KR20140123089A

KR20140123089A - 일체형 용융염 원자로

Info

Publication number: KR20140123089A
Application number: KR1020147024993A
Authority: KR
Inventors: 데이비드 레블랑
Original assignee: 터레스트리얼 에너지 아이엔씨.
Priority date: 2012-02-06
Filing date: 2013-02-06
Publication date: 2014-10-21
Also published as: CN104205237B; HRP20171822T1; CA2863845C; EA033315B1; BR112014019311A2; AU2013218764A1; EA201491488A1; BR112014019311A8; PL2815404T3; EP2815404A1; CA3121098C; ES2649687T3; PT2815404T; AU2013218764C1; CN104205237A; LT2815404T; CA3121098A1; AU2013218764A8; WO2013116942A1; CA2863845A1

Abstract

본 발명은 흑연 감속재 및 원자로 용기 및/또는 1차 열교환기 및/또는 제어 로드의 주된 기능적 요소들을 일체형 용융염 원자로(IMSR)로 통합하는 것에 관한 것이다. 상기 IMSR의 설계 수명, 예를 들어, 3 내지 10년의 범위에 도달하면, 상기 IMSR은 유닛으로 분리, 제거 및 교체된다. 폐 IMSR은 상기 IMSR의 용기에 함유된 방사성 흑연 및/또는 열교환기 및/또는 제어 로드 및/또는 연료염의 중기간 또는 장기간 저장소로서 기능한다.

Description

일체형 용융염 원자로{Integral molten salt reactor}

본 개시는 일반적으로 원자로에 관한 것이다. 더욱 특히, 본 개시는 용융염 원자로에 관한 것이다.

용융염 원자로(molten salt reactor, MSR)는 주로 1950년대부터 1970년대까지 개발되었으나, 최근에서야 이러한 유형의 원자로에 대한 세계적 관심이 증가하고 있다. 종전의 컨셉들은 재평가받으며, 새로운 아이디어들이 제시되고 있다. 이러한 부류의 원자로는 기존의 원자로보다 훨씬 많은 이점들을 가지며, 이러한 이점들에는 잠재적으로 낮은 자본비용, 종합적 안정성, 장수명의 폐기물 프로파일 및 자원의 지속가능성이 포함된다.

또한, MSR의 이점들과 함께, 어려운 기본 설계 결정을 야기하는 일부 상당한 기술적 도전들이 동반된다. 이들 중 첫번째이자 아마 가장 중요한 것은 중성자 감속재가 사용될 수 있는지 여부와 중성자 감속재가 어떻게 사용될 수 있는지에 관한 것이다. 흑연은 MSR에서 사용되는 불화물 염과 접촉하더라도 매우 양호하게 거동할 수 있기 때문에 흑연이 거의 모든 경우에서 감속재로 선택된다. 이러한 염들은 핵분열성 친핵연료 불화물(UF₄, ThF₄, PuF₃ 등)과 LiF, BeF₂ 또는 NaF와 같은 다른 캐리어 염들의 공융 혼합물(eutectic mixture)들이다. 흑연을 MSR의 코어 내에서 벌크 감속재로서 사용하는 것은 많은 이점을 갖는다. 예를 들어, 흑연은 더욱 완만하거나 더욱 열중성자화된 중성자 스펙트럼을 제공하며, 이는 향상된 원자로 제어 및 상당히 낮은 출발 핵분열 물질 재고량(starting fissile inventory)을 제공한다. 뿐만 아니라, MSR의 코어 전반에 걸친 흑연의 사용은 저감속 외부 영역(under-moderated outer zone)으로 알려진 것을 채용할 수 있도록 하며, 이는 중성자의 네트(net) 흡수제로 작용하며 중성자 노출 피해로부터 외부 원자로 용기 벽을 방어하는 것을 돕는다. 핵 코어를 함유하는 상기 용기는 통상적으로, 고니켈 합금(high nickel alloy), 예를 들어, 하스텔로이 N으로 제조되어야 하는 것으로 제안되고 있다. 그러나, 다른 재료도 가능하다.

그러나, 상기 MSR의 코어 내(즉, MSR의 중성자속(neutron flux) 내)에서의 흑연의 사용은 심각한 문제점을 가질 수 있다. 즉, 이러한 흑연이 먼저 수축하고, 이후, 고속 중성자속에 노출됨에 따라 흑연은 자신의 본래 부피보다 더 팽창할 것이다. 총 고속 중성자 플루언스(fast neutron fluence)의 상한이 계산될 수 있고, MSR은 이러한 한계를 초과하지 않도록 작동된다. 이러한 한계는 언제 상기 흑연이 자신의 본래 부피를 넘어 팽창하기 시작하는지(그에 따라, 주변 흑연 원소 또는 원자로 용기 그 자체에 손상을 줄 가능성이 발생함)를 결정한다. 따라서, 얼마나 오래 흑연이 원자로 코어 내에서 사용될 수 있는가는 국부 출력 밀도(local power density)와 직접적으로 관련되며, 또한 그에 따라, 흑연이 겪게 되는 고속 중성자속과도 직접적으로 관련된다. 낮은 출력 밀도 코어는 수십년 동안 동일한 흑연을 사용하는 것이 가능할 수 있다. 이는 브리티쉬 가스 냉각 Magnox 및 AGR 원자로와 같이 흑연을 사용하는 다수의 종래 원자로의 경우에 해당한다. 이들은 극도로 크고, 열수력학적(thermohydraulic) 이유로 인해 낮은 출력 밀도를 가졌으나, 매우 긴 흑연 수명을 가능케 했다. 그러나, MSR은 훨씬 더 높은 출력 밀도를 가지는 것이 유리할 수 있으며, 이에 따라, 흑연 수명이 쟁점으로 될 수 있다.

MSR을 설계하는 과학자들 및 엔지니어들은 오랫동안 중요한 설계 옵션들에 직면해왔다. 첫번째 옵션은 흑연으로부터 최대 30년 이상의 수명을 얻기 위해서, 상당히 크고 출력 밀도가 매우 낮은 원자로를 간단히 설계하는 것이다. 따라서, 용기 내에 모든 흑연을 밀봉할 수 있고, 상기 흑연은 원자력 발전 설비의 설계 수명 동안 용기 내에서 유지될 수 있다. 이러한 선택의 예는 1970년대 후반 및 1980년대 초반에 오크릿지 국립 연구소(Oak Ridge National Laboratories, ORNL)의 연구들에서 찾아 볼 수 있다. 예를 들어, ORNL TM 7207는 흑연 교체 요구를 회피하기 위해, 대략 10 미터 직경 및 높이의 대형 원자로 용기를 가지며 "한번에 30년(30 year once through)" 설계로 일컬어졌던 1000 MWe 원자로를 제안한다. 또한, 원자로 설계의 FUJI 계열로 알려진 것에 대한 미국의 Kazuo Furukawa 박사의 후반 연구 대부분은 이러한 대형 저출력 핵 코어 경로를 선택하였다. 이러한 매우 큰 코어들은 코어 및 원자로 용기를 제작하는데 요구되는 재료의 시어(sheer) 양의 측면에서, 및 코어의 과도한 중량에서 명백한 경제적 불이익을 갖는다. 이러한 도전들은 당해 기술 분야의 통상의 기술자에 의해 이해되는 바와 같이 주변 원자로 건축의 비용 및 복잡성을 증가시킨다. 30년의 원자력 발전 설비 수명이 1970년대에는 상당히 수용가능한 정도였으나, 현재의 기준에서는 이것이 짧은 것으로 여겨진다는 점이 추가되어야 할 것이다. 이제는 50년 또는 60년이 바람직하며, 이것은 흑연 교체 없이 이러한 수명이 가능한 더더욱 큰 코어를 의미한다.

종종 제안되는 두번째 옵션은 더욱 작으면서 출력 밀도가 더욱 높은 코어를 사용하나 흑연의 주기적 교체가 예정된다는 것이다. 프로그램이 취소되기 이전 약 1968년 내지 1976년의 용융 염 증식로 설계에서 오크릿지 국립연구소에서의 연구에서 이러한 접근 방식이 통상적으로 취해졌다. 이러한 1000 MWe 원자로 설계는, 서로 맞추어져 있고 용기를 채우나, 용융염 연료가 흘러서 코어를 빠져나가 외부 열교환기로 전달되도록 하기 위한 통로 채널을 갖는 수백개의 흑연 요소를 함유하는 하스텔로이 N의 외부 용기를 가졌다. 이러한 두번째 옵션에서, 상기 원자로는 직경 및 높이가 대략 6 미터인 더더욱 작은 규모를 가졌다. 이러한 경우에, 상기 흑연은, 특히 가장 고속인 중성자속을 갖는 코어의 중심에서, 단지 4년의 기대 수명을 가졌다. 따라서, 흑연 요소들의 상당 부분을 교체하기 위해 상기 원자로는 4년 마다 정지되어 개방되도록 설계되었다. 이것은 당해 기술 분야에서 통상의 기술자가 아닌 자들에게는 굉장히 어려운 것으로 들리지 않을 수도 있으나, 용융염과 함께, 일부가 상대적으로 휘발성인 핵 분열 생성물이 연료 염에 존재하며, 또한, 이들 자체가 흑연의 표면층 및, 예를 들어, 원자로 용기의 내부 금속 표면에 박힐 수 있다. 따라서, 그냥 원자로 용기를 개방하는 것은, 방사능 원소들이 주변의 폐쇄 영역으로 퍼져나가지 않고서는 수행되기가 매우 어려울 수 있는 조작인 것으로 알려져 있다. 뿐만 아니라, 원자로가 주기적으로 개방되어야 하는 경우에는, 원자로 용기 자체의 설계가 더욱 복잡해진다. 이러한 문제점들로 인해, 더욱 크고, 축력 밀도가 더욱 낮은 코어의 경로가 빈번하게 선택되었다.

세번째 옵션은 흑연의 사용을 모두 생략하고자 하는 시도이다. 이는 가능한 것이며, 통상적으로 더욱 경질(hard)인 중성자 스펙트럼을 갖는 원자로를 야기한다. 이러한 선택의 예는 2005년경 시작된 프랑스 및 기타 유럽 연구원들의 컨소시움에 의해 제안된 용융염 고속 원자로(molten salt fast reactor, MSFR)이다. 그러나, 이는 매우 심각한 문제점이 있다. 예를 들어, 5배 이상의 출발 핵분열물질 부하가 요구되며, 감속재(예를 들어, 물 또는 심지어 콘크리트 내 수소 성분)로의 염의 임의의 우연한 노출이 치명적인 위험으로 이어질 수 있다.

흑연의 수명에 관한 문제를 넘어, 원자로 용기 자체 및 1차 열교환기의 수명 문제와 관련된 것들도 존재한다.

또한, 상기 원자로 용기는 잠재적으로 문제를 일으키는 열중성자 및 고속 중성자 둘 다를 갖는 중성자 플루언스로 인해 제한된 수명을 가질 수 있다. 가장 일반적으로 제안되는 물질은 고니켈 합금, 예를 들어, 하스텔로이 N이며, 이는 상당히 잘 알려진 거동 및 중성자 플루언스의 허용된 한계를 갖는다. 이에 따라, 중성자 노출을 제한하고, 및/또는 용기 벽의 작동 온도를 더욱 낮추기 위한 코어 설계에 상당한 노력이 투입된다. 뿐만 아니라, 증가된 중성자 노출과 함께 강도가 손실되므로, 상기 벽에 두께를 더하는 것이 도움이 될 수 있다. 이는 중량과 비용을 모두 증가시킨다. 따라서, 원자로 용기 자체가 30 내지 60년의 수명을 갖도록 하는 것은 도전이다.

또 다른 설계 도전은 방사성 1차 연료 염으로부터 2차 냉각재 염으로 열을 전달시키는 1차 열교환기이다. 이러한 냉각재 염은 이후 통상적으로 열을 작동 매체, 예를 들어, 스팀, 헬륨, CO₂ 등으로 전달시킨다. 몇몇 경우에서, 이러한 열교환기들은 원자로 용기 자체의 겉 또는 외부에 존재하며, 이는 1950년대부터 1980년대의 모든 ORNL 설계의 경우에서 나타난다. 또한, 이들은 원자로 용기 자체의 내부에 위치하여 이들 고유의 이점 및 문제점 세트를 가질 수도 있다. 내부 열교환기의 중요한 이점은, 단지 2차 냉각재 염이 용기에 유입되고 용기를 빠져나가기 때문에, 상당량의 방사선이 원자로 자체를 이탈할 필요가 없다는 점이다.

내부 및 외부 열교환기 모두에 대한 상당한 도전은 이를 수리하거나 교체하는 것에 있다. MSR이 개방되는 경우, 봉쇄 영역 또는 공간으로 방출되는 방사능을 잠재적으로 야기할 수 있다. ORNL은 예를 들어, 코어의 외부에 통상적인 튜브-인-쉘 열 교환기를, 1000MWe 원자로 당 4개씩 설치할 것을 제안하였다. 임의의 튜브 누출이 발생한 경우에 이루어지는 작업은 튜브를 수리하거나 튜브를 틀어막는 것이 아니라, 쉘을 개방하여 튜브 번들 전체를 제거하고 새로운 번들로 교체하는 것이다. 냉각 기간이 지나고나서야 상기 번들의 수리 및 재사용 또는 단순한 폐기에 대한 결정이 이루어질 수 있다. 따라서, 1차 열교환기 장착 및/또는 교체 기술은 MSR 설계에서 상당한 도전이라는 것은 명백하다.

더욱이, 흑연 또는 열교환기가 교체되는 경우, 이후, 이들이 작업 동안 상당히 방사성을 띄게 되므로, 이들의 안전한 저장 문제가 또한 해결되어야 한다. 이는 MSR 총괄 플랜트 디자인에서의 또 다른 도전을 나타낸다.

나아가, 불화물 염 냉각 고온 원자로(FHR로 알려짐) 관련 핵 설계 분야도 매우 유사한 문제들을 가진다는 점이 강조되어야 한다. 이러한 작업에서, 원자로 설계는 매우 유사할 수 있으나, 연료가 불화물 염의 형태로 존재하는 대신에, 이는 TRISO로 알려진 연료 형태를 사용한 흑연 감속재 내의 고체 형태로 존재한다. 또한, 이러한 경우에, 제한된 흑연 수명은 고체형 TRISO 연료의 수명의 함수이다. 그러나, 다른 모든 설계 문제 및 도전은 MSR 설계 작업과 매우 유사하다. FHR에서, 1차 냉각재 염은 방사성은 아니나, 통상적으로 몇몇 방사성 원소, 예를 들어, 트리튬을 함유하며, 유사한 세트의 도전들이 고체형 블록 TRISO 연료를 사용하고 주기적으로 이들을 교체하고자 하는 경우에 존재한다. FHR 설계의 서브세트는 원자로 용기를 개방하지 않고서 각각의 연료 교체를 용이하게 하는 페블 연료(pebble fuel) 형태를 사용하는 것과 관계되나, 이러한 설계의 유형은 이들만의 문제 세트를 갖는다.

그러므로, 원자로의 향상이 바람직하다.

본 개시는 흑연 감속재 및 원자로 용기 및/또는 1차 열교환기 및/또는 제어봉의 주된 기능적 요소들을, 밀봉된 유닛의 장점을 유지하면서 더욱 높고 더욱 경제적인 출력 밀도를 갖는 교체가능한 단일 유닛으로, 통합하는 것에 관한 것이다. 이러한 일체형 용융염 원자로(IMSR)의 설계 수명에 도달하면, 예를 들어, 3년 내지 10년에 도달하면, 이것은 유닛 단위로 분리, 제거, 및 교체되고, 이러한 유닛 자체는 또한 방사성 흑연 및/또는 열교환기 및/또는 제어봉 및/또는 연료 염 그 자체의 중기 또는 장기 저장소로서 잠재적으로 작용할 수 있다. 또한, 붕괴열 제거 및 휘발성 오프 가스 저장 기능이 인 시츄(in situ)로 통합될 수도 있다.

본 개시의 첫번째 측면에서, 원자력 발전 설비의 작동 방법이 제공된다. 상기 원자력 발전 설비는 열을 생성하는 용융염 원자로(MSR), 열교환기 시스템 및 최종 용도 시스템을 포함하며, 상기 열교환기 시스템은 MSR으로부터 생성된 열을 수용하고 수용된 열을 최종 용도 시스템으로 제공한다. 상기 방법은 하기 단계들을 포함한다: MSR을 작동하는 단계로서, 상기 MSR은 용기, 상기 용기에 위치한 흑연 감속재 코어, 및 적어도 상기 용기에서 순환하는 용융염을 포함하고, 상기 열교환기 시스템이 상기 용융염으로부터 열을 수용하는 MSR의 작동 단계; 설정된 작동 기간 이후 MSR을 차단(shut-down)하여 차단 MSR을 수득하는 단계; 차단 MSR과 상기 용기 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분 사이의 임의의 작동적 연결을 절단하여 절단된 차단 MSR을 수득하는 단계; 상기 절단된 차단 MSR을 격리시키는 단계; 및 교체 MSR을 상기 교체 MSR의 상기 용기 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분에 작동적으로 연결하는 단계.

본 개시의 두번째 측면에서, 하기를 포함하는 원자력 발전 설비가 제공된다: 열을 생성하는 용융염 원자로(MSR); 열교환기 시스템; 용기의 외부에 위치하는 방사능 검출기; 상기 용기의 외부에 위치하는 차단 메커니즘; 및 최종 용도 시스템. 상기 MSR은 용기, 상기 용기에 위치하는 흑연 감속재 코어, 및 적어도 상기 용기에서 순환하는 용융염을 포함하며, 상기 용융염은 상기 MSR에 의해 생성된 열을 상기 열교환기 시스템으로 전달하고, 상기 흑연 감속재 코어는, 하나 이상의 관통 홀(hole)을 한정한다. 상기 열교환기 시스템은 상기 MSR에 의해 생성된 열을 수용하고 수용한 열을 상기 최종 용도 시스템으로 제공하기 위한 것이다. 상기 열교환기 시스템은 상기 흑연 감속재 코어의 하나 이상의 관통 홀과 유체 연통(fluid communication)하는 복수개의 열교환기를 포함한다. 각각의 열교환기는 각각의 방사능 검출기에 연계된다. 각각의 방사능 검출기는 상기 각각의 열교환기에서 순환하는 냉각재 염에 존재하는 방사능을 검지하도록 배열된다. 각각의 차단 메커니즘은 각각의 열교환기에서 각각의 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우 각각의 열교환기에서 순환하는 냉각재 염의 순환을 차단하도록 배열된다.

본 개시의 다른 측면 및 특징들은 첨부된 도면들과 연계된 하기의 구체적인 구현예의 설명을 참조함으로써 통상의 기술자에게 명백해질 것이다.

본 개시의 구현예들은, 단지 예시의 목적으로, 첨부된 도면을 참조하여 설명될 것이다.
도 1은 본 개시에 따른 용융염 원자로의 일 구현예를 나타낸다.
도 2는 도 1의 구현예의 상면도를 나타낸다.
도 3은 본 개시에 따라, 용융염 도관에서 방사능이 검지되는 경우 또는 용융염 도관에서 압력 변화가 검지되는 경우에 차단되도록 배열된 입구 및 출구 용융염 도관을 나타낸다.
도 4는 본 개시에 따른 용융염 원자로의 다른 구현예를 나타낸다.
도 5는 도 4의 구현예의 상면도를 나타낸다.
도 6은 본 개시에 따른 용융염 원자로의 또 다른 구현예를 나타낸다.
도 7은 본 개시에 따른 용융염 원자로의 추가 구현예를 나타낸다.
도 8은 본 개시에 따른 용융염 원자로의 추가 구현예를 나타낸다.
도 9는 본 개시의 특정 실시예에 따른 방법의 순서도를 나타낸다.
도 10은 본 개시의 특정 실시예에 따른 원자력 발전 설비를 나타낸다.

본 개시는 일체형 용융염 원자로(integaral molten salt reactor, IMSR)을 제공한다. 본 개시의 IMSR은 IMSR의 용기에 영구적으로 통합된 흑연 코어를 가지며, 이는 상기 흑연 코어가 상기 IMSR의 수명 기간 동안 IMSR의 용기 내에 존재하는 것을 의미한다. 이에 따라, 본 개시의 IMSR에서, 흑연 코어는 교체가능한 흑연 코어가 아니며, IMSR의 작동적 수명 동안 IMSR 내부에 유지된다. 상기 흑연 코어는 IMSR의 용기 내부에 단단하게 고정된다. 유리하게, 이는 설정된 일정에 따라 설정된 시점에 흑연 코어를 교체하는데 요구되는 임의의 장치에 대한 필요성을 제거한다. 추가의 이점은 IMSR이 상기 흑연 코어를 교체하기 위해 흑연 코어에 접근하도록 하는 임의의 접근 포트(access port)를 필요로 하지 않는다는 점이다. 본 개시의 IMSR의 추가적 이점은 IMSR의 설계 수명이 만료된 후, 상기 IMSR가 IMSR 내부의 임의의 방사능 물질에 대해 저장 컨테이너의 역할을 한다는 점이다. 상기 IMSR의 구성 요소는 원자로 용기 그자체 및 핵 코어의 임의의 흑연 요소들을 포함한다. 다른 구성 요소로서는 IMSR의 제조 동안 원자로 용기에 설치될 수 있는 1차 열교환기를 포함할 수 있다. 상기 IMSR은 시간 경과에 따른 원자로 흑연 코어의 팽창 및 상기 흑연 코어의 구조적 온전성을 고려한 설계 수명 기간 동안 작동하도록(전기를 생성하도록) 제작된다. 즉, 배경 기술 부분에서 상술한 바와 같이, 상기 흑연 코어는 결국에는, 중성자속 하에서 자신의 본래 부피를 초과하여 팽창하게 된다. 이러한 팽창의 존재하에서 MSR의 작동은 상기 흑연 코어가 파열될 수 있으므로 바람직하지 않다. 본 개시의 IMSR은 이의 계획 수명기간의 만료 후 간단히 차단되고 교체된다. 상기 IMSR의 추가 구성 요소는 냉각재 염 입구 도관 및 출구 도관과 같은 파이프를 포함하며, 또한, 펌프가 사용되는 경우, 냉각재 염(1차 냉각재 유체)를 이동(펌핑)시키기 위한 임펠러 및 펌프 축을 포함할 수 있다.

본 개시의 몇몇 구현예에서, 차단 IMSR은 차단 IMSR에 의해 생성되는 붕괴열에 대한 열 싱크(heat sink)로 작용할 수 있는 자신의 밀폐 영역(핫 셀(hot cell))에 단순히 유지될 수 있다. IMSR 외부로 방출되는 상기 붕괴열은 IMSR의 용기벽을 통해 밀폐 영역으로, 그리고 궁극적으로 외부 환경으로 단순히 방출된다. MSR은 통상적으로 700℃의 온도 영역에서 작동하며, 방사열은 붕괴열을 제거하는데 매우 효과적이다. 더욱이, 붕괴열 제거를 가속화하기 위해, 본 개시의 IMSR에서, 버퍼염이 상기 밀폐 영역에 첨가되어 상기 IMSR을 감쌀 수 있고; 이는 상기 IMSR로부터 밀폐 영역으로의 열 추출을 보다 빠르게 할 수 있다. 특정 구현예에서, 상기 IMSR은, 용융되어 1차 냉각재가 붕괴열 제거 탱크로 배출되도록 할 수 있는 결빙된 염 플러그를 가질 수 있다.

몇몇 다른 구현예에서, IMSR의 작동 동안, 그리고 IMSR의 차단 이후에, 상기 IMSR는 IMSR 밀봉 용기 내부에 생성된 핵분열 가스를 단순히 보유하는 밀봉된 유닛으로 존재할 수 있거나, 상기 핵분열 가스가 임의의 적절한 핵분열 가스 처리 시스템으로 천천히 방출될 수 있다.

도 1은 본 개시의 IMSR (90)의 일 구현예의 정면도를 나타낸다. 원자로 용기 자체(100)는 하스텔로이 N(고니켈 합금) 또는 임의의 다른 적절한 재료(예를 들어, 몰리브덴 합금 TZM(티타늄-지르코늄-몰리브덴 합금))으로 제조될 수 있다. 원자로 용기 (100)은 원자로 용기 (100) 내에 임의의 흑연 코어가 밀봉되어 있다는 점에서 밀봉된 원자로 용기로 지칭될 수 있고; 즉, 상기 임의의 흑연 코어가 원자로 용기 (100) 내부에 유지되고, IMSR의 작동 수명 기간 동안 교체되지 않음을 의미한다. 본 개시의 IMSR (100)이 약 5년의 짧은 설계 수명을 가질 수 있으므로, 원자로 용기 (100)의 벽은 30년 이상의 설계 수명을 갖는 MSR에서 요구되는 것보다 얇을 수 있고, 이러한 장수명의 MSR보다 높은 작동 온도에서 또는 훨씬 더 높은 중성자 플루언스에서 작동될 수 있다. 코어 또는 코어 영역 (102)은 채널 (115)를 한정하는 단순한 흑연 덩어리일 수 있으며, 채널 (115)을 통하여 용융염 연료 (108)가 흐른다. 또한, 코어 (102)는 코어 영역, 흑연 감속재 코어, 및 흑연 중성자 감속재 코어로 지칭될 수 있다. 도 1의 구현예의 코어 (102)가 교체될 필요가 없음에 따라, 코어 (102)의 구조는 용기 (100)로부터 이의 제거 또는 이의 교체를 허용 및/또는 원활히하는 어떠한 구조적 특징들도 요구하지 않는다는 점에서 단순화될 수 있다. (104)는 중성자들을 코어 (102)로 반사하고 과량의 중성자속으로부터 1차 열교환기 유닛 (106)을 방어하는 반사재(중성자 반사재)를 나타낸다. 반사재 (104)는 선택적(optional)일 수 있다. 반사재 (104)의 부재하에서, 상기 IMSR에서 코어 (102) 위에 위치한 임의의 금속 구조, 예를 들어, 도관 및 열교환기는 중성자 피해를 받게 될 것이다. 반사재 (104)는 어떠한 구조적 목적도 가지지 않아 반사재 (104)의 조사 피해가 거의 고려되지 않으므로 스테인리스 스틸로 제조될 수 있다. 반사재 (104)는 채널 (99) 또는 배관(piping)을 한정하며, 채널 (99)은 용융염 연료 (108)가 1차 열교환기 유닛(106)으로부터 코어(102)에 의해 한정된 채널 (115)을 통해 흐르는 것을 가능하게 한다. 채널 (115)은 코어 (102)의 상이한 영역들에서 직경 또는 격자 피치(lattice pitch)가 달라질 수 있으며, 그에 따라, 예를 들어, 통상의 기술자들에게 이해되는 바와 같이, 흑연에, 저감속 영역 뿐만 아니라 외부 반사재 영역을 형성할 수 있다. 도 1의 IMSR 실시예에서, 원자로 용기 (100)에서 용융염 연료 (108)의 유동은 화살표 (109)로 표시된다.

1차 열교환기 유닛 (106)은 펌프 (118)에 의해 구동되는 구동 축 및 임펠러 유닛 (116)에 의해 제공되는 연료염 (109)을 수용하는 개구부 (117)를 갖는다. 1차 열교환기 유닛 (106)은 일련의 열교환기들을 보유한다. 이러한 열교환기는 지시 번호 (119)로 나타낸다. 각각의 열교환기 (119)는, 냉각재 염 (113) (이는 2차 냉각재 염으로도 지칭될 수 있음)을 원자로 용기 (100)의 외부에서부터 열교환기 (119)를 통해 다시 원자로 용기 (100)의 외부로 전송하는 입구 도관(114) 및 출구 도관(112)에 연결된다. 냉각재 염 (113)은 화살표 (111)에 의해 표시된 방향에 따라 입구 도관 (114), 열교환기 (119), 및 출구 도관 (112)을 통하여 흐른다. 냉각재 염 (113)은 열교환기 (119)로부터 열을 수용하며, 열교환기(119)는 열교환기 (119)에서 흐르거나 열교환기 (119) 주변을 순환하는 연료 염 (108)으로부터 열을 수용한다. 2차 냉각재 염 (113)은 펌프 또는 펌핑 시스템 (미도시됨)에 의해 펌핑된다. 명확히 하기 위해, 열교환기 (119)는 입구 도관 (114)를 출구 도관과 연결하는 직선 도관으로 나타내나; 통상의 기술자가 이해할 수 있듯이, 열교환기 (119)는 임의의 적절한 형상일 수 있으며, 입구 도관 (114)을 출구 도관 (112)과 연결하는 임의의 개수의 도관을 포함할 수 있다.

열교환기 유닛 (106), 열교환기 유닛 (106)이 포함하고 있는 열교환기 (119), 및 열교환기(119)에 연결된 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)은 모두, IMSR로부터 예를 들어, 증기 생성기와 같은 시스템 또는 장치로 열을 전송하는데 사용되는 열교환기 시스템의 부분이다. 이러한 열교환기 시스템은 원자력 발전 설비와 관련하여 본 명세서의 다른 곳에서도 나타난다. 입구 도관 (114) 및 출구 도관 (112)는 도시되지는 않았지만 마찬가지로 열교환기 시스템의 일부인 펌프 시스템에 작동적으로 연결된다. 상기 펌프 시스템은 입구 도관 (114), 출구 도관 (112) 및 열교환기 (119)를 통해 냉각재 염을 순환시킨다. 입구 도관 (114) 및 출구 도관 (112)은 열교환기 (119), 입구 도관 (114) 및 출구 도관 (112)을 순환하는 냉각재 염의 열을 다른 매체, 예를 들어, 물과 같은 다른 유체에 제공하는 추가적 열교환기에 작동적으로 연결될 수 있다.

도 1의 실시예에서, 열교환기 (119) 및 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)의 일부분이 원자로 용기 (100) 내부에 존재함에 따라, 상기 열교환기 시스템이 원자로 용기 (100)에 부분적으로 포함된다. 나아가, 상기 열교환기 시스템은 원자로 용기 (100)의 외부에 부분적으로 존재하는데, 이는, 상술한 펌프 시스템 및 임의의 추가적 열교환기와 같이, 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)의 다른 부분들이 원자로 용기 (100)의 외부에 존재하기 때문이다.

또한, 도 1의 실시예에서, 용융 연료 염은 단지 원자로 용기 (100)에서 순환한다. 즉, 정상 작동 조건하에서, 즉, 기기의 파열이 일어나지 않는 조건하에서, 용융 연료 염 (108)은 원자로 용기 (100)를 이탈하지 않는다.

IMSR (90)은 핫셀(hot cell) 내에 위치하며, 상기 핫셀은 IMSR (90)에 존재하거나 IMSR (90)에서 발생하는 방사선 또는 방사성 원소가 셀 벽을 횡단하는 것을 방지하는 기능을 한다. 이러한 핫셀에서, 셀 벽은 지시 번호 (130)로 나타낸다. 출구 도관 (112) 및 입구 도관 (114)은 핫셀 벽 (130)의 개구부를 통과할 수 있고, 열을 작동 유체의 제3 루프에, 또는 수증기 또는 가스와 같은 최종 작동 매체에 제공하는 2차 열교환기(미도시됨)에 도달할 수 있다.

원자로 용기 내의 용융 연료 염 (108)의 수준은 참조 번호 (122)로 나타낸다. 핵분열 가스들은 이러한 액체 수준 (112) 위에서 수집될 것이며, 원자로 용기 (100) 내에서 유지되거나 오프 가스 라인 (120)을 통해 오프 가스 격리 영역(미도시)으로 전달될 수 있다. 이러한 오프 가스들은 헬륨 혼입 시스템(미도시)에 의해 격리 영역으로 이동될 수 있다.

도 1의 IMSR의 치수의 예는 직경이 3.5 미터, 높이가 7 내지 9 미터일 수 있고, 400 MW_thermal (최대 약 200 MW_electrical)의 총 출력을 제공할 수 있다. 이러한 출력 밀도가 5 내지 10년 사이의 흑연 수명 및 이에 따른 IMSR의 설계 수명을 제공한다. 이러한 IMSR (90)의 치수는 IMSR (90)의 이송 및 교체를 용이하게 하며, 상기 출력 밀도는 채용된 임의의 흑연을 수년간 사용하는 것을 가능하게 한다. 코어 (102) 및 원자로 용기 (100)의 기하학적 구조는 원통형일 수 있다.

도 2는 본 개시의 IMSR의 실시예를 위에서 본 평면도를 나타낸다. 도 2는 펌프 모터 (118) 및 오프 가스 라인 (120)을 나타낸다. 또한, 도 2는, 용기 (100)로부터 1차 핫셀 벽 (130)을 통과하는 4개의 입구 도관 (114) 및 4개의 출구 도관 (112) 시리즈를 나타낸다. 4개의 개별적 라인 쌍(하나의 라인 쌍은 하나의 입구 도관 (114)과 하나의 출구 도관 (112)을 갖는다)들을 도시하나, 임의의 적절한 개수의 이러한 라인 쌍들(및 연계된 열교환기(119))도 본 개시의 범위 내에 속한다. 각각의 라인 쌍은 열교환기 유닛 (106)에 포함되는 열교환기에 연결된다.

1차 열교환기를 IMSR 내에 보유하고 이의 설계 수명 이후에 IMSR을 간단히 교체하는 것의 이점은 열교환기의 수리, 제거, 및/또는 교체를 위한 기술이 개발될 필요가 없다는 점이다. 그러나, 1차 연료염과 2차 냉각재 사이의 잠재적 오작동 및 누출에 대한 대책은 반드시 마련되어야 한다. 1차 열교환기 유닛 (106)을 다수개의 독립적인 열교환기 (119)들로 구획함으로써 열교환기 (119)의 임의의 오작동 및/또는 냉각재 (113)로의 용융 연료 염 (108)의 누출이 효과적으로 관리될 수 있다.

도 3은 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)을 통한 2차 냉각재 (113)의 화살표 (111) 방향으로의 유동을 차단하는 분리된 배열의 일구현예를 나타낸다. 명확히 하기 위해, 단지 한쌍의 라인(하나의 입구 도관 (114)과 하나의 출구 도관 (112))만을 도 3에 나타낸다. 도 3의 실시예에서, 방사능 검출기 (300), 예를 들어, 가이어 계수기 (Geiger counter)가 출구 라인 (112) 옆에 위치하며, 방사성 1차 연료 염의 출구 라인 (112)으로의 임의의 누출을 감지할 수 있다. 설정된 수준을 초과하는 방사능이 방사능 검출기 (300)에 의해 검출되는 경우, 방사능 검출기 (300)에 연결된 제어기 (301)가 출구 도관 (112) 및 입구 도관 (114)에 연결된 차단 메커니즘 (304)을 조절하여 출구 도관 (112) 및 이의 상응하는 입구 도관 (114)을 차단한다. 상기 차단 메커니즘은 차단된 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)에 연결된 개별적인 열교환기 (119)(도 2에 미도시됨)를 격리시키는 것이다. 또한, 차단 메커니즘 (304)은 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)에 따른 물리적 연결을 절단하는 것일 수 있다. 상기 차단 메커니즘은 임의의 적절한 유형의 차단 밸브 및 임의의 적절한 유형의 크림핑(crimping) 장치를 포함할 수 있으며, 상기 크림핑 장치는 입구 도관 (114)과 출구 도관 (112)을 크림핑 차단(crimp shut)하는 것이다. 나아가, 2차 냉각재 유체 (113)의 용융 연료 염 (108)으로의 누출이 발생하는 경우, 이 누출은 입구 도관 (114), 출구 도관 (112) 또는 둘다에 장착되거나 그렇지 않으면 작동적으로 연결된 하나 이상의 압력 검출기 (303)를 사용하여 압력 감소를 측정함으로써 검출될 수 있다. 하나 이상의 압력 검출기는 제어기 (301)에 작동적으로 연결되며, 이 제어기는, 압력 감소(또는 압력의 임의의 비정상적인 변화)가 입구 도관 (114), 출구 도관 (112) 또는 둘다를 순환하는 냉각재 염 (113)에서 일어난 것으로 결정되면, 차단 메커니즘 (304)을 차단할 수 있다.

용융 연료 염 (108)과 2차 냉각재 염 (113)에 대해 혼화성인 1차 캐리어 염을 선택함으로써, 이러한 유체들의 혼합이 용인될 수 있다. 예를 들어, 1차 캐리어 염이 LiF-BeF₂ 및/또는 NaF-BeF₂인 경우라면, LiF-BeF₂ 및/또는 NaF-BeF₂의 2차 냉각재 염은, 제한된 혼합의 경우에, 즉, 용융 연료 염 (108)으로 누출된 냉각재 염 (113)의 부피가 중성자 생성 및 흡수에 미치는 영향의 측면에서 용인될 수 있는 경우에, 1차 캐리어 염에 혼화성일 것이다. 예를 들어, 4개 심지어 10개 이상에 달하는 다수의 입구 도관/출구 도관 쌍(및 상응하는 열교환기 (119))를 가짐으로써, 입구 도관/출구 도관의 나머지 쌍들이 증가된 열교환 부하를 간단히 감당할 수 있거나 IMSR가 자신의 출력 등급을 약간 낮출 수 있으므로, 하나 이상의 개별적 열교환기의 손실은 1차 열교환기 유닛 (106)으로부터 냉각재 염 (113)으로 열을 전달하는 전체 능력에는 거의 영향을 미치지 않을 수 있다. 열교환기는 규모의 경제성이 거의 없어서 10개의 소형인 입구 도관/출구 도관의 쌍들 또는 튜브 번들이 하나의 대형 유닛보다 훨씬 더 많은 복합 비용을 가지지 않을 것이라는 점에서 다수의 다른 시스템과는 상이하다.

도 4는 본 개시에 따른 IMSR (92)의 다른 구현예를 나타낸다. 도 1의 IMSR (90)에서와 같이, 도 4의 IMSR (92)는 용기 (100), 반사재 (104) 및 코어 (102)를 포함한다. 추가적으로, IMSR (92)는 제어 로드 (400)(이는 선택적(optional)일 수 있다) 및 일련의 열교환기 유닛 (106)을 포함한다. 각각의 열교환기 유닛은 운전 축과 임펠러 유닛 (116)을 가져 용융 연료 염 (108)을 열교환기 유닛 (106)을 통해 펌핑한다. 명확히 하기 위해, 상기 축과 임펠러 유닛 (116)을 운전하는 펌프 모터는 도시하지 않는다. 또한, 명확히하기 위해, 열교환기 유닛 (106)을 통해 냉각재 염을 전달하는 입구 도관 및 출구 도관은 도시하지 않는다.

열교환기 유닛 (106)을 통해 펌핑되는 용융염 연료 (108)는 배플 구조(baffle structure) (402)에 의해 하향으로 이송되어, 코어 (102)의 주변부로 향한다. 상기 용융 연료 염은 용기 (100)의 하부쪽으로 흐른 다음, 코어 (102)의 채널 (115)을 통해 위쪽으로 흘러간다. 2개의 채널 (115)을 도 4에 나타내었으나, 임의의 적절한 개수의 채널 (115)이 본 개시의 범위에 속한다.

도 5는 도 4에서 나타난 MSR (92)의 위에서 본 단면도를 나타낸다. 도 5의 상면도는 8개의 열교환기 유닛 (106)을 나타내며, 각각은 입구 도관 (114), 출구 도관 (112) 및 펌프 축과 임펠러 유닛 (116)을 갖는다. 또한, 제어 로드 (400)가 나타난다.

도 6은 도 4의 IMSR의 측면 투시도를 나타낸다. IMSR (92)은 6개의 열교환기 유닛 (106)을 포함하며, 각각은 입구 도관 (114), 출구 도관 (112), 및 축과 임펠러 유닛 (116)을 갖는다. 열교환기 유닛 (106)은 코어 (102)의 위에, 그리고 용기의 세로축 둘레에 위치하고, 상기 세로축은 제어 로드 (400)와 평행하다. 용융 연료 염 (108)의 유동 방향은 화살표 (109)로 나타낸다. 개별 열교환기 (106)를 빠져나간 후, 용융 연료 (108)은 배플 구조 (402)에 의해, 그리고, 선택적으로, 개별 열교환기 유닛의 유출물을 분리하는 파티션 (404)에 의해 유도되어 아래로 비스듬히 유동한다.

코어 (102)를 통한 용융 연료 염 (108)의 유동은 상이한 구현예에서 상이한 방향일 수 있으며, 예를 들어, 도 1의 구현예에서 나타난 것과 같이 윗 방향이거나, 도 4의 구현예에서 나타난 것과 같이 아래 방향일 수 있다. 윗방향 및 아래방향의 유동은 모두 장단점을 갖는다. 도 4에서 나타난 것과 같이 코어를 통한 상승 유동은 자연적 순환과 동일한 방향에 있다는 이점이 있으나, 상기 1차 열교환기를 통한 흐름을 만들기에 펌프(상기 열교환기 유닛을 통해 냉각재 염을 펌핑하는 펌프)의 사용을 약간 더 어렵게 할 수 있다.

본 개시의 몇몇 구현예에서, 상기 펌프 및 축과 임펠러 유닛은 생략될 수 있으며, 상기 MSR은 대신 용융 연료 염 (108)을 순환시키는 자연적 순환을 사용할 수 있다. 이에 따라, 상기 펌프 및 축과 임펠러 유닛은 용융 염 연료 (108)를 순환시키기에 자연적 순환이 충분한 경우의 구현예에서 선택적일 수 있다. 도 7은 용융 연료 염 (108)의 자연적 순환이 사용되는 경우의 구현예를 나타낸다. 도 7의 MSR (94)는 펌프 또는 축 임펠러 유닛이 요구되지 않는다는 점을 제외하고는 도 6의 MSR (92)와 유사하다. 오히려, 채널 (115)에 존재하는 용융 연료 염 (108)이 핵분열 반응을 통해 가열되며 용기 (100)의 상부 영역을 향하여 위쪽으로 유동한다. 채널 (115)의 외부로 나오게 되면, 상기 용융염은 냉각되면서 열교환기 (105)를 통해 아래쪽으로 흐르고, 그리고 용기 (100)의 하부를 향해 흐르며, 거기에서, 냉각된 용융 연료염이 채널로 재진입하여 가열된다.

도 8은 본 개시에 따른 IMSR의 다른 구현예를 나타낸다. 도 8의 IMSR (96)은 흑연 감속재 코어 (102)가 위치한 용기 (100)를 가지며, 흑연 감속재 코어는 그 안에 한정된 하나 이상의 채널 (115)을 가질 수 있다. 용기 (100)는 용기 (100)의 외부에 위치한 열교환기 유닛 (106)에 연결된다. 열교환기 유닛 (106)은 복수개의 열교환기(미도시됨)을 보유하고; 각각의 열교환기는 열교환기를 통해 냉각재 염을 순환시키는 입구 도관 (114) 및 출구 도관 (112)을 포함한다. 각각의 입구 도관 (114) 및 출구 도관 (112)은 냉각재 염 펌프 시스템(미도시됨)에 작동적으로 연결된다. 입구 도관 (114) 및 출구 도관 (112)은 핫 셀 벽 (130)을 가로지르는 것으로 나타나 있다. 용기 (100)은 도관 (700) 및 (702)를 통해 열교환기 유닛 (106)에 연결된다. 펌프 (704)는 용기 (100), 채널 (115), 및 열교환기 (106)를 통해 용융 연료 염 (706)을 순환시킨다. 또한, 도 3에서 나타난 방사능 검출기, 압력 검출기 (303), 차단 메커니즘 및 제어기의 동일한 배치가 도 8의 구현예에 적용될 수 있다.

흑연 감속재 코어 (102)가 작동적 수명에 도달하면, 도관 (700) 및 (702)는 절단되어 IMSR의 나머지 부분으로부터 용기 (100)을 물리적으로 분리할 수 있다. 용기에 부착된 도관 (700) 및 (702)의 절단 부분을 밀봉한 후, 용기 (100)는 격납설비에 폐기될 수 있으며, 새로운 흑연 감속재 코어를 갖는 새로운 용기가 도관 (700) 및 (702)에 부착될 수 있다.

도 1 내지 도 8에서 나타난 IMSR 구현예들은 이들 내부에서 순환하는 용융 연료 염 (108) 또는 (706)을 갖는 것으로 기술되었다. 그러나, 도 1 내지 도 8의 구현예들의 IMSR들은, 용융 연료 염에 포함되는 것과는 달리 코어 (102) 내부에 포함되는 고체형 핵 연료상에서 작동하도록 변형될 수 있다. 예를 들어, 도 1의 구현예에서, 상기 용융 연료 염은 무연료(무핵연료) 용융 염으로 대체될 수 있고, 코어 (102)는 고체형 핵 연료, 예를 들어, TRISO 연료를 포함할 수 있다. 나아가, 이러한 고체형 연료 IMSR에서 핵분열 가스들이 방출되지 않으므로, 오프 가스 라인 (120)은 필요가 없을 것이다. 그러나, 앞서 설명한 바와 같이, 밀봉된 고체형 연료 코어를 교체가능한 IMSR 유닛으로 통합하는 발명과 유사한 이점이 존재한다.

도 9는 도 1, 도 4, 도 6, 도 7, 및 도 8과 관련하여 위에서 기술된 IMSR (90), (92), (94), 및 (96) 중 임의의 것과 같은 MSR (2002)를 포함하는 원자력 발전 설비 (2000)의 실시예를 나타낸다. MSR (2002)는 열을 생성하고 생성된 열을 열교환기 시스템 (2004)에 제공한다. 열교환기 시스템 (2004)는 용기 (100)에 위치한 열교환기 유닛 (106)을 포함할 수 있고, 이때, 용기 (100)는 또한, 흑연 감속재 코어 (102)를 포함하며, 도 1, 도 4, 도 6, 및 도 7과 관련하여 위에서 기술되었다. 도 8에서 나타난 MSR (96)과 관련하여, 열교환기 시스템 (2004)는 흑연 감속재 코어 (102)를 포함하는 용기 (100)의 외부에 외치한 열교환기 유닛 (106)을 포함할 수 있다. 추가로, 도 9의 열교환기 시스템 (2004)은 앞서 언급한 열교환기 유닛 (106)으로부터 열을 수용하는 추가적 열교환기들을 포함할 수 있다. 도 9의 원자력 발전 설비 (2000)는, 열교환기 시스템 (2004)으로부터 열을 수용하여 이러한 열을 작업을 하는데 사용하는 최종 용도 시스템 (2006)을 포함한다. 예를 들어, 최종 용도 시스템 (2006)은 열교환기 시스템 (2004)으로부터 수용된 열을 이러한 열을 사용하는 산업 장치로 전달하는 열교환기 장치를 포함할 수 있다. 이러한 산업 장치의 예는 시멘트 킬른(cement kiln)을 포함한다. 다른 구현예에서, 최종 용도 시스템 (2006)은 열교환기 시스템 (2004)로부터 수용된 열을 사용하여 터빈 시스템을 작동시키는 스팀을 생성하는 스팀 생성기를 포함할 수 있으며, 이는 발전기를 작동시키는데 사용될 수 있다. 추가의 구현예에서, 최종 용도 시스템 (2006)은 열교환기 시스템 (2004)으로부터 수용된 열을 사용하여, 역청사(bituminous sand)로부터 역청 추출(예를 들어, 스팀 보조된 중력 배출)을 위해 사용되는 스팀을 생성하는 스팀 생성기를 포함할 수 있다.

도 10은 본 개시의 특정 실시예에 따른 방법의 순서도를 나타낸다. 도 10에서 나타난 방법은 원자력 발전 설비의 작동 방법이다. 상기 원자력 발전 설비는 열(열 에너지)을 생성하는 MSR 및 열교환기 시스템을 포함한다. 상기 MSR은 용기, 상기 용기에 위치한 흑연 감속재 코어, 및 적어도 상기 용기에서 순환하는 용융염을 포함한다. 상기 MSR은 용융염을 가열하고, 상기 열교환기 시스템은 상기 용융염으로부터 열을 수용한다.

도 10의 방법은 동작 (1000)에서, 설정된 작동 조건하에서 MSR를 작동시키는 단계를 포함한다. 동작 (1002)에서, 상기 MSR은 설정된 작동 기간 이후에 차단된다. 설정된 작동 기간은 상기 MSR의 용기에 위치한 흑연 감속재 코어의 구조적 온전성을 유지하는 것과 관련하여, 그리고, 상기 MSR가 작동하는 작동 조건과 관련하여 결정된다. 주어진 흑연 감속재 코어에 대하여, 설정된 작동 조건들이 상기 흑연 감속재 코어가 낮은 피크 출력 밀도 및 낮은 평균 출력 밀도에 처해지도록 설정된 경우, 설정된 작동 기간은, 설정된 작동 조건이 흑연 감속재 코어가 높은 피크 출력 밀도 및 높은 평균 출력 밀도에 처해지도록 설정된 경우보다 더욱 장기간일 것이다. 20 MW_thermal/m³의 피크 출력 밀도를 갖는 MSR은 전체 용량으로 작동하는 경우 약 11.5년, 및 75% 용량으로 작동되는 경우 약 15년의 설정된 작동 기간을 야기할 것이다. 실용적인 IMSR의 작동 시간 (기간)은 15년 미만일 것이며 이에 따라, 20 MW_thermal/m³ 초과의 피크 출력 밀도를 가질 것으로 예상된다.

동작 (1004)에서, 차단 MSR과 상기 용기의 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분 사이의 임의의 작동적 연결이 절단된다. 이는 절단된 차단 MSR를 야기한다. 동작 (1004)에서, 상기 MSR에 연결되고 상기 MSR로부터의 열을 상기 용기 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분으로 전달하는데 사용되는 임의의 유형의 도관이 절단된다.

동작 (1006)에서, 절단된 차단 MSR은 원자력 발전 설비 그자체에 존재할 수 있는 격리 영역에, 또는, 임의의 다른 적절한 장소, 예를 들어, 폐광(abandoned mine) 등과 같은 장소에 있는 격리 영역에 격리된다. 동작 (1008)에서, 새로운 MSR이 상기 새로운 MSR의 용기의 외부에 위치한 열교환기 시스템의 임의의 부분에 연결될 수 있다.

IMSR의 사용 기간 (설계 수명)에 도달하면, 원자로는 예를 들어, 제어 로드 (차단 로드)를 사용함으로써, 또는 용융 연료 염 (108)을 외부 저장소로 배출함으로써 차단된다. 이후, 냉각재 라인은 밀봉 및/또는 크림핑되고 오프 가스 라인과 같은 임의의 다른 라인들을 따라 분리될 수 있다. 이러한 라인들을 분리한 후, 폐 IMSR, 즉, IMSR 용기 및 이에 부착된 나머지 모든 도관 부분들이 예를 들어, 오버헤드 크레인(overhead crane)을 사용함으로써 제거될 수 있다. 이러한 작업은 방사능 수준이 감소되는 인 시츄(in situ) 냉각 기간 이후에 수행될 수 있다. 이러한 모드에서, 유사하게, 다음 유닛(즉, 교체 IMSR)은 폐 IMSR에 인접하여 설치될 수 있으며, 이에 따라, 장기간에 걸쳐, 하나의 유닛이 작동하면서 다른 유닛이 냉각되고 이후, 냉각된 다른 유닛은 작동 유닛이 이의 사이클을 완료하기 전에 교체된다. 제거를 위한 오버헤드 크레인은 몇몇 메커니즘과 연관되어 1차 핫 셀을 파괴(breach)할 수 있다. 펌프 모터가 사용되는 경우, 상기 펌프 모터는 재활용될 수 있는 하나의 부품이다. 펌프 모터는 예를 들어, 축으로부터 이를 절단함으로써 재활용될 수 있다. 상기 유닛의 나머지는 부지 밖으로 또는 원자력 발전 설비의 다른 영역으로 전달될 수 있으며, 가능하게는 심지어 1차 핫셀 내로 옮겨질 수도 있다. 또한, 선택적으로, 상기 유닛은, 가능하게는 몇몇 또는 모든 악티니드류(actinides)가 재활용 또는 대체 저장을 위해 제거된 이후, 1차 연료 염 그 자체의 단기간, 중기간 또는 장기간 저장에 사용될 수 있다. 따라서, 상기 유닛은 내부 흑연, 1차 열교환기 및 심지어 염 그 자체를 위한 저장 및/또는 폐기 용기로 작용할 수 있다. 몇몇 시점에서, 장기간 격리에 대한 결정이 수행되어야 하나, 가능하게는, 상기 유닛 전체는 부지 내에 형성된 깊은 보어홀(deep borehole)과 같은 지하 위치 내로 내려보내질 수 있고, 또는, 안전한 장기간 격리를 위해 염 공동(salt cavern)으로 옮겨질 수도 있다.

총괄적 경제적 타당성에 대한 일부 언급은, 모든 성분으로부터 가능한 가장 긴 사용 기간을 얻기 위한 시도에 빈번히 적용되는 논리에 대항됨에 따라, 아마도 유익할 것이다. 본 개시의 이점들은 감소된 자본의 상각 시간으로 인한 임의의 경제적 불이익보다 상당히 중요한 것으로 보인다. 첫째, 통상의 기술자에게 이해될 수 있는 것과 같이, 원자력 발전 설비 자체의 수명에 걸친 흑연의 전반적인 요구에는 변화가 거의 없을 수 있다. 둘째, 이제 더욱 짧은 설계 수명을 갖는 부품들, 예를 들어, 원자로 용기 및/또는 1차 열교환기는 통상적으로 원자력 발전 설비 비용의 단지 작은 비율만을 차지한다. 오크릿지 국립 연구소에 의한 연구, 예를 들어, ORNL 4145에서, 원자로 용기 및 1차 열교환기의 비용은 단지 발전소 비용의 약 10% 정도였다. 밀봉된 교체가능 유닛을 가짐으로 인해 허용되는 상당한 단순화로 이러한 아이템의 비용을 낮추는 능력은, 낮아진 상각 시간으로 인하여 보충해야 하는 것보다 더 많은 것으로 보여진다. 감소된 연구 및 개발 비용을 감안하는 경우, 본 개시의 설계의 이점은 더욱 명백해질 것이다.

앞선 설명에서, 설명의 목적을 위해, 수 많은 세부 사항들이 구현예의 완전한 이해를 제공하기 위해 기재되었다. 그러나, 통상의 기술자에게 이러한 특정 세부 사항들이 요구되는 것은 아니라는 것이 명백할 것이다.

상술한 구현예들은 단지 예시들인 것으로 의도된다. 첨부된 특허청구범위에서 전적으로 정의되는 범위를 벗어나지 않은 채, 통상의 기술자에 의하여 특정 구현예에 대한 변형, 개조 및 변화가 가해질 수 있다.

Claims

원자력 발전 설비의 작동 방법으로서, 상기 원자력 발전 설비는 열을 생성하는 용융염 원자로(MSR), 열교환기 시스템 및 최종 용도 시스템을 포함하며, 상기 열교환기 시스템은 상기 MSR에 의해 생성된 열을 수용하고 수용된 상기 열을 상기 최종 용도 시스템으로 제공하며, 상기 작동 방법은
상기 MSR을 작동하는 단계로서, 상기 MSR은 용기, 상기 용기에 위치한 흑연 감속재 코어, 및 적어도 상기 용기에서 순환하는 용융염을 포함하며, 상기 열교환기 시스템은 상기 용융염으로부터 열을 수용하는, 상기 MSR을 작동하는 단계;
설정된 작동 기간 이후 상기 MSR을 차단(shut-down)하여 차단 MSR을 수득하는 단계;
상기 차단 MSR과 상기 용기의 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분 사이의 임의의 작동적 연결을 절단하여 절단된 차단 MSR을 수득하는 단계;
상기 절단된 차단 MSR을 격리시키는 단계; 및
교체 MSR을 상기 교체 MSR의 상기 용기의 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분에 작동적으로 연결하는 단계;
를 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항에 있어서, 상기 MSR을 차단하기 이전에, 상기 MSR이 20 MW_thermal/m³ 이상의 피크 코어 출력 밀도를 제공하도록 작동되는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항에 있어서, 상기 절단된 차단 MSR을 격리시키는 단계 이전에, 상기 절단된 차단 MSR을 제자리에 놓아둔 채, 상기 절단된 차단 MSR이 상기 절단된 차단 MSR에 존재하는 방사성 원소의 방사성 붕괴에 의해 냉각되도록 하는 단계를 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항에 있어서, 상기 흑연 감속재 코어가, 도과되면 상기 흑연 감속재 코어가 손상되는 손상 작동 기간을 가지며, 상기 설정된 작동 기간은 상기 코어 손상 작동 기간보다 짧은 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항에 있어서,
상기 연료염이 용융 연료염이고;
상기 원자력 발전 설비가 방사능 검출기 및 차단(shut-off) 메커니즘을 추가로 포함하고;
상기 흑연 감속재 코어가 하나 이상의 관통 홀(through hole)을 한정하고; 및
상기 열교환기 시스템이 상기 용기에 위치한 열교환기 유닛을 포함하고, 상기 열교환기 유닛은 이의 내부에 배열된 복수개의 열교환기를 가지며, 각각의 상기 열교환기는 이의 내부에서 순환하는 냉각재 염을 갖고, 상기 열교환기 유닛이 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀과 유체 연통(fluid communication)하고,
상기 MSR은 상기 열교환기 유닛 및 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀을 통해 상기 용융 연료 염을 펌핑하는 펌프 시스템을 추가로 포함하고, 상기 열교환기는 상기 열교환기 유닛에 배열되되 상기 용융 연료가 거기에서 유동하도록 배열되며,
각각의 상기 열교환기는 각각의 상기 방사능 검출기에 연계되고, 각각의 상기 방사능 검출기는 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염에 존재하는 방사능을 검지하도록 배열되며,
각각의 상기 열교환기는 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염의 순환을 차단(shut-off)하도록 배열된 각각의 차단 메커니즘에 연계되고,
상기 작동 방법은, 상기 MSR을 차단하는 단계 이전에, 특정 열교환기에서 상기 특정 열교환기의 상기 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우, 상기 특정 열교환기의 차단 메커니즘을 활성화시키는 단계를 추가로 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제5항에 있어서,
상기 원자력 발전 설비가 압력 모니터링 시스템을 추가로 포함하고, 각각의 상기 열교환기가 상기 압력 모니터링 시스템에 작동적으로 연결되며, 상기 압력 모니터링 시스템은 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염의 압력을 모니터링하며,
상기 원자력 발전 설비의 작동 방법은 상기 MSR을 차단하는 단계 이전에, 상기 압력 모니터링 시스템이 상기 특정 열교환기에서의 압력 변화를 검지하는 경우, 상기 특정 열교환기의 차단 메커니즘을 활성화시키는 단계를 추가로 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제5항에 있어서,
각각의 상기 열교환기가 입구 도관 및 출구 도관을 갖고,
상기 차단 MSR과 상기 용기의 외부에 위치한 상기 열교환기 시스템의 임의의 부분 사이의 임의의 작동적 연결을 절단하는 단계가 각각의 상기 열교환기의 상기 입구 도관 및 상기 출구 도관을 절단하는 단계를 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항에 있어서,
상기 연료염이 용융 연료염이고;
상기 원자력 발전 설비가 방사능 검출기 및 차단 메커니즘을 추가로 포함하고,
상기 흑연 감속재 코어가 하나 이상의 관통 홀을 한정하고, 및
상기 열교환기 시스템이 상기 용기 내의 상기 용기의 세로축 둘레에 배치된 열교환기를 추가로 포함하고, 각각의 상기 열교환기는 이의 내부를 순환하는 냉각재 염을 갖고, 각각의 상기 열교환기가 발전기에 작동적으로 연결되며, 상기 열교환기가 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀과 유체 연통하며, 상기 열교환기가 상기 흑연 감속재 코어 위에 개구부를 한정하고,
상기 MSR이
상기 열교환기 유닛 및 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀을 통해 상기 용융 연료염을 펌핑하는 펌프 시스템으로서, 이때, 상기 열교환기는 상기 열교환기 유닛에 배열되되 상기 용융 연료가 거기에서 유동하도록 배열되어 있는, 펌프 시스템; 및
상기 용기에서 상기 열교환기와 상기 흑연 감속재 코어 사이에 위치한 배플 구조체(baffle structure)로서, 상기 용기의 아래 방향으로 그리고 상기 열교환기의 외부로 상기 흑연 감속재 코어의 외부 주변을 따라 유동하는 용융 염 유체를 유도하는 배플 구조체를 추가로 포함하고,
각각의 상기 열교환기는 각각의 상기 방사능 검출기에 연계되고, 각각의 상기 방사능 검출기는 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염에 존재하는 방사능을 검지하도록 배열되며,
각각의 열교환기는, 각각의 상기 열교환기에서 각각의 상기 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우, 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염의 순환을 차단하도록 배열된 각각의 차단 메커니즘과 연계되며,
상기 원자력 발전 설비의 작동 방법이
특정 열교환기에서 상기 특정 열교환기의 상기 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우, 상기 특정 열교환기의 상기 차단 메커니즘을 활성화시키는 단계를 추가로 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항에 있어서,
상기 연료염이 용융 연료염이고;
상기 원자력 발전 설비가 방사능 검출기 및 차단 메커니즘을 추가로 포함하고,
상기 흑연 감속재 코어가 하나 이상의 관통 홀을 한정하고, 및
상기 열교환기 시스템이
상기 용기 내의 상기 흑연 감속재 코어의 위에서 상기 용기의 세로축 둘레에 배치된 열교환기들을 추가로 포함하고, 각각의 상기 열교환기는 이의 내부를 순환하는 냉각재 염을 갖고, 각각의 상기 열교환기는 발전기에 작동적으로 연결되며, 상기 열교환기가 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀과 유체 연통하며, 상기 열교환기가 상기 흑연 감속재 코어 위에 개구부를 한정하고,
상기 MSR이 상기 용기에서 상기 열교환기와 상기 흑연 감속재 코어 사이에 위치한 배플 구조체(baffle structure)를 추가로 포함하고, 상기 배플 구조체는 상기 용기의 아래 방향으로 그리고 상기 열교환기의 외부로 상기 흑연 감속재 코어의 외부 주변을 따라 유동하는 용융 염 유체를 유도하고,
각각의 상기 열교환기는 각각의 방사능 검출기에 연계되며, 각각의 상기 방사능 검출기는 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염에 존재하는 방사능을 검지하도록 배열되고,
각각의 상기 열교환기는, 각각의 상기 열교환기에서 각각의 상기 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우, 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염의 순환을 차단하도록 배열된 각각의 차단 메커니즘에 연계되고,
상기 용융 연료염이, 상기 흑연 감속재를 가로질러가면서 가열되는 상기 용융 연료염의 가열 및 상기 열교환기를 가로질러가면서 냉각되는 상기 용융 연료 염의 냉각에 의해 야기되는 자연적 순환을 통해 상기 열교환기 및 상기 흑연 감속재 코어에서 순환하고,
상기 원자력 발전 설비의 작동 방법이 특정 열교환기에서 상기 특정 열교환기의 상기 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우, 상기 특정 열교환기의 상기 차단 메커니즘을 활성화시키는 단계를 추가로 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
제1항 내지 제9항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 MSR이 상기 용기에서 상기 흑연 감속재 코어와 상기 열교환기 유닛 사이에 위치한 중성자 반사재를 추가로 포함하는 원자력 발전 설비의 작동 방법.
원자력 발전 설비로서, 상기 원자력 발전 설비는
열을 생성하는 용융염 원자로(MSR);
열교환기 시스템;
용기의 외부에 위치한 방사능 검출기;
상기 용기의 외부에 위치한 차단 메커니즘; 및
최종 용도 시스템을 포함하고,
상기 MSR이 용기, 상기 용기에 위치한 흑연 감속재 코어, 및 적어도 상기 용기에서 순환하는 용융염을 포함하며, 상기 용융염은 상기 MSR에 의해 생성된 열을 상기 열교환기 시스템으로 전달하고, 상기 흑연 감속재 코어가 하나 이상의 관통 홀을 한정하고,
상기 열교환기 시스템이 상기 MSR에 의해 생성된 열을 수용하고 수용된 상기 열을 상기 최종 용도 시스템에 제공하며,
상기 열교환기 시스템이 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀과 유체 연통하는 복수개의 열교환기를 포함하고,
각각의 상기 열교환기는 각각의 방사능 검출기에 연계되며, 각각의 상기 방사능 검출기는 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염에 존재하는 방사능을 검지하도록 배열되며,
각각의 상기 차단 메커니즘이 각각의 상기 열교환기에서 각각의 상기 방사능 검출기에 의해 한계량을 초과하는 방사능이 검지되는 경우, 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염의 순환을 차단하도록 배열되는 원자력 발전 설비.
제11항에 있어서, 상기 원자력 발전 설비가 상기 열교환기 시스템 및 상기 흑연 감속재 코어의 상기 하나 이상의 관통 홀을 통해 상기 용융 연료 염을 펌핑하는 펌프 시스템을 추가로 포함하며, 상기 열교환기는 상기 열교환기 유닛 내에 배열되되 상기 용융 연료가 거기에서 유동하도록 배열되는, 원자력 발전 설비.
제11항에 있어서, 상기 원자력 발전 설비가 상기 용기의 외부에 위치한 압력 모니터링 시스템을 추가로 포함하고, 상기 압력 모니터링 시스템이 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 냉각재 염의 압력을 모니터링하도록 배열되고, 각각의 상기 차단 메커니즘은 상기 압력 모니터링 시스템이 각각의 상기 열교환기에서 압력 변화를 검지하는 경우, 각각의 상기 열교환기에서 순환하는 상기 냉각재 염의 순환을 차단하도록 배열되는 원자력 발전 설비.
제11항에 있어서, 각각의 상기 열교환기가 입구 도관 및 출구 도관을 갖고, 각각의 상기 열교환기의 각각의 상기 방사능 검출기가 상기 입구 도관 및 상기 출구 도관 중 하나 이상을 통해 통과하는 상기 냉각재 염에 존재하는 방사능을 검지하도록 배열되는 원자력 발전 설비.
제14항에 있어서, 각각의 상기 열교환기의 상기 차단 메커니즘이 각각의 상기 입구 도관 및 상기 출구 도관에서 상기 냉각재 염의 유동을 차단하도록 배열되는 원자력 발전 설비.
제15항에 있어서, 각각의 상기 차단 메커니즘이 상기 입구 도관을 크림핑(crimp)하고 상기 출구 도관을 크림핑하는 크림핑 시스템을 포함하는 원자력 발전 설비.
제15항에 있어서, 각각의 상기 차단 메커니즘이 상기 입구 도관에 배열된 입구 도관 차단 밸브 및 상기 출구 도관에 배열된 출구 도관 차단 밸브를 포함하는 원자력 발전 설비.
제11항에 있어서, 하나 이상의 상기 열교환기가 상기 용기에 위치하고, 상기 용기가 상기 용기에서 상기 하나 이상의 열교환기와 상기 흑연 중성자 감속재 코어 사이에 위치한 중성자 반사재를 추가로 포함하고, 상기 중성자 반사재가 상기 열교환기 유닛을 상기 흑연 중성자 감속재 코어에 유동적으로 연결하는 하나 이상의 구경(aperture)을 한정하는 원자력 발전 설비.
제11항에 있어서, 상기 차단 메커니즘이 각각의 상기 입구 도관 및 출구 도관을 물리적으로 절단하여 상기 용기와 상기 용기에 부착된 상기 입구 도관 및 상기 출구 도관의 임의의 부분을 격리하도록 하는 절단 메커니즘을 추가로 포함하는 원자력 발전 설비.