KR20120123085A - 긴 리퓨얼 간격을 가진 소형의, 고속 중성자 스펙트럼 원자력 발전소 - Google Patents
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Abstract
신흥 시장의 요구 및 특별한 조건을 다루도록 맞춰진 많은 독특한 특징들을 갖는 원자로 시스템 및 방법이 설명된다. 고속 중성자 스펙트럼 원자로 시스템은 원자로 탱크를 갖는 원자로를 포함할 수 있다. 원자로 코어는 원자로 탱크 내에 위치될 수 있다. 원자로 코어는 열 전달 매체로서 액체 소듐을 이용하여 금속 또는 서멧 연료의 연료 컬럼을 포함할 수 있다. 펌프는 열교환기를 통해 액체 소듐을 순환시킬 수 있다. 시스템은 어떤 원자력 안전기능을 가지지 않는 발전소의 밸런스를 포함할 수 있다. 원자로는 모듈식일 수 있고, 대략 100 MWe를 생산할 수 있다.
Description
본 출원은 2010년 2월 22일 출원된, 미국 가출원 번호 61/306,754호에 대한 우선권을 주장하고; 이의 내용은 전체적으로 여기서 참고문헌으로서 포함된다.
본 출원은 2010년 1월 29일 출원된, 미국 특허 출원 번호 12/696,851호를 전체적으로 참조문헌으로서 포함하고; 이의 내용은 전체적으로 참고문헌으로서 본 명세서에 포함된다.
본 발명은 원자력 발전소에 관한 것이고, 더욱 상세하게는 금속 연료를 구비한 고속 중성자 스펙트럼, 소듐 냉각된 원자로에 관한 것이다.
세계 전기 수요는 2030년까지 두 배가 되고 2050년까지 네 배로 되는 것으로 예상된다. 세계 전기 수요 증가는 선진국 및 심지어 더 확대되어 개발도상국부터 비롯되는 것으로 예측된다. 개발도상국에 있어 빠른 성장을 만족시키기 위하여, 원자력 에너지(nuclear energy)가 특정한 요구를 만족시키도록 맞춰진 구성으로 패키징되어야만 한다.
본 발명의 추가적인 이해를 제공하도록 포함되고, 본 명세서의 일부에 포함되며 본 명세서의 일부를 구성하는 첨부된 도면들은 본 발명의 바람직한 구체예들을 도시하고 본 발명의 원리를 설명하도록 상세한 설명과 함께 제공된다. 도면들에서:
도 1은 본 발명의 구체예에 따른 예시적인 소형의 모듈식 원자로("SMR")를 도시한다.
도 2는 본 발명의 구체예에 따른 SMR 원자력 발전소의 실시예이다.
도 3은 본 발명의 구체예에 따른 예시적인 원자력 에너지 아키텍쳐(nuclear energy architecture)를 도시한다.
도 4는 본 발명의 구체예에 따른 예시적인 리퓨얼 클러스터 레이아웃 및 코어 방사상 농축 영역화를 도시한다.
도 5a와 도 5b는 리퓨얼 작업 동안 코어 클램핑 및 코어 언클램핑을 위해 사용되는 예시적인 웨지를 도시한다.
도 6a 내지 도 6c는 코어 방사상 팽창 반응도 피드백을 향상시키는 데에 사용되는 예시적인 웨지를 도시한다.
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도 4는 본 발명의 구체예에 따른 예시적인 리퓨얼 클러스터 레이아웃 및 코어 방사상 농축 영역화를 도시한다.
도 5a와 도 5b는 리퓨얼 작업 동안 코어 클램핑 및 코어 언클램핑을 위해 사용되는 예시적인 웨지를 도시한다.
도 6a 내지 도 6c는 코어 방사상 팽창 반응도 피드백을 향상시키는 데에 사용되는 예시적인 웨지를 도시한다.
금속 연료를 구비한 고속 중성자 스펙트럼, 소듐 냉각된 원자로가 설명된다.
도 1은 본 발명의 예시적인 소형의 모듈식 원자로("SMR") 시스템(501)을 도시한다. SMR 시스템은 우라늄-연료공급된 코어(503)를 포함할 수 있다. 코어 조성은 초기 코어를 위한 농축된(< 20%) 우라늄/지르코늄 합금 및 차후의 코어들을 위한 재생된 우라늄/초우라늄 지르코늄일 수 있다. 또한 우라늄235/토륨/지르코늄 합금은 몇몇 구체예들에 사용될 수 있다.
코어(503)는 주위 압력 액체 소듐(507)의 탱크(505) 내에 침수된다. 탱크(505)는 얇은 벽의 스테인리스 스틸일 수 있고, 바지선 또는 철도에 의한 운송을 위한 크기가 부여될 수 있다. 탱크(505)는 제거가능한 돔(dome)(519)에 의해 에워싸일 수 있는 탱크(505)의 데크(deck)(521) 및 가드 베셀(guard vessel)(517) 내에 위치될 수 있다. 가드 베셀(517) 및 돔(521)은 함께 격납부(containment)(523)를 생성할 수 있다.
SMR 시스템(501)은 콘크리트 사일로(concret silo)(515)로 피복될 수 있다. 코어(503) 및 이의 격납부(523)는 콘크리트 커버(concrete cover)를 갖는 콘크리트 사일로 내에 설치될 수 있다. 사일로 및 이의 커버는 외부 위험으로부터 원자로 시스템(501) 및 격납부(523)를 보호하도록 차폐 구조물(shield structure)을 생성할 수 있다. 차폐 구조물 및/또는 격납부(523)와 원자로(503)는 면진될(seismically isolated) 수 있다.
또한 SMR 시스템(501)은 제어봉(513)들을 포함할 수 있다.
탱크(505)로부터의 액체 소듐(507)은 코어(503)로부터 이격되게 열을 운반하도록 코어(503)를 통해 하나 이상의 펌프들(509)에 의해 펌핑될(pumped) 수 있다. 액체 소듐(507)은 소듐 열교환기(511)들에 대한 하나 이상의 소듐으로 열을 운반할 수 있다. 액체 소듐(507)은 약 350℃부터 약 510℃까지 가열될 수 있다.
도 2는 더 큰 에너지 발전 시스템(601) 내의 SMR 시스템(501)을 도시한다. 가열된 소듐(507)은 부차적인 소듐을 가열하도록 열교환기(511)를 통과할 수 있고, 이는 결국 부차적인 소듐이 초임계(거의 액체) 이산화탄소를 가열하는 부차적인 열교환기(603)를 통과할 수 있다. 초임계 CO2는 대략 7㎫ 및 대략 31℃에서 임계점을 바로 넘는, 21㎫로 압축된다. 이는 이어서 축열식 열교환기(609)들에서 약 350℃로 열회수되고; 이어서 Na-대-CO2 열교환기에서 약 500℃로 추가로 가열된다. 거의-액체 유체의 열회수 및 압축은 이상기체 브레이턴 사이클(brayton cycle)과 비교하여 상대적인 낮은 온도에서 대략 40% 에너지 변환을 감안한다. 이어서 가열된 초임계 이산화탄소는 이산화탄소 브레이턴 사이클 빌딩(607)의 전기 발전기(608)에서 전기를 제조하도록 가스 터빈(605)을 회전시키는 데에 사용될 수 있다. 터빈(605) 및 컴프레서(606) 회전기는 CO2의 높은 밀도 때문에 꽤 컴팩트(compact)하다. 초임계 이산화 열교환기(603)에 대한 소듐 및 열회수에 사용되는 "인쇄 회로" 열교환기들은 극도로 높은 출력 밀도를 갖는다. 대체로 초임계 CO2 브레이턴 사이클은 비슷한 랭킨 증기 사이클 에너지 컨버터(rankine steam cycle energy converter)들에 비해 훨씬 컴팩트하다. 브레이턴 사이클은 종래의 경수로("LWR") 증기 구동 터빈들보다 훨씬 더 높은 효율인, 대략 39% 내지 대략 41% 이상의 (전기로 변환된 열 에너지) 열 효율을 SMR에 제공할 수 있다. 더욱이, 본 발명의 특정한 구체예들에서 폐열은 난방, 물 탈염, 산업용 가열 처리 과정과 같은, 더 낮은 온도 요구를 만족시키는 데에 사용될 수 있거나, 냉각 타워들을 통해 소멸될 수 있다.
소형의 소듐-냉각된 고속 원자로들은 중요하고 내재된 안전 특성을 입증할 수 있다. 이런 원자로들은 규제 권한에 의한 빠른 허용을 용이하게 할 수 있는 단순화된 장애시 안전 제어(fail-safe control)로 작동될 수 있다. 예를 들어, 냉각수 흐름의 손실, 열교환기에서 과냉각, 제어봉 런아웃(runout) 또는 열 배제 능력의 손실과 같은, 예상치 못한 상태에 대하여, 원자로의 구체예들은 사람의 개입 또는 안전-시스템 개입 없이 자체적으로 셧다운될(shutdown) 수 있다. 예를 들어, 원자로 냉각수가 뜨거워지기에, 코어 구조물들은 코어로부터 증가된 중성자 누설을 야기하면서 열 팽창될 수 있고, 결국 출력 레벨이 자기-보정 방식으로 감소되도록 한다.
SMR 작동 요건들은 원자로가 전기 수요의 레벨을 변경함으로서 이르게 되는 부하 요건들을 실질적으로 추종하도록 하는 특징으로 인해 종래의 원자력 시스템보다 현저하게 단순할 수 있다.
금속 합금 연료는 성능 및 가공 속성 모두로부터 꽤 입증되고, 긴 리퓨얼(refueling) 시간 간격 요건을 바로 만족할 수 있다. 게다가, 서멧 연료(cermet fuel)가 사용될 수 있으면서, 서멧 연료는 그래도 아직 금속 합금 연료 속성을 포함한다.
원자로 코어는 약 20년 이상까지, 긴 수명을 가질 수 있다. 원자로는 영구적인 현장 리퓨얼 장비 또는 연료 저장 용량을 갖지 않을 수 있거나 필요로 하지 않을 수 있다. 리퓨얼은 새로운 코어를 가진 리퓨얼 장비를 가져오고, 코어를 바깥쪽으로 바꾸며, 완료될 때 이격되게 리퓨얼 장비 및 사용된 코어 모두를 취하는 외부 서비스 제공자에 의해 이루어질 수 있다. 연료 취급 및 선적은 디레이팅된(derated) 비출력(kwt/㎏ 연료) 때문에 원자로 셧다운(shutdown) 이후에 꽤 단시간에 개시될 수 있다. 원자로 코어에서 하나 이상의 다중-어셈블리 클러스터(multiple-assembly cluster)들은 기존의 연료 데이터베이스에 계속 남아있으면서 긴 리퓨얼 간격을 가능하게 하기 위한 디레이팅된 비출력(kwt/㎏ 연료)을 가질 수 있다. 또한 이는 원자로 셧다운 이후에 리퓨얼 작업을 꽤 짧게 가능하게 한다. 리퓨얼 작업은 전체 원자로 셧다운의 대략 2 주일 내에 시작할 수 있고, 전체 원자로 셧다운의 대략 1 개월 내에 마무리될 수 있다. 전체 원자로 코어는 약 20년마다 한 번 교체될 수 있다. 이러한 바와 같이, 원자로 시스템은 작업자가 연료를 취급한다는 요건을 전혀 갖지 않을 수 있다. 전체 유닛은 전기 모니터들을 구비하고, 물리적으로 밀봉될 수 있어, 어떤 침입 시도도 손쉽게 검출된다. 스마트 모니터링 시스템(smart mointoring system)의 사용 및 연료에 직접적인 접근을 획득하는 능력 또는 필요의 제거는 작업자 요건을 감소시킬 뿐 아니라, 확산 우려를 다룬다. 게다가, SMR은 지면 아래에 위치되기에 충분히 작고, 이는 테러리스트 활동으로부터 보호 및 격리를 향상시킨다. 결국, 시스템의 구체예들은 바지선, 철도 및 트럭에 의해 선적될 수 있고 모듈식 건설 기술을 이용하여 현장에 설치될 수 있기에 충분히 작고: 일련의 생산의 경제성을 획득하고 원격으로 제조하는 이런 능력은 바람직한 이점이다.
연료 카트리지가 제조자/설계자/가공자의 시설로 리턴된(returned) 때, 사용된 핵물질의 거의 모두는 지층 처분장에 저장되는 최종 폐기물의 방사능 독성 및 부피를 상당히 감소시키면서, 장래의 카트리지에서 연료로서 재생될 수 있고 사용될 수 있다. 종래의 경수로로부터 사용된 연료와 달리, SMR로부터의 물질은 수만 년 동안 저장될 필요가 없다. SMR로부터의 재생가능하지 않는 물질은 폐기물이 오리지널(original) 우라늄 광석과 연관된 방사선의 레벨로 붕괴하기 이전에 수백 년의 저장만을 필요로 한다.
원자로 개념 및 이의 지원 연료 사이클(fuel cycle) 기반 시설은 탄소-없는 비전기식 에너지원들에 대하여 임박한 전반적인 요구뿐 아니라, 개발도상국에서 신흥 전기 시장의 필요를 만족시키도록 맞춰진 원자력 에너지(nuclear energy)의 구성을 제공할 수 있다. 원자력 에너지의 이런 구성은 전체 플리트(fleet)에 대한 폐기물 관리 및 연료 공급을 취급하는 소수의 집중 시설에 의해 지원된 국부적 에너지 서비스를 제공하면서, 긴(20년) 리퓨얼 간격의 소형의 고속 원자로의 분산된 플리트를 가능하게 하도록 핵연료의 막대한 에너지 밀도(> 화석 연료의 에너지 밀도의 106배)에 따를 수 있다. 원자로들은 국부적이고 그리고/또는 작은 그리드(grid)들에 대한 크기가 부여될 수 있고, 빠른 현장 어셈블리 및 공장 가공을 위하여 표준화되고, 모듈화되며 미리-허용된다. 따라서, 집중된 연료 사이클 기반 시설은 규모의 경제가 지역에서 큰 플리트의 원자로들을 지원하도록 크기가 부여될 수 있고, 국제 안전보장 감독 하에서 작동될 수 있다. 구성은 지속가능한 성장의 주의(tenet)를 만족시키도록 맞춰진다.
도 3은 성숙 단계에서 예시적인 원자력 에너지 기반 시설을 도시한다. 지역 센터(701)는 원자로 연료를 공급/선적하고 그리고/또는 지역(703)들과 같은 서브-지역(sub-region)들로부터 사용후 핵연료 리턴(spent fuel return)을 받아들일 수 있다. 다양한 지역 센터(701)들은 지역 과잉 및/또는 부족을 고르게 하도록 핵분열성 물질 및 핵연료 친물질을 취급할 수 있다.
원자로 개요
본 발명의 구체예들은 긴 (대략 15년 내지 대략 20년) 전체 코어 리퓨얼 간격에 대하여 작동하는 대략 50 MWe(125 MWt) 내지 대략 100 MWe(260 MWt) 소듐-냉각된 고속 원자로를 포함할 수 있다. 초기 연료 부하(fuel load)는 페라이트-마르텐사이트 클래딩에 결합된 헬륨, 소듐, 또는 금속 연료 슬러그들의 형태로 농축된 우라늄(≤20% 농축도)일 수 있다. 원자로는 연소 반응도 변화(reactivity burnup swing)가 작고 이의 코어가 핵분열성 자립형(fissile self-sufficient)이도록 1에 근접한 내부 브리딩 비율(internal breeding ratio)을 나타낼 수 있다. 대략 1%보다 작은 연소도 변화(Δk/k)는 패시브 안전(passive safety) 및 패시브 부하 추종(passive load follow)을 용이하게 할 수 있다. 본 발명의 구체예들은 80 MWtd/㎏ 이상의 평균 연료 연소도(fuel average burnup)를 획득할 수 있고, 20년 연소 사이클(burn cycle)의 완료에서 건식야금 재생에 대하여, 열화된 우라늄 구성 연료공급은 재부하(reload) 코어에 대하여 요구되는 모든 것일 수 있다. 다중의 재생에 대하여, 코어 조성은 평형 초우라늄 연료 조성으로 점차 이동할 수 있고, 이는 또한 핵분열성 자립형이고, 이에 따라 재생에 대하여 단지 U238 구성을 요구한다.
강제된 순환 열원 원자로는 약 40% 변환 효율을 획득하는 초임계 CO2(S-CO2) 브레이턴 사이클 전력 컨버터를 구동시키는 소듐 중간 루프(sodium intermediate loop)를 통해 약 500℃에서 열을 전달할 수 있고, 탈염, 지역 난방 등을 위한 바터밍 사이클(bottoming cycle)을 포함할 수 있다. 다른 구체예들은 랭킨 증기 사이클을 구동시킬 수 있다. 본 발명의 구체예들은 패시브 붕괴열 제거를 채택할 수 있고; 정지불능 예상과도 상태(Anticipated Transients Without Scram; ATWS)에 대한 패시브 안전성 응답을 달성할 수 있으며; 패시브 부하 추종을 채택할 수 있다. 발전소의 밸런스(balance of plant)는 어떤 원자력 안전기능(nuclear safety function)을 가지지 않을 수 있다.
설비는 현장에서 빠른 어셈블리를 위하여 철도 및 바지선 선적가능한 모듈들의 공장 가공을 허용하도록 크기가 부여될 수 있다. 본 발명의 구체예들은 모든 국가에서 비전기식 산업 및/또는 지방자치 틈새 적용뿐 아니라, 개발도상국에서 빠르게 성장하는 도시의 기반 시설 및 기관의 요구를 만족시키도록 겨냥된 특징들을 가질 수 있다.
겨냥하는 신흥 시장
원자력 에너지는 지난 35년에 걸쳐, 세계 전기 공급의 16% 시장 점유율 및 13,000 원자로 운전 년수의 작동 경험을 획득하여 왔던, 확실히 자리 잡은 산업 비즈니스이다. 원자력 에너지는 주로 선진국에서 (대략 1200 MWe 이상의) 대형 발전소의 형태로 배치되고 있다. 현재 30개국에서 배치된 436개의 원자로들이 존재한다. 원자력 배치에 있어 장래의 성장은 2030년까지 66% 또는 심지어 100% 추가 용량 정도까지 많이 계획된다. 대다수의 성장은 기관 및 기반 시설 상태가 종종 과거에는, 대규모 발전소 및 관류식 연료 사이클을 지지하였던 것과는 상이한 개발도상국들에서 일어나도록 계획된다. 개발도상국들은 종종 수십 GW 하의 소형의, 국부적 그리드들을 갖고, 이는 1.2 내지 1.5 GWe 크기의 발전소를 수용할 수 없다. 100 MWe에서 작동하는 본 발명의 구체예들은 더 작은 그리드 크기로 호환가능할 뿐 아니라, 게다가 이의 설치에 요구된 더 작은 자본적 지출은 고도 경제 성장의 초기 10년 동안에 다수의 개발 계획들에 걸쳐 제한된 자금 조달을 공유하기 위한 개발도상국의 필요와 호환가능하다.
지역 센터에 아웃소싱된(outsourced) 연료 공급, 재생 및 폐기물 관리 서비스를 가진 20년 리퓨얼 간격은 국가가 우선 완벽한 고유 연료 사이클/폐기물 관리 기반 시설을 설치할 필요없는 전례 없는 에너지 안전보장을 획득하는 것을 가능하게 한다. 더욱이, 기술적인 기관의 안전보장장치 작동에서 규모의 경제를 위한 연료 사이클 설비의 집중은 원자력 기반의 에너지 공급의 광범위한 전 세계적인 배치에 대해서 조차도 국제 확산금지 체제를 용이하게 할 수 있다.
선진국들에서 에너지 공급 성장률은 개발도상국보다 늦도록 계획된다. 그럼에도 불구하고, 새로운 원자력 발전소는 노심 말기에 원자로 폐기되기에 원자력 발전소들 및 석탄의 교체를 위하여 필요로 하게 된다. 선진국에서 대용량 상호 연결된 그리드들은 많은 전력 소요 발전소와 호환가능하다. 하지만, 틈새 시장은 탄소 배출이 없는 원자력 에너지의 비전기식 및/또는 열병합 적용을 위하여 선진국 및 개발도상국 모두에서 빠르게 부상하는 것으로 예상된다. 이런 시장들 중에서 물 탈염, 오일 샌드/오일 셰일 리커버리(oil sand/oil shale recovery) 및 업그레이딩(upgrading), 및 액체 합성 연료 생산에 대한 바이오 또는 석탄이 존재할 수 있다. 패시브 안전 자세(passive safety posture)는 산업 및 지방자치 설치에 인접하게 위치한 원자로의 감소된 원항 이익(source term favor)에 따라 발전소의 밸런스에 부과되고 있는 어떤 안전기능을 불가능하게 한다.
연료 사이클의 특징
첫째, 코어 출력 밀도(kWt/리터) 및 연료 비출력(kWt/㎏ 연료)은 인정된 금속 합금 연료 경험 데이터베이스의 바운드(bound) 내에 남으면서 20년의 리퓨얼 간격을 달성하기 위하여 디레이팅될 수 있다. 이는 장기 에너지 안전보장 및 높은 레벨의 신뢰할만한 효용을 클라이언트에게 제공할 수 있다.
둘째, 20년 전체-코어 리퓨얼에서 한 번은 부지 밖으로부터 핵 연료 및 리퓨얼 장비를 가져오고, 리퓨얼 작업을 수행하며 이어서 사용된 코어 및 리퓨얼 장비를 공장으로 리턴하는 공장 직원에 의해 수행될 수 있다. 이는 농축, 연료 가공, 재처리 및 폐기물 저장소를 위한 토착 설비를 설치하는 이전의 요구 없이 에너지 안전보장을 획득하는 방법을 클라이언트에게 제공할 수 있다.
셋째, 리퓨얼 작업은 다수 서브-컴포넌트(sub-component)들을 포함할 수 있는 연료 핸딩 어셈블리(fuel handing assembly)를 기초하여 이루어질 수 있다. 다양한 다수의 서브-컴포넌트들이 포함될 수 있고, 클러스터로 이루어질 수 있거나 이루어지지 않을 수 있다. 실시예로서, 도 4에서 7개의 연료 어셈블리 클러스터(801)들로 제조된 예시적인 코어를 참조하라. 도 4는 코어 컴포넌트들의 예시적인 배열을 도시한다. 예를 들어, 차폐 어셈블리(shield assembly)(803)들의 외부 레이어는 리플렉터(reflector)(805)의 레이어를 가릴 수 있고, 이는 외부 코어(807)의 레이어를 가릴 수 있다. 더 낮은 농축도의 중간 코어(809)는 일반적으로 코어(801) 내에 위치된 제 1 제어 어셈블리(813) 및 제 2 제어 어셈블리(815)를 가진 훨씬 더 낮은 농축도의 내부 코어(811)를 둘러쌀 수 있다. 도시된 바와 같이, 연료 어셈블리, 리플렉터 어셈블리, 차폐 어셈블리 및 제어봉 어셈블리는 코어 리퓨얼의 속도를 가속화시키도록 7개-어셈블리 클러스터들로 그룹화된다.
작업 동안에, 7개-어셈블리 클러스터들은 에너지 공급 효용을 최소한으로 방해하기 위하여 원자로 셧다운를 따르는 꽤 짧은 냉각 기간 이후 이송될 수 있다. 짧은 냉각 기간 및 7개-어셈블리 클러스터 특징들은 디레이팅된 연료 비열((kWt/㎏ 연료)로 인해 가능할 수 있다.
넷째, 제 1 연료 로딩(loading)은 농축된 우라늄(농축도 < 20%)일 수 있으며 20년 작동 간격의 마지막에서, 코어는 연소되었기에 핵분열성 내용물에서 그만큼 증식된 것을 포함하도록 핵분열성 자립형일 수 있다. 사용된 코어의 건식야금 재생에 대하여, U238 연료 공급 및 프레쉬 클래딩(fresh cladding)만이 교체 코어의 재가공을 위하여 요구될 수 있다.
다섯째, 다수의 재생을 걸쳐, 코어의 조성은 또한 핵분열성 자립형인 평형 초우라늄-농축 조성을 향하여 U235-농축 조성으로부터 점차 전이될 수 있다. 연료 사이클 폐기물 스트림(fuel cycle waste stream)은 단독으로 핵분열 생성물을 포함할 수 있고, 이는 방사능의 바탕 준위로 붕괴되기 이전에 200년 내지 300년의 격리만을 요구하는 반면에, 모든 초우라늄은 핵분열 생성물로 변환되는 연료로서 원자로에 리턴될 수 있다.
여섯째, 제 1 코어 로딩 이후에, 모든 차후의 코어들은 연료 공급으로서 U238만을 요구할 수 있다. 이는 적어도 천년의 에너지 공급을 산출하면서, 거의 100% 생산 용도로 세계의 광석 자원 포텐셜(potential)을 연장시킬 수 있다. 토륨-기반 금속 합금 연료를 사용하는 용량은 수 천년으로 세계의 자원 기반을 연장시킨다.
일곱째, 연료 가공 기술은 서멧을 형성하도록 금속 합금으로 LWR 사용된 연료 파쇄 산화물 입자들을 포함하는 옵션(option)을 제공할 수 있다. 건식야금 재생 공정에서 추가된 (산화물 환원) 단계와 조합될 때, 이런 옵션은 고속 원자로 폐쇄 연료 사이클 안에 포함함으로써 LWR 사용된 연료의 비용 효율적인 관리에 대한 경로를 제공할 수 있다.
열원 원자로의 특징
첫째, 코어 레이아웃(layout)은 개별적으로 덕팅되고(ducted) 오리페이싱된(orifaced) 연료 어셈블리의 어셈블리 클러스터들을 포함할 수 있다. 상기에 설명된 바와 같이, 코어 레이아웃에서 예시적인 7개-어셈블리 클러스터들에 대한 도 4를 참조하라. 다른 구체예들에서, 다른 개수 및 배열이 고려될 수 있다. 어셈블리들은 오리피싱(orificing) 및 제한된 자유 보우(bow) 반응도 피드백(reactivity feedback) 특성을 유지하기 위하여 개별적인 연료 어셈블리들을 보호하면서 연료 취급을 위한 클러스터들로 그룹화될 수 있다. 대체가능한 리플렉터 어셈블리 및 차폐 어셈블리는 3개 내지 4개의 어셈블리 클러스터들로 그룹화될 수 있다.
둘째, "제한된 자유 보우(limited free bow)" 코어 클램핑(core clamping) 처리 방법이 사용될 수 있다. 클램핑 처리 방법은 도 5a에 도시된 바와 같이, 대략 상부 코어 부하 패드(above-core load pad)(903)들에서의 엘리베이션(elevation)에서 덕팅된 연료 어셈블리(913)들의 코어 레이아웃의 중앙 어셈블리 위치에 위치된 제거가능하고 수직으로 조절가능한 수평 웨지(wedge)(901)를 이용할 수 있다. 도 5a와 도 5b에 도시된 바와 같이 방사상의 변위가 과장된 것을 언급한다. 웨지(901)는 원자로 데크(909) 상에서 수직 위치 결정 메커니즘(907)에 결합된 드라이브라인(driveline)(905)에 부착될 수 있다. 바람직하게는, 웨지(901)는 드라이브라인(905)의 하측 종단에 존재하고, 여기서 드라이브라인(905)은 수직 배향으로 존재한다. 웨지(901)는 도 5b에 도시된 바와 같이, 연료 취급을 위하여 코어를 해제하도록(loosen) 제거/철수될 수 있다. 일단 리퓨얼이 완료된다면, 웨지(901)는 상부 부하 패드(top load pad) 엘리베이션에서 코어 포머 링(core former ring)(911)에 대하여 바깥쪽으로 상부 부하 패드(917)들 및 코어(915)를 클램핑하도록 재삽입될 수 있다. 바람직하게는 상부 부하 패드(917)들은 대략 덕팅된 연료 어셈블리(913)들의 상측 종단에서 하나 이상의 덕팅된 연료 어셈블리들(913)을 둘러쌀 수 있다. 상부 코어 부하 패드(903)들은 연료 엘리베이션 위에 있으나, 상부 부하 패드(917)들 아래에서 하나 이상의 덕팅된 연료 어셈블리들(913)을 둘러쌀 수 있다. 그리드 플레이트 엘리베이션(grid plate elevation)은 대략 덕팅된 연료 어셈블리(913)들의 하측 종단과 대응될 수 있다.
셋째, 연료 조성이 20년 연소 사이클에 걸쳐 발달하고, 추가로 하나의 재생 로딩으로부터 다른 하나의 재생 로딩으로 발달하기에, 코어는 성능 파라미터, 작동 및 안전성 모두를 유지할 수 있다.
넷째, 본 발명의 구체예들은 코어 수명 내내 반응도 피드백을 감시하고 웨지의 수직 위치 조절을 이용하여 값을 미세 조정하는 전략을 포함할 수 있고, 20년 연소 사이클에 걸쳐 코어 수명만큼 이동해야만 한다. 필수적인 반응도 피드백은 제어봉 위치, 입구 냉각수 온도 및 냉각수 유량의 개입하지 않는 작은 조절에 의해 원위치에서 측정될 수 있다. 코어 클램핑 웨지(901)의 안정위(rest position)는 도 6a 내지 도 6c에 도시된 바와 같이, 반응도의 실질적인 음의 출력 계수의 코어 방사상 팽창 컴포넌트의 값을 조절하는 데에 사용될 수 있다. 도 6a 내지 도 6c에 도시된 바와 방사상 변위가 과장된 것을 언급한다. 도 6a에 도시된 바와 같이, 증가하는 출력은 연료 어셈블리(913)의 보우잉(bowing)(951)을 바깥쪽으로(도 6a 내지 도 6c에서 오른쪽을 향하여) 증가시킬 수 있다. 코어 출력에서 증가에 대하여 제한되지 않는 플라워링(flowering)은 덕팅된 연료 어셈블리(913)에 대한 방사상 열 구배(thermal gradient)의 증가로부터 기인할 수 있다. 안쪽의 덕팅된 연료 어셈블리(913)들은 도 6b에 도시된 바와 같이 바깥쪽으로 밀릴 수 있다. 제한된 자유 보우 코어 제한은 덕팅된 연료 어셈블리(913)들의 연료 영역 엘리베이션에서 방사상 팽창을 향상시킬 수 있다. 도 6c에 도시된 바와 같이, 냉각수 출구 온도에 있어 증가는 드라이브라인의 열 팽창이 웨지(901)를 아래쪽으로/더 깊게 구동시킬 수 있도록 증가된 온도를 가진 웨지 드라이브라인(905)을 세척할 수 있다. 결국 이는 연료 영역 엘리베이션에서 코어 연료 어셈블리(913)들의 보우잉을 방사상으로 바깥쪽으로 증폭시킬 수 있고, 이는 이어서 축방향 누설을 증가시킬 수 있고 반응도를 감소시킬 수 있다. 전체 유동 및 전체 출력에서 웨지(901)의 안정위를 조절함으로서, 보우잉 향상의 진폭은 미세 조정될 수 있다.
다섯째, 패시브 안전성 응답은 유동의 손실, 히트 싱크(heat sink)의 손실, 냉각된 냉각수 입구 온도 및 정지불능 단일 봉 런아웃 과도과출력(ATWS) 과도 개시자(initiator)를 위하여 제공될 수 있다. 붕괴열 레벨에서 자연 순환 용량 및 거의 0인 연소 반응도 변화와 조합될 때, 냉각수 온도 및 연료 및 출력에 대한 생득적 반응도 피드백은 모든 ATWS 개시자에 대하여 손상되지 않는 안전 상태로 원자로를 취할 수 있고, 즉, 만약 봉들이 정지하는 것을 실패한다면 안정 상태가 이런 개시자를 위하여 도달될 수 있고 어떤 손상도 발생되지 않을 수 있다.
여섯째, 패시브 붕괴열 제거 채널(passive decay heat removal channel)은 활성 붕괴열 제거 채널들에 대한 백업(backup)으로서 항상 작동하는 주위 대기 극한 히트 싱크에 제공될 수 있다. 패시브 채널은 항상 대략 1% 전체 출력 이하에서 항상 작동할 수 있고 원위치에서 개입하지 않는 측정에 의해 코어 수명의 모든 단계들에서 기능하고 있도록 확인될 수 있다. 내부 구조물 및 코어의 열 용량은 패시브 채널들의 용량을 초과하여 붕괴열의 초기 과도를 안전하게 흡수하기에 충분하다.
발전소의 특징
첫째, S-CO2 브레이턴 사이클 에너지 컨버터를 구동시키는 열원 원자로는 약 500℃, 21 ㎫ 내지 31℃, 약 7 ㎫의 작동 유체 범위에서 작동하면서, 전기 변환 효율에 대하여 거의 40% 이상의 열을 획득할 수 있다. 이런 컨버터는 특히 높은 출력 밀도의 관류식 열교환기들 및 엄청나게 높은 출력 밀도의 회전기를 이용할 수 있다.
둘째, 열원 원자로는 열을 위한 에너지 컨버터 요구를 패시브하게(passively) 부하 추종할 수 있다. 원자로는 유량을 통해 전달된 발전소의 밸런스 요구를 감지할 수 있고 중간 열 전달 루프의 온도를 리턴할 수 있다. 원자로의 생득적 반응도 피드백은 제어봉들의 활성 조절에 대한 요구 없이 수십 초 내에 중간 루프를 통한 열 제거와 조합하여 열 발생을 유지할 수 있다.
셋째, 발전소의 밸런스(BOP)는 어떤 원자력 안전기능을 수행하지 않다는 것으로 제공될 수 있고 정상 산업 표준으로 건설될 수 있고, 작동될 수 있으며 유지될 수 있다. 원자로는 유량의 모든 물리적으로 획득가능한 조합들을 패시브하게 수용할 수 있고 중간 열 전달 루프를 통해 BOP로부터 리턴되는 온도를 리턴한다. 패시브 붕괴열 제거 채널은 BOP에 대한 어떤 의존성도 가지지 않고, 거의 0인 연소도 제어 변화(burnup control swing)는 제어 시스템 에러로부터 기인한 봉 런아웃 TOP가 어떤 손상 경우도 없게 한다. 그래서 BOP는 어떤 원자력 안전기능을 수행할 필요가 없다.
넷째, BOP가 어떤 원자력 안전기능을 수행하지 않기 때문에 본 발명의 구체예들은 표준, 미리 허용된 열원 원자로에 대하여 BOP 구성의 폭넓은 다양성을 구속하도록 포텐셜을 포함할 수 있다. S-CO2 브레이턴 사이클은 공급된 열의 약 60%를 배제할 수 있고 약 100℃ 내지 31℃ 사이에서 그렇게 이루어질 수 있다. 많은 열병합 선택은 다효 증류 탈염; 지역 난방; 지역 냉수; 얼음 생성 및 다른 것을 포함하는, 이러한 온도 범위를 위하여 존재할 수 있다. 대안적으로, 자기방어 특징, 소형의 원항, 패시브 부하 추종 특징, 및 높은 레벨의 효용을 고려해 볼 때, 다양한 비전기식 산업 공정은 열원 원자로와 근접하게 함께 위치될 수 있다.
비록 앞선 설명이 본 발명의 바람직한 구체예에 관한 것이더라도, 다른 변경 및 변형이 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에게는 명백할 것이고, 본 발명의 범주 또는 사상으로부터 분리됨이 없이 이루어진다는 것이 언급된다. 더욱이, 비록 상기에 명백하게 설명되지 않더라도 본 발명의 일 구체예에 관련되어 설명된 구조들은 다른 구체예들과 관련되어 사용될 수 있다.
Claims (24)
- 고속 중성자 스펙트럼 원자로 시스템에 있어서,
원자로(상기 원자로는:
원자로 탱크;
원자로 탱크 내에서, 열전달 매체로서 액체 소듐을 이용하여 금속 또는 서멧 연료의 연료 컬럼을 포함하는 원자로 코어; 및
열교환기를 통해 액체 소듐을 순환시키는 펌프를 포함한다);
반응도 피드백을 포함하는 적어도 하나의 패시브 안전 시스템;
적어도 하나의 패시브 부하 추종 시스템;
원자력 안전기능을 가지지 않는 발전소의 밸런스; 및
대략 40% 이상의 변환 효율을 갖는 초임계 CO2 브레이턴 사이클 에너지 컨버터를 구동시키는 열원 원자로를 포함하되,
원자로는 모듈식이고,
시스템은 대략 50 MWe 내지 대략 100 MWe를 생산하는 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서, 상기 원자로 시스템은,
가드 베셀 및 원자로 데크 위의 돔을 포함하는 작은 볼륨의 격납 구조물을 더 포함하되,
작은 볼륨의 격납 구조물은 면진(seismic isolation)을 갖는 사일로 차폐 구조물 내에 설치되는 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서,
리퓨얼 장비 또는 연료 저장소가 현장에 위치되어 있지 않은 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서,
제 1 로딩은 대략 20% 보다 적은 농축도로 농축된 우라늄이고, 모든 차후의 로딩들은 재생된 우라늄, 초우라늄 및 지르코늄인 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서,
리퓨얼 간격은 대략 20년이고, 전체 원자로 코어는 리퓨얼 동안에 교체되는 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서, 상기 원자로 시스템은,
하나 이상의 다중-어셈블리 클러스터들을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 6 항에 있어서,
하나 이상의 다중-어셈블리 클러스터들은 긴 리퓨얼 간격을 가능하게 하고 리퓨얼 작업이 원자로 셧다운 이후 대략 2주일에서 시작하는 것을 가능하게 하기 위하여 디레이팅된 비출력(kwt/㎏ 연료)을 갖는 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서, 상기 원자로 시스템은,
코어 클램핑하고 반응도 피드백의 조절을 미세 조정하기 위하여 상부 코어 부하 패드들 엘리베이션에서 원자로 코어 내의 제거가능하고 조절가능한 웨지를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서,
시스템의 열 효율은 대략 39% 내지 대략 41%인 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 제 1 항에 있어서,
내부 브리딩 비율은 대략 1인 것을 특징으로 하는 원자로 시스템.
- 원자력 에너지를 제공하는 방법에 있어서,
고속 중성자 스펙트럼 원자로 시스템을 제공하는 단계(상기 시스템은:
원자로(상기 원자로는:
원자로 탱크;
원자로 탱크 내에서, 열전달 매체로서 액체 소듐을 이용하여 금속 또는 서멧 연료의 연료 컬럼을 포함하는 원자로 코어; 및
열교환기를 통해 액체 소듐을 순환시키는 펌프를 포함한다);
반응도 피드백을 포함하는 적어도 하나의 패시브 안전 시스템;
적어도 하나의 패시브 부하 추종 시스템;
원자력 안전기능을 가지지 않는 발전소의 밸런스; 및
대략 40% 이상의 변환 효율을 갖는 초임계 CO2 브레이턴 사이클 에너지 컨버터를 구동시키는 열원 원자로를 포함한다);
시스템을 개시하는 단계;
열을 전기로 변환시키는 단계; 및
전기를 공급하는 단계를 포함하되,
원자로는 모듈식이고,
시스템은 대략 50 MWe 내지 대략 100 MWe를 생산하는 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
원자로는 가드 베셀 및 원자로 데크 위의 돔을 포함하는 작은 볼륨의 격납 구조물을 더 포함하되, 작은 볼륨의 격납 구조물은 면진을 갖는 사일로 차폐 구조물 내에 설치되는 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
리퓨얼 장비 또는 연료 저장소가 현장에 위치되어 있지 않은 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
제 1 로딩은 대략 20%보다 작은 농축도로 농축된 우라늄이고, 차후의 로딩은 재생된 우라늄, 자기 생성된 초우라늄 및 지르코늄인 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
리퓨얼 간격은 대략 20년이고, 전체 원자로 코어는 리퓨얼 동안에 교체되는 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
원자로는 하나 이상의 다중-어셈블리 클러스터들을 더 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 16 항에 있어서,
하나 이상의 다중-어셈블리 클러스터들은 긴 리퓨얼 간격을 가능하게 하고 리퓨얼 작업이 원자로 셧다운 이후 대략 2주일에서 시작되는 것을 가능하게 하고 위하여 디레이팅된 비출력(kwt/㎏ 연료)을 갖는 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
원자로는 코어 클램핑하고 반응도 피드백의 조절을 미세 조정하기 위하여 상부 코어 부하 패드들 엘리베이션에서 원자로 코어 내의 제거가능하고 조절가능한 웨지를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
시스템의 열 효율은 대략 39% 내지 대략 41%인 것을 특징으로 하는 방법.
- 제 11 항에 있어서,
내부 브리딩 비율은 대략 1인 것을 특징으로 하는 방법.
- 코어 클램핑 시스템에 있어서,
하나 이상의 덕팅된(ducted) 연료 어셈블리들 및 코어 중앙 어셈블리 위치를 포함하는 원자로 코어;
하나 이상의 덕팅된 연료 어셈블리들의 상측 종단들 근처에서 하나 이상의 덕팅된 연료 어셈블리의 각각에 결합되는 하나 이상의 상부 부하 패드들;
하나 이상의 상부 부하 패드들 아래에서 하나 이상의 덕팅된 연료 어셈블리들의 각각에 결합되는 하나 이상의 상부 코어 부하 패드들;
대략 상부 부하 패드 레벨에서 원자로 코어를 둘러싸되, 원자로 코어의 작동 동안에 하나 이상의 상부 부하 패드들에 의해 접촉되는 코어 형성 링;
코어 중앙 어셈블리 위치 안으로의 삽입을 위한 제거가능하고 조절가능한 웨지; 및
웨지의 위치를 삽입하고, 제거하며, 조절하기 위하여 웨지에 결합된 웨지 드라이브라인을 포함하는 것을 특징으로 하는 시스템.
- 제 21 항에 있어서,
웨지는 코어 클램핑하고 반응도 피드백의 조절을 미세 조정하기 위하여 대략 상부 코어 부하 패드들 엘리베이션까지 삽입되는 것을 특징으로 하는 시스템.
- 제 21 항에 있어서,
웨지 드라이브라인은 반응도 피드백의 조절을 미세 조정하기 위하여 열 팽창가능한 것을 특징으로 하는 시스템.
- 제 21 항에 있어서,
웨지는 리퓨얼 작업을 위하여 해제 및 제거되는 것을 특징으로 하는 시스템.
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