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용융염원자로
목차
개요
용융염 원자로(MSR: Molten Salt Reactor)는 냉각재로 불소 혹은 염소 화합물의 용융염을 사용하며 핵연료 물질을 이들 용융염에 용해시켜 용융염을 핵연료와 냉각재로 동시에 활용하는 원자로를 일컫는다. 연구개발 중인 용융염은 LiF-BeF2(FLiBe), NaF-BeF2, NaF-LiF-BeF2, LiF-NaF-KF (FLiNaK), NaCl 등 매우 다양하다. MSR은 1950년대 중반부터 2005년경까지 핵연료물질 증식목적의 Th-U 핵연료주기의 열중성자로로 개발되어 왔으며 연료 용융염 루프 운영 경험은 있으나 아직 원자로시스템 수준으로 건설된 적은 없다.
용융염로 구조(좌: EU의 MCPR, 우: 러시아의 MOSART) [출처: GIF 2013 Annual Report]
용융염로 종류 [출처: GIF 2013 전문가 그룹회의]
MSR은 2001년 제4세대 원자력시스템 국제포럼(GIF, Generation IV International Forum)에서 선정한 6개 미래원자로 기술 중의 하나로 현재 1000MWe급(MOSART, 러시아) 및 1400MWe급(MSFR, EU)을 참조노형으로 하여 원자로 기술이 개발 중에 있다. MSR은 지속성(sustainability)을 기술목표 중 하나로 하여 고속중성자 원자로(고속로) 개념으로 개발되고 있다. 물리/화학적 특성이 서로 다른 용융염은 Th/U/Pu 등의 핵연료물질과 다양한 조합이 가능하여 여러 원자로기술 개념이 제시되고 있으며 위 그림에서 볼 수 있듯이 많은 스타트업 기업이 MSR 연구개발에 참여하고 있다. 최근에는, 초고온 가스로의 TRISO 연료 및 노심 구조를 그대로 사용하고 He 냉각재를 용융염으로 대체한 원자로 개념(FHR, Fluoride Salt-cooled High Temperature Reactor로 분류)도 개발 중에 있다.
핵연료 및 핵연료집합체
용융염로의 핵연료는 액체 형태로, 핵연료 물질인 Th, U, Pu 등이 불소(F) 또는 염소(Cl)와 화학적으로 결합한 ThF4, UF4, TRUF3, UCl, PuCl 형태의 염이 냉각재 용융염속에 용해(공융)되어 핵연료염을 형성한다. 용융염은 낮은 증기압, 높은 융점, 투명성, 물 및 공기와의 낮은 화학적 반응성 등으로 인하여 안전성 및 열효율 측면에서 강점을 지니고 있다.
고체 연료의 경우, 지속성이 확보되어 있더라도 중성자 조사에 의한 피복관의 성능한계로 인하여 일정 기간 연소 후에는 새로운 피복관으로 교체가 필수적이다. 이 과정은 방사성을 띄는 핵연료물질의 재순환(처리 및 원격제조)을 요구하므로 핵확산 및 경제성 문제 극복이 필요하다. 그러나 용융염 원자로는 액체 상태의 연료를 사용하므로, 재순환 연료의 원격 제조 과정이 필요하지 않으며(경제성 향상) 사용후핵연료 개념도 없다.
핵연료 재순환 계통
핵연료 재순환 계통은 용융염 원자로의 핵심 관심 계통으로 연구개발 되고 있다. 재순환 개념을 적용할 경우, 핵확산 저항성과 경제성 확보가 관건이다. Th을 사용하는 핵연료주기는 232U의 딸핵종이 방출하는 강한 감마선에 의한 핵확산 저항성과 Th-U 분리의 단순성에 따른 장점도 있다.
MSFR 연료 재순환계통 [출처: GIF 심포지움, 2012]
MSFR 연료 재순환 계통을 보면, 원자로 가동 중에 연속적으로 기체 핵분열 생성물 및 내부식성 금속(noble metal)들은 분리되어 보관/처리되므로 원자로 내에 존재하는 중대사고 시의 잠재적 방사선원은 고체 연료 경우에 비해 작다. U, Np, Pu 등은 기체화하여 용융염에서 분리하고(Stage 1), 일부 악티나이드 계열 원소들은 Li 또는 Th을 환원제로 사용하여 순수 악티나이드 또는 란타나이드 형태로 환원시킨 후(Stage 2.a, 2.b), 순수염과 염화 용융염 분위기에서 악티나이드와 란타나이드를 분리한다. 란타나이드 핵분열 생성물 외 모든 악티나이드는 원자로 내부로 재순환된다.
핵분열 생성물이 운전 중에 지속적으로 제거되므로, 원자로 정지 시의 잔열(residual heat)도 고체연료 사용 경우에 비해 29~43% 정도 줄어들어 잔열제거 수단 확보에 대한 부담이 상대적으로 작다. 고체 연료를 사용하는 경우 핵연료 용융이 중대사고의 시발점으로 간주되는데, 용융염로에는 이미 핵연료가 용융된 형태이므로 중대사고 시나리오 개념에 대한 정의가 필요하다.
반응도 제어 및 원자로 정지
핵분열로 발생하는 기체 및 내부식성 금속 핵분열 생성물은 용융염 핵연료가 순환되면서 지속적으로 제거되고, 또한 간헐적으로 핵연료 용융염을 순도 처리하여 재순환 시키므로 노심은 잉여반응도 없이 임계를 유지한다. 1955년부터 4년 반의 MSRE(Molten-Salt Reactor Experiment, 8MWt급) 운영으로 제어봉이 필요 없는 운전이 가능하며, 원자로 출력변화는 순환 펌프의 회전수만으로 조절이 가능함을 확인하였다.
현재 개발되고 있는 용융염 원자로는 실험적으로 확인된 기술을 근거로 반응도 제어를 위한 제어봉 시스템이 없으며, 원자로 출력변화는 냉각재 온도 및 연료 농축도만으로 조절한다. 따라서 제어봉의 오작동에 의한 출력폭주사고 개념은 용융염 원자로에서는 원천적으로 배제되어 있다.
용융염로의 원자로 정지는 노심 하부에 설치된 결빙 밸브를 개방하여 핵연료 물질이 포함된 용융염을 배출 저장 탱크로 방출함으로써 이루어진다. 결빙 밸브는 전기가 공급되면 냉각이 되어서 용융염의 배출을 방지하지만, 전기 공급이 중단되면 수 분 내에 개방되어 핵연료 용융염이 배출저장탱크(drain tank)로 쏟아지게 된다. 저장탱크는 물(수조) 속에 있어서 급속한 냉각을 완충하는 역할을 하고 있으며, 저장탱크를 관통하는 독립된 배관을 통하여 잔열을 제거하며, 최종 열침원(heat sink)으로 공기 또는 물을 사용할 수 있다.
원자로계통(핵증기공급계통)
원자로 계통은 원자로, 펌프, 중간열교환기 등이 짧은 배관으로 서로 연결되어 있으므로 loop형으로 간주할 수 있다. 중간 열교환기를 거친 용융염에 He을 혼합시켜 노심으로 재순환하고 노심 통과 후에는 He/Xe, Kr 등 기체 핵분열 생성물 및/또는 내부식성 금속 핵분열 생성물을 용융염과 분리시켜 별도의 루프로 순환시킨다. 기체 핵분열 생성물인 Xe(135Xe 포함)의 생성 즉시 용융염과 분리·제거하므로 반응도 독성효과를 감소시킬 뿐 만 아니라, 137Xe 딸핵종인 137Cs 도 분리가 가능하므로 사고 시 방사선량을 결정하는 방사선원항을 감소시키는 효과도 있다.
용융염로는 핵연료물질이 냉각재에 용해되어 있으므로 반드시 중간 열교환기를 갖추어야 한다. 이는 용융염에 남아 있을 방사성 핵분열 생성물이 직접 환경에 노출되어 환경이 방사성물질에 오염이 될 가능성을 근본적으로 배제하는 것이다. 중간 열교환기에서 열을 전달받은 2차 냉각재는 최종 열교환기에서 에너지를 3차(최종) 냉각재로 전달하게 된다.
핵연료 용융염은 고속 중성자 스펙트럼 환경에서는 핵분열 생성물의 독성 효과가 미미하여 노심 반응도에 미치는 영향은 거의 없으나, 핵분열 생성물이 증가하면 용융염의 산도 관리가 어려워져서 증식 성능을 훼손하면서 구조물 부식을 가속화하는 경향이 있다. 따라서 열중성자 용융염로 경우, 핵분열 생성물의 독성이 반응도에 미치는 영향 때문에 용융염의 순도 관리가 매우 중요하다. 이러한 이유로 현재 제4세대 원자력시스템 국제포럼의 참조 용융염로는 모두 고속로 개념으로 개발되고 있다.
중간열전달계통(Intermediate Heat Transport System)
기술적인 이유는 다르지만 소듐 냉각 고속로와 마찬가지로, 용융염로는 열중성자로 또는 고속로 여부에 상관없이 중간 열전달계통을 구비하게 된다. 용융염에 용해되어 있을 수 있는 방사성물질이 사고 시 직접 환경에 방출되어 환경이 오염될 가능성을 근본적으로 배제하기 위함이다. 따라서 용융염로의 중간 열전달 계통은 원자로 건설 시 방사선 영역 제한요건 관점에서 경수로의 일차 계통과 같다고 볼 수 있다. 중간 열전달 계통의 냉각재로는 FLiBe, FLiNaK 등이 고려되고 있다. 그러나 FLiBE 융점은 459℃, FLiNaK의 융점은 454℃ 로 매우 높아서, 3차 냉각재 계통인 동력변환계통의 구동 액체로 물을 사용할 경우에는 이들 중간 열전달 냉각재가 예기치 못한 고화문제가 생길 수 있으므로 이들 냉각재는 기체 브레이톤 사이클에 사용된다. 증기 싸이클 경우에는 중간 열전달 매질로서 NaF-NaBF4(융점 385℃), LiF-NaF-BeF2(융점 315~335℃)가 유력하다.
동력변환계통(Power Conversion System)
노심에서 생성된 열은 중간 열전달계통을 거쳐 용융염-기체 열교환기(최종 열교환기)에서 기체를 가열시켜 뜨거운 기체가 터빈과 발전기를 구동시킨다. 터빈을 구동시키고 배출된 기체를 다시 증기발생기를 지나도록 하여 결합 동력변환계통을 구성함으로서 열효율을 올리는 시스템 개념을 채택할 예정이다. 용융염 원자로는 용융염의 노심 출구 온도가 약 750℃ 정도로 매우 높아 동력변환효율(열효율)이 경수로 및 액체금속냉각 고속로(SFR, LFR 등)에 비해 높다. 용융염 원자로는 아직 개념개발 또는 개념설계 단계에 있으므로 동력 변환 계통 등 전체 시스템에 대한 설계 수준은 낮은 편이다.
잔열제거계통(Decay Heat Removal System)
잔열제거계통은 원자로의 안전을 보장하는 핵심계통 중 하나로, 용융염 원자로에서는 용융염의 높은 비등점을 이용하여 공기 또는 물을 최종 열침원으로 이용한다. 핵연료 루프 하부에 위치한 배출 저장 탱크에는 탱크 내의 열을 제거하기 위한 내부를 관통하는 많은 배관이 설치된다. 잔열제거계통은 냉각하는 방법에 따라,
- 저장 탱크 내 용융염을 공기로 직접 냉각하는 방식
- 저장 탱크 내 용융염을 또 다른 냉각재(NaK, Na) 또는 물을 사용하여 냉각하고, 이를 외부에 설치된 공기 열교환기를 통하여 냉각시키는 방식
- 저장 탱크를 급수 풀(pool) 내부에 두고, Heat Pipe를 통하여 냉각하는 방식 등이 연구·개발되고 있다.
[참고문헌]
[1] Technology Roadmap for Generation IV Reactors
[2]Annual Report 2016, Generation IV International Forum
이 자료의 최초 작성 : 김 상지(KAERI) sjkim3@kaeri.re.kr, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr
