트워크가 요구되지 않음

● 신속하게 작용하는 정확한 제어봉 시스템이 없음. 적은 수의 간단한 스크램봉(simple SCRAM rods)이 긴급상황 및 원자로 셧다운에 충분하다.

● 현지 공사(site construction) 대신, 핵 관련시설(nuclear island)에서의 공장 제조에 대한 가능성.

핵 산업 인프라스트럭처

본 개시서에 따른 원자로군에 필요한 새로운 핵 인프라스트럭처(nuclear infrastructure)는 상대적으로 대단하지 않으며, 현재 인프라스트럭처의 비용의 작은 부분만큼의 비용이 들 것이 분명하다. 따라서 장기적인 관점에서, 화석 연료들에 대해 가격 경쟁력이 있는 핵 전기 생산이 가능하게 된다면 새로운 핵 인프라스트럭처는 건전한 투자일 것이다. 또한, 화석 연료들보다 더 낮은 단가로 전력을 생산할 의욕이 현실화될 수 있다면 그 인프라스트럭처는 수익성 있는 원자로 수출 시장을 뒷받침할 것이다.

연료 생산 및 정제(fuel production and purification)

상기 원자로를 위한 연료는 단순히 상기 핵분열성 동위원소들의 염들이다. 연료봉들의 제조가 수반되지 않으며, 상대적으로 낮은 순도의 핵분열성 재료가 허용가능하다. 영국에서는 현재 0의 순가치(zero net value)를 가지는 것으로 설명되는 100톤(tonne)의 이산화플루토늄의 재고(stock)를 초기에 이용하는 것이 합리적일 것이다. MSFR 설계에 대한 도면들에 기초하면, 영국의 플루토늄 재고는 아마도 20개의 500MWe 원자로들에 연료를 공급하는 데 충분할 것이다. 연간 10톤 생산이 가능한 플랜트(plant)는 연간 2개의 원자로로의 연료 공급을 가능하게 할 것이고, 매우 적당한 크기(very modest size)를 가질 것이다.

더 장기적인 관점에서 산화플루토늄/우라늄 연료의 현존하는 재고들로부터의 악티늄족 폐기물은 원료(feedstock)로 이용될 수 있다. 이를 위하여, 더 낮은 순도가 허용가능함에 따라 재처리가 실질적으로 간략화될 수 있더라도, 현존하는 재처리 시설들을 이용하는 것이 경제적일 수 있지만, 새로운 플랜트에 대하여는 전해 파이로프로세싱(electrolytic pyroprocessing)이 아마도 더 값쌀 것이고 더 효율적일 것이다.

연료염 재처리

상기 원자로로부터의 연료염의 재처리는 아마도 10-20년 후에야 이루어지는 빈번하지 않은 것일 터이지만, 상기 연료 튜브들의 수명에 의해 더 빈번한 연료 재주입이 필요하게 될 수 있다. 사실, 사용 후 연료는 현재 이용되는 연료가 저장되는 것과 대체로 동일한 방식으로 저장될 수 있지만서도, 남아있는 악티늄족 원소들을 핵분열 생성물들 및 사용된 염으로부터 분리하는 재처리가 상대적으로 간단할 것인바, 왜냐하면 회수된 악티늄족 원소들의 핵분열 생성물들에 의한 현저한 오염은 그 악티늄족 원소들의 재이용에 있어서 완벽하게 허용가능하기 때문이다.

증식 구성

상기 원자로가 상기 연료염 내에 증식성 동위원소들을 담을 개연성이 있는바, 그 결과로 작동 중에 새로운 핵분열성 재료가 계속해서 증식된다. 이는 대부분의 원자로들에서 일어난다. 현재의 원자로에는 증식성 동위원소들이 상기 냉각재 염 내에도 포함된다면 더 효과적인 새로운 핵분열성 동위원소들의 증식로가 될 잠재성이 있다. 동일한 기본적 원자로 설계가 증식로로서 구성될 수 있으나, 이에는 현저한 변경사항들이 뒤따른다. 상기 원자로는 더 값비쌀 것이며, 핵분열성 재료의 단가가 현저히 상승된 때에만 경제적으로 의미가 있을 것인바 - 이는 전력 생산에 있어서 원자력이 실질적으로 화석 연료를 대체한다면 불가피하게 발생할 바와 같다.

염들의 선택

상기 블랭킷염은 상기 원자로 내의 중요한 증식 위치(breeding site)일 것이다. 토륨은 몇 가지 이유에서 예시적 증식성 재료일 것이다. 그것은 값싸고 풍부하며 ²³³U으로 증식되는바, ²³³U는 연료에 유리한데 이는 장수명 악티늄족 폐기물을 훨씬 덜 발생시키기 때문이다. 토륨은 고속로에서조차 매우 작은 핵분열 단면적을 가지는바, 이는 상기 블랭킷염의 핵분열 생성물에 의한 최소한의 오염을 보장할 것이다. 열화(depleted)된 우라늄이 토륨 대신에 이용될 수 있으나, 상기 냉각재 염으로부터 핵분열 생성물들을 제거하는 데 더 많은 주의가 필요할 것인바, 왜냐하면 ²³⁸우라늄은 고속 중성자들에 의한 핵분열에 대하여 토륨보다 더 큰 단면적을 가지기 때문이다.

예시적 염 혼합물은 620°C의 용융점을 가지는 NaF 내의 22몰% ThF₄일 것이다. 그것은 약 900°C의 연료염 작동 온도를 가질 필요가 있게 할 것이고, 비록 염화물 기반 염이 여전히 실용적이며 위에서 제시된 바와 같이 특정 장점들을 가질 것이라도, 상기 연료염으로서 유사한 NaF/플루오르화 악티늄족 원소 혼합물이 가능할 것이다.

블랭킷 안의 토륨이 상기 노심을 탈출하는 중성자들을 효율적으로 흡수할 것이므로, 비증식 설계에서의 하프늄과 동일한 스트리닝 효과(screening effect)가 제공된다. 많은 체적의 블랭킷염은 현존하는 대부분의 용융염로 설계들보다 훨씬 더 많은 양의 토륨을 요구할 것이다. 그러나 토륨은 상대적으로 풍부하고 현재로서는 희토류 채광의 골칫거리인 경도의(mildly) 방사성을 띤 폐기물에 해당된다. 2011년 기준으로 미국에 수입되는 토륨의 단가는 순도에 따라 kg 당 $27 내지 $250로 달라졌다. kg 당 $250일지라도 250톤(tonnes)의 토륨은 4천만 파운드(￡40 million)의 비용 밖에 들지 않을 것이다.

연료 튜브 재료

위 예시에서 고온의 연료염에 의해, 니켈 합금들은 상기 연료 튜브 용으로 부적합할 것이다. 몰리브덴 합금들 또는 심지어 순수 몰리브덴조차로도 충분할 수 있다. 대안으로서, 상기 연료 튜브들이 2-4 년 주기로 교체되고 연료가 재처리된다는 단서를 달고 C_f/C 조성물들이 이용될 수 있다. 그러한 타이밍은, 중성자 손상으로 인한 튜브 약화(tube weakening)를 방지하는 것과 핵분열 생성물들의 제거에 의해 증식 효율성을 최대화시키는 것 두 가지 모두와 일관될 것이다. 장기적인 관점에서는, 금속 조성물들 및 탄화규소 조성물들과 같이 꽤 덜 발전된 재료들이 우수한 선택사항들일 수 있다.

보일러 튜브들

더 높은 블랭킷염의 온도에도 불구하고 아마도 니켈 합금들은 여전히 보일러 튜브에 적합할 것이다. 증기와 용융염 사이의 큰 온도 차이는 보일렁 튜브들 둘레에 형성되는 염의 응결된 껍질(frozen shell)로 귀결될 공산이 있을 것이다. 그러한 층은 상기 튜브를 부식으로부터 보호할 것이다.

증식된 ²³³ U의 회수

대부분의 증식로 구성에 비하여 이 원자로는 커다란 체적의 블랭킷염을 가진다. 그것은 ²³²Th으로부터 생성되는 ²³³Pa가 많이 희석되는 결과가 되므로 그 ²³³Pa가 ²³²U로 붕괴되기 전에 중성자 포획을 겪을 기회가 매우 적게 된다. 따라서 ²³³Pa의 분리가 필요하지 않다.

그러나, 블랭킷 안에서 ²³³U가 핵분열을 겪음으로써 상기 블랭킷이 핵분열 생성물들로 오염되는 것을 회피하기 위하여 ²³³U의 신속한 회수가 바람직하다. 이를 행하는 많은 방식들이 있지만 매력적인 하나의 선택사항은 상기 탱크의 하단에 용융된 비스무트/토륨 합금의 층을 포함시키는 것이다. 토륨에 의한 우라늄의 비스무트로의 환원적 추출(reductive extraction)은 용융염들로부터 우라늄을 회수하는 방법으로서 잘 확립되어 있다. 우라늄이 회수되기 전에, 상기 블랭킷염 내의 토륨에 의하여 중성자속으로부터 보호된 채, 몇 달 동안 우라늄이 축적되도록 허용될 수 있다.

용융된 비스무트로의 환원적 추출에 의한 토륨 플루오르화물로부터의 우라늄의 분리는 잘 기술되어 있다(미국 특허 제3,577,225호). 이는 보통, 상기 용융염을 용융된 비스무트의 긴 기둥들(tall columns)을 통하여 펌핑함으로써 달성된다. 본 명세서에 개시된 원자로와 같이 용융염들의 탱크 안에서 증식이 이루어지는 원자로에서, 상기 탱크의 하단에 비스무트와 같은 용융 금속의 층을 포함시킬 필요가 있을 뿐일 것인바, 상기 용융 금속 층에는 과잉의 토륨 금속이 포함 또는 분산되어 있다. 선택사항으로서, 상기 용융 금속의 층이 상기 탱크의 하단으로부터 끌려나와 증기 발생기 또는 다른 열교환기를 통과하여 스프레이(spray) 또는 여러 액체 기둥들로 상기 탱크의 상단에 재도입될 수 있는바, 이는 열을 흡수하는 냉각재 블랭킷을 통하여 낙하한다. 따라서 이 구성은, 상기 블랭킷염과 열교환기 냉각재의 물리적 분리에 대한 필요 없이 열교환기로 작용하기도 하고, 상기 블랭킷으로부터의 상기 핵분열성 재료의 포집을 개선하기도 한다.

그렇다면, 상기 용융 금속이 상기 원자로로부터 펌핑되고 플루오르화되어 우라늄이 육플루오르화물로서 휘발되게 함으로써 상기 용융 금속으로부터 우라늄이 회수될 수 있다. 이 종래의 절차에 대한 하나의 대안은, 상기 용융 금속을 그 용융점 위로 냉각시키는 냉각 시스템을 통하여 계속적으로 또는 주기적으로 상기 용융 금속을 순환시키는 것일 것이다. 상기 금속 내에 용해된 토륨 및 우라늄 둘 모두는 비스무트 화합물 또는 다른 금속과의 대응되는 복합재(corresponding complex)로 석출될 것인바, 이는 그 후 제거 및 처리되어 우라늄으로 회수될 수 있다. 이 처리의 장점은 단순함과, 많은 체적의 비스무트 또는 다른 금속을 운반 또는 처리하는 것을 회피한다는 것이다.

예시적 원자로 구성

위에서 논의된 원리들을 예시로 더 보이기 위하여 몇몇 예시적 원자로 구성들이 이제 설명될 것이다.

예시 1

10cm의 흑연 타일들로 내표면 상에 라이닝을 댄 5cm 두께 강철로부터 원통형 원자로 탱크가 구성된다. 그 원자로 탱크는 외부면 상에 격리(insulate)되고, 지표면 아래에 콘크리트 및 강철로 라이닝을 댄 구덩이(concrete and steel lined pit) 안에 에워싸인다. 상기 탱크의 치수는 깊이 4m 직경 6m이다. 상기 탱크는 40% 사플루오르화지르코늄 60% 플루오르화나트륨으로 구성된 냉각재 염 혼합물로 채워진다. 상기 지르코늄은 1-2% 사이의 하프늄을 함유한다. 그 염은 초기에 전기 가열 시스템의 원자로 뚜껑을 통한 삽입에 의해 용융되는바, 그 전기 가열 시스템은 상기 원자로가 작동하는 때에 제거된다.

증기 튜브들의 배열체가 튜브들의 6개 배열체들의 형태로 상기 원자로 탱크의 내주(internal perimeter) 둘레에 위치된다. 각각의 배열체는 상기 탱크의 굴곡의 60도를 차지하며, 다 함께 1m 두께의 완전한 환(complete annulus)을 형성한다. 상기 증기 튜브들은 이음매 없는 니켈 합금 관류(seamless nickel alloy tubing)로부터 형성되며, 상기 탱크의 공급 튜브들(feeder tubes)에 연결됨으로써 상기 용융염 내에 잠기는 용접부들 또는 연결부들(welds or joins)이 없다. 대략 300C의 물이 상기 튜브들 안으로 펌핑되고 350-400C의 증기 및 물의 혼합물로 나온다. 증기가 증기 드럼 안에서 분리되며 그 증기가 증기 튜브 배열체의 다른 부분으로 다시 공급되어 과열(superheat)된다. 과열기로 이용되는 증기 튜브 배열체의 일부분은 물/증기 혼합물을 생성하는 데에 이용되는 부분 위에 위치됨으로써 최고온 냉각재 염과 접촉한다. 과열된 증기는 종래의 증기 터빈/발전기 집합에 파이프로 전달된다. 증기 튜브 배열체들의 증기 터빈들과의 연결은 원격으로 분리가능(remotely severable)하므로, 증기 튜브 배열체들이 원격으로 단절(disconnected)되고 상기 탱크로부터 제거되고 새로운 배열체들로 교체되고 터빈 시스템들과 다시 연결될 수 있다.

연료 튜브들은 99+% 순수 몰리브덴으로부터 0.5mm의 벽 두께를 가지고 형성된다. 그 연료 튜브들은 그 튜브의 하부 1.5m에서 4cm의 직경을 가지고 그 튜브의 상부 1.5m에서 1.5cm의 직경을 가진다. 그 상부 1.5m는 4cm의 외부 직경 및 40cm의 피치(pitch)를 가지는 소용돌이형(spiral)으로 형성된다. 그것들은, 상기 연료염으로부터 발생된 임의의 가스들을 응축 및 저장하는 극저온 트랩(cryogenic trap)에 연결된 5mm 니켈 합금 튜브 네트워크로의 쉽게 그리고 원격적으로 해제되는 연결을 가지는 클램프 피팅을 이용하여 상기 원자로의 뚜껑에 고정된다. 연료 튜브들은 5cm의 중심-대-중심 간격(centre to centre spacing)을 가지는 육각형 패턴(hexagonal pattern)으로 직경 3m의 원통형 배열체로 배치된다. 상기 튜브들의 하단 2.8m는 상기 냉각재 염 내에 잠기고, 상기 냉각재 염 위의 20cm 가스 공간은 헬륨으로 가득찬 채로 남는다.

3m x 2cm 직경의 지르코늄 금속 봉들이 상기 원자로 두껑을 통하여 상기 연료 튜브들과 증기 튜브들 사이의 공간 안으로 통과되어 상기 냉각재 염 내의 임의의 반응성 화합물들에 대한 희생 소거재(sacrificial scavenger)들로 작용한다.

상기 연료 튜브들의 80%는, 종래의 경수 감속원자로들에서 한번 이용되었던 산화우라늄 연료봉들로부터 회수된 플루토늄 및 더 높은 악티늄족 삼염화물들의 혼합물, 및 5%의 우라늄의 235 동위원소로 농축된 염화우라늄의 혼합물로 (1000C에서) 1.4m 깊이로 채워진다. 상기 염화우라늄 중에서 95%는 삼염화물이고 5%는 사염화물이다. 응결된 염들은, 중심 제조 시설(central manufacturing facility)에서 과립(granule)들로 상기 튜브들 안으로 포장(packed)되어, 상기 냉각재 염이 상기 연료염들의 용융점 위로 가열되는 때에 상기 원자로 안으로 삽입됨으로써, 용융을 통한 염들의 팽창이 상기 연료 튜브들의 균열(cracking)을 초래할 가능성이 회피된다. 삼염화우라늄의 농도는 상기 배열체의 중심에서의 연료 튜브들 안에서의 80%로부터 상기 배열체의 외주(outer perimeter)에서의 튜브들에 대한 70%로 떨어지는바, 나머지는 플루토늄 및 더 높은 악티늄족 삼염화물들이다.

상기 연료 튜브들의 나머지 20%는 냉각재 염 혼합물로 채워져 상기 배열체 내에 분포됨으로써 연료 튜브들을 채운 냉각재 염의 비율이 상기 배열체의 외측 가장자리에서의 0으로부터 상기 배열체의 중심에서의 30%까지 증가된다.

각각의 연료 튜브 클램프 조립체는, 상기 용융 연료염 위의 가스 기둥의 공진 주파수, 및 상기 가스 기둥의 단축으로 귀결되는 상기 연료염의 팽창을 검출함으로써 작동하는 온도 센서를 포함한다. 추가적인 튜브들이 추가됨에 따라 연료 튜브들이 온도가 모니터링되는 채로 상기 원자로 내로 점진적으로 적재됨으로써 연료 튜브들의 완전해진 배열체가 설계 온도가 도달한다.

상기 원자로가 작동하고 핵분열성 재료가 소비됨에 따라, 상기 연료염을 설계 온도에 가깝게 유지시키기 위하여, 연료 튜브들을 채운 냉각재 염이 연료염으로 채워진 튜브들로 교체된다.

탱크 위의 영역은 상기 원자로 탱크과 유사한 직경 및 5m 높이를 가진 헬륨이 채워진 체임버(chamber)로 구성된다. 그 체임버는, 연료 튜브들 또는 증기 관군들(steam tube banks)을 제거할 수 있는 원격 작동되는 크레인 장치(crane apparatus), 및 연료 튜브들 또는 증기 관군들의 상기 체임버의 안팎으로의 움직임을 가능하게 하는 에어로크 조립체(airlock assembly)를 포함한다. 헬륨은 매우 낮은 산소, 질소 및 습도 수준이 유지되도록 계속적으로 흡수/여과 장치를 통해 순환된다.

저압 "버스트 밸브(burst valve)들"이 파이프로 강철 응축기 유닛들(steel condenser units)에 연결된 채 상기 원자로 뚜껑 안으로 일체화되어, 버스트 증기 튜브(burst steam tube)로 인한 상기 원자로 탱크 안의 임의의 배출 증기(steam release)가 상기 원자로 탱크 안에 압력을 축적시키기보다는 통기 및 응축(vented and condensed)된다.

예시 2

본 원자로는 아래의 사항을 제외하고는 예시 1에서 설명된 것과 유사하다. 그 원자로는 특히 핵분열성 재료의 순 증식로(net breeder)로서 설계되었다. 상기 연료 튜브들은 1mm의 벽 두께를 가진 탄화규소 섬유/탄화규소 조성물로부터 제조되고, 각각의 표면 상에 50um의 열분해탄소(pyrolytic carbon)의 코팅이 있다. 그 하부 부분은 20mm의 직경을 가지고 그 상부는 10mm의 직경을 가진다. 그 연료 튜브들은 28mm의 중심-대-중심 간격을 가진 육각형 배열로 배치된다. 연료염은 45/45/10의 플루오르화나트륨, 사플루오르화우라늄(그 우라늄은 5%의 ²³⁵U 및 10-20%의 ²³³U를 함유함) 및 사플루오르화지르코늄의 혼합물이다. 상기 냉각재 염은 78% 플루오르화나트륨 및 22%의 사플루오르화토륨의 혼합물이다.

용융된 비스무트의 10cm 깊이 층이 상기 원자로 탱크의 하단에 있으며, 펌핑 장치가 상기 원자로의 뚜껑으로부터 매달려서 상기 연료 튜브들과 증기 튜브들 사이의 공간 내의 냉각재 염의 표면 상에 계속적으로 비스무트를 분무(spray)한다. 펌핑된 비스무트의 일부는 비스무트를 그 용융점의 50C 위로 냉각시키는 냉각 시스템을 통하여 우회(diverted through)된다. 석출된 우라늄 및 토륨의 비스무트화합물(bismuthides)은 포집되고 처리되어 ²³³U가 회수된다. 상기 탱크의 하단에 위치된 금속 토륨의 펠릿들에 의해 비스무트가 토륨 금속으로 항상 포화되는 것이 보장됨으로써, 토륨에 대한 중성자들의 작용에 의한, 상기 냉각재 내에 생성된 우라늄의, 용융 비스무트 층으로의 석출이 유발된다.

예시 3

본 원자로는 아래의 사항을 제외하고는 예시 1에 설명된 것과 유사하다. 그 원자로는 특히 상기 연료 튜브들의 교체 없이 지속적인 작동 주기(sustained periods of operation)가 가능하게 되도록 설계되었다.

초기에 연료염을 함유하지 않는 연료 튜브들의 20%는 냉각재 염 대신에 70% 천연 삼염화우라늄/5% 사염화우라늄/25% NaCl로 채워진다. 이는, 우라늄 동위원소들의 핵분열, 그러나 ²³⁸U에 의한 상대적으로 많은 중성자들의 흡수로 인하여 낮은 수준의 핵분열 및 이에 따른 상기 튜브 내의 열 생산으로 귀결된다. 따라서 이 튜브들의 연료염을 담은 튜브들과의 점진적 교체가 상기 노심의 순 반응도에 대한 현저한 추가가 되는바, 그렇지 않으면 핵분열 동위원소들이 열화(depleted)됨에 따라 그 순 반응도는 감소될 것이다.

냉각재 염은 원자로 시동시에 5몰%에 달하는 플루오르화카드뮴 또는 다른 중성자 흡수 플루오르화물을 함유한다. 상기 노심의 반응도가 핵분열성 동위원소 소비로 인하여 떨어짐에 따라 플루오르화카드뮴은 상기 냉각재 염으로의 금속 나트륨의 첨가에 의해 점진적으로 카드뮴 금속으로 환원된다. 그 카드뮴 금속은 상기 냉각재의 온도에서 용융되며 상기 탱크의 하단에 얇은 층으로서 축적된다.

예시 4

본 원자로는 아래의 사항을 제외하고는 예시 1에 설명된 것과 유사하다. 특히, 상기 원자로는, 연료 튜브의 교체들 사이에 긴 시간주기가 가능하고, 그 긴 시간주기 동안에 현저한 양의 새로운 초우라늄 동위원소들의 생성 없이 미리 존재하는 초우라늄 동위원소들의 잔여물(pre-existing inventory of transuranic isotopes)이 소비되도록 설계된다.

상기 연료염은 15-20%의 초우라늄 동위원소들의 삼염화물들 및 80 내지 85%의 사염화토륨을 함유한다.

상기 연료염 내 토륨으로부터의 ²³³U의 생성은 상기 노심의 반응도를 유지시키기에 충분하지 않는바, 핵분열성 재료가 소비됨에 따라 상기 노심의 온도는 꽤 신속하게 떨어진다. 각각의 연료 튜브의 평균 온도가 정의된 문턱값 아래로 떨어짐에 따라, 응결된 초우라늄 삼염화물(frozen transuranic trichloride)로 형성된 5mm 직경의 펠릿들의 형태로 된 새로운 핵분열성 재료가 주기적으로 각각의 연료 튜브에 추가된다. 연료 펠릿들은 연료 튜브 캡 조립체(cap assembly) 내의 메커니즘을 통하여 각각의 연료 튜브 안으로 삽입되고 그 연료 펠릿들이 용해 및 혼합될 용융 연료염에 도달할 때까지 상기 연료 튜브의 소용돌이형 부분(spiral portion)을 통하여 낙하한다.

본 발명이 위에서 제시된 바와 같은 실시례들의 면에서 설명되었지만, 이 실시례들은 설명적일 뿐이고 청구항들이 그 실시례들에 한정되지 않는다는 점이 이해되어야 한다. 본 발명 기술분야의 통상의 기술자는, 본 개시서를 고려하면 첨부된 청구항들의 범위 내에 속하는 것으로 사료되는 변형물들 및 대안들을 만들 수 있을 것이다. 본 명세서에 개시 또는 설명된 각각의 특징은, 단독으로, 또는 본 명세서에 개시 또는 설명된 임의의 다른 특징과의 임의의 적절한 결합으로 본 발명에 일체화될 수 있다.

특히, 용융염을 연료로 하는 핵분열로에서 개별적으로 또는 결합하여 이용될 수 있는 다음의 특징들이 식별된다.

용융염 연료로부터의 열 전달은 상기 튜브들 안의 염들의 대류 또는 기계적 교반에 의해 달성되는바, 즉, 상기 연료염들은 종래의 용융염로들에서와 같이 외부 펌프들 또는 열교환기들을 통하여 구동되지 않는다.

블랭킷 액체는 단일 탱크 내에서 대류로 순환하는 용융염이다.

증식로 구성에서 상기 블랭킷 액체는, 냉각재, 중성자 흡수재(neutron absorber), 및 상기 원자로를 위한 증식 블랭킷(breeding blanket)으로 작용한다.

용융 금속의 층은 상기 블랭킷 안에 존재하는바, 증식된 핵분열성 동위원소들이 상기 블랭킷 안에 용해되며, 그럼으로써 상기 블랭킷으로부터 상기 증식된 핵분열성 동위원소들이 추출된다.

위의 목록은 한정적인 것이 아니며, 통상의 기술자는 위 개시서의 다른 특징들이 단독으로 이용되거나 또는 다른 특징들과 결합되어 이용될 수 있다는 점을 이해할 것이다.

상기 원자로의 특정 재료들, 농도들, 치수들, 또는 다른 특정 속성들에 대한 어떠한 논의도 예시적이며 비한정적인 것으로 취해져야 할 것이며, 통상의 기술자는 다른 적합한 재료, 농도, 및 치수가 가능할 것이며 본 발명의 범위 내에 속할 것이라는 점을 인식할 것이다.

Claims

핵분열로로서, 상기 핵분열로는 노심, 냉각재 액체의 풀(pool), 및 상기 냉각재 액체로부터 열을 추출하기 위한 열교환기를 포함하고:
상기 노심은, 각각이 하나 이상의 핵분열성 동위원소들의 용융염을 담은 중공(hollow) 연료 튜브들의 배열체(array)를 포함하고, 상기 연료 튜브 배열체는 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠기며(immersed), 상기 연료 튜브 배열체는, 상기 핵분열로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함하며;
각각의 연료 튜브 안의 상기 용융염으로부터 그 튜브의 외부로의 열 전달은:
상기 용융염의 자연 대류;
상기 용융염의 기계적 교반;
상기 연료 튜브 안의 용융염 유동의 진동;
상기 연료 튜브 안의 용융염의 비등; 중 임의의 하나 이상에 의해 달성되고;
상기 핵분열로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 용융염은 상기 연료 튜브들 안에 완전히 포함(contain)되는, 핵분열로.
제1항에 있어서, 각각의 연료 튜브는 상기 튜브의 적어도 일부분을 분절(segment)들로 분할하도록 구성되는 내부 격벽들(internal baffles)을 포함하는, 핵분열로.
제2항에 있어서, 각각의 분절은, 상기 분절 내의 대류를 촉진하기 위하여 같은 자릿수(order of magnitude)인 높이 및 직경을 가지는, 핵분열로.
제2항 또는 제3항에 있어서, 상기 튜브 안의 용융염에 진동력들을 전하기 위하여 상기 내부 격벽들이 상기 연료 튜브에 상대적으로 움직일 수 있는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 각각의 연료 튜브는 적어도 5 mm의 직경을 가지는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 각각의 튜브는 U-형상이고, 상기 핵분열로는 상기 튜브의 일 단부 또는 두 단부들 모두에 진동 가스 압력(oscillating gas pressure)을 가함으로써 상기 튜브 안의 진동하는 연료염 유동을 발생시키도록 구성되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 튜브들 중 하나 이상은 얕은 나선형(shallow helix)으로서 형성되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 각각의 튜브의 상부 부분(upper portion)은, 중성자들이 상기 튜브를 바로 지나가 상기 원자로로부터 나오는 것을 방지하도록 비선형인, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 각각의 튜브는:
핵분열성 재료의 용융염으로부터 방출된 온도 스펙트럼(temperature spectrum);
상기 핵분열성 재료의 팽창량(amount of expansion);
상기 튜브 안의 가스 기둥의 공진 음향 주파수; 중 임의의 하나에 의하여 상기 핵분열성 재료의 용융염의 온도를 판별하도록 구성되는 온도 센서를 포함하는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 냉각재 액체는, 상기 액체의 수용 탱크(containing tank of the liquid)를 상기 노심에 의해 방출되는 중성자들로부터 실질적으로 차폐하기에 충분한 비율의 중성자 흡수 재료를 함유하는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 냉각재 액체는 단일 탱크 안에 담긴 용융 금속염이고, 상기 냉각재 액체의 순환은 자연 대류만으로 구동(driven)되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 냉각재 액체는 중성자속(neutron flux) 하에서, 증식된 핵분열성 동위원소(bred fissile isotope)를 생성하는 증식성 동위원소(fertile isotope)를 함유하는, 핵분열로.
제12항에 있어서, 상기 핵분열로는 상기 냉각재 액체와 접촉하는 용융 금속의 층을 포함하고, 상기 용융 금속은 상기 증식된 핵분열성 동위원소가 상기 용융 금속 내에서 녹을 수 있도록 하며, 상기 핵분열로는 상기 용융 금속을 추출하기 위한 시스템을 더 포함하는, 핵분열로.
제13항에 있어서, 상기 핵분열로는, 상기 냉각재 액체로 상기 용융 금속을 스프레이(spray)하거나 또는 상기 냉각제 액체를 통해 상기 용융 금속의 복수 개의 기둥들을 통과(pass)시키는 것 중의 하나에 의해, 상기 용융 금속이 상기 용융 금속의 층으로부터 끌어내어지고(drawn) 상기 냉각제 액체로 재도입(reintroduce)되도록 상기 용융 금속을 순환시키기 위한 시스템을 더 포함하고, 상기 용융 금속은 재도입되기에 앞서 상기 열교환기로 통과되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 열교환기는 상기 냉각재 액체 내에 튜브들의 배열체를 포함하고, 상기 튜브들은, 상기 튜브 배열체를 통하여 순환하는 액체 및/또는 가스를 담으며, 상기 액체 및/또는 가스는:
물;
증기;
물 및 증기;
헬륨;
공기;
질소;
용융 금속 또는 금속염; 중 임의의 것인, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 연료 튜브들은:
몰리브덴 합금;
순수 몰리브덴(pure molybdenum);
탄소 복합재(carbon composite); 및
탄화규소; 중의 임의의 것으로부터 형성되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 노심은 중성자 감속 재료를 더 포함하는, 핵분열로.
제17항에 있어서, 상기 중성자 감속 재료는 상기 연료 튜브들의 배열체 내의 감속재 튜브들(moderator tubes) 안에서 제공되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 연료 튜브들의 수밀도(number density)는 상기 연료 튜브들의 배열체의 중심으로 향하여 감소되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 연료 튜브들 안의 핵분열성 동위원소들 및/또는 증식성 동위원소들의 농도는 상기 연료 튜브들의 배열체의 외측을 향하여 증가되는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 연료 튜브들은, 상기 연료 튜브 재료와 핵분열성 동위원소들 사이의 중간인 할로겐(halogens)과의 반응도를 가지는 금속을 포함(comprise) 또는 함유(contain)하는, 핵분열로.
제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 핵분열성 동위원소들의 용융염들은 상기 핵분열성 동위원소들의 삼플로오르화물(trifluorides)을 포함하는, 핵분열로.
핵분열로를 작동시키는 방법으로서, 상기 핵분열로는 노심, 냉각재 액체의 풀, 및 열교환기를 포함하고, 상기 노심은, 각각이 하나 이상의 핵분열성 동위원소들의 용융염을 담은 중공 연료 튜브들의 배열체를 포함하고, 상기 연료 튜브 배열체는, 상기 냉각재 액체의 풀 안에 적어도 부분적으로 잠기며, 상기 핵분열로의 작동 중에 상기 핵분열성 동위원소들의 밀도가 자기지속성 핵분열 반응을 야기하기에 충분한 임계 영역을 포함하며; 상기 핵분열로 작동 방법은:
상기 연료 튜브들 안에 상기 용융염을 완전히 담음;
열을 각각의 연료 튜브 안의 상기 용융염으로부터 그 튜브의 외부로, 그리고 이에 따라 상기 냉각재로:
상기 용융염의 자연 대류;
상기 용융염의 기계적 교반;
상기 연료 튜브 안의 용융염 유동의 진동;
상기 연료 튜브 안의 용융염의 비등; 중 하나 이상을 이용함으로써 전달함; 및
상기 열교환기를 이용하여 상기 냉각재로부터 열을 추출함;을 포함하는, 핵분열로 작동 방법.
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