KR20140091691A

KR20140091691A - 반응로 및 관련 방법 및 장치

Info

Publication number: KR20140091691A
Application number: KR20147012074A
Authority: KR
Inventors: 마크 매시; 레슬리 씨. 드완
Original assignee: 트랜스아토믹 파워 코포레이션
Priority date: 2011-10-03
Filing date: 2012-10-02
Publication date: 2014-07-22
Also published as: EP2766909B1; CN104145309A; RU2014117676A; WO2013077941A3; PL2766909T3; EP2766909A2; WO2013077941A2; CN104145309B; ES2590495T3; US20130083878A1; CA2850229A1; EP3128518A1; RU2606507C2

Abstract

다른 것들 사이에서, 장치는 핵연료 물질, 용융 염 및 하나 이상의 수소화물, 하나 이상의 중수소화물 또는 그들의 둘 이상의 조합을 포함하는 감속물질의 조합을 포함한다.

Description

반응로 및 관련 방법 및 장치{NUCLEAR REACTORS AND RELATED METHODS AND APPARATUS}

이 상세한 설명은 반응로 및 관련 방법 및 장치에 관련된다.

반응로 노심 내에 핵연료의 자립 핵 반응은 열 및 전력을 순서대로 생성하는데 사용될 수 있다. 종래의 용융 염 반응로(때때로 MSRs로 불리는)에서, 핵 연료는 용융 염 내에서 용해되었다. 일부 제안된MSRs에서, 핵연료는 사용 후 핵연료(때때로 SNF 또는 단순 사용 연료로 불리는)로부터 회수된 악티니드를 포함한다.

대략적으로, 여기서 설명하는 것은 용융 염 및 핵분열 물질을 사용하는 핵 반응로 방법 및 장치이며, 핵분열 물질은 종래의 다른 반응로에서의 사용 연료 및 임계 반응을 야기하기 위해 선택되고 구조화된 감속재의 적어도 일부이다.

일반적으로, 한 측면에서, 장치는 핵분열 물질, 용융 염 및 하나 이상의 수소화물, 하나 이상의 중수소화물 또는 그들의 조합을 포함된 감속 물질을 포함한다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 감속 물질은 금속 수소화물을 포함한다. 감속 물질은 수소화 지르코늄(zirconium hydride)의 형태를 포함한다. 감속 물질은 ZrH₁ _.6을 포함한다. 감속 물질은 수소화 리튬(lithium hydride)을 포함한다. 감속 물질은 수소화 이트륨(yttrium hydride)의 형태를 포함하며, 예를 들면, 수소화 이트륨(II)(yttrium(II) hydride (YH₂)), 수소화 이트륨(III)(yttrium(III) hydride (YH₃)) 또는 그들의 조합이 있다. 감속 물질은 중수소화 지르코늄(zirconium deuteride)의 형태를 포함한다.

핵분열 물질은 반응로의 사용 후 핵연료의 적어도 일부를 포함한다. 핵분열 물질은 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터(actinide vector)를 포함한다. 핵분열 물질은 미처리된 사용 후 핵연료를 포함한다. 핵분열 물질은 사용 후 핵연료 외의 것을 포함한다. 핵분열 물질은 폐기된 무기로부터 플로토늄(plutonium) 또는 우라늄(uranium)을 포함한다. 핵분열 물질은 자연적으로 발생한 우라늄을 포함한다. 핵분열 물질을 새로운 연료를 포함한다. 핵분열 물질을 감손 우라늄을 포함한다. 핵분열 물질은 천연 우라늄, 농축 우라늄, 감손 우라늄, 사용 후 핵연료로부터 플루토늄, 남은 핵무기 물질로부터 다운-블렌디된(down-blended from) 플루토늄, 토륨(thorium) 및 핵분열성 물질, 초우라늄(transuranic) 물질 또는 그들 중 둘 이상의 조합을 포함한다. 핵 연료성 물질에 대한 핵 분열성 물질 비율(the fissile-to-fertile)의 범위가 0.01-0.25인 것을 포함한다. 핵분열 물질은 U-233, U-235, Pu-239 또는 Pu-241중 적어도 하나인 것을 포함한다. 핵분열 물질은 U-238을 더 포함한다. 핵분열 물질은 토륨을 더 포함한다.

용융 염은 플루오르화 염(fluoride salt)을 포함한다. 용융 염은 염화 염(chloride salt)을 포함한다. 용융 염은 요오드화 염(iodide salt)을 포함한다. 용융 염은 플루오르화 리튬(lithium fluoride)을 포함한다. 플루오르화 리튬은 Li-7의 그것의 농도가 농축된다(Li-6보다 낮은 열중성자 포획 단면적을 가진). 용융 염의 악티니드(actinides) 용해도는 핵분열 물질이 임계가 되기 충분하다. 용융 염의 악티니드 용해도는 적어도 0.3%이다. 용융 염의 악티니드 용해도는 12%이다. 용융 염의 악티니드 용해도는 20%이다. 용융 염은 베릴륨(beryllium)을 필수적으로 포함하지 않는다. 용융 염은 상당한 양의 베릴륨을 포함한다. 핵분열 물질은 용융 염과 결합된다. 핵분열 물질 및 용융염은 감속재와 별개이다. 염은 감속을 제공한다.

일반적으로, 장치는 필수적으로 베릴륨이 없는 용융 플루오르화 리튬 염(a molten lithium fluoride salt)과 결합된 반응로의 사용 후 핵연료를 포함하는 핵분열 물질, 및 결합된 핵분열 물질 및 염과 구분되는 수소화 지르코늄(a zirconium hydride) 감속재를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서, 핵 반응 감속재 구조는 수소화물 또는 중수소화물 및 용융 염 연료가 구조 또는 구조 주위 또는 두 곳을 통해 흐르는 하나 이상의 통로(passages)를 포함하며, 상기 구조가 형성되어 용융 염 연료는 상기 구조 내에서 임계 상태이다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 감속 물질은 금속 수소화물을 포함한다. 감속 물질은 수소화 지르코늄(zirconium hydride)의 형태를 포함한다. 감속 물질은 ZrH₁ _.6을 포함한다. 감속 물질은 수소화 리튬 형태를 포함한다. 감속 물질은 수소화 이트륨 형태, 예를 들면, 수소화 이트륨(II), 또는 수소화 이트륨(III), 또는 그들의 조합을 포함한다. 감속 물질은 중수소화 지르코늄의 형태를 포함한다.

적어도 두 개의 통로가 있다. 플레이트는 통로에 의해 분리된다. 평행한 적어도 두 개의 통로가 있다. 통로의 하나 이상은 관형이다. 상기 구조는 3차원의 개별 구조 요소를 포함하고, 이들의 각각은 상기 구조의 크기보다 작은 3차원 각각의 크기를 가진다. 상기 개별 구조 요소는 상기 통로 또는 상기 개별 구조 사이의 통로 또는 상기 개별 구조 내 통로 또는 그 둘을 가진 구조 내에 배열된다. 상기 구조는 3차원 상에 배열된 볼 또는 구 또는 페블(pebbles) 또는 그들의 어느 둘 이상의 조합을 포함한다. 상기 구조는 통로에 형성된 감속 불질의 통합 블록(an integral block)을 포함한다. 상기 구조는 개별 요소 세트를 포함한다. 개별 요소는 동일하다.

상기 구조는 입구 단부(an entry end)와 출구 단부(an exit end)를 가지고, 통로 또는 통로들은 입구 단부로부터 출구 단부로 연장된다. 상기 구조는 로드를 포함한다. 로드는 원통형(cylinders), 고리형 로드(annular rods), 핀드 로드(finned rods), 나선형 로드(helical rods), 꼬인 나선형 로드(twisted helical rods), 고리 나선형 로드(annular helical rods), 고리 꼬인 나선형 로드(annular twisted helical rod), 와이어로 싸인 스페이서를 가진 로드(rods with wire wrapped spacers) 또는 와이어로 싸인 스페이서를 갖춘 고리형 로드(annular rods with wire wrapped spacers) 중 적어도 하나 또는 그들의 둘 이상의 조합인 것을 포함한다. 구조는 상기 구조와 관련하여 이동하는 반응성 제어 요소를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서, 반응로 내에서, 핵분열 물질 및 용융 염은 하나 이상의 수소화물, 중수소화물 또는 그들의 둘 이상의 조합을 포함하는 감속 물질을 지나 유동한다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 핵분열 물질 및 감속 물질 지난 용융 염이 유동하는 단계는 혼합물로서 핵분열 물질 및 용융 염이 유동하는 단계를 포함한다. 혼합물은 핵분열 생산 제거 시스템을 통해 유동한다. 용융-염 혼합물은 열 교환기를 통해 유동한다. 핵분열 물질은 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 포함한다. 핵분열 물질은 사용 후 핵연료 전부가 아닌 일부를 포함한다. 핵분열 물질은 미처리된 사용 후 핵연료를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서 핵 반응로 감속재 구조는 하나 이상의 수소화물, 중수소화물 또는 그들의 조합 및 구조를 통해 유동하는 핵분열 연료를 위한 하나 이상의 통로를 포함하는 감속 물질을 형성한다.

일반적으로, 한 측면에서, 핵 반응로는 반응로 노심(a reactor core) 을 가지는 제 1폐회로를 포함한다. 반응로 노심은 하나 이상의 수소화물, 중수소화물 또는 그들의 조합을 포함하는 감속 물질(a moderator material) 및 핵분열 물질 및 용융 염이 폐회로 내 상기 감속재 구조 출구 단부로부터 상기 감속재 구조의 입구 단부를 따라 유동할 수 있는 경로(a pathway)를 가지는 감속재 구조(a moderator structure)를 포함한다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 반응로는 제 2 폐회로 및 제1 폐회로 및 제 2 폐회로 사이의 열을 교환하는 열 교환기를 포함한다. 반응로는 중간 폐회로, 제 2 폐회로, 제 1 폐회로 및 중간 폐회로 사이의 열을 교환하는 열 교환기 및 중간 폐회로 및 제 2 폐회로 사이의 열을 교환하는 부가 열 교환기를 포함한다. 반응로는 냉각 밸브를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서 핵 반응로는 제 1폐회로를 형성하기 위한, 핵분열 물질 및 용융 염이 감속재 구조의 출구 단부로부터 상기 감속재 구조의 입구 단부를 따라 유동할 수 있는 경로로, 하나 이상의 수소화물, 중수소화물 및 그들의 조합을 포함하는 감속 물질을 포함하는 감속재 구조를 연결하여 구성된다.

일반적으로, 한 측면에서, 핵 반응로 연료는 용융 염 내의 경수로(a light water reactor)의 사용 연료를 포함하며, 상기 용융 염 내 상기 사용 연료의 중핵종(heavy nuclides)의 용해도는 핵분열 물질이 임계가 된다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 사용 연료는 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 포함한다. 사용 연료는 미처리된 사용 후 핵연료를 포함한다. 용융 염은 베릴륨을 필수적으로 포함하지 않는다.

일반적으로, 한 측면에서, 핵 반응 연료는 경수로의 사용 연료가 용융 염과 혼합되는 단계로 형성된다; 용융 염 내 상기 사용 연료 악티니드 용해도는 핵분열 물질이 임계가 되기 충분하다. 어떤 구현방법에서, 사용 연료는 전체 사용 후 연료 악티니드 벡터를 포함한다; 상기 사용 연료는 미처리된 사용 후 핵연료이다. 상기 핵분열 물질은 사용 후 핵연료의 악티니드가 전부가 아닌 일부를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서, 경수로가 작동하고, 사용 후 핵연료가 경수로로부터 회수되고, 회수된 사용 후 핵연료는 용융 염과 결합되고, 그리고 용융 염 반응로가 용융 염과 함께 회수된 사용 후 핵연료를 사용하여 작동된다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 사용 후 핵연료는 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 포함한다. 사용 후 핵연료는 미처리된 사용 후 핵연료를 포함한다. 핵분열 물질은 사용 후 핵연료의 악티니드의 전부가 아닌 일부를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서, 기존 사용 후 핵연료의 공급은 다른 반응로로부터, 처리 없이, 사용 후 핵연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써 줄인다.

일반적으로, 한 측면에서, 전력은 다른 반응로로부터, 처리 없이, 사용 후 핵연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써, 기존 사용 후 핵연료를 사용하여 발생된다.

일반적으로, 한 측면에서, 핵무기 물질의 공급은 다른 반응로로부터, 처리 없이, 사용 후 핵연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써 줄인다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 유체는 용융 염 혼합물을 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서, 반응로의 조합은 핵 연료 및 연료로부터 개별적인 용융 염 냉각제 및 하나 이상의 수소화물 또는 중수소화물을 포함하는 감속 요소를 포함한다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 적어도 하나의 수소화물은 금속 수소화물을 포함한다. 감속 요소는 하나 이상의 수소화물과 결합한 그래파이트(graphite)를 포함한다.

일반적으로, 한 측면에서, 반응로의 조합은 임계 미만 상태의 핵 연료 및 상기 핵 연료에 근접한 중성자 가속기 구동 소스(an accelerator driven source of neutrons), 및 하나 이상의 수소화물 또는 중수소화물을 포함하는 감속 요소를 포함한다.

구현방법은 다음의 형상 중 하나 이상을 포함할 수 있다. 가속기 구동 소스는 중금속 타겟(a heavy metal target)을 포함한다. 감속 요소는 중금속 타겟에 근접하다. 감속 요소는 핵연료에 근접하다. 연료는 토륨(thorium)을 포함한다. 연료는 사용 후 핵연료를 포함한다. 연료는 사용 후 핵연료로부터 초우라늄(transuranic) 물질을 포함한다. 연료는 사용 후 핵연료로부터 작은 악티니드를 포함한다.

이들 및 다른 측면, 특징 및 구현방법은 장치, 방법, 조성물 및 비즈니스를 하는 방법, 기능을 수행하기 위한 수단 및 단계 및 다른 방법으로 표현될 수 있다.

다른 측면, 특징, 구현방법 및 이점은 다음의 설명으로부터, 청구범위로부터 명백해질 것이다.

도 1은 개략도이다.
도 2,5,6,7,8 및 9는 반응로 노심의 단면도이다.
도 3은 시뮬레이션과 관련된 개략도이다.
도 4는 중성자 유량의 그래프이다.
도 10은 흐름도이다.
도 11은 단면의 그래프이다.

다른 것들 사이에서, 여기서 설명하는 구현방법은 기존의 핵 반응로로부터 사용 후 핵연료(추가적인 처리 없이 일부 경우에)를 사용하고 실현 가능하다고 시도되거나 고려되는 핵 반응로 기술 요소를 사용하여 상대적으로 낮은 비용으로 안전하게 전력을 생산하는 것을 보장한다.

전기를 생성하기 위해 사용된 제안으로, 핵 반응로는 환경 및 폐기 관점의 핵 반응에서 매우 적은 문제가 있는 상태로 사용 후 핵연료를 만들며, 반응로에서 발생하는 환경 및 폐기 관점의 핵 반응은 사용 연료를 포함하고, 그들의 방사성 반감기를 줄이는 대다수의 악티니드의 핵분열을 유도한다. 여기서 설명하는 적어도 일부 구현 방법은 다른 반응로로부터 사용 후 핵연료의 사용을 가능하게 하기 위해 이전에 개발된 용융 염 반응로 기술로 변경한다.

적어도 일부 구현방법에서, 변경된 용융 염 반응로의 주요 특징은 사용 후 핵연료 내에 함유된 물질의 전부를 포함하는 용융 연료-염 혼합물이다. 사용 연료로 SNF 또는 사용 후 핵연료를 참조하면, 사용 연료 전부가 사용 연료의 기술적 부분이 아닌 피복된 물질을 제외한 사용 연료 어셈블리 내에 있음을 의미한다. 사실상, 일부 구현방법에서, 반응로 노심은 어떤 분열 또는 다른 조작의 요구 없이 사용 연료 전부가 사용된다. 또한, 일부 구현방법에서, 주요 특징은 감속재로 사용되는 수소화 지르코늄(ZrHx , 여기서 x의 범위는 1에서 4일 수 있다)을 형성하는 것이다. 어떤 경우에는, 수소화 지르코늄 감속재는 비유동적인 반응로 노심을 형성하는 요소의 일부로서 사용된다. 어떤 경우에, 수소화물 지르코늄 감속재는 반응로 노심으로부터 삽입되거나 제거될 수 있는 유동성 있는 감속재 요소가 사용되었다. 어떤 경우에, 수소화 지르코늄 감속재는 비유동적인 반응로 노심과 감속재 요소 모두에 사용되었다. 수소화 지르코늄은 사용 연료가 반응기 노심 내에서 임계가 되도록 적절한 에너지 레벨을 가지는 중성자를 생산하여 다른 감속재보다 더 효과적일 수 있으며, 그렇지 않으면 그렇게 하지 못할 수 있다. 어떤 경우에, 고정되거나 유동 가능하거나 또는 둘 다 되는 감속 요소는 하나 이상의 수소화물일 수 있다. 어떤 경우에, 상기 요소는 하나 이상의 중수소화물일 수 있다. 어떤 경우에, 상기 요소는 수소화물 또는 중수소화물의 조합일 수 있다. 비록 여기서 설명하는 어떤 구현 방법이 사용 연료와 수소화물 지르코늄과 같은 매우 효과적인 감속재를 사용하는 용융 염 반응기의 조합임을 고려한다고 하여도, 단일 시설 내 모든 이러한 특징을 서로 포함하는 것이 필수적이 아닐 수 있다.

도 1은 제 1폐회로(102) 내 반응로 노심(106)을 포함하는 반응로 발전기(100)의 일 실시예를 나타낸 개략도이다. 용융(액체)연료-염 혼합물(103)은 제 1폐회로(102) 내, 반응로 노심(106)을 통해서, 지속적으로 순환한다(105). 제 1폐회로는, 반응로 노심을 포함하여, 상기 폐회로를 채우기 위해 충분한 연료-염 혼합물이 채워진다. 주어진 시간 내에 반응로 노심 내 있는 연료-염 혼합물 일부는 임계 배치(a critical configuration) 내에 있고, 열을 발생한다. (반응로 노심으로부터 밖으로 나가고 폐회로에 남아 있는 연료는 임계 배치 내에 있는 것이 아니다.) 연료-염 혼합물이 반응로 노심 내 임계 배치를 가지는 동안에, 중성자는 악티니드 내 핵분열을 유도하고, 열을 발생하고, 악티니드가 핵분열 생성물로 변환된다.

상기 염(우리는 때때로 단일어 염을 연료-염 혼합물 또는 연료와 교대해서 사용한다)은 어떤 구현 방법에 있어서, 빠른 질량 유량 속도(a fast mass flow rate)로 제 1폐회로을 통과하면서 이동한다; 이 비율은 대략 시간당800킬로그램이다. 어떤 구현방법에 있어서, 상기 속도는 시간당800킬로그램보다 높거나 낮을 수 있다. 반응로 노심(106) 내 핵 분열하는 악티니드에 의해 염 내 발생하는 대규모 열량 때문에, 염은 더 빠르게 이동하고 상기 뜨거운 염 내에서 이동하는 열은 열 교환기(112)로 빠르게 이동해야 한다.

상기 염이 매우 빠르게 이동하기 때문에, 악티니드의 작은 일부분만이 각각 폐회로를 통과하는 동안 반응로 노심 내에서 핵분열된다. 그러나 악티니드는 반응로 노심을 여러 번 통과한다. 어떤 경우에, 예를 들면, 반응로 노심을 통과하는 대략 10년 정도(10 years’worth) 이후에, 악티니드의 주어진 초기량의 약 30%가 핵분열 생성물로 바뀔 수 있다.

연료-염 혼합물(103) 내에서 용해된 악티니드는 매우 다양한 악티니드 및 악티니드의 조합일 수 있고 매우 다양한 소스 및 소스의 조합으로부터 유래될 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 예를 들면, 악티니드는 기존 반응로(143)에 의해 발생한 사용 후 핵연료(139)로부터 나올 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 악티니드는 회수된 무기(152)로무터 발생되며, 플루토늄 및/또는 우라늄을 포함한다. 어떤 구현방법에 있어서, 소스는 천연 우라늄(155)를 포함할 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 소스는 감손된 우라늄(159)(농축 과정으로부터 사용되지 않고 남겨진)을 포함할 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 소스는 새 연료(157)(새 연료는 U-235 내 농축된 우라늄 또는 분열되지 않은 토륨과 U-233, U-235, Pu-239 또는 Pu-241같은 핵 분열성 물질(a fissile matter)의 혼합물을 포함할 수 있다)를 포함할 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 소스는 새 연료(157), 회수된 무기 플루토늄 또는 우라늄(152), 천연 우라늄(155), 감손 우라늄(159) 또는 사용 후 핵연료(139)의 둘 이상의 조합을 포함할 수 있다.

반응로 노심 내 중성자 에너지 레벨의 분포는 노심 내의 연료-염 혼합물에서 악티니드 핵분열이 발생하는 효율에 영향을 미친다. 단면적(cross section)은 중성자가 핵과 상호 작용(예를 들면, 충돌할 때)할 때 발생하는 특정 반응의 확률의 척도이다. 예를 들면, 핵과 관련된 사건이 발생한다면(if it is incident upon that nucleus), 흡수 단면적은 중성자가 특정 동위원소의 핵에 의해 흡수될 수 있는 확률을 표시한다. 모든 동위원소는 중성자의 운동 에너지의 사건 함수에 따라 변하는 특유의 단면적 세트를 가진다.

예를 들면, 시스템의 중성자 수 내 운동 에너지의 분포는 중성자 에너지 스펙트럼에 의해 나타낸다. 핵분열 반응 동안에 생산되는 중성자는, 평균적으로, 중성자 에너지 스펙트럼에서 “고속” 중성자 영역 내 초기 운동에너지를 가진다. 고속 중성자는 예를 들면, 10keV보다 큰 운동 에너지를 가진다. 열외중성자(Epithermal neutrons)는 예를 들면, 1eV 및 10keV 사이의 운동 에너지를 가진다. 열중성자(Thermal neutrons)는 예를 들면, 약 0.025eV의 운동 에너지를 가진다. 핵 반응로 맥락에서(In the context), 열중성자는 대략적으로 운동 에너지, 예를 들면, 1eV 아래의 에너지를 나타날 수 있다.

어떤 구현방법에서, 대다수의 경우, 열중성자는 고속 중성자가 하는 것보다 더 빠르게 악티니드의 핵분열을 유도하기 때문에, 반응로 노심(노심 내 연료-염을 포함하는)은 다수의 열중성자의 수를 포함하는 중성자 에너지 스펙트럼을 가지는 것이 바람직하다. 반응로 노심의 열중성자의 수가 감소하면 반응로 내 악티니드 핵분열의 비율이 줄어든다.

상기 연료-염의 혼합물에 사용하는 염의 선택은, 다른 것을 사이에서, 염이 혼합물 내에서 중성자 에너지 레벨에 미칠 수 있는 영향에 의해 좌우된다.

용융 염 반응로의 염의 성분을 선택할 때, 여러 다른 요소들이 고려되어야 한다. 중요한 고려 사항은 다음과 같다: 염 내의 중핵의 용해도(일반적으로, 더 높은 용해도가 낫다), 염을 포함하는 동위원소의 중성자 포획 단면적(neutron capture cross-section)(일반적으로, 더 적은 포획 단면적이 낫다), 및 염을 포함하는 동위원소의 완화능력(moderating ability)(일반적으로, 더 높은 완화능력이 낫다)

중핵 용해도는 염의 화학 조성에 의존한다(예를 들면, 플루오르화 리튬은 플루오르화 포타슘보다 더 높은 중핵 용해도를 가진다). 어떤 구현방법에서, 선호되는 염의 조성은 더 높은 중핵 용해도를 가진 하나이다. 분석에 따르면, 여러 염의 조성(다음 섹션에서 상세하게 서술한다)은 임계를 유지하기 위해 반응로 노심 내 연료-염 혼합물이 허용되는 충분히 높은 중핵 용해도를 가진다. 얼마나 높은 용해도가 필요한지 여부는 사용된 연료에 의존한다. 열 개 ZrH1.6 고리(후에 상세히 기술한다)를 가진 모델을 기반 및 U-235의 20%까지 농축된 새 연료를 사용하여 시뮬레이션하는 경우, 0.35% 중핵 용해도가 충분했다. 이전에 제안된 용융 염 증식 반응로 디자인은 12% 중핵을 가진 염을 사용하기 위하여 계획되었다. 여기서 설명된 시스템 내 전체 사용 연료 악티니드 벡터를 사용하여, 우리는 적어도 20%의 용해도가 필요함을 추정한다. 전체 퍼센트는 몰%로 표현했다.

중성자 포획 단면적은 염 내의 하나 이상의 특정 종의 동위원소 성분에 의존한다. Li-7은 LI-6보다 낮은 중성자 포획 단면적을 가지고, 이에 따라 플루오르화 리튬 염이 사용될 때, 플루오르화 리튬 염을 위한 리튬 동위원소가 되기 더 쉽다. 염화 염은, 일반적으로, 염소가 높은 중성자 포획 단면적(a high neutron capture cross section)을 가지는 Cl-35로 주로 구성되기 때문에 플루오르화 염보다 덜 사용되는 것이 예상된다. 이후 섹션에서 설명한 것처럼, 사용을 위해 고려된 용융 염 내의 다른 성분은 염소처럼 무거운 원소보다 더 큰 완화력을 가지는 리튬과 같은 더 가벼운 원소를 유리하게 포함할 수 있다.

어떤 구현방법에 있어서, 연료-염 혼합물(103)은 용융 할로겐화 염(예를 들면, LiF-(중핵)Fx)을 포함한다. 이전 이후 화학식에서, 중핵은 예를 들면, 란탄 계열 원소(lanthanide) 또는 악티니드 또는 둘의 어떤 것의 조합일 수 있다. 용융 염 반응로 내에서 사용될 수 있는 적어도 세 개의 일반적인 할라이드화 염의 종류가 있다: 염화 염이 사용될 수 있고, 플루오르화 염이 사용될 수 있고, 요오드화 염이 사용될 수 있거나 그들의 둘 이상의 조합을 사용할 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 핵 반응로 장치(100) 내 플루오르화 염을 사용하는 이점이 있을 수 있다. (이전에 언급된 것처럼, 예를 들면 염화 염으로부터 자연적으로 발생한 자연 존재비75.55%를 가지는, 동위원소 Cl-35는 높은 열중성자 포획 단면적을 가진다. 그러므로 대조적으로 염화 염은 반응로 노심의 중성자 에너지 스펙트럼 내 열중성화의 수를 줄인다.)

적합한 염의 조성은 다음의 개별적으로 취해진 각각 및 그들의 둘 이상의 조합을 포함할 수 있다: LiF-(중핵)Fx, NaF-BeF2-(중핵)Fx, LiF-NaF-(중핵)Fx, NaF-KF-(중핵)Fx 및 NaF-RbF-(중핵)Fx. 이러한 종을 사용하는 구성의 예는 다음의 각각 또는 그들의 둘 이상의 조합을 포함할 수 있다: 8.5mol%( 중핵)Fx-34mol%NaF-57.5mol%BeF2, 12mol%(중핵)Fx-76mol%NaF-12mol%BeF2, 15mol%(중핵)Fx-25mol%NaF-60mol%BeF2, 22mol%(중핵)Fx-33mol%LiF-45mol%NaF, 22mol%(중핵)Fx-78mol%LiF, 25mol%(중핵)Fx-48.2mol%NaF-26.8mol%KF, 27mol%( 중핵)Fx-53mol%NaF-20mol%RbF, 27.5mol%(중핵)Fx-46.5mol%NaF-26mol%KF, and 30mol%(중핵)Fx-50mol%NaF-20mol%KF.

비록 높은 중핵 용해도를 가진 염이 유용하더라도, 높은 중핵 용해도 이외의 다른 고려사항을 감안해야 할 것이다. (중핵)Fx 의 가장 높은 몰 퍼센트를 가진 조성이 반드시 가장 바람직하지 않다. 예를 들면, 30mol%(중핵)Fx-50mol%NaF-20mol%KF는 22mol%(Heavy Nuclide)Fx-78mol%LiF 보다 더 높은 중핵 농도를 가지지만, 제 2염 내 리튬이 제 1염 내의 소듐 또는 포타슘보다 완화력이 더 크기 때문에22mol%(Heavy Nuclide)Fx-78mol%LiF가 더 낫다. 리튬 같은 더 가벼운 원소는 소듐 같은 더 무거운 원소보다 완화력이 더 크다.

어떤 구현방법에 있어서, 연료-염 혼합물(103)은 용해된 중핵(LiF-(중핵)Fx)을 포함하는 플루오르화 리튬 염을 포함한다. 어떤 구현방법에 있어서, LiF-(중핵)Fx 혼합물은 예를 들면, 22 mol% (중핵) Fx 을 이상 포함할 수 있다. 리튬은 매우 가벼운 원소이며 그것의 완화력은 열선 스펙트럼 반응기에서 중성자적으로 이점이 있다. 특히, Li-7은 바람직한 중성자의 특성을 가진다. Li-6은 Li-7(0.045반(barns))보다 상당히 높은 열중성자 포획 단면적(941반)을 가진다. 리튬에 의해 흡수된 중성자는 분할 악티니드(split actinides)로 이용 불가능하기 때문에 리튬에 의한 중성자 흡수는 반응로의 반응성 감소시킨다. 어떤 구현방법에서, 염 내에 리튬은 농축될 수 있으며, 열중성자를 흡수하기 위해 연료-염 혼합 경향은 감소하는 Li-7는 높은 양을 가진다.

어떤 구현 방법에 있어서, 염의 더 낮은 녹는 온도를 위해서, 베릴륨은 용융 할로겐화 염에 첨가될 수 있다. 어떤 구현 방법에 있어서, 연료-염 혼합물(103)은 용해된 중핵(LiF-BeF2-(중핵)Fx)이 포함된 플루오르화 베릴륨 리튬 염(comprises a beryllium lithium fluoride salt)을 포함한다. 그러나 Li-6가 Be-9을 갖춘 반응 내에서 생산(n,α)되기 때문에, 염료-염 혼합물 내 베릴륨의 존재(presence)는 Li-7 농축 효과를 줄일 수 있다. 그러므로, 어떤 구현방법에서, 용융 염에 베릴륨이 첨가되지 않는다. 어떤 구현방법에서, 감소된 베릴륨의 양이 첨가된다.

그리고 베릴륨의 첨가는 염 내 악티니드의 용해도를 감소시킬 수 있다. 새 연료에 비해 사용된 핵 연료의 킬로그램당 핵분열성 물질이 더 적게 존재하기 때문에, 반응로 시스템(101)을 임계되도록 만드는데 더 높은 악티니드의 농도가 요구된다. 염으로부터 BeF₂를 완전히 제거하는 것은 염의 액티니드 용해도를 12.3%부터 22%까지 증가시킬 수 있으며, 이는 핵 연료성 물질에 대한 핵 분열성 물질 비율(the fissile-to-fertile)을 증가시키기 위해 사용된 핵 연료를 일차적으로 처리(예를 들어, 우라늄 제거)함 없이 연료-염 혼합물이 임계에 도달할 수 있는 하는데 충분하다. 어떤 구현방법에 있어서, 악티니드 용해도의 결과적인 증가는 반응로 발전소(100)가 사용된 핵연료 벡터(nuclear fuel vector) 전체를 연료로서 사용하는 것을 가능케 한다. 또한, 어떤 구현방법에 있어서, 사용 후 핵연료의 혼합물 또는 연료의 다른 요소와 혼합된, 그것의 일부분이 사용될 수 있다.

작동이 일어나는 동안에, 연료-염 혼합물(103)이 반응로 노심(106)에 채워진다. 반응로 노심(106) 내 핵분열 반응으로부터 자유로운 중성자의 일부는 반응로 노심(106) 내 다른 연료 원자 핵분열을 유도할 수 있고, 핵분열 반응으로부터 다른 중성자는 비 연료 원자에 의해 흡수되거나, 반응로 노심(106)으로부터 누설된다.

반응로 노심(106) 내 생성된 중성자의 수가 손실되는 중성자의 수와 동일하거나 실질적으로 동일한 경우(예를 들면, 분열, 흡수 또는 시스템 외부로 이동(예를 들면,"유출")을 통해), 반응로 노심의 연료-염 혼합물은 임계상태(critical state) 또는 자립-상태(self-sustaining state)일 수 있다.

어떤 예에서, 반응로 노심 내 연료-염 혼합물이 임계 상태에 있는지 아닌지는 주로 세가지 요소에 의해서 결정된다: 연료-염 혼합물의 핵 특성(the nuclear properties), 반응로 노심(106) 제조하기 위해 사용되는 물질의 특성, 그리고 반응로 노심 내 연료-염 혼합물과 다른 물질의 기하학적 배열. 이러한 세 가지 요소의 조합은 공간 상의 중성자와 반응로 노심(106) 주위의 에너지 분포, 그리고, 이로써 반응로 노심(106)에서 발생하는 반응 속도를 결정된다. 반응로 노심(106)은 혼합물, 기하학적 배열 및 물질들이 배열됨으로써 반응로 노심의 연료-염 혼합물이 임계 상태로 유지되도록 설계될 수 있으며, 이에 따라 중성자 생산률은 정확하게 또는 대략 중성자 손실률과 동일하다.

일반적으로, U-235 및 Pu-239은 고속 중성자 에너지 영역에서 하는 것보다 열중성자 에너지 영역 내 더 큰 핵분열 단면적을 가지며, 이런 핵은 고속 중성자에 의한 것보다 열중성자에 의한 것이 더 쉽게 핵분열된다.

중성자 포획(Neutron capture)은 다른 하나의 가능한 핵반응이며, U-238과 중성자 사이에 일어날 수 있다. 중성자 포획 반응에서, 핵은 반응이 일어나는 중성자를 흡수하지만, 중성자를 다시 방출하거나 핵분열이 일어나지 않는다.

어떤 예를 들면, U-238에서 Pu-239로 변화시킬 수 있는 가장 효과적인 중성자 에너지는 열외중성자 영역에 있다. 핵분열 동위원소Pu-239는, U-238가 중성자를 포획하여, Np-239로 베타 붕괴, Pu-239로 베타붕괴 되는 U-239가 될 때, 생성될 수 있다. U-238에서 U-239(및 결과적으로 Pu-239으로)로 변화하기 위한 최적의 에너지 범위는 U-238의 단면적에 의해 결정된다. 도 11에서, 약 1Mev 이하의 전체 에너지에서 U-23(1102)핵분열 단면적은 포획 단면적(1104)보다 작으며, 1Mev 이하 운동 에너지를 가진 중성자는 핵분열을 위한 U-238을 야기하는 것보다 U-238에 의해 포획되는 것이 더 큰 가능성을 가지는 것을 의미한다. 핵분열의 가능성(두 개의 플롯(plots) 사이의 수직 거리)과 관련된 중성자 포획 가능성은 대략 5eV에서 10KeV의 범위 내에서 가장 크다. 이것은 U-238에서 Pu-239로 변화하기 위한 좋은 범위이다.

어떤 구현방법에서, 필요한 열 및 열외 중성자 스펙트럼은 감속 물질(moderating materials)을 도입함으로써 성취될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 예를 들면, 감속 물질은 반응로 노심 요소 내에 도입될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 감속 물질은 반응로 노심(106)으로부터 도입되고 제거될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 두 개의 결합이 사용될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 상기 감속 요소는 더 유용한 특성을 가지기 위하여, 예를 들어 연료-염 혼합물 내 중성자의 에너지를 감소시키는 방식에 의해, 중성자 스펙트럼으로 이동한다.

물질의 감속 효율, ηmod, 은 거시적 흡수 단면적∑_a 에 의해 나누어진 거시적 산란 단면적∑_s 으로 곱해진 충돌, ξ, 당 중성자 에너지의 평균 로그 감소(the mean logarithmic reduction)로 정의되며, 식 1 및 2에서 표현되었다.

식 1 E₀은 핵과 충돌 전의 중성자 운동 에너지이며, E는 핵과 충돌 후의 중성자 운동 에너지이며, A 는 핵의 원자량이다.

식 1에서 나타난 것처럼, 중성자가 큰 원자량을 가진 핵으로 산란될 때, 중성자는 일반적으로 그들의 운동 에너지의 작은 일부분이 손실된다. 반대로, 중성자가 작은 원자량을 가진 핵(예를 들면, 탄소, 수소, 리튬)으로 산란될 때, 중성자는 일반적으로 그들의 운동 에너지의 많은 부분이 손실된다. 핵의 작은 원자량은, 중성자가 특정 에너지로 천천히 내려가기 위해 감속 물질과 더 적게 충돌하는 것이 필요하다는 것을, 의미한다.

중성자가 핵과 충돌하는 매번, 중성자는 핵에 의해 포획될 수 있는 한정된 확률을 가진다. 핵분열이 일어날 수 없기 때문에, 일반적으로 감속재 같은 비-연료 물질로 중성자의 포획이 최소화되어야 한다. 중성자 포획을 줄이기 위해, 더 높은 감속율을 가진 감속재는 낮은 포획 단면적과 낮은 원자량을 가져야 한다. 낮은 포획 단면적은 모든 감속재와의 충돌에서 중성자가 포획될 낮은 확률로 이루어짐을 의미한다.

어떤 반응로 시스템의 반응로 노심은 감속재로서 그래파이트를 사용한다. 어떤 구현방법에서, 반응로 노심(106)은 그래파이트를 단독으로 사용하는 것보다 더 감속 효율이 좋은 감속 물질을 사용한다.

어떤 구현방법에서, 수소화물 지르코늄(예를 들면, ZrH1.6)의 형태가 그래파이트 대신 반응로 노심(106) 내 감속재로서 사용될 수 있거나, 어떤 구현방법에서는 그래파이트를 첨가하여 사용될 수 있다. ZrH1.6는 대칭형의 면심 입방 구조(face-centered cubic symmetry)를 가진 수소화물 지르코늄의 크리스털 형태이다. 수소화물 지르코늄(ZrHx, 여기서 x는 1에서 4까지 범위일 수 있다)의 다른 상(phase)이 존재하고, 수소화물 지르코늄의 물리적 성질은 다른 상 사이에서 다양하다. 어떤 구현방법에 있어서, 수소화물 지르코늄 감속재는 단일 크리스탈 고체의 형태일 수 있다. 어떤 구현방법에서, 더 작은 크리스탈을 포함하는 지르코늄의 파우더 형태가 사용될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 더 작은 크티스탈이 고체 상으로 형성될 수 있다(예를 들면, 다음 과정의 하나 이상의 결합을 사용: 크리스탈의 소결, 콜타르와 같은 바인더를 사용하여 크리스탈을 서로 바인딩, 또는 다른 적합한 과정).

수소화물 지르코늄은 수소 핵의 높은 밀도를 가짐으로 인하여 그래파이트보다 큰 감속 능력을 가진다. 수소화물 지르코늄의 수소 핵은 그래파이트의 탄소 핵보다 대략 12배 가볍다. 식 1에 따르면, 일반적으로 중성자는 열에너지에 도달하기 위해 그래파이트와 하는 것보다 수소화물 지르코늄과 더 적은 충돌을 요구한다. 어떤 구현방법에서, 반응로 노심(106) 내 단일 그래파이트보다 수소화물 지르코늄의 사용은 열외 및 열 에너지 범위 내 중성자의 수를 증가시킬 수 있다.

또한, 감속재로서 수소화물 지르코늄의 사용은 U-238이 Pu-239로 변화하는 비율이 증가하는 이익을 제공할 수 있다. 이러한 증가는 핵분열 및 핵분열성의 악티니드를 소비하여 동일한 또는 상당히 동일한 비율로 핵분열 Pu-239을 생산함으로써, 핵 반응로 시스템(101)가 소위 전환로(converter reactor)로 불리는 장치로서 작동할 수 있도록 한다. 비록 소량 악티니드, (예를 들면, 우라늄 또는 플라토늄 이외의 악티니드 요소,) 가 고속 중성자와 더 쉽게 핵 분열된다 할지라도, 그들은 여전히 반응로 노심(106)에 존재하는 중성자 스펙트럼을 사용하여 이러한 방식으로 핵 분열될 수 있다.

개별적으로 또는 조합에 의해 감속재의 다른 형태들은, 정지된 반응로 노심(106) 내, 움직일 수 있는 감속 요소 내, 또는 그들의 둘 다에서 감속재로 사용될 수 있다. 예를 들면, 그래파이트, 수소화물 지르코늄, 중수소화물 지르코늄 또는 다른 감속 물질 중 둘 이상의 적합한 조합이 사용될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 감속 물질은 가벼운 원자 핵(예를 들면, 수소, 중수소, 리튬 등, 개별적으로 또는 그들의 둘 이상의 조합)의 높은 밀도를 가질 수 있다. ZrH 내 수소 농도는 지르코늄 원자 당 1.6 수소 원자이다. 유사하거나 더 높은 수소 밀도를 가진, 추가적 또는 다른 물질 또는 그들의 조합이 감속 물질로 사용될 수 있다. 다른 감속 물질은 다음에 나오는 개별적 또는 어떤 조합 중 어떤 것을 포함할 수 있다: 다른 금속 수소화물, 금속 중수소화물 및 고체 형태 내의 낮은 원자량 물질(예를 들면, 고체 리튬). 어떤 구현방법에서, 중수소는 수소에 비하여 더 작은 중성자 흡수 단면적을 가지기 때문에, 중수소화물 지르코늄은 수소화물 지르코늄보다 더 효과적일 수 있다. 구체적으로, 우리의 컴퓨터 시뮬레이션은 우리의 반응로 노심 설계 내 효과적인 감속 재인 다음의 물질을 제시한다: 수소화물 지르코늄(ZrH₁ _.6 과 ZrH₂), 수소화물 이트륨(II), 수소화물 이트륨(III) 및 수소화물 리튬(LiH). 그러한 물질은 개별적으로 또는 그들의 둘 이상의 조합으로 사용될 수 있다.

어느 구현방법에 있어서, 반응로 노심(106)의 반응성 레벨은 이동 가능한 하나 이상의 감속하는 요소, 예를 들면 감속 로드, 를 사용하여 조절될 수 있다. 감속하는 요소는 반응로 노심(106)으로부터 삽입 및 제거함으로써 열 및 열외 중성자 스펙트럼을 변경할 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 이러한 감속하는 물질은 개별적으로 또는 어떤 조합을 사용하여 로드, 블록, 플레이트 및 다른 형상의 형태일 수 있다.

감속하는 로드는 개별적으로 또는 다른 적합한 물질 또는 물질의 조합을 사용하여 수소화물 지르코늄, 중수소화물 지르코늄, 그래파이트로 구성될 수 있다. 로드는 매우 다양한 모양, 사이즈 및 형상일 수 있고, 반응로 노심으로부터 그들의 삽입 및 제거를 위한 매우 다양한 접근을 가질 수 있다.

반응성 조절 맥락에서, 어떤 구현방법에 있어서, 감속하는 로드(a moderating rod)는 반응로 노심으로부터 삽입 또는 빼낼 수 있는 감속하는 물질로 만들어진 요소를 의미할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 감속 로드는 반응로 노심관(106) (the reactor core vessel)에 상대적으로 이동 가능하며, 이에 따라 감속 로드는 완전히 또는 부분적으로 반응로 노심(106)으로부터 빼낼 수 있다. 어떤 예에서, 감속 물질은 반응로 노심(106)으로부터 부분적으로 또는 완전하게 빼낼 때, 핵 반응로 시스템(101)은 임계 이하이다. 반응성은 반응로가 임계가 될 때까지 감속 로드를 부분적으로 또는 완전하게 삽입함으로써 증가될 수 있다. 반응로는 감속 로드를 빼냄으로 인하여 운전 정지(shut down)할 수 있다.

어떤 구현방법에서, 감속재 물질로서 수소화물 지르코늄(그리고 가능한 다른 수소화물 및 중수소화물)의 사용은 핵 반응로 시스템(101)이 사용 후 핵연료의 전체를 가동하도록 할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 그러한 물질의 사용은 핵 반응로 시스템(101)이 사용 후 핵연료를 부분적으로 가동하도록 할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 예를 들면, 수소화물 지르코늄은 더 효율적인 토륨 용융 염 반응로를 만들기 위해 사용될 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 수소화물 지르코늄의 사용은 그래파이트의 감속 효율보다 수소화물 지르코늄의 감속 효율이 더 크기 때문에 중성자적으로 더 효율적인 토륨 용융 염 반응로를 만들 수 있다. 토륨 원자(토륨을 U-233으로 변화시킨 반응로) 내 수소화물 지르코늄의 사용은 요구된 연료 량을 줄일 수 있거나, 연료 사용을 향상시킬 수 있거나, 반응로 노심의 요구된 크기를 줄일 수 있거나, 또는 그들의 조합을 성취할 수 있다.

어떤 구현 방법에서, 예를 들어 수소화물 지르코늄 감속 로드 상에 그라파이트 또는 실리콘 카바이드 합성물(또는 그들의 조합)을 피복하여 사용하는 것과 같이, 감속물질 보다 화학 부식에 대한 저항성이 뛰어난 물질로 감속물질을 둘러싸는 것이 바람직하다. 그러한 피복을 포함하는 것은 감속하는 물질의 부식-유도 저하 가능성(the likelihood of corrosion-induced degradation)을 줄인다. 다양한 구현방법에서, 피복 물질은 낮은 중성자 흡수 단면적을 가질 수 있거나, 중성자 감속재가 될 수 있거나, 또는 이런 조합 및 다른 특성을 가질 수 있다. 어떤 예에서, 피복은 반응로 노심의 일부로 제공될 수 있다. 어떤 예에서, 피복은 감속 로드의 일부로 제공될 수 있다. 어떤 예에서, 피복은 둘 다에 제공될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 반응로 노심(106)을 포함하는 물질의 팽창 또는 수축 차이(differential swelling or shrinkage)가 일어날 수 있다. 예를 들면, 반응로 노심(106) 내 수소화물 지르코늄, 그래파이트 또는 다른 감속 물질은 용적 팽창 또는 수축을 이끌 수 있는 큰 중성자 선속(large neutron fluxes)의 대상 일 수 있다. 그래파이트 및 수소화물 지르코늄 모두 반응로 노심(106) 에서 사용되는 경우, 그래파이트 및 수소화물 지르코늄은 용적 팽창 또는 수축의 상당한 양의 차이를 경험할 수 있다. 어떤 구현 방법에서, 그러한 팽창 또는 수축이 그래파이트 피복이 갈라지거나 수소화물 지르코늄이 연료-염 혼합물에 직접적으로 노출되는 것을 방지할 수 있도록(또는 그러한 경향을 줄일 수 있도록) 갭(gap)dl 그래파이트와 수소화물 지르코늄의 계면에 제공될 수 있다.

어떤 구현방법에 있어서, 반응로 노심(106)은 예를 들면, 팽창 또는 수축의 차이에 의해 야기되는 손상으로부터 보호하기 위해, 다른 형태 물질 사이 계면의 갭과 함께 설계될 수 있다. 어떤 구현방법에 있어서, 갭은 물질 사이에 화학적 상호작용을 줄이기 위해 불활성 가스, 예를 들면, 헬륨으로 채워질 수 있다.

대안적으로 또는 이동 가능한 감속하는 요소에 더하여, 이동 가능한 제어 로드가 어떤 예에서 반응로 노심(106)에 사용될 수 있다. 제어 로드는 그들에 입사하는(incident upon them) 중성자를 포획함으로써 상기 시스템으로부터 중성자를 제거할 수 있다. 예를 들면, 고체-연료 반응로 상의 제어 로드 또는 제어 로드의 다른 형태 또는 그들의 조합이 사용될 수 있다. 반응성은 반응로 노심(106)으로부터 제어 로드를 빼냄으로써 증가할 수 있다. 반응성은 반응로 노심(106) 내 제어 로드를 삽입함으로써 감소할 수 있다.

어떤 구현방법에서, 반사 제어 시스템(reflector control system)을 사용하는 어떤 경우에 동일한 또는 유사한 효과가 성취될 수 있다. 어떤 예에서, 반사 시스템 및 제어 로드 둘 다 사용될 수 있다. 반사 제어 시스템의 어떤 예에서, 흡수 또는 감속하는 물질(또는 그들의 조합)의 이동 가능한 시트(sheets)는 반응로 노심(106) 의 내부 영역 및 상기 내부 영역에 대한 반사기 사이에 존재할 수 있다. 상기 시트는 반응로 노심(106)의 내부 영역 안으로 반사된 중성자의 양을 증가 또는 감소시키도록 조작될 수 있다. (예를 들면, 상승, 하강, 회전 또는 달리 조작하도록) 반사기(205)는 반응로 배관(203) 내부, 반응로 배관 외부 또는 그 둘 다에 있을 수 있다.

어떤 구현방법에서, 상기 설명된 기술과 조합 또는 대체되는 방식으로, 반응성은 첨가 연료가 제 1루프 (102) 의 연료-염 혼합물에 첨가되는 비율(rate)을 조정함으로써 제어할 수 있다. 어떤 경우에, 반응성은 폐기물이 제 1루프(102) 내 연료-염 혼합물로부터 제거되는 비율을 조정함으로써 제어할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 연료 첨가 비율 및 폐기물의 제거 비율의 조합이 사용될 수 있다. 연료가 반응로 노심에서 소비됨에 따라, 연료-염 혼합물의 반응성은 감소한다. 결과적으로, 연료의 첨가가 없거나 폐기물의 제거가 없거나 또는 둘 다 없이, 연료-염 혼합물은 더 이상 임계적이지 않고, 열의 발생이 중단된다. 적절한 비율로 연료의 첨가 및 폐기물의 제거됨에 따라, 반응성은 적합한 레벨로 유지될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 분해되지 않은 물질에 대한 분해된 물질의 비율은 시간이 지남에 따라 너무 낮아져서 임계가 유지될 수 없다. 어떤 예에서, 상기 설명된 기술에 추가되거나 또는 대체되는 방식으로, 반응성은 고체 연료 요소가 부분적으로 또는 완전하게 삽입하거나 제거됨에 따라 제어될 수 있다. 연료-염 혼합물보다 높은 분해 농도(fissile concentration)를 가지는 고체 연료가 삽입됨에 따라 반응로 내 반응성은 증가할 수 있다. 대조적으로, 그러한 요소의 제거는 반응로 시스템의 반응성을 줄일 수 있다. 그러한 고체 연료 요소는 일반적인 반응기(conventional reactors) 또는 금속성의 연료 로드 또는 금속성의 연료의 플레이트 또는 핵분열 물질을 함유하는 페블(pebbles) 또는 그들의 적어도 둘 이상의 조합 내에 사용되는 것들과 같이, 산화물 연료 로드의 하나의 형태를 가진다. 핵분열 연료는 농축된 우라늄(U-235 20%까지) 또는 감손 우라늄 또는 천연 우라늄 또는 사용 연료의 악티니드 물질 또는 무기 물질(weapons material) 또는 토륨 및 핵분열성 물질 또는 다른 핵분열 물질과 함께 조합된 어떤 것 중 하나 또는 둘 이상의 조합을 포함할 수 있다.

어떤 예에서, 고체 연료 요소는 피복 물질로 둘러싸인 핵분열 물질의 펠릿(pellets)을 포함할 수 있다. 다양한 구현방법에서, 피복 물질은 일반적인 반응로 내 사용되는 것과 동일하거나 유사한 금속 또는 금속 합금, 또는 용융된 염 내 침식을 저항하는 하스텔로이(Hastelloy)와 같은 금속 또는 금속 합금, 또는 다른 적합한 금속 또는 금속 합금, 또는 그래파이트, 수소화물 지르코늄 또는 수소화물 이트륨 또는 그들의 둘 이상의 조합과 같은 감속하는 물질을 포함할 수 있다.

어떤 예에서, 고체 연료 요소는 그들이 일반적인 반응로 내에 있음에 따라, 작동하는 동안 항상 완전히 삽입될 수 있고, 주기적으로 또는 비주기적으로 교체될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 고체 연료 요소는 고체-염 혼합물 단독보다 더 큰 반응성을 제공할 수 있다. 이는 반응로가 낮은 농도의 중핵을 가진 연료-염 혼합물로 가동하게 하거나 반응로가 낮은 핵 연료성 물질에 대한 핵 분열성 물질 비율(the fissile-to-fertile)비율을 갖춘 고체-염 혼합물로 가동하게 하거나 또는 연료-염 혼합물의 연료의 높은 연소(분열을 겪는 연료 물질이 어느 정도인지 측정)를 가능하게 하거나 또는 그들의 어떤 조합을 가능하게 한다. 어떤 예에서, 용융된 염 반응로로부터 제거된 고체 연료 요소는 일반적인 반응로의 사용 연료 내에서 발견된 것들과 유사하게, 수명이 긴 많은 양의 중핵을 포함한다. 어떤 구현방법에서, 이러한 사용 연료 요소는 용융된 염 반응로 내 연료-염으로서 사용되는 용융된 염과 함께 혼합될 수 있다. 어떤 경우에, 이러한 사용된 연료 요소는 임시 저장소 내에 놓여지거나 영구 폐기 시설(a permanent disposal facility)에 보내질 수 있다.

용융 염 반응로 가동의 주요 목적이 소비 연료 재고를 줄이는 것이라 볼 때, 만약 더 많은 악티니드 폐기물이 그런 반응로로부터 생산되기 보다 제거된다면, 고체 연료 요소를 포함하는 용융 염 반응로의 사용은 여전히 이점이 있을 수 있다. 만약, 주요 제 1의 목적이 전력 생산이라면, 생산된 악티니드 폐기물의 양은 보다 적은 우려를 가질 수 있다.

도 2는 수치 시뮬레이션(numerical simulations)으로 사용된 반응로 노심 형상(200)의 한 예인 개략적인 단면도이다. 수치 시뮬레이션에서는 용융 염 반응로 내에서, 연료로서, 용융된 플루오르화 리튬 내에서 용해된 사용 후 핵연료만 사용하는 것이 임계에 도달 할 수 있는 능력을 실험하기 위해 사용되었다. 수치 시뮬레이션은 Oak Ridge National Laboratory에서 개발된SCALE 코드 장치를 사용하였다. 도 2에 나타난 구현방법에서, 반응로 노심은 동일한 반경 간격에서 열 개의 동심원의 감속재 실린더(때때로 고리로서 언급된)(204)시리즈, 하스텔로이로 만들어진 노심관(203) 및 감속재 고리 사이 간격 내에 있는 연료-연 혼합물(202)로 모델화되었다. (또한 도 2는 반사기(205)를 보여준다.) 동심원 상 고리는 컴퓨터 모델링의 용이성을 위한 수치 시뮬레이션 내에 사용될 수 있다. 반응로 노심의 매우 다양한 형태는 다양한 맥락에서 유리하거나 최상이 될 수 있다.

시뮬레이션 내 실린더는 3 미터였다.

수치 시뮬레이션 내에서 하스텔로이 노심 관은 5cm두께 및 1.5m의 내부 반경을 가졌다. 동심원의 수소화물 지르코늄 고리 열 개 각각은 5cm 두께를 가졌다. LiF-(중핵)Fx 연료-염 혼합물은 수소화물 지르코늄 고리 사이 9cm간격 내에 위치하고, 감속재 고리 가장 바깥쪽 및 관 벽 사이에 위치한다. 관은 중성자 반사기(205)에 의해 둘러싸인다. 시뮬레이션에서, 반사기는 수소화물 지르코늄(ZrH1.6)이었다. 추가적인 또는 다른 반사기(예를 들면, 그래파이트 또는 중수소화물 지르코늄)는 개별적으로 또는 조합하여 사용될 수 있다.

표 1은 수치 시뮬레이션 내에 사용된 물질 데이터를 보여준다.

(다음의 설명에서, 시뮬레이션 툴(simulation tools)의 참조는 Oak Ridge National Laboratory의 요소이다. “SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations,” (2009).)

예시적인 경수로 핵반응로로부터 사용 후 핵연료의 동위원소 구성은 즉, ORIGEN-S 감손 코드 및 일반적인 반응로 설계시 미리 계산된 단면적 세트를 이용하여 시간 의존적인 물질의 농도를 계산하는 SCALE 분석 시퀀스인, ORIGEN-ARP GUI(graphical user interface)로 계산될 수 있다.

이 경우에, 4.2% 초기 농축된 우라늄 1미터톤의 정격화된(normalized) Westinghouse 17x17 어셈블리는 50 GWd/MTHM (중금속의 미터톤 당 기가 와트데이gigawatt-days per metric ton of heavy metal)감손되었고 ORIGEN 출력파일(the ORIGEN output file)로부터 동위원소 농도는 사용 연료 내 각각의 악티니드 동위원소(핵분열 생성물은 폐기되었다)의 중량 퍼센트(wt%)를 계산하는데 사용되었다. 표 2는 수치 시뮬레이션에 사용된 사용 후 핵연료의 동위원소 조성을 나타낸다.

SCALE의 TRITON-NEWT시퀀스는 도 2에 도시되고 앞서 설명한 코어 모델을 분석하는데 사용되었다. 이 시퀀스 내에, TRITON 제어 모듈은 순서대로 함수 모듈 BONAMI, WORKER, CENTRM, PMC 및 NEWT로 불린다. BONAMI는 에너지 자체 차폐 효과를 설명하기 위해 주라이브러리 단면적(master library cross sections)에서 Bondarenko 계산을 수행한다; WORKER는 다른 모듈 사이 데이터를 포맷하거나 통과한다; CENTRM은 별개의 종 좌표를 사용하는 볼쯔만 수송 방정식(the Boltzmann transport equation)을 해결함으로써 연속적인 에너지 중성자 유동을 계산하기 위해 점방식 및 다군 핵 데이터 둘 다를 사용한다; PMC은 CENTRM으로부터 연속적인 에너지 중성자 유동을 가지고 평균 그룹 단면적을 계산한다; 그리고 NEWT는 장치의 증배율(the multiplication factor)을 결정하기 위해 2D개별 종 계산(2D discrete ordinates calculation)을 수행한다. 그리고 나서 축 상 버클 수정(axial buckling correction)은 축 상 중성자 유실(axial neutron leakage)을 계산하기 위해 적용된다.

도 3은 수치 시뮬레이션에 사용되는 계산 격자(300) 다이아그램이다. 계산 시간을 줄이기 위해, 단지 반응로 노심의 사분의 일(사분원)이 모델화되었다. 결과적인 증배율은 반응로 노심의 대칭 때문에 영향을 받지 않는다. 도 3에서 나타난 것처럼, 관의 외측(303)으로 경계된 원형 영역은 30-by-30의 망(301)으로 나누었다; 210cm-by-210cm 장치의 남은 영역을 채우는 반사기 영역(305)은 20-by-20의 망(307)으로 나누었다. 반사 경계 조건은 저부(bottom)와 왼쪽 측에 사용되었고, 진공 경계 조건은 상측과 오른쪽 측에 사용되었다. 축 상 버클 계산으로, 유효 노심 높이(the active core height)는 어느 일측의 반사 없이 300cm로 설정되었다. 여기서 사용된 축 상 버클 보정은 유효 노심 영역의 상측과 저부에 진공 경계 조건을 담당한다. 8차 구적법(eighth-order quadrature)세트는 NEWT 종 좌표 트랜스포트 연산(discrete-ordinates transport calculation)을 이용하였다.

수치 시뮬레이션에 따르면, 증배율(손실된 중성자 손실 비율)은 1.043으로 계산되었다. 이 값은 악티니드 벡터를 향상시키기 위한 프로세싱 없이, (예를 들면, 우라늄 전체 또는 몇몇의 제거 없이) 연료로서 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 사용하여 임계를 달성하는 충분 이상의 반응성이다. 여기서 사용된 수치 시뮬레이션은 매우 정확한 중성자 연산, 최적화되거나 향상된 물질 형상, 반응로 노심 반응성의 이상 이하를 계산하기 위한 정확한 3차원 모델 및 다른 변경을 포함하기 위해 수정될 수 있다. 그러한 변경은 매우 중요한 초과 반응성을 제시하는 수치 시뮬레이션으로 나타날 수 있다.

이전에 언급한 것처럼, 어떤 구현방법에서, 감속 물질(예를 들면, 수소화물 지르코늄 및 언급된 다른 것들)은 반응로 노심의 연료-염 혼합물과 양립불가할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 피복 물질은 감속 물질 및 연료-염 혼합물 사이에 사용될 수 있다. 그래파이트는 용융 염의 어떤 형태와 양립할 수 있고, 또한, 중성자 감속재와 양립할 수 있다. 감속 물질로서 수소화물 지르코늄을 사용하는 수치 시뮬레이션은 그래파이트로 교체된 각각의 수소화물 지르코늄 고리의 양 측면에 수정되고 반복되었다. 수치 시뮬레이션은 각각의 수소화물 지르코늄 고리의 양 측에 1cm 그래파이트 피복을 사용했다. 예를 들어, 각각의 고리는 1cm 그래파이트, 3cm 수소화물 지르코늄 및 또 다른 1cm 그래파이트로 구성되었다. 수치 시뮬레이션은 이러한 수정이 반응성을 심각하게 줄일 수 없음을 보여주었다. 이러한 수정된 장치의 증배율은 1.01이었고, 그래파이트 피복의 첨가로 0.03의 감소가 있었다.

어떤 경우에, 부식 과정이 느리게 진행되고, 적어도 핵 반응로 시스템(101)의 어떤 가동 양상과 비교되는, 연료-염 혼합물 및 양립이 불가능한 감속 물질 사이에 접촉을 막는 것은 얇은 피복(예를 들면, 약간의 밀리미터 두께의 그래파이트 피복)으로 성취될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 예들 들면, 실리콘 칼바이드 결정체(silicon carbide crystals) 또는 SiC-SiC 합성물 또는 그들의 결합물의 물질이 사용될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 피복 물질은 다음의 둘 이상의 성질의 하나 이상의 결합을 가질 수 있다: 용융 할라이드 염의 부식 저항, 낮은 중성자 단면적, 반응기의 정상 상태의 온도와 압력에서 기계적 및 물질 완전성을 유지하는 능력. 더 얇은 피복 물질의 층이 더 적은 중성자를 흡수하기 위해서, 피복 물질을 가능한 한 얇게 유지하는 것이 바람직할 수 있다. 사용된 물질에 의존하여, 피복 두께는 대략 1밀리미터에서 1센티미터의 범위일 수 있다.

감속재로서 그래파이트 대신에 수소화물 지르코늄을 사용함으로써 야기된 중성자 에너지 스펙트럼 내 차이를 설명하기 위하여, 수소화물 지르코늄 고리 대신에 그래파이트 고리사용하여 동일한 수치 시뮬레이션을 반복했다. 도 4는 두 개의 다른 반응로 노심 내 시뮬레이션 된 중성자 에너지 스펙트라의 플롯을 보여주는 다이아그램(400)이다. 상기 플롯은 도 2에 나타난 반응로 노심 형상의 수치 시뮬레이션에 기반을 둔 다이아그램(400) 내 “ZrH1.6 고리”(402)를 라벨화하였다. 상기 플롯은 도 2에 나타난 수소화물 지르코늄 감속재 물질을 대신하는 그래파이트 감속재 물질을 가진, 도 2에 나타난 반응로 노심 형상의 수치 시뮬레이션에 기반을 둔 다이아그램(400) 내 “Graphite 고리” (404)를 라벨화하였다. 다이아그램(400)내 나타난 플롯은 두 개의 수치 시뮬레이션들의 전 노심 중성자 에너지 스펙트라이다. 총 중성자 흐름은 두 개의 수치 시뮬레이션 내 1x1015 n/cm2-s 로 정규화되었다.

한 예를 들면, 다이아그램(400) 내 나타난 비교 플롯은 감속재로서 수소화물 지르코늄을 사용한 이점의 몇몇을 보여준다. 다이아그램(400)에 나타난 것처럼, 수치 시뮬레이션은 수소화물 지르코늄 감속재 물질의 사용이 그래파이트 감속 장치에 비하여 열 범위 내에서 약 열 배의 더 많은 중성자가 있다는 결과를 보여준다. 수치 시뮬레이션에 따르면, 그래파이트 감속 장치의 증배율이 크게 임계 이하인, 0.358이었다. 반면에 수소화물 지르코늄 감속 장치의 증배율은 임계 이상인, 10.43이었다.

한 예를 들면, 수치 시뮬레이션에 사용된 반응로 노심 디자인은 감속재 물질로서 수소화물 지르코늄의 몇몇의 성능 양상(performance aspects)을 보여준다. 이러한 성능 양상, 또는 추가적인 또는 다른 작동 매개 변수, 는 다른 반응로 노심 디자인에 사용됨으로써 완성될 수 있다. 다양한 구현방법에서, 물질을 배열하는 무한한 방법이 있다(예를 들면, 수소화물 또는 중수소화물 감속재, 연료-염 혼합물 및 하스텔로이 관).

임계 반응로를 완성하기 위한 하나의 디자인 매개 변수는, 감속재 부피에 대한 연료 부피의 비율로 표현되는, 감속재에 대한 연료의 비율이며, 이는 물질의 기하하적 배열로부터 독립적이다. 최선의, 향상된, 또는 그렇지 않으면 바람직한 감속재에 대한 연료의 비율 값은 잠재적으로 식별될 수 있고, 그러한 값은 전체 노심 디자인을 가이드 할 수 있다.

여섯-요소 식(식 3)은 핵 반응로 시스템의 반응성(및 이에 따른 임계)을 결정하기 위해 사용된 요소를 설명한다.

식 3에서, k는 “중성자 증배율” 이며, 또한 중성자의 수를 이전 세대에서 중성자의 수로 나눈 한 세대의 중성자의 수로서 정의된다. η 은 “증배 인자”이며 연료 흡수 현상(absorption event in the fuel) 당 분열에 의해 생산된 중성자의 수로 정의된다. f 는 “열중성자 이용 인자(thermal utilization factor)”이고 중성자 흡수 현상으로 인한, 악티니드 물질 내 발생하는 중성자 흡수 확률로 정의된다. p 는 “공명 이탈 확률(resonance escape probability)”이며, 흡수되지 않고 고속으로 열로부터 에너지로 전환을 만드는 핵분열 중성자의 비율로 정의된다. ε 는 “고속 핵분열 인자(fast fission factor)”이며, 열 분열로 발생한 핵분열 중성자 수로 나눈 전체 핵분열 중성자의 수의 비율로 정의된다. P_FNL 는 “고속 비-누설 확률(fast non-leakage probability)”이며, 고속 중성자가 장치 밖으로 누설되지 않을 확률로 정의된다. P_TNL 는 “열 비-누설 확률(thermal non-leakage probability)이며, 열 중성자가 장치 밖으로 누설되지 않을 확률로 정의된다. 일반적으로, 부피 비율이 높은 표면적을 가진 장치는 P_FNL 및 P_TNL 가 더 높다.

K가 1보다 작다면, 상기 시스템은 미임계(subcritical)로 정의된다. 미임계 시스템은 반응로로 유지될 수 없다. 만약 k가 1이면, 상기 시스템은 임계로 정의된다. 임계 시스템은 정상 상태 내에 있고, 중성자의 수는 손실 중성자의 수와 정확하게 동일하게 생산되었다. 만약 k가 1보다 크면, 상기 시스템은 초임계(supercritical)로 정의된다. 초임계 시스템에서, 핵분열 현상에 의해 생성된 중성자의 수는 급수적으로 증가한다.

반응로의 반응성 , ρ, 은 임계 상태에서 반응로의 차이로 정의되고, 식 4로 주어진다.

도 1,2,5,6,7,8 및9는 다양한 구현방법에서 가능한 반응로 노심의 형상 및 기능을 보여준다. 매우 다양한 이들 및 다른 반응로 노심의 형상 및 기능 및 이들의 조합이 사용될 수 있다.

도 5는 반응로 노심의 프리즘 형상(500) 한 예의 단면도이다. 프리즘 형상의 어떤 구현방법에서, 연료-염 혼합물은 감속 물질의 육각 블록, 사각 블록, 삼각 블록 또는 다른 형태의 블록(504)(또는 그들의 둘 이상이 조합) 중 하나의 관 채널(502)을 통해 흐른다(페이퍼의 면에 수직으로).

1.26cm-하나의 채널의 중심과 인접 채널의 중심 사이의 거리-의 채널 피치(505), 0.500cm의 채널 반경 및 300cm의 길이를 가진 프리즘 노심 형상(500)의 한 예가 SCALE로 모델링 되었다. 이 장치의 증배율, k,은 1.0489였다.

반응로 노심의 한 예에서, 직경이 300센티미터이며 높이는 300센티미터이고, 부피는 약 21.2입방 미터이다. 이 구현방법에서, 반응로 노심 내에 약 30,000의 육각형의 채널이 있다. 어떤 유용한 구현방법에서, 반응로 노심의 개방 부피(예를 들면, 감속재, 피복, 감속 로드 또는 제어 로드의 어떤 결합에 의해 점유되지 않은 부피)는 연료-염 혼합물로 완전하게 채워진다. 이전 섹션에서 설명한 것처럼, 부피 비에 따른 부피 및 표면적은 여섯-요인 공식(the six-factor formula)으로 칭해진 PFNL 및 PTNL에 영향을 미치며, 임계에 순서대로 영향을 미친다. 일반적으로, 노심 형상의 다양성은 여섯-요인 공식의 조건을 변화시킨다.

도 5에 설명한 예에서, 각각의 육각 블록(504)은 하나의 관 채널(502)를 포함한다. 어떤 구현방법에서, 각각의 육각 블록(504)는 하나 이상의 관 채널(502)을 포함할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 감속 물질의 큰 블록은 많은 관 채널(502)을 포함할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 육각 블록의 둘 이상의 조합의 그러한 형태가 사용될 수 있다.

상기 설명된 수치 시뮬레이션으로 사용된 반응로 노심 형상(도 2)의 예는 매니 폴드(manifold) 형상을 사용한다. 매니 폴드 형상을 포함하는 구현방법에서, 연료-염 혼합물은 감속 물질의 플레이트(204)사이의 영역(간격)(202)내에서 하나의 단(111)(도 1)으로부터 다른 쪽 단(115)(도 1)으로 반응로 노심을 통해 흐른다. 플레이트(204)는 어떤 적합한 형상의 감속 물질 부문을 포함한다. 매니 폴드 형상(예를 들면, 도 2에서 나타난 것처럼)은 곡면의 플레이트 또는 평면 플레이트 또는 그들의 조합 및 매우 다양한 플레이트 기하학 형상의 다른 형태와 통합할 수 있다.

어떤 구현방법에서, 플레이트는 감속재 어셈블리에 함께 그룹화 할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 여러 어셈블리는 하나의 반응로 노심에 통합될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 감속재 어셈블리는 고체-연료 반응기에 사용된 연료 어셈블리와 유사할 수 있다.

도 6은 반응로 노심의 정지된(그러나 영구적이지 않은) 감속 요소에 대한 페블 형상(600)의 한 예의 단면도를 나타낸다. 그러한 페블 형상의 어떤 구현방법에서, 연료-염 혼합물은, 반응로 한 단에서 다른 단으로 횡단함에 따라, 감속하는 물질의 페블(602) 주위의 간격(603)을 통해 흐른다. 페블(602)은 구형(도 6에 나타난 것처럼) 또는 다른 적합한(예를 들면, 비정규적인) 형성 또는 구형 또는 비구형의 조합일 수 있다. 페블 노심 형상(600)의 한 예는 SCALE를 사용하여 모델링화될 수 있다. 이 시뮬레이션에서, 4cm반경의 구형의 페블(도 6과 다르게, 그들의 중심이 구형의 지름과 동일한 중심 점 사이의 간격을 갖춘 일정한 직사각형 격자를 형성하도록 패킹굄. 이것은 “스퀘어 피치(square pitch)”로 알려져 있다.)은 1.0327의 증배율의 결과를 보여준다.

도 7은 반응로 노심의 정지된 감속 요소의 로드 형상(700)의 한 예의 단면적을 나타낸다. 로드 형상(700)이 구현방법에서, 연료-염 혼합물은 감속하는 물질의 로드(702) 주변의 간격(703)을 통해 흐른다. 로드(702)는 단순한 실린더일 수 있으며 또한, 다른 형상을 가질 수 있다. 하나의 반응로 노심에서, 다른 형상을 가진 로드 세트가 이용될 수 있다. 예를 들면, 로드(702)는 고리형 로드(annular rods); 또는 핀드 로드(finned rods); 또는 나선형 로드(helical rods); 또는 꼬인 나선형 로드(twisted helical rods); 또는 고리 나선형 로드(annular helical rods); 또는 고리 꼬인 나선형 로드(annular twisted helical rods); 또는 와이어-랩 스페이서를 가진 밀접하게 패킹된 로드(closely packed rods with wire-wrap spacers); 또는 와이어-랩 스페이서를 가진 밀접하게 패킹된 고리형 로드(closely packed annular rods with wire-wrap spacers); 또는 로드의 다른 형태; 중 어느 하나이거나 그러한 형상의 어느 둘 이상의 조합일 수 있다. 로드 노심 형상(700)의 한 예, 로드의 반경이 0.5075cm이었고 로드 피치(한 로드의 중심과 인접한 로드의 중심 사이의 거리)가 1.26cm인, 는 SCALE로 모델링화 되었다. 이 시스템의 증배율은 1.0223이었다.

어떤 구현방법에서, 로드는 각각 중공 내부 채널(a hollow inner channel)을 포함할 수 있다. 이러한 로드는 소위 고리형 로드로 불린다. 연료-염 혼합물, 또는 감속재의 온도를 제어할 수 있는 냉각 유체는 로드의 중공 내부 채널을 통하여 흐를 수 있다. 각 감속하는 로드의 채널을 통해 흐를 뿐 아니라 로드의 외부 공간을 통해 흐르는 연료-염을 갖는 고리형 로드 노심 형상의 한 예가 SCALE로 모델링화되었다. 각 로드의 내경은 0.05cm이었고, 각 로드의 외경은 0.53cm이었고, 로드 피치는 1.26cm이었다. 이 장치의 증배율은 1.0235이다. 모델링화된 경우에, 연료-염 혼합물은 고리형 로드 내부 및 외부로 흐른다. 연료 염이 각각의 로드의 외측에 흐르고, 각각의 로드의 내측에서 이와 다른 비-방사능 냉각수가 흐르는 한 예에서, 비 방사능 냉각수의 목적은 과열 히팅으로부터 고리형 로드를 유지하는 것이다. 만약, 고리형 로드가 소정의 최고 온도보다 더 뜨거운 것이 허용될 수 없는 물질로 만들어 졌다면, 그러한 접근 방법이 사용될 수 있다.

관련 반응로 노심에서, 플레이트 요소, 페블 요소 및 로드 요소의 둘 이상의 어떠한 조합이 사용 가능하고, 심지어 다른 요소의 종류 및 그들의 조합이 사용 가능할 것이다.

요소의 기하학적 형상 및 선택을 결정할 수 있는 원리 중에서, 반응로 노심은 가능한 한 높은 여섯-요인 공식의 PTNL 및 PFNL 을 유지하기 위해, 부피에 대한 낮은 표면적을 가질 수 있다.

도 8은 하강관(downcomer)(802)의 구현을 포함하는 반응로 노심(800)의 한 예인 측 단면도이다. 이 예에서 하강관(802)은 반응로 노심 주위 실린더형 채널 및 슬리브를 형성하고 연료-염 혼합물이 반응로 노심을 통해 유입되고 흐르게 한다. 도 8은 반응로 노심(800)을 통한 흐름의 일반적인 방향을 나타낸다. 연료-염 혼합물은 주입 영역(804)을 통해 반응로 노심으로 유입되고 하강관(802)의 실린더형 유로(806)을 통해 하부 플래넘(808)안으로 흐른다. 하부 플래넘(808)으로부터, 연료-염 혼합물은 드라이버 영역(810)을 통해 상부 영역(814) 안으로 흐른다. 상부 영역(814)으로부터, 연료-염 혼합물은 유출 영역(816)을 통해 반응로 노심 밖으로 흐른다.

어떤 구현방법에서, 드라이버 영역은 하강관이 아닌 반응로 노심부로서 정의될 수 있다. 어떤 형상에서, 하강관을 사용하는 것 대신에, 연료-염 혼합물은 직접적으로 반응로 노심의 하부의 반응로 노심으로 들어가고 반응로 노심의 상부로 유출된다. 어떤 형상에서, 하강관을 사용하는 것 대신에, 연료-염 혼합물은 직접적으로 반응시 노심의 측면의 반응로 노심으로 들어가고 반응로 노심의 다른 측면으로 유출된다.

어떤 구현방법에서, 드라이버 영역(810)은 감속 물질을 포함하는 고정된 감속 요소(812)를 포함한다. 하강관(802)은 연료-염 혼합물을, 그렇지 않을 경우 노심 외측으로 유출될 수 있는, 중성자에 노출시킬 수 있다. 예를 들어, 하강관(802)은 유출을 감소시킬 수 있고 이에 따라 핵 연료성 물질에서 분열성 물질의 변성되는 비율을 증가시킬 수 있다. 하강관(802)은 감속 물질을 포함할 수 있다. 하강관(802)은 설명되었던 노심의 형상 및 다른 것들의 예 중 어느 하나를 사용할 수 있다.

도 8은 드라이버 영역(810)을 둘러싸는 하강관(802)을 나타낸다. 어떤 구현방법에서, 반응로 노심은 다른 형상을 가지는 하강관을 포함할 수 있다. 예를 들면, 반응로 노심은 반응로 노심의 중심에 하강관을 포함할 수 있다. 어떠한 예에서, 들어오는 연료-염 혼합물은 반응로 노심의 중심의 하강관을 통해 흐를 수 있고, 이후 열이 대부분 발생된 활동 영역을 통하여 흐를 수 있다. 노심 외부로 유출될 수 있는 중성자를 트랩하기 위해(여섯-요소 공식의 PTNL및 PFNL을 증가시키기 위해) 하강관에 대해 매우 다향한 상이한 형상이 가능하다. 예를 들면, 하강관이 더 넓어질수록 손실되는 중성자는 더 줄어들지만, 반응기 안에 있어야 하는 염은 더 증가한다.

도 9는 블랭킷 영역(blanket region)의 구현을 포함하는 반응로 노심(900) 예의 다이어그램이다. 블랭킷 영역(902)은 설명되었던 반응로 노심의 형상의 어떤 것 및 다른 것을 사용할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 블랭킷 영역(902)은 일반적으로 원통형이며, 내부 영역(904)를 둘러싸고 있다. 어떤 구현방법에서, 블랭킷 영역(902) 및 내부 영역(904)은 다른 감속재에 대한 연료의 비율(fuel-to-moderator ratios)을 가지고 있다. 예를 들면, 핵 연료 물질의 핵 분열 물질로의 변형을 증가시키기 위하여 다른 영역 내에서 감속재에 대한 연료의 비율은 변할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 각각의 감속재에 대한 연료의 비율이 다른 다양한 영역을 가질 수 있다. 어떤 한 예에서 중심 영역 내 상대적으로 낮은 감속, 다소 높은 감속을 가지는 중간 영역 및 가장 높은 감속을 가지는 외부 영역을 가지는 노심이 있다. 이는 중성자 스펙트럼이 중심 영역 내에 빠르게 남아있고 반경 방향으로 더 열중성자화되도록 할 수 있다.

예를 들어 도 9에서 나타난 것처럼, 감속재에 대한 연료의 비율은 내부 영역(904)보다 블랭킷 영역(902)에서 더 높다. 내부 영역(904)에서, 연료-염 혼합물은 감속 물질의 블록(908) 내 채널(906)을 통해 흐른다. 블랭킷 영역(902)에서, 연료-염 혼합물은 감속 물질의 블록(912) 내 다른 사이즈의 채널(910)(경우에 따라, 더 큰)을 통해 흐른다. 어떤 구현방법에서, 내부 영역은 블랭킷 영역보다 더 높은 감속재에 대한 연료의 비율을 가질 수 있다.

매우 다양한 형상, 크기 및 플레이트의 형태, 플레이트의 어셈블리 및 플레이트 어셈블리의 집합(광범위하게 감속재 플레이트의 기하학적 구조로 칭할 수 있는)이 가능하다. 하나의 단순한 예로서, 예를 들면, 반응로 노심의 열-수력 특성을 향상시키기 위해 또는 다른 목적을 위해, 플레이트 또는 플레이트의 그룹은 꼬일 수 있다. 임계(및 반응로 노심에 대한 이점의 다른 형상) 및 감속재 플레이트의 기하학적 구조와 관련된 매우 다양한 파라미터 사이의 관계(온도 등)는 복잡하고 전형적으로 분명한 식으로 표현되기 쉽지 않다. 컴퓨터 시뮬레이션은 실현 가능하고 유용한 감속재 플레이트의 기하학적 구조를 찾아내기 위해 사용될 수 있다.

하기 표 3에 나타난 것처럼, 플루오르화 염은 어느 다른 반응로 냉각제에 상대적으로 높은 체적 열용량을 가진다.

표 3 - 냉각수 온도가 100도 상승으로 1000MWT를 수송하는 냉각제의 상대적 열-수송 능력

(Source: C. W. Forsberg, “Thermal- and Fast-Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide burning and Fuel Production,” GenIV Whitepaper, United States Department of Energy, (2007)).

이러한 높은 열용량 때문에, 제 1폐회로(102)의 구성 요소(예를 들면, 반응로 노심 한쪽으로 놓인 배관, 밸브 및 열 교환기)는 다른 냉각제를 가진 장치에서 사용되는 것보다 더 작은 내부 직경을 가질 수 있으며, 이는 반응로 노심으로부터 열 교환기로 연료-염 혼합물에 의해 운반될 수 있는 열의 양이 단위 부피 당 높기 때문이다.

핵 반응로 시스템(101)은 안전 이점을 제공할 수 있다. 이전 섹션에서 설명한 이러한 디자인의 물리학은 특정 사고 시나리오의 가능성을 줄일 수 있는 수많은 안전 기능을 제공한다. 예를 들면, 반응로 노심(106)의 반응성은 감속재 로드 방출 또는 제어 로드 방출에 의해 잠재적으로 증가될 수 있다. 만약 그러한 반응성의 증가(원인이 무엇이든 간에)가 초임계 장치에서 결과로 나타난다면, 반응로 노심 및 제 1폐회로의 온도는 빠르게 증가할 수 있다. 하나 이상의 특징은 의도하지 않은 반응성의 증가를 보상하기 위해 반응로 노심(106)에 포함될 수 있다.

예를 들면, 연료-염 혼합물은 양의 온도 팽창 계수를 가진다. 그러므로, 연료-염 혼합물의 온도가 상승할 때, 염은 확장하고 연료 밀도는 감소하여 반응성의 저하를 자동적으로 이끈다. 또한 이러한 팽창은 연료-염 혼합물의 일부를 반응로 노심(106) 밖으로 강제하고, 노심 내 감소된 연료의 양은 반응성을 낮출 수 있다.

반응로 노심(106)이 연료 내 많은 부분의 U-238과 작동하는 경우, 도플러 확장 효과 또한 반응성의 저하를 야기할 수 있다. 이러한 효과는 U-238의 큰 열 공진이 상승하는 온도로 인하여 팽창할 때 발생한다.

중성자 흡수율은 넓은 U-238 공명(resonance)에서 증가하며 상기 공명하에서 중성자 농도는 감소하여, 더 낮은 열적 그리고 전체 핵 반응율(lower thermal and total fission reaction rate)과 감소된 반응성을 초래한다. 이러한 수동적인 안전성(passive safety)의 특징에 추가하거나 대신하여, 예를 들면 수 초 내에 연쇄 반응을 차단할 수 있도록, 제어 로드 또는 셧 다운 로드가 삽입되거나, 감속 로드가 제어되거나 또는 이들의 조합이 제어될 수 있다.

또한, 핵 반응로 시스템(101)은 추가적인 안전성의 이점을 제공할 수 있다. 어떤 반응로는 사고 시나리오에 의한 손상을 방지하기 위해 운전자 동작, 외부 전원 또는 능동적인 안전 장치에 의존하고 있다. 예를 들면, 어떤 핵 반응로 시스템은 붕괴를 방지하기 위해 반응로 노심을 통해 지속적인 냉각수를 펌핑한다. 이런 종래의 반응로 장치에서, 펌프는 반응로 자체로부터 분리된 외부 전원으로 작동한다. 백업 전원 시스템 (예를 들면, 대형 디젤 발전기 및 배터리)은 펌프에 의한 지속적인 전력 공급을 보장하기 위해 핵 전력 시스템에 사용된다. 그러나 이러한 종래 핵 반응로 내 백업 장치는 한번에(예를 들면, 일반적인 원인으로) 실패할 가능성이 있다.

비록, 어떠한 구현방법에서, 핵 반응로 시스템(101)이 그러한 능동적 안전성의 특징들 중 하나 또는 두개 이상의 조합을 포함할 수 있더라도, 핵 반응로 시스템(101)은, 그러한 특징들에 의존하지 않고 추가적인 또는 대체된(also or instead) 안전성을 제공할 수 있다.

예를 들면, 핵 반응로 시스템(101)는 능동 안전 대책에 의존하지 않고 수동적인 안전성을 제공할 수 있다. 수동적인 안전 반응로는,예를 들면, 비상 사태 또는 다른 조건에서, 안전하게 종료하기 위해 운전자 동작 또는 전력을 요구하지 않는다. 핵 반응로 시스템(101)의 연료-염 혼합물은 추가적인 냉각을 요구하지 않는다. 만약 핵 반응로 시스템(101)에 외부 전원의 공급이 중단되면, 연료-염 혼합물은 보조 봉쇄 서브시스템(120) 내부 냉각 밸브(118)을 통해 반응로 노심 외부로 흐른다.

어떤 구현방법에서, 핵 반응로 시스템(101)은 환경적인 이점을 제공한다. 일부 반응기로부터 사용 후 핵연료는 두 가지 종류의 물질을 포함한다: 악티니드 및 핵분열 생성물. 일부 반응로에서 생성된 폐기물 내 대부분의 핵분열 생성물은 짧은 방사성 반감기를 가지며 단지 몇 백 년 동안 상당한 방사능을 가진다. 일부 반응로에 의해 생성된 폐기물 내 대부분의 악티니드는 10만년 이상 상당한 방사성일 수 있다.

핵 반응로 시스템(101)은 다른 반응로의 사용 후 핵연료 내 악티니드를 연료로서 사용할 수 있다. 다른 반응로의 사용 후 핵연료 내 악티니드 핵분열을 유도함으로써, 핵 반응로 시스템(101)에 의해 생성된 대부분의 폐기물은 핵분열 생성물로 구성된다. 핵 반응로 제1폐회로에 사용 후 핵연료가 수용되는 기간이 길어될수록, 핵분열 생성물로 전환될 수 있는 악티니드의 퍼센트도 증가한다. 이러한, 핵 반응로 시스템(101)은 사용 후 핵연료 내 다르게 존재하는 더 긴 반감기를 가지는 방사성 물질의 레벨을 줄일 수 있고, 이에 다른 핵 반응로 시스템에서 생성된 폐기물의 방사능 수명을 줄일 수 있으며(예를 들어, 수 백 년), 따라서 영구 핵 폐기물 저장소(예를 들어, 유카 산(Yucca Mountain))의 필요성을 감소시킬 수 있다. 짧은 반감기를 가지는 핵분열 생성물은 그들의 방사능이 미미한 수준으로 감쇄될 때까지, 지상에서 안전하게 저장될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 핵 반응로 시스템(101)은 전력 생산의 이점을 제공할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 반응로 발전소 시스템(100)은 종래의 핵 반응로에서 생산된 높은 레벨의 핵 폐기물을 상당한 전력 공급으로 변환할 수 있다. 예를 들어, 일부 핵 반응로 시스템은 주어진 우라늄 정량에서 전위 핵분열 에너지 약 3% 만을 사용하는 동안, 핵 반응로 시스템(101)은 어떤 경우 더 많은 나머지 에너지를 이용할 수 있다. 핵 반응로 내에 유지되는 사용 후 핵연료가 지속될수록, 더 많은 남은 에너지의 퍼센트를 이용할 수 있다. 예시적인 예로서, 핵 반응로 시스템(101)의 상당한 배치는 수십 년 동안 세계 전력 수요를 충족하기 위해 존재하는 핵 폐기물의 비축량을 잠재적으로 사용할 수 있다.

도 1에 나타난 것처럼, 제 1폐회로(102)의 핵분열 생성물 제거(114) 요소는 매우 다양한 시스템, 구성요소 및 기술을 통합할 수 있다. 핵분열 생성물은, 악티니드가 분할될 때, 핵 반응로 시스템(101)내 지속적으로 생산된다. 이러한 핵분열 생성물은 반응로 노심(106)의 중성자 독(neutron poisons)으로 작용할 수 있다. 이러한 핵분열 생성물은 할라이드 슬래깅 처리(a halide slagging process)에 의해 연료-염 혼합물로부터 제거될 수 있다. 할라이드 슬래깅은 배치 처리(a batch process)로서 수십 년 동안 산업 규모로 사용되어 왔다. 할라이드 슬래깅 처리는 일부 경우에 반응로가 임계로 유지되도록 할 수 있다.

어떤 구현방법에서, 핵분열 생성물 제거 요소(114)는 용융된 연료-염 혼합물의 배치(119) 제거를 위한 제 1폐회로 배관의 포트( port)(123)를 포함한다. 어떤 구현방법에서, 이후 이러한 연료-염 혼합물은 할라이드 슬래깅(131)을 사용하여 처리된다. 어떤 경우에, 새 연료-연 혼합물(121)은 예를 들면, 제거된 염의 양을 만들기 위해 동일한 포트를 통해 제 1폐회로로 첨가된다. 어떤 구현방법에서, 할라이드 슬래깅 처리는 예를 들면, 핵 반응로 시스템(101) 내 인라인 유닛을 만들 수 있도록 자동화할 수 있다. 이러한 구현방법에서, 제 1폐회로의 배관을 통해 흐름으로써, 핵분열 생성물 제거 요소(114)를 통과하고, 할라이드 슬래깅 처리가 일어난다. 다른 배치에서는 폐기물을 제거하거나 제 1폐회로를 재충전하는 것도 가능하다.

어떤 구현방법에서, 하나 이상의 냉각 밸브가 제 1 폐회로(102) 및 보조 봉쇄 서브시스템(120) 사이의 유체의 흐름을 제어할 수 있다. 어떤 예에서, 이러한 냉각 밸브는 할라이드 염이 적극적으로 그리고 지속적으로 냉각되어 상기 염이 고체 형태가 되도록 만들며, 그들이 정상적으로 작동하는 도중에 닫힌 상태가 유지되도록 한다. 소외 또는 백업 전력 공급(offsite or backup power supplies)의 손실로 초래된 사고 시나리오의 경우, 냉각 밸브는 더 이상 활동적으로 냉각되지 않을 것이다. 냉각 밸브를 포함하는 할라이드 염이 더 이상 활동적으로 냉각되지 않을 때, 연료-염 혼합물이 제 1폐회로(102)를 나와 보조 봉쇄 서브시스템(120)의 수동적 냉각 저장 탱크(117) 내로 유출될 수 있도록 염은 용융되고 밸브는 열린다.

어떤 구현방법에서, 냉각 밸브(118) 및 수동적 냉각 저장 탱크(117)는 제1폐회로(102)로부터 연료-염 혼합물의 보조 봉쇄를 제공하는 매우 다양한 구성요소, 물질 및 기술로 사용될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 보조 봉쇄 서브시스템(120) 그 자체는 제 1폐회로(120)로부터 연료-염 혼합물을 안전하게 제공하는 격납 용기(containment vessel)(117)를 포함한다. 격납 용기(117)의 형상은 격납 용기에 들어있는 연료-염 혼합물이 임계에 도달할 수 없도록 한다. 예를 들면, 격납 용기(117)는 부피에 대한 큰 표면적의 비율을 가지는 그것 내부로 연료-염 혼합물이 흐르도록 구성될 수 있다. 비 임계 형상 내 연료-염 혼합물은 추가 활성 냉각이 요구되지 않기 때문에 냉각 상태(예를 들면, 자연 대류 및 전도)로 남아 있을 수 있다.

어떤 적합한 배관이 제 1폐회로(102)로 사용될 수 있다. 제 1폐회로(102) 배관은 용융된 연료-염 혼합물을 운반한다. 제 1폐회로(102)에서, 악티니드가 중성자 충격 이후에 핵분열을 겪을 때, 열은 반응로 노심(106) 내에서 생산된다. 핵반응에서 생성된 광자, 중성자 및 작은 핵이 연료-염 혼합물(103) 내에서 에너지를 저장하고(deposit), 그것을 가열한다. 연료-염 혼합물은 반응로 노심(106) 외부로 열을 운반한다. 예를 들면, 펌프(108a)는 연료-염 혼합물을 제 1폐회로(102) 배관을 통해 반응로 노심(106)을 통해 열 교환기(112)로 이동시킨다.

어떤 구현방법에서, 제 1폐회로(102) 배관은 용융 할라이드 염에 의한 부식 손상 및 핵반응에 의한 방사선 손상을 방지할 수 있다. 일부 경우에, 예를 들면, 하스텔로이-N 또는 하스텔로이-X와 같은, 높은 니켈 함량을 가진 합금에서 부식이 감소될 수 있거나 최소화될 수 있다. 이러한 합금은 704°C에 이르는 온도에서 작동할 수 있다. 더 높은 작동 온도(system temperatures)에 사용되는 시스템을 위해, SiC-SiC 합성물질 또는 탄소-탄소 합성물질 또는 그들의 조합이 제 1폐회로의 배관, 밸브 및 열 교환기로 사용될 수 있다. 어떤 구현방법에서 대략 대기압에서 제 1폐회로(102)에 들어있는 연료-염 혼합물을 유지할 수 있다. 대략 대기압에서 시스템을 유지하는 것은 시스템이 받게 되는 기계적 응력을 줄인다.

어떤 구현방법에서, 열 교환기(112)는 제 1폐회로(102) 및 제 2폐회로(104) 사이의 열 에너지를 전달하는 매우 다양한 구조, 요소 및 서브장치를 포함할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 열 교환기(102)는 제 1폐회로(102)에서 제 2폐회로(104)로 열 에너지를 전달하며, 제 2폐회로(104)는 브레이튼 싸이클(a Brayton cycle)의 정규 가스 터빈 장치를 통해 헬륨가스를 돌린다. 열 교환기(예를 들면, 항공기 산업에서 개발된 것들)의 일부 형태는 열 교환기를 가로질러 확산될 수 있는 가스가 더 잘 분리되도록 버퍼 가스 영역(83)을 함유한다. 이러한 버퍼 가스 영역은 제 1폐회로(102)에서 제 2폐회로(104)로 삼중 수소의 이동을 줄이기 위해 핵 반응로 시스템(101)에 사용될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 귀금속은 교체 가능한 높은 표면적 금속 스폰지(85)에 의해 제 1폐회로(102)에서 수집될 수 있다. 이러한 물질의 사용은 용융된 연료-염 혼합물과 접촉하는 표면 상에 귀금속이 도금되는 정도를 감소시킬 수 있다. 열 교환기(112) 위의 귀금속 도금은 열 전달 특성을 변화시킬 수 있기 때문에 이러한 도금을 줄이는 것이 바람직하다.

어떤 구현방법에서, 핵 반응로 시스템(101)는 비 방사성 용융 염 또는 다른 적합한 작동 유체를 함유하는 중간 폐회로를 포함할 수 있다. 중간 폐회로는 제 1폐회로(102)보다 약간 높은 압력이 유지될 수 있다. 만약 중간 폐회로 및 제 1폐회로 사이의 누출이 있다면, 이러한 압력 차에 의해 중간 폐회로로 들어가는 방사성 연료-염 혼합물을 막을 수 있다.

어떤 구현방법에서, 제 2폐회로는 헬륨, 이산화탄소 또는 수증기 또는 이들 중 둘 이상의 조합과 같은 적절한 작동 유체를 포함할 수 있으며, 이러한 작동 유체는, 용융된 할라이드 염으로서, 부식되지 않으며 방사성 물질을 포함하지 않는다. 제 2폐회로가 상당한 부식 및 방사선 손상에 노출되지 않기 때문에, 제 1폐회로 배관에 비하여 제 2폐회로의 선택 물질에 더 여유가 있다. 제 2폐회로는 스테인레스 강과 같은 적절한 물질로 구성될 수 있다.

브레이튼 싸이클에는 헬륨, 이산화탄소 또는 다른 적절한 유체를 사용할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 제 2폐회로(104)는 랭킨 싸이클(Rankine cycle) 또는 복합 싸이클과 같은 동일한 열 소스를 사용하는 열기관의 어셈블리가 통합된 증기 싸이클을 사용할 수 있다. 랭킨 싸이클은 일반적으로 석탄, 천연 가스, 오일 및 원자력 발전소에서 사용되는 열을 기계적인 작동으로 변환하는 방법이다. 브레이튼 싸이클은 헬륨 또는 이산화탄소와 같은 고온, 압축된 작동 유체에 의존하는 열을 기계적인 작동으로 변환하는 또 다른 방법이다. 일부 예에서, 헬륨 브레이튼 싸이클은 삼중 수소가 물로 세정할 수 있는 것보다 더 쉽게 헬륨으로부터 (제거)세정할 수 있는 이점을 가진다. 또한, 브레이튼 싸이클은 열을 기계적인 작동으로 변환할 때, 더 큰 열역학적 효율을 허용하도록 더 높은 온도에서 작동할 수 있다. 추가적인 또는 다른 요인이 제 2폐회로(104)에 대한 열역학적 싸이클의 선택에서 고려될 수 있다. 개방 싸이클 브레이튼 터빈의 사용은 항공기 및 천연 가스 발전소에서 잘 확립되어있다. 폐쇄 사이클 헬륨 브레이튼 터빈은 실험실 규모로 입증되어 왔다.

어떤 구현방법에서, 직접적으로 반응로에서 생성된 고온 처리 열을 사용하는 것이 가능하다. 예를 들면, 고온 처리 열은 수소 생산 또는 물을 탈염하거나 지역 난방 또는 이들의 둘 이상의 조합에 사용될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 제 2폐회로(104)의 삼중 수소 세정 요소(a tritium scrubber component)(116)는 매우 다양한 장치, 요소 및 기술로 통합될 수 있다. 용융 염 반응기에서, 삼중 수소가 이동될 수 있다. 예를 들면, 삼중 수소는 연료-염 혼합물을 통하고 열 교환기(112)를 가로질러 제 2폐회로(104)로 용이하게 확산될 수 있다. 예를 들어, 이러한 삼중수소는 환경으로 삼중 수소의 방출을 막기 위해, 제 2폐회로(104)로부터 세정(예를 들면, 지속적으로, 정기적으로 또는 다른 방법으로)될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 핵 반응로 시스템(101)은 다른 핵 반응로 시스템(143)으로부터 사용 후 핵연료(139)를 받아들인다. 예를 들어, 다른 핵 반응로 시스템으로부터 사용 후 핵연료 펠릿(pellets)(147)은 금속 피복(metal cladding)으로부터 분리될 수 있다. 이후, 펠릿은 제 1폐회로를 충전하는 용융된 할라이드 염(145)으로 용해될 수 있다. 어떤 경우에, 사용 후 핵연료는 용융된 할라이드 염과 결합되기 전에 다양한 방법으로 조작될 수 있다. 예를 들어, 연료 어셈블리는 금속 피복으로부터 사용 연료의 대부분을 분리하기 위해 기계적으로 썰거나 흔들(chopped and shaken) 수 있다. 대부분의 금속 피복이 사용 연료로부터 분리된 이후에, 일부 잔류 금속 피복은 분리된 연료 상에 남아있을 수 있다. 그 다음, 적합한 용매가 연료, 피복 또는 그 둘 다를 용해하기 위해 적용될 수 있다. 연료 및 피복 물질은 그들이 용해 상태에 있을 때, 더 쉽게 분리될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 용융 연료-염 혼합물은 어느 방사성 물질을 포함하지 않는 할라이드 염(149)(예를 들면, LiF)을 사용하여 형성된다. 할라이드 염은 용광로(151)에서 용융될 때까지 혼합 용기에 배치되거나 가열된다. 염이 용융될 때, 사용 후 핵연료 펠릿(147)은 용융 염에 첨가되고 연료-염 혼합물을 형성하기 위해 사용 후 핵연료 펠릿으로부터 악티니드가 용해될 때까지 상기 요소가 혼합된다. 그 다음 연료- 염 혼합물은 제 1폐회로의 측 포트를 통해 제 1폐회로로 첨가된다. 어떤 구현방법에서, 제 1폐회로에 연료-염 혼합물의 첨가된 이후에, 컴퓨터 시뮬레이션은 연료-염 혼합물 내 악티니드 및 핵분열 생성물의 농도를 결정할 수 있다. 이러한 컴퓨터 시뮬레이션은 차례로 반응로 노심(106)의 중성자 에너지 스펙트럼을 예측하는 데 사용될 수 있다. 어떤 경우에, 이러한 컴퓨터 시뮬레이션 이후에, 반응로 내 연료의 로딩 및 언로딩 사이클은 반응로 노심(106)의 최적의 중성자 스펙트럼을 보장하기 위해 조절될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 언급된 것처럼 연료 염 혼합물에 사용된 연료는 다른 반응로로부터 사용 후 핵연료를 포함할 수 있다. 사용 후 핵연료는 일반적으로 존재하는 반응로(143)로부터 제거된 어셈블리에서 이용가능하고, 펠릿의 형태 내에 사용 후 핵연료로 채워진 다른 물질의 중공 케이싱(피복)(hollow casings)을 포함한다. 어떤 구현방법에서, 어셈블리는 사용 연료 펠릿을 노출하도록 피복을 제거함으로써 변경될 것이다. 그러나 미처리된 사용 후 핵연료를 말할 때, 사용 후 핵연료의 처리가 된 피복의 제거를 고려하지 않는다. 미처리된 사용 후 핵연료를 말할 때, 케이싱 내부에 있는 사용 후 핵연료의 구성이 변화되지 않았음을 의미한다(예를 들면, 화학적으로 또는 반응적으로 또는 분리 방법에 의해). 어떤 구현방법에서 전체 미처리된 사용 후 핵연료 벡터가 반응로 내에서 사용된다. 어떤 구현방법에서, 화학적, 반응적 또는 분리 처리가 반응로 내에서 사용되기 전에는 사용 후 핵연료가 적용될 수 있다. 예를 들면, 사용 후 핵연료로부터 핵분열 생성물이 제거될 수 있다. 사용 후 핵연료로부터 핵분열 생성물의 제거는 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 변화시키지 않는다. 어떤 경우에, 다양한 비율 또는 혼합물로 논의된, 전체 미처리된 사용 후 핵연료 또는 전체 악티니드 벡터 또는 이후 추가된 처리과정(예를 들면, U-238의 제거)의 악티니드 벡터 중 어느 하나는 다른 악티니드의 소스와 혼합될 수 있다. 따라서 반응로에서 나오는 사용 후 핵연료는 핵분열 생성물의 작은 부분 또는 악티니드의 대부분을 가진다. “미처리된” 사용 후 핵연료는 이러한 핵분열 생성물을 가지지 않거나 악티니드가 제거되었다. 만약 핵분열 생성물(그러나 악티니드는 아님)이 제거된다면, 남아 있는 것은 “전체 사용 연료 악티니드 벡터”이다. 만약 악티니드(예를 들면, U-238) 일부가 제거된다면, 남아 있는 것은 반응로로부터 사용 후 핵연료의 적어도 일부를 포함하는 처리된 연료로 부를 수 있다. 그런 다음 당신은 이들의 세가지(미처리된 연료, 전체 사용 연료 악티니드 벡터 또는 처리된 연료) 또는 그들의 두 개 이상의 조합을 취할 수 있고, 또한, 다른 악티니드의 소스로 그들을 혼합할 수 있다.

도 10은 핵 물질을 처리하기 위한 예시적인 프로세스(1000)를 보여주는 흐름도이다. 예를 들어 프로세스(1000)은 여러 기관에 의해 수행된 작동을 포함한다. 특히, 도 10에 나타난 것처럼, 예시적인 프로세스(1000)의 측면은 경수로 시스템(1002), 용융 염 반응로 시스템(1004), 전기 유틸리티(1006) 및 폐기물 시설(1008)의 운영자에 의하여 수행될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 프로세스(1000)는 표시된 개체(entities) 또는 개체의 다른 유형에 의해 수행되어지는 추가적이거나 다른 작동을 포함할 수 있다.

어떤 구현방법에서, 경수로 시스템(1002)은 전형적인 경수로 반응로 또는 반응로 시스템의 다른 유형을 포함할 수 있다. 경수로 시스템(1002)는 핵연료(1003)를 받고 핵연료 반응에 의해 전력을 생산한다. 핵연료의 반응으로부터 출력(1022)은 전기 유틸리티(1006)로 변환되고 전달될 수 있다. 전기 유틸리티(1006)는 전기로서 출력(1022)을 소비 영역(1007)으로 분배할 수 있다. 예를 들면, 전기 유틸리티(1006)는 전력을 분배하기 위해 전력망(a power grid)을 사용할 수 있다. 어떤 경우에, 전기 유틸리티(1006)는 상태를 변환하거나 또는 격자를 분포하기 위한 적절한 포맷을 위해 출력(1022)을 변경할 수 있다.

경수로 시스템(1002)은 출력(1022)을 생성하는 핵 반응의 부산물로서 사용 후 핵연료(1020)를 생성한다. 어떤 구현방법에서, 경수로 시스템(1002)으로부터 사용 후 핵연료(1020)가 용융 염 반응로 시스템(1004)으로 변환될 수 있다. 어떤 구현방법에서, 이전에 설명된 것처럼, 용융 염 반응로 시스템(1004)은 어떤 피복으로부터 제거를 하는 것을 제외한 추가 조작 없이 전적으로 사용 후 핵연료(1020)로 작동한다. 예를 들어, 용융 염 반응로 시스템(1004)은 경수 반응로 시스템(1002)에 의해 생산된 실질적인 폐기 물질의 물질 구성을 가지는 사용 후 핵연료를 사용할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 용융 염 반응로 시스템(1004)은 연료의 추가적이거나 다른 유형을 포함하는 물질의 추가적이거나 다른 유형을 받을 수 있다. 예를 들어, 이전에 언급한 것처럼, 용융 염 반응로 시스템(1004)은 핵무기 비축량 또는 핵 폐기 저장 시설 또는 이들 또는 다른 소스들의 조합으로부터 연료 물질을 받을 수 있다. 어떤 구현방법에서, 새 핵연료는 사용 핵연료와 다양한 비율로 조합될 수 있다.

어떤 구현방법에서, 용융 염 반응로 시스템(1004)은 도 1의 반응로 시스템(101) 또는 사용 후 핵 연료(1020)를 태우기 위한 형상의 다른 유형의 반응로 시스템을 포함할 수 있다. 용융 염 반응로 시스템(1004)은 경수로 시스템(1002)과 함께 위치될 수 있거나 폐기 시설(1008)과 함께 위치될 수 있거나, 이들 또는 다른 유형의 시스템 및 시설의 둘 이상의 조합과 함께 위치될 수 있다. 용융 염 반응로 시스템(1004)은 용융 염 물질과 혼합된 사용 후 핵연료 물질의 반응으로부터 전력을 발생시킨다. 연료-염 혼합물의 반응으로부터 출력(1024)이 변환될 수 있고 전기 유틸리티(1006)로 출력할 수 있다. 전기 유틸리티(1006)는 전기의 형태로 출력(1024)을 소비 영역(1007)으로 분배할 수 있다. 어떤 경우에, 전기 유틸리티(1006)는 상태를 변환하거나 또는 격자를 분포하기 위한 적절한 포맷을 위해 출력(1022)을 변경할 수 있다.

용융 염 반응로 시스템(1004)은 출력(1024)을 발생하는 핵연료 반응의 부산물로서 폐기 물질(1026)을 생성한다. 어떤 구현방법에서, 용융 염 반응로시스템(1004)으로부터 폐기 물질(1026)은 폐기 시설(1008)로 변환할 수 있다. 폐기 시설(1008)은 처리, 저장 또는 그렇지 않으면 용융 염 반응기(1004)에 의해 생산된 폐기 물질(1026)을 관리할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 폐기 물질(1026)은 사용 후 핵연료(1020)에 비하여 상당히 낮은 레벨의 긴 방사성 반감기 물질을 포함한다. 예를 들어, 용융 염 반응로 시스템(1004)은 주로 악티니드에 비하여 짧은 반감기를 가지는 핵분열 생성물을 포함하는 폐기 물질을 생산할 수 있다.

다른 구현방법은 다음의 청구범위 내에 있다.

예를 들면, 어떤 경우에 청구범위에 기재된 동작은 상이한 순서로 수행되며 여전히 바람직한 결과를 달성할 수 있다. 게다가, 첨부된 도면에 의해 도시된 공정은 바람직한 결과를 도출하기 위해 반드시 도시된 특정 순서 또는 순차적인 순서를 요구하지 않는다. 어떤 경우에 우리는 다양한 기능을 수행하기 위한 시스템 요소에 대한 개별 또는 여러 장치를 설명하였다. 많은 경우에, 하나의 언급은 복수 및 반대로의 언급으로 해석될 수 있다.

여기서 설명한 시스템 및 기술의 어떤 구현방법에서, 용융 염 반응기의 운영자는 전기 유틸리티 회사일 수 있다. 용융 염 반응기를 작동하는 전기 유틸리티는 용융 염 반응기를 소유하거나 또는 다른 시설로부터 그것을 임대할 수 있다. 만약 유틸리티가 용융 염 반응기를 소유하고 작동한다면, 용융 염 반응기의 건설에 자금을 융통할 것이다. 만약 용융 염 반응기가 운영자에 의해 임대되었다면, 용융 염 반응기의 제조업체가 건설에 자금을 융통하기 쉬울 것이다.

어떤 구현방법에서, 전기 유틸리티 회사는 용융 염 반응기에 연료로 사용되는 사용 후 핵연료를 생산하는 경수로를 작동할 수 있거나, 유틸리티는 다른 개체로부터 사용 후 핵연료를 취하도록 돈을 지불하고 용융 염 반응기의 연료로서 사용 후 핵연료를 사용할 수 있다. 어떤 구현방법에서, 용융 염 반응로 영역에서 사용 후 핵연료가 처리될 것(예를 들면, 그것의 피복으로부터 제거되어)으로 구상되며 또한, 용융 염 반응로를 운영하는 유틸리티가 사용 후 핵연료를 처리하기 쉬울 것이다. 이 경우에, 유틸리티 회사(the utility company)는 염 생산자로부터 할라이드를 구매하고 그리고 나서 용융 염 반응기를 사용하여 연료-염 혼합물을 생성하기 위해 처리된 사용 후 핵연료를 할라이드 염과 혼합할 것이다. 대안으로, 별도의 회사는 사용 후 핵연료를 취하기 위해 유틸리티 또는 정부 기관에 의해 돈을 지불할 수 있고, 이러한 사용 후 핵연료를 염 생산자로부터 구매된 할라이드 염과 혼합하고 그리고 나서 용융 염 반응로 운영자에게 연료-염 혼합물을 판매할 수 있다.

어떤 예에서, 용융 염 반응기에 의해 생산된 폐기물은 영구 폐기물 처리를 감독하는 정부기관에게 수수료를 통해 취해질 수 있다. 이 폐기물은 장기 처리 시설에 배치에 적합한 폐기물 형태(예를 들어, 유리화)로 처리될 것이다. 만약 처분을 할 수 없는 경우에(현재 모든 국가의 경우처럼), 폐기물은 장기간 보관이 가능할 때까지 영역에 보관되거나, 장기간 보관이 가능할 때까지 단기간 저장을 위해 정부 기관 또는 타사에 의해 유료로 취해질 수 있다.

용융 염 반응기의 맥락에서 설명된 감속 물질로서 금속 수소화물과 같이, 수소화물 또는 중수소화물의 사용과 동일한 개념이, 예를 들면, 용융 염 냉각 반응로 또는 가속기 구동 시스템 내에서 적용될 수 있다. 용융 염 반응기가 냉각제와 혼합된 연료를 사용하는 반면에, 용융 염 냉각 반응기는 별개의 연료 및 냉각제를 사용한다. 용융 염 냉각 반응기는 필수적으로 어떤 모양(모양은 로드나 페블과 같은)의 연료 요소를 가질 수 있다. 연료 물질을 함유하지 않은 염 냉각제는 이러한 연료 요소 주위에 흐른다. 이전 용융 염 냉각 반응로디자인은 감속재로서 그래파이트를 사용하는 것을 제안한다. 이러한 디자인은 수소화물 또는 중수소화물 감속재, 예를 들면, 금속 수소화물 감속재를 그래파이트 감속재로 대체하거나 추가로 사용하여, 를 사용하기 위해 변경될 수 있다. 용융 염 냉각 반응로 내에 사용된 금속 수소화물 감속재는 용융 염 반응기에 사용하기 위해 상기 설명된 어떤 형태를 가질 수 있다.

수소화물 또는 중수소화물 감속재의 다른 잠재적인 어플리케이션은 가속기 구동 시스템(ADS) 내에 있다. ADS에서 중성자는 고 에너지 가속기로부터 양성자 빔이 중금속 타겟으로 지시될 때, 분쇄(spallation )로 알려진 과정을 통해 생성된다. 중금속 타겟이 핵연료에 의해 둘러싸일 때, 분쇄 중성자는 차례대로 더 많은 중성자를 생산하는 핵연료 내 핵분열을 유도할 수 있다. 핵연료가 미 임계 형상 내에 있기 때문에, 핵 연쇄 반응은 가속기에 의해 생산된 분쇄 중성자 없이 유지될 수 없다. 이는 반응로가 단순히 가속기를 해제하여 운전 정지(shut down)할 수 있음을 의미한다. 이러한 시스템은 소위 가속기 구동 시스템이라고 한다.

ADS는 악티니드 폐기물을 처리하는데 사용할 수 있다(예를 들면, 종래의 반응로로부터 사용 후 핵연료, 감손된 우라늄, 초과 무기 물질). 악티니드 연료 주변을 더 효율적으로 변형하거나 핵 분열하도록 에너지로서 고에너지 분쇄 중성자를 감속하기 위해 수소화물 또는 중수소화물(예를 들어, 금속 수소화물) 감속재가 사용될 수 있다. ADS 연료인 토륨 또한 제안되었다. 이러한 시스템은 토륨-232로부터, 우라늄-233을 핵분열하기 위해 빠르게 붕괴하는, 프로트악티늄(protactinium)-233으로 변환하기 위해 분쇄 중성자 및 연속적인 핵분열 중성자를 사용한다. 토륨-232에서 우라늄-233의 변이는 열 중성자가 가장 효율적이다. 수소화물 또는 중수소화물 감속재는 토륨으로부터 U-233의 더 효율적인 브리딩(breeding)을 허락하는 중성자 에너지 스펙트럼을 부드럽게 하기 위해 이러한 ADS 연료인 토륨이 사용될 수 있다.

ADS의 두 유형에서, 분쇄 중성자의 에너지를 줄이기 위해 중금속 타겟 주변의 수소화물 또는 중수소화물 감속재가 위치하는 것이 유리할 수 있다. 특히, ADS 연료인 토륨에서, 전체 시스템이 최선의 U-233 생산을 위해 부드러운 중성자 스펙트럼을 요구함에 따라, 타겟 주변뿐만 아니라 핵연료 영역 주변에 이러한 감속재를 포함하는 것이 유리할 수 있다.

Claims

핵분열 물질;
용융 염; 및
하나 이상의 수소화물, 하나 이상의 중수소화물, 또는 그들의 둘 이상의 조합을 포함하는 감속물질을 포함하는 장치.
제 1항에 있어서, 상기 감속물질은 금속 수소화물을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 감속물질은 수소화 지르코늄(zirconium hydride) 형태를 포함하는 것인 장치.
제 3항에 있어서, 상기 감속물질은 ZrH₁ _.6을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 감속물질은 수소화 리튬(lithium hydride)형태를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 감속물질은 수소화 이트륨(yttrium hydride) 형태를 포함하는 것인 장치.
제 6항에 있어서, 상기 형태는 수소화 이트륨(II) (yttrium(II) hydride (YH₂))을 포함하는 것인 장치.
제 6항에 있어서, 상기 형태는 수소화 이트륨(III) (yttrium(III) hydride (YH₃))을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 감속물질은 중수소화 지르코늄(zirconium deuteride) 형태를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 적어도 반응로의 사용 후 핵연료(spent nuclear fuel)의 일부를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 전체의 사용 후 핵연료의 악티니드 벡터(actinide vector)를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 미처리된 사용 후 핵연료를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 사용 후 핵연료 외의 것을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 폐기된 무기(decommissioned weapons)로부터의 플루토늄(plutonium)을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 폐기된 무기로부터의 우라늄(uranium)을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 자연적으로 발생한 우라늄을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 새로운 연료(fresh fuel)를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 감손 우라늄(depleted uranium)을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 천연 우라늄, 농축 우라늄, 감손 우라늄, 사용 후 핵연료로부터의 플루토늄 또는 우라늄, 초과된 핵무기 물질(excess nuclear weapons materials)로부터 다운블렌디된(down-blended) 플루토늄, 토륨(thorium) 및 핵분열성 물질(fissile material), 초우라늄 물질(transuranic material) 또는 그들 중 어느 둘 이상의 조합을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 핵 연료성 물질에 대한 핵 분열성 물질 비율(the fissile-to-fertile)의 범위가 0.01-0.25를 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 U-233, U-235, Pu-239 또는 Pu-241 중 적어도 하나를 포함하는 것인 장치.
제 21항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 U-238을 더 포함하는 것인 장치.
제 21항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 토륨(thorium)을 더 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염은 플루오르화 염(a fluoride salt)을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염은 염화 염(a chloride salt)을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염은 요오드화 염(iodide salt)을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염은 플루오르화 리튬(lithium fluoride)을 포함하는 것인 장치.
제 27항에 있어서, 상기 플루오르화 리튬은 Li-7의 그것의 농도가 농축된 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염의 악티니드(actinides) 용해도는 상기 핵분열 물질이 임계가 되는 것을 허용하기 충분한 것인 장치.
제 29항에 있어서, 상기 용융 염의 악티니드 용해도는 적어도 0.3%인 것인 장치.
제 29항에 있어서, 상기 용융 염의 악티니드 용해도는 적어도 12%인 것인 장치.
제 29항에 있어서, 상기 용융 염의 악티니드 용해도는 적어도 20%인 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염은 베릴륨(beryllium)을 필수적으로 포함하지 않는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 용융 염은 상당한 양의 베릴륨을 포함하는 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 상기 용융 염과 결합되는(combined with) 것인 장치.
제 1항에 있어서, 상기 핵분열 물질과 상기 용융 염은 상기 감속재(moderator)와 구분되는 것인 장치.
제 36항에 있어서, 상기 용융 염은 일부의 감속을 제공하는 것인 장치.
필수적으로 베릴륨이 없는 용융 플루오르화 리튬 염(molten lithium fluoride salt)과 결합된 반응로의 사용 후 핵연료를 포함하는 핵분열 물질 및
상기 결합된 핵분열 물질 및 염과 구분되는 수소화 지르코늄(zirconium hydride) 감속재를 포함하는 장치.
수소화물 또는 중수소화물, 그리고 용융 염 연료가 구조 또는 구조 주위 또는 둘 다를 통해 흐르는 하나 이상의 통로(passages)를 포함하며, 상기 구조는 상기 용융 염 연료가 상기 구조 내에서 임계 상태가 되도록 형성되는 핵 반응 감속재 구조.
제 39항에 있어서, 상기 감속 물질은 금속 수소화물을 포함하는 것인 구조.
제 39항에 있어서, 상기 감속 물질은 수소화 지르코늄(zirconium hydride) 형태를 포함하는 것인 장치.
제 41항에 있어서, 상기 감속 물질은 ZrH₁ _.6을 포함하는 것인 구조.
제 39항에 있어서, 상기 감속 물질은 수소화 리튬 형태를 포함하는 것인 장치.
제 39항에 있어서, 상기 감속 물질은 수소화 이트륨 형태를 포함하는 것인 장치.
제 44항에 있어서, 상기 형태는 수소화 이트륨(II)을 포함하는 것인 장치.
제 44항에 있어서, 상기 형태는 수소화 이트륨(III)을 포함하는 것인 장치.
제 39항에 있어서, 상기 감속 물질은 중수소화 지르코늄 형태를 포함하는 것인 장치.
제 39항에 있어서, 적어도 두 개의 통로(such passages)를 포함하는 장치.
제 39항에 있어서, 상기 통로에 의해 분리된 플레이트(plates)를 포함하는 구조.
제 39항에 있어서, 평행한 적어도 두 개의 통로를 포함하는 구조.
제 39항에 있어서, 상기 하나 이상의 통로는 관형으로 된 것인 구조.
제 39항에 있어서, 3차원의 각각에서 연장되고 3차원 개별 구조 요소를 포함하며, 3차원 개별 구조 요소의 각각은 상기 구조의 크기보다 작은 3차원의 각각의 크기를 가지며, 상기 개별 구조 요소는 상기 통로 또는 상기 개별 구조 사이 통로 또는 상기 개별 구조 내 통로 또는 그 둘을 가진 상기 구조 내에 배열되는 구조.
제 39항에 있어서, 3차원 상에 배열된 볼 또는 구 또는 페블(pebbles) 또는 그들의 어느 둘 이상의 조합을 포함하는 구조.
제 39항에 있어서, 상기 통로가 형성된 감속 물질의 통합 블록(an integral block)을 포함하는 구조.
제 39항에 있어서, 개별 요소의 세트를 포함하는 구조.
제 55항에 있어서, 상기 개별 요소는 동일한 것인 구조.
제 39항에 있어서, 입구 단부(an entry end)와 출구 단부(an exit end)를 가지며, 상기 통로 또는 통로들은 상기 입구 단부으로부터 상기 출구 단부로 연장된 것인 구조.
제 39항에 있어서, 로드(rods)를 포함하는 구조.
제 58항에 있어서, 상기 로드는 원통형(cylinders), 고리형 로드(annular rods), 핀드 로드(finned rods), 나선형 로드(helical rods), 꼬인 나선형 로드(twisted helical rods), 고리 나선형 로드(annular helical rods), 고리 꼬인 나선형 로드(annular twisted helical rod), 와이어로 싸인 스페이서를 가진 로드(rods with wire wrapped spacers) 또는 와이어로 싸인 스페이서를 갖춘 고리형 로드(annular rods with wire wrapped spacers) 중 적어도 하나 또는 그들의 둘 이상의 조합인 것인 구조.
제 39항에 있어서, 상기 구조와 상대적으로 이동 가능한 반응성 제어 요소를 포함하는 구조.
반응로 내에서, 핵분열 물질 및 하나 이상의 수소화물, 중수소화물 또는 그들의 둘 이상의 조합을 포함하는 감속 물질 지난 용융 염(a molten salt past a moderator material)이 유동하는 단계를 포함하는 방법.
제 61항에 있어서, 상기 핵분열 물질 및 상기 감속 물질 지난 용융 염이 유동하는 단계는 반응로 노심을 통해 연료-염 혼합물이 유동하는 단계를 포함하고, 상기 연료-염 혼합물은 상기 핵분열 물질 및 상기 용융 염을 포함하는 것인 방법.
제 62항에 있어서, 핵분열 생성물 제거 시스템을 통해 상기 연료-염 혼합물이 유동하는 단계를 포함하는 방법.
제 62항에 있어서, 열 교환기를 통해 상기 연료-염 혼합물이 유동하는 단계를 포함하는 방법.
제 61항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 포함하는 것인 방법.
제 61항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 사용 후 핵연료의 악티니드 전부가 아닌 일부를 포함하는 것인 방법.
제 61항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 미처리된 사용 후 핵연료를 포함하는 것인 장치.
하나 이상의 수소화물, 중수소화물 또는 그들의 조합을 포함하는 감속 물질 및 핵분열 연료가 구조를 통해 유동하는 하나 이상의 통로를 포함하는 핵 반응로 감속재 구조를 형성하는 단계를 포함하는 방법.
하나 이상의 수소화물, 중수소화물 또는 그들의 조합을 포함하는 감속 물질(a moderator material)을 포함하는 감속재 구조(a moderator structure)를 포함하는 반응로 노심(a reactor core) 및
핵분열 물질 및 용융 염이 폐회로 내 상기 감속재 구조 출구 단부로부터 상기 감속재 구조의 입구 단부로 유동할 수 있는 경로(a pathway)
를 포함하는 제 1 폐회로(a primary loop)를 포함하는 핵 반응로.
제 69항에 있어서, 제 2 폐회로 및 상기 제1 폐회로 및 상기 제 2 폐회로 사이의 열을 교환하는 열 교환기를 포함하는 반응로.
제 69항에 있어서, 중간 폐회로, 제 2 폐회로, 상기 제 1 폐회로 및 상기 중간 폐회로 사이의 열을 교환하는 열 교환기 및 상기 중간 폐회로 및 상기 제 2 폐회로 사이의 열을 교환하는 부가 열 교환기를 포함하는 반응로.
제 69항에 있어서, 냉각 밸브를 더 포함하는 반응로.
제 1폐회로를 형성하도록, 하나 이상의 수소화물, 중수소화물 및 그들의 조합을 포함하는 감속 물질을 포함하는 감속재 구조가, 핵분열 물질 및 용융 염이 감속재 구조의 출구 단부로부터 상기 감속재 구조의 입구 단부로 유동할 수 있는 경로에 연결되어 핵 반응로를 구성하는 단계를 포함하는 방법.
용융 염 내의 경수로(a light water reactor)의 사용 연료를 포함하며,
상기 용융 염 내 상기 사용 연료의 중핵종(heavy nuclides)의 용해도는 핵분열 물질이 임계가 되는 것을 허용할 만큼 충분한 핵 반응로 연료.
제 74항에 있어서, 상기 사용 연료는 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 포함하는 것인 장치.
제 74항에 있어서, 상기 사용 연료는 미처리된 사용 후 핵연료를 포함하는 것인 장치.
제 74항에 있어서, 상기 용융 염은 베릴륨을 필수적으로 포함하지 않는 것인 장치.
경수로의 사용 연료가 용융 염과 혼합하는 단계를 포함하고, 상기 용융 염 내 상기 사용 연료 악티니드 용해도는 상기 핵분열 물질이 임계가 되는 것을 허용하기 충분한 것인 핵 반응로 연료를 형성하는 단계를 포함하는 방법.
제 78항에 있어서, 상기 사용 연료는 전체 사용 후 핵 연료 악티니드 벡터를 포함하는 것인 단계.
제 78항에 있어서, 상기 사용 연료는 미처리된 사용 후 핵연료를 포함하는 것인 방법.
제 78항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 사용 후 핵연료의 악티니드의 전부가 아닌 일부를 포함하는 것인 방법.
경수로를 작동하는 단계,
상기 경수로로부터 사용 후 핵연료를 회수하는 단계,
상기 회수된 사용 후 핵연료를 용융 염과 결합하는 단계(combining), 및
상기 회수된 사용 후 핵연료와 용융 염을 사용하여 용융 염 반응로를 작동하는 단계를 포함하는 방법.
제 82항에 있어서, 상기 사용 후 핵연료는 전체 사용 후 핵연료 악티니드 벡터를 포함하는 것인 방법.
제 82항에 있어서, 상기 사용 후 핵연료는 미처리된 사용 후 핵연료를 포함하는 것인 방법.
제 82항에 있어서, 상기 핵분열 물질은 상기 사용 후 핵연료의 악티니드의 전부가 아닌 일부를 포함하는 것인 방법.
다른 반응로로부터 사용 후 핵연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써, 기존 사용 후 핵연료의 공급을 줄이는 단계를 포함하는 방법.
다른 반응로로부터 사용 후 핵연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써, 기존 사용 후 핵연료를 사용하여 전력을 발생하는 단계를 포함하는 방법.
다른 반응로로부터 사용 후 핵연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써, 핵무기 물질의 공급을 줄이는 단계를 포함하는 방법.
다른 반응로로부터 사용 후 핵 연료를 연료로 사용하여 용융 염 핵 반응로를 작동함으로써, 기존 감손 우라늄의 공급을 줄이는 단계를 포함하는 방법.
반응로 노심 내 유체를 수용하는 단계를 포함하며, 상기 유체는 핵 연료성 물질에 대한 핵 분열성 물질의 비율(the fissile-to-fertile)이 경수 핵 반응로로부터의 사용 후 핵 연료성 물질에 대한 핵 분열성 물질의 비율과 유사한 것인 방법.
제 90항에 있어서, 상기 유체는 용융 염 혼합물을 포함하는 것인 방법.
핵 연료 및 상기 연료와 구분되는 용융 염 냉각수를 포함하는 반응로 및
하나 이상의 수소화물 또는 중수소화물을 포함하는 감속 요소(moderator elements)를 포함하는 장치.
제 92항에 있어서, 적어도 하나의 수소화물은 금속 수소화물을 포함하는 것인 장치.
제 92항에 있어서, 상기 감속 요소는 하나 이상의 수소화물과 결합한 그래파이트(graphite)를 포함하는 것인 장치.
임계 미만 상태의 핵 연료 및 상기 핵 연료에 근접한 중성자 가속기 구동 소스(an accelerator driven source of neutrons)를 포함하는 반응로 및
하나 이상의 수소화물 또는 중수소화물을 포함하는 감속 요소를 포함하는 장치.
제 95항에 있어서, 상기 가속기 구동 소스는 중금속 타겟(a heavy metal target)을 포함하는 것인 장치.
제 96항에 있어서, 상기 감속 요소는 중금속 타겟에 근접한 것인 장치.
제 95항에 있어서, 상기 감속 요소는 핵연료에 근접한 것인 장치.
제 95항에 있어서, 상기 연료는 토륨(thorium)을 포함하는 것인 장치.
제 95항에 있어서, 상기 연료는 사용 후 핵연료를 포함하는 것인 장치.
제 95항에 있어서, 상기 연료는 사용 후 핵연료로부터의 초우라늄(transuranic) 물질을 포함하는 것인 장치.
제 95항에 있어서, 상기 연료는 사용 후 핵연료로부터의 작은 악티니드를 포함하는 것인 장치.