KR20230062648A - 원자로를 위한 용융 염 냉각재 - Google Patents

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Abstract

핵분열로를 위한 1차 냉각재로서의 알루미늄 트리플루오라이드 및 소듐 플루오라이드를 포함하는 용융 염의 용도로서, 상기 용융 염은 상기 핵분열로의 작동 동안 흑연 및 알루미늄 금속과 접촉하는, 용도.

Description

원자로를 위한 용융 염 냉각재
본 발명은 원자로를 위한 냉각재 시스템에 관한 것이다. 특히, 본 발명은 원자로에 사용하기 위한 용융 염 냉각재에 관한 것이다.
용융 염을 연료 또는 원자로 냉각재로서 사용하는 원자로는 수년 동안 알려져 왔다. 이러한 염을 위한 여러 필수적인 성질이 있으며, 이는 다수의 다른 저자들과 같이 LiF, BeF2, NaF, ZrF4, RbF 및 KF를 함유하는 염 혼합물이 고려되어야 한다 (참조문헌에서 표 A 및 B 참조)고 권장한 Williams 등 (ORNL/TM-2006/12)에 의해 심도 있게 검토되었다.
감속재로서 흑연을 이용하는 용융 염 원자로는 용융 염과 흑연의 상호작용의 문제점을 겪는 것으로 알려져 있다. 용융 염의 산화환원 상태가 강철로부터 크롬을 추출하지 않도록 충분히 강하게 환원되도록 유지되는 경우 이들은 특정한 문제점을 겪는다. 다수의 적합한 용융 염은 이러한 조건 하에 흑연과 반응한다. 예를 들어 Scott (PCT/GB2016/053861)에 의해 기술된 바와 같이 환원 조건에서 유지하기에 특히 용이한 ZrF4는, 널리 제안된 FLIBE 염이 BeF2와 그러한 바와 같이 흑연과 용이하게 반응하여 안정한 카바이드를 형성한다.
따라서, 흑연의 분해를 유발하지 않으면서 강하게 환원되는 조건에서 용이하게 유지될 수 있는, 원자로에서 흑연과 접촉하여 사용하기 위한 용융 염에 대한 필요성이 있다.
본 발명의 제1 측면에 따르면, 핵분열로(fission reactor)를 위한 1차 냉각재로서의 알루미늄 트리플루오라이드 및 소듐 플루오라이드를 포함하는 용융 염의 용도가 제공되며, 상기 용융 염은 상기 핵분열로의 작동 동안 흑연 및 알루미늄 금속과 접촉한다.
본 발명의 제2 측면에 따르면, 핵분열로가 제공된다. 핵분열로는 원자로 노심(reactor core) 및 1차 냉각재 시스템을 포함한다. 원자로 노심은 핵분열성 연료를 함유하는 하나 이상의 격납 유닛을 포함한다. 1차 냉각재 시스템은 1차 냉각재를 포함하고, 1차 냉각재가 격납 유닛과 접촉하고 원자로 노심으로부터 열을 제거하도록 구성된다. 1차 냉각재는 알루미늄 트리플루오라이드 및 소듐 플루오라이드를 포함하는 용융 염이다. 핵분열로는, 핵분열로의 작동 동안 알루미늄 금속 및 흑연이 1차 냉각재와 접촉하도록 배열된 알루미늄 금속 및 흑연을 포함한다.
본 발명의 제3 측면에 따르면, 핵분열로가 제공된다. 핵분열로는 열 교환기 및 연료 염 시스템을 포함한다. 연료 염 시스템은 원자로 노심 및 연료 염을 포함하고, 연료 염이 원자로 노심 및 열 교환기 사이에서 유동하도록 구성된다. 연료 염은, 알루미늄 트리플루오라이드, 소듐 플루오라이드, 및 핵분열성 동위원소를 갖는 원소의 클로라이드 또는 플루오라이드를 포함하는 용융 염이다.
도 1은 AlF3 및 NaF 혼합물의 상평형도(phase diagram)이고;
도 2는 예시적인 원자로의 개략도이고;
도 3은 대안적인 예시적인 원자로의 개략도이다.
용융 염 냉각재가 흑연과 접촉하는 원자로는 알루미늄 트리플루오라이드 (AlF3) 및 소듐 플루오라이드 (NaF)를 포함하는 용융 염으로 냉각되며, 상기 냉각재는 벌크 용융 또는 분산 상태로 금속 알루미늄과 또한 접촉한다. 용융 염은, 냉각재 염이 부동 핵 연료 구조로부터의 열을 운반하는 경우 그대로 사용될 수 있거나, 또는 냉각재가 또한 원자로의 핵분열성 연료인 경우 핵분열성 동위원소를 갖는 원소의 플루오라이드, 예를 들어 악티나이드 플루오라이드(actinide fluoride)와 혼합될 수 있다.
금속 알루미늄은 그 자체로 첨가되거나, 또는 소듐 금속과 같은 환원제의 첨가에 의해, 전기분해 공정에 의해 또는 다른 알려져 있는 공정에 의해 계내(in situ) 형성될 수 있다.
AlF3 및 NaF의 공융 혼합물 (약 55% mol%의 NaF 및 45 mol%의 AlF3)은 도 1에 도시된 바와 같이 성질의 특정한 바람직한 조합을 갖는다. 상기 공융 혼합물의 융점은 약 700℃이며, 이는 상기 공융 혼합물을 750℃ 초과의 작동 온도 범위에서 실용적인 냉각재가 되게 한다. AlF3 비율의 변화는 작동 온도 범위를 상승시키는 대가로 가능하며, AlF3 비율을 심지어 미미하게 감소시키는 것은 염의 증기압을 낮출 수 있기 때문에 바람직할 수 있다. 소량 (예를 들어, 최대 10 mol%)의 다른 화합물이 또한 용융 염 내에 존재할 수 있다. 예를 들어, NaF의 비율은 45 내지 65 mol%일 수 있고, AlF3의 비율은 35 내지 55 mol%일 수 있다 (총 100%로 캡핑되고, 나머지는 AlF3+NaF의 비율이 100% 미만인 경우 다른 염으로 형성됨). 이러한 농도는 AlF3/NaF의 융점을 900℃ 미만으로 유지하여, 소듐의 비점 초과에서 강하게 환원되는 혼합물 중 금속 소듐의 생성으로 인한 소듐 증기의 잠재적 축적을 제거할 것이다. 증기압은 900℃에서 관리가능하지만 (0.05 mbar), 상기 온도 초과에서 급속히 증가하여, 배기 또는 다른 가스 제어 조치를 요구할 것이다.
공융 AlF3/NaF 염은 750℃에서의 1.2cP로부터 830℃에서의 1cP로 하락하는 낮은 점도를 가지며, 이는 공융 AlF3/NaF 염이 액체 물과 유사한 유동 성질을 갖는 이상적인 냉각재에 가깝게 되도록 한다.
이의 중성자 흡광도는 Na, F 및 Al이 각각 531mb, 9.6mb 및 230mb의 열 중성자 단면적을 갖기 때문에 특히 낮다.
이러한 염 시스템의 특히 중요한 성질은, 이들이 이들의 점도를 크게 증가시키지 않으면서 1% 초과의 산화알루미늄을 용해시킬 수 있다는 것이다. 원자로 냉각재의 문맥에서, 이는, 제조된 생성 플루오린이 중화된다면, 상기 염이 이의 성질에서 주요 변화 없이 상당한 양의 산소를 흡수하는 것을 허용한다. 따라서, 시스템에서 상당한 양의 알루미늄 금속의 존재는 용융 염이 시스템 내로의 물 또는 산소의 상당한 누출에도 불구하고 금속에 대해 비부식성인 상태로 유지되는 것을 허용한다. 따라서, 낮은 산화환원 상태를 유지하기 위한 활성 공정은 알루미늄 금속의 간단한 부동태 존재(passive presence)로 대체될 수 있으며, 이는 생성된 플루오린을 효과적으로 중화시킬 것이다. 알루미늄은 AlF3/NaF 공융물보다 더 낮은 온도에서 용융되기 때문에, 알루미늄은 일반적으로 액체 상태로 존재할 것이며, 이는 금속 표면 상에서의 산화알루미늄의 부동태화 층의 형성을 방지하기 때문에 바람직하다.
그러나, 시스템 내에서 알루미늄 금속의 이러한 사용은 상기 참조문헌에서의 제안과 대조적으로, 흑연이 또한 존재하는 경우 NaF가 다른 알칼리 금속 염과 상호교환가능하지 않음을 의미한다는 것이 확인되었다. 리튬, 포타슘 또는 루비듐 플루오라이드로의 대체는 금속 형태의 알칼리 금속의 생성을 낳으며, 이는 흑연 내로 층간삽입되고, 이의 구조를 빠르게 손상시킨다. 이론에 의해 얽매이길 원치 않으면서, 본 발명자들은, 이 시나리오에서 NaF 염에 대한 흑연의 특정한 저항이 흑연내의 소듐 층간삽입에 대한 열역학적 장벽의 결과이며, 이는 용융 염에서 손상 농도의 소듐의 형성을 방지한다고 믿는다. 대조적으로, 다른 알칼리 금속의 층간삽입에 대한 긍정적인 열역학적 추진력은 금속 생성 쪽으로 이동하는 이러한 금속 및 알루미늄 사이의 평형을 낳으며, 높은 수준의 층간삽입이 일어나는 결과를 갖는다.
LiF, KF 또는 RbF는 이들이 주요 구성성분이 아니라면 (즉, 이들은 NaF보다 더 낮은 양으로 존재함), 염에서 허용될 수 있다. 이러한 낮은 농도에서, 흑연 표면에 대한 이러한 오염 염의 비는, 이들이 상당한 흑연 손상이 발생하기 전에 고갈되는 정도이다.
용융 염의 환원 시 흑연의 안정성에 제2 요소가 있다. 이는 카바이드의 형성이다. 지르코늄 플루오라이드의 경우, 환원 지르코늄 종과 흑연의 반응은 흑연 구조를 파괴한다. 알루미늄 금속과 접촉하는 알루미늄 플루오라이드는 카바이드를 형성하지만, 알루미늄 제련소에서의 경험에 따르면, 이 카바이드는 흑연을 분해하지 않는 안정한 표면 코팅을 형성하는 것으로 나타났다.
따라서, AlF3 및 NaF의 조합은, Al 및 Na 원소 둘 모두 흑연과 양호하게 상호작용하는 반면, 상기 원소 중 어느 하나를 필적할 만한 플루오라이드로 대체하는 것은 흑연 손상을 낳기 때문에, 흑연 함유 원자로에서의 적용에 고유하게 적합하다.
도 2는 예시적인 원자로의 개략도이다. 원자로는 핵분열성 연료를 함유하는 하나 이상의 격납 유닛(202)을 함유하는 노심(201)을 포함한다. 격납 유닛은 고체 핵분열성 연료 또는 용융 염 핵분열성 연료를 함유하는 연료봉일 수 있거나, 또는 냉각재가 핵분열성 연료와 분리된 원자로에 사용하기 위한 임의의 다른 적합한 핵분열성 연료 격납용기일 수 있다. 원자로는 핵분열성 연료를 냉각시키기 위한 냉각 시스템을 추가로 포함하며, 상기 냉각 시스템은 상술한 바와 같이 AlF3 및 NaF로 구성된 용융 염인 1차 냉각재를 포함한다. 이 예에서, 냉각재 시스템은 열 교환기(203)를 포함하고, 화살표는 열 교환기 및 노심 사이의 냉각재 유동을 나타낸다. 원자로는 1차 냉각재 (이 예에서는, 제어봉(204))와 접촉하는 흑연 성분, 및 1차 냉각재를 알루미늄 금속과 접촉시키기 위한 시스템(205)을 추가로 포함한다. 이 시스템은 간단히, 알루미늄 금속이 존재하는 냉각재 채널의 영역일 수 있고, 및/또는 소듐과 같은 환원제의 첨가를 위한 유닛 및/또는 전기분해 시스템을 포함할 수 있다.
도 3은 대안적인 예시적인 원자로의 개략도이다. 원자로는 노심(301), 및 원자로를 냉각시키기 위한 냉각 시스템을 포함한다. 냉각 시스템의 1차 냉각재는 또한 원자로를 위한 연료 염이며, AlF3, NaF, 및 핵분열성 동위원소를 갖는 원소의 플루오라이드를 포함하는 용융 염이다. 냉각 시스템은 열 교환기(303)를 포함한다. 원자로는 1차 냉각재 (이 예에서는, 제어봉(304))와 접촉하는 흑연 성분, 및 용융 염을 알루미늄 금속과 접촉시키기 위한 시스템(305)을 추가로 포함한다. 이 시스템은 간단히, 알루미늄 금속이 존재하는 냉각재 채널의 영역일 수 있고, 및/또는 소듐과 같은 환원제의 첨가를 위한 유닛 및/또는 전기분해 시스템을 포함할 수 있다.
AlF3은 기존 문헌에서 냉각재 염의 잠재적인 구성성분으로서 언급되었지만, 이러한 이전 논의는 흑연 구조의 오염을 또한 방지하면서 적절한 산소 흡수를 보장하는 것에 대한 상술한 문제점을 해결하지 못하였다.
AlF3의 일부 성질은 앞서 언급된 Williams 등 (ORNL/TM-2006/12)의 문헌에 언급되어 있지만, 성질 표에만 언급되어 있으며, 이들이 핵 사용에 적절한 염이라는 제시는 없다. 구체적으로, 시스템 NaF/AlF3은 소듐 가스의 생성을 완화시킬 필요성에 대한 임의의 논의 없이, 1000℃의 융점을 갖는 75% NaF/25% AlF3의 조성을 갖는 것으로서 이 문헌의 표 8에 언급되어 있다. 또한, 냉각재 및 흑연 및 알루미늄 사이의 접촉에 대한 개시가 없다.
원자로를 위한 용융 염에 관한 결정적인 보고서 (Thoma, ORNL-2548)는 다수의 잠재적인 염 시스템을 열거하지만, AlF3 염은 포함하지 않는다.
Holcomb 등 (ORNL/TM-2010/156)은 AlF3가 광범위하게 사용되는 알루미늄 제련 (p3)에서 AlF3의 사용을 언급하면서 이들의 문헌 (표 9, p42)에서 오직 Williams에 언급된 상기 75 mol% NaF/25 mol% AlF3 염의 열 전도도를 기록하기 위해 한 번만 언급하였으며, 원자로 냉각재로서의 이의 적합성 또는 상기 사용으로부터 발생하는 다른 특정한 문제 (예를 들어, 흑연과의 상호작용)에 대한 언급은 없다.
AlF3 기반 염은, 예를 들어 Carr 등 (ORNL 4574) 및 Thoma (ORNL-3594)에 의해 우라늄의 회수를 위한 플루오라이드 휘발성 공정에서 사용후 핵 연료의 재가공에 사용하기 위해 제안되었다. 상기 두 문헌 모두에서 원자로 냉각에서의 AlF3의 사용에 대한 언급은 이루어지지 않았다.
따라서, 세계 원자력 협회 (https://www.world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/molten-salt-reactors.aspx)는 AlF3 염을 2차 냉각재로서 언급하지만 ("In industrial applications molten fluoride salts (possibly simply cryolite - Na-Al fluoride) are a preferred interface fluid in a secondary circuit between the nuclear heat source and any chemical plant. The aluminium smelting industry provides substantial experience in managing them safely."), 이들을 1차 원자로 냉각재로서 언급하지는 않는다.
Laurenty (LM-LS 실험: 액체 알칼리 금속에 의한 액체 플루오라이드 염에서의 부식 제어 조사, 보고서 UCBTH-06-002, 2006)는 고급 고온 원자로에서의 용융 염 냉각재에 대한 부식 제어 시스템의 일부로서 Al 및 AlF3을 언급하지만, 이들을 부적합한 것으로 거절하며 (p30), 이는 이들의 사용이 적합하지 않음을 분명히 교시한다.
Benson 등 (WO2019/231971, WO2020/123509, 2020/123513)은 AlF3을 용융 염 원자로 내로 혼입될 수 있는 다수의 염 중 하나로서 열거하지만, 상기 염의 사용의 특별한 이점은 없다고 설명한다. Benson은 염의 환원 상태를 유지하기 위한 알루미늄 금속의 사용을 고려하지 않으며, 따라서 염과 흑연의 반응에 대해 상술한 문제를 고려하지 않는다.

Claims (11)

  1. 핵분열로(fission reactor)를 위한 1차 냉각재로서의 알루미늄 트리플루오라이드 및 소듐 플루오라이드를 포함하는 용융 염의 용도로서, 상기 용융 염은 상기 핵분열로의 작동 동안 흑연 및 알루미늄 금속과 접촉하는, 용도.
  2. 제1항에 있어서, 상기 용융 염이 핵분열성 동위원소를 추가로 포함하며, 상기 용도가 상기 용융 염을 상기 핵분열로의 상기 1차 냉각재 및 연료 염 둘 모두로서 사용하는 것을 포함하는, 용도.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 용융 염이 45 내지 65 mol%의 소듐 플루오라이드 및 35 내지 55 mol%의 알루미늄 트리플루오라이드를 함유하는, 용도.
  4. 제1항 내지 제3항 중 어느 한 항에 있어서, 혼합물이 염 혼합물에 대한 공융점(eutectic point)에 있는, 용도.
  5. 제1항 내지 제4항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 알루미늄 금속이 계내(in situ) 형성되는, 용도.
  6. 제5항에 있어서, 상기 알루미늄 금속이 하기 중 하나에 의해 형성되는, 용도:
    상기 용융 염으로의 환원제의 첨가;
    상기 용융 염으로의 금속 소듐의 첨가;
    상기 용융 염의 전기분해.
  7. 핵분열로로서, 상기 핵분열로는
    핵분열성 연료를 함유하는 하나 이상의 격납 유닛을 포함하는 원자로 노심(reactor core);
    1차 냉각재 시스템으로서, 상기 1차 냉각재 시스템은 1차 냉각재를 포함하며, 상기 1차 냉각재가 상기 격납 유닛과 접촉하고 상기 원자로 노심으로부터 열을 제거하도록 구성된, 1차 냉각재 시스템을 포함하며;
    상기 1차 냉각재는 알루미늄 트리플루오라이드 및 소듐 플루오라이드를 포함하는 용융 염이고;
    상기 핵분열로는, 상기 핵분열로의 작동 동안 흑연이 상기 1차 냉각재와 접촉하도록 배열된 흑연을 포함하고;
    상기 핵분열로는 상기 핵분열로의 작동 동안 알루미늄 금속 및 상기 용융 염 사이의 접촉을 제공하기 위한 시스템을 포함하는, 핵분열로.
  8. 핵분열로로서, 상기 핵분열로는
    열 교환기;
    연료 염 시스템으로서, 상기 연료 염 시스템은 원자로 노심 및 연료 염을 포함하며, 상기 연료 염이 상기 원자로 노심 및 상기 열 교환기 사이에서 유동하도록 구성된, 연료 염 시스템을 포함하며;
    상기 연료 염은 알루미늄 트리플루오라이드, 소듐 플루오라이드, 및 핵분열성 동위원소를 갖는 원소의 클로라이드 또는 플루오라이드를 포함하는 용융 염이고;
    상기 핵분열로는 상기 핵분열로의 작동 동안 흑연이 1차 냉각재와 접촉하도록 배열된 흑연을 포함하고;
    상기 핵분열로는 상기 핵분열로의 작동 동안 알루미늄 금속 및 상기 용융 염 사이의 접촉을 제공하기 위한 시스템을 포함하는, 핵분열로.
  9. 제7항 또는 제8항에 있어서, 상기 용융 염이 50 내지 60 mol%의 알루미늄 트리플루오라이드 및 40 내지 50 mol%의 소듐 플루오라이드를 함유하는, 핵분열로.
  10. 제7항 내지 제9항 중 어느 한 항에 있어서, 혼합물이 염 혼합물에 대한 공융점에 있는, 핵분열로.
  11. 제7항 내지 제10항 중 어느 한 항에 있어서, 알루미늄 금속 및 상기 용융 염 사이의 접촉을 제공하기 위한 상기 시스템이 하기 중 하나 이상을 포함하는, 핵분열로:
    상기 용융 염과 접촉하는 알루미늄 금속 성분;
    상기 용융 염에 환원제 또는 소듐 금속을 공급하도록 구성된 환원제 공급 유닛;
    상기 용융 염을 전기분해하도록 구성된 전기분해 유닛.
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FR2992330B1 (fr) * 2012-06-26 2014-08-08 Commissariat Energie Atomique Procede de separation d'au moins un premier element chimique e1 d'au moins un deuxieme element chimique e2 impliquant l'utilisation d'un milieu comprenant un sel fondu specifique
EP2893537A2 (en) * 2012-09-05 2015-07-15 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
EP3031052B1 (en) * 2013-08-05 2018-07-25 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
EP3803906A4 (en) * 2018-05-30 2022-03-23 Alpha Tech Research Corp ELECTROCHEMICAL SEPARATION MECHANISM IN A MOLTEN SALT REACTOR
US11136245B2 (en) * 2018-12-10 2021-10-05 Alpha Tech Research Corp Salt wall in a molten salt reactor

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