유기 원자로

유기 원자로() 또는 유기 냉각 원자로(, OCR)는 핵연료와 원자로 전체의 부식을 막기 위해 폴리염화 바이페닐(PCB)과 같은 탄화수소 물질과 같은 유기물 용매를 냉각제로 사용하며, 때로는 중성자 감속재로도 사용하는 원자로의 한 종류이다.

유기 유체를 사용하는 것은 냉각수로 물을 사용하는 기존 설계에 비해 큰 이점을 가졌다. 물은 핵연료와 원자로 전체를 포함한 금속을 부식시키고 용해하는 경향이 있다. 연료의 부식을 피하기 위해 연료는 원통형 펠릿으로 만들어진 다음 지르코늄 튜브 또는 기타 "피복재"에 삽입된다. 원자로의 나머지 부분은 부식에 강하고 중성자 취성 효과에도 강한 재료로 만들어져야 한다. 이와 대조적으로 많은 일반적인 유기 유체는 금속에 덜 부식성이므로 연료 조립품을 훨씬 더 단순하게 만들고 냉각재 파이프를 더 비싼 부식 방지 금속 대신 일반 탄소강으로 만들 수 있다. 일부 유기물은 또한 물처럼 가스로 기화되지 않는다는 장점이 있어 격납건물의 필요성을 줄이거나 없앨 수 있다.

이러한 이점은 유기물이 일반적으로 물보다 비열이 낮아 동일한 양의 냉각을 제공하려면 더 높은 유속이 필요하다는 사실로 인해 어느 정도 상쇄된다. 더 중요한 문제는 실험 장치에서 발견되었다. 핵 반응의 일부로 방출되는 고에너지 중성자는 냉각재의 화학 결합보다 훨씬 더 큰 에너지를 가지며, 탄화수소를 분해한다. 이는 수소와 다양한 짧은 사슬 탄화수소의 방출을 초래한다. 결과적으로 생성되는 물질의 중합은 짙은 타르 같은 상태로 변할 수 있다. 또한 많은 적합한 냉각재는 자연적으로 가연성이며 때로는 유독하여 새로운 안전 문제를 야기한다. PCBs의 환경 독성이 더 잘 이해되면서 1970년대부터 많은 PCBs 사용이 금지되었다.

OCR 개념은 1950년대와 60년대의 주요 연구 분야였으며, 여기에는 아이다호 국립 공학 연구소의 유기 감속로 실험, 오하이오주의 피콰 원자력 발전소, 캐나다 화이트셸 연구소의 WR-1이 포함되었다. 미국의 실험은 냉각과 감속 모두에 유기물을 사용하는 것을 탐구했지만, 캐나다 설계는 중수 감속재를 사용했으며, 미완성된 유럽 원자력 공동체 ORGEL 및 덴마크 DOR 설계도 마찬가지였다. 궁극적으로 이들 중 어느 것도 상업용 발전기에 사용되지 않았고, 미국 피콰와 원자력 연구소의 아르부스에 있는 소규모 실험용 원자로만이 전력을 생산했으며, 그것도 실험적으로만 그랬다.

 물리 
 핵분열 기본 
기존의 핵분열 발전소는 핵분열 사건이 더 많은 핵분열 사건을 일으키는 중성자를 방출할 때 발생하는 연쇄반응에 의존한다. 우라늄의 각 핵분열 사건은 2개 또는 3개의 중성자를 방출하므로, 신중한 배열과 다양한 흡수 물질의 사용을 통해 그 중 하나의 중성자가 또 다른 핵분열 사건을 일으키고 나머지 하나 또는 두 개는 손실되도록 시스템의 균형을 맞출 수 있다. 이 신중한 균형을 임계성이라고 한다.

천연 우라늄은 여러 동위 원소의 혼합물이며, 주로 미량의 U-235와 99% 이상의 U-238로 구성된다. 핵분열을 겪을 때 이 두 동위 원소는 약 1~2 MeV의 에너지 분포를 가진 고속 중성자를 방출한다. 이 에너지는 U-238에서 핵분열을 일으키기에는 너무 낮아 연쇄 반응을 지속할 수 없다. U-235는 이 에너지의 중성자에 의해 충돌하면 핵분열을 겪으므로, 핵폭탄의 경우처럼 U-235가 연쇄 반응을 지속할 수 있다. 그러나 천연 우라늄 덩어리에는 U-235가 너무 적고, 어떤 중성자가 이 고립된 원자에서 핵분열을 일으킬 확률이 임계성에 도달할 만큼 높지 않다. 임계성은 연료를 농축하여 U-235의 양을 늘려 농축 우라늄을 생산하고, 남은 U-238은 감손 우라늄이라는 폐기물로 알려져 있다.

U-235는 중성자의 에너지가 낮을수록, 즉 소위 열 중성자일 때 더 쉽게 핵분열을 겪는다. 중성자는 중성자 감속재 물질과의 충돌을 통해 열 에너지로 감속될 수 있으며, 가장 확실한 것은 물에 있는 수소 원자이다. 핵분열 연료를 물에 넣으면 중성자가 다른 U-235에서 핵분열을 일으킬 확률이 크게 증가하며, 이는 임계성에 도달하는 데 필요한 농축 수준이 크게 줄어든다는 것을 의미한다. 이는 원자로 설계에 따라 U-235의 양이 1% 미만에서 3~5%로 증가한 원자로급 농축 우라늄의 개념으로 이어진다. 이는 일반적으로 90% 이상으로 U-235 농축을 증가시키는 무기급 농축과는 대조된다.

 냉각재 및 감속재 
중성자가 감속되면, 그 운동 에너지는 감속재 물질로 전달된다. 이로 인해 감속재는 가열되고, 이 열을 제거함으로써 원자로에서 에너지가 추출된다. 물은 이 역할에 탁월한 물질인데, 효과적인 감속재일 뿐만 아니라 쉽게 펌핑되고 석탄 화력 발전소의 증기 터빈 시스템과 유사한 기존 발전 장비와 함께 사용될 수 있기 때문이다. 물의 주요 단점은 끓는점이 상대적으로 낮고 터빈을 사용하여 에너지를 추출하는 효율이 작동 온도의 함수라는 것이다.

원자력 발전소의 가장 일반적인 설계는 가압수형 원자로(PWR)로, 물은 약 150기압의 압력 하에 유지되어 끓는점을 높인다. 이 설계는 345°C만큼 높은 온도에서 작동할 수 있어, 단위 물이 노심에서 제거할 수 있는 열량을 크게 향상시키고, 발전기 측에서 증기로 전환될 때의 효율을 향상시킨다. 이 설계의 주요 단점은 이 압력에서 물을 유지하는 것이 복잡성을 더하고, 압력이 떨어지면 증기로 기화하여 증기 폭발을 일으킬 수 있다는 것이다. 이를 피하기 위해 원자로는 일반적으로 강력한 격납건물 또는 어떤 형태의 능동적인 증기 억제 시스템을 사용한다.

대체 냉각재 또는 감속재를 사용하는 여러 대안 설계가 등장했다. 예를 들어, 영국의 프로그램은 흑연을 감속재로, 이산화 탄소 가스를 냉각재로 사용하는 데 집중했다. 이 원자로들인 마그녹스 및 AGR는 기존 수냉식 발전소보다 약 두 배 높은 온도에서 작동했다. 이는 터보 기계의 효율을 높일 뿐만 아니라, 동일한 온도에서 작동하는 기존 석탄 화력 장비와 함께 작동할 수 있도록 설계되었다. 그러나 이들은 극히 크다는 단점이 있어 자본 비용을 증가시켰다.

대조적으로, 캐나다의 CANDU 설계는 두 개의 개별적인 중수 덩어리를 사용했는데, 하나는 칼란드리아라고 불리는 큰 탱크에서 감속재 역할을 하고, 다른 하나는 기존 가압 루프에서 냉각재 역할만 했다. 이 설계는 전체 냉각재 덩어리가 압력 하에 있지 않아 원자로 건설을 단순화했다. 주요 장점은 중수의 중성자 감속 능력이 일반 물보다 우수하여 이 발전소들이 천연, 비농축 우라늄 연료로 작동할 수 있다는 것이었다. 그러나 이는 비싼 중수를 사용하는 대가를 치러야 했다.

 유기 냉각재 및 감속재 
기존의 수냉식 설계에서는 원자로를 구성하는 재료가 물에 녹거나 부식되지 않도록 상당한 노력이 필요하다. 많은 일반적인 저부식성 재료는 사용되는 고압을 견딜 만큼 강하지 않거나 중성자 손상에 노출되어 너무 쉽게 약화되기 때문에 원자로 사용에 적합하지 않다. 여기에는 대부분의 수냉식 설계에서 연료 조립품이 세라믹 형태로 주조되고 냉각재에 용해되는 것을 방지하기 위해 지르코늄으로 피복된 경우가 포함된다.

선택된 유기 기반 냉각재는 소수성이며 일반적으로 금속을 부식시키지 않기 때문에 이 문제를 피한다. 이것이 종종 방청제 및 녹 방지제로 사용되는 이유이다. 부식을 크게 줄이면 많은 원자로 부품의 복잡성을 단순화할 수 있으며, 연료 요소는 더 이상 이국적인 조성을 필요로 하지 않는다. 대부분의 예에서 연료는 단순한 스테인리스 스틸 또는 알루미늄 피복을 가진 순수 형태의 정제된 우라늄 금속이었다.

가장 단순한 유기 원자로 설계에서는 냉각재만 유기 유체로 대체한다. 이는 감속재가 원래 분리되어 있었던 영국 및 캐나다 설계의 경우에 가장 쉽게 달성된다. 이 경우 기존 설계를 각각 '흑연 감속, 유기 냉각 원자로' 및 '중수 감속, 유기 냉각 원자로'로 수정할 수 있다. 흑연 또는 유기 유체 외의 가능한 감속재로는 베릴륨, 산화 베릴륨 및 지르코늄 수소화물이 있다.

그러나 미국 프로그램은 가장 큰 규모였으며, '유기 감속 및 냉각 원자로' 설계에 집중했다. 이는 가압수형 원자로와 개념적으로 유사하며, 단순히 물을 적절한 유기 물질로 대체한다. 이 경우 유기 물질은 냉각재이자 감속재이며, 이는 원자로 배치에 추가적인 설계 제한을 가한다. 그러나 이것은 건설 및 운영 관점에서 가장 간단한 솔루션이기도 하며, PWR 설계가 이미 일반적이었던 미국에서 상당한 발전을 이루었다.

미국에서 흔히 사용되는 또 다른 설계는 비등수형 원자로(BWR)이다. 이 설계에서는 물이 압력을 덜 받고 원자로 노심에서 끓게 된다. 이는 작동 온도를 제한하지만, 별도의 증기 발생기와 그와 관련된 배관 및 펌프의 필요성을 없애므로 기계적으로 더 간단하다. 이 설계를 유기 감속 및 냉각 원자로 사이클에도 적용할 수 있는데, 이는 적절한 유기 유체가 가스 상태로 팽창할 때 자체적으로 과가열된다는 사실에 의해 더욱 용이해지며, 이는 전체 설계를 단순화할 수 있다.

이 마지막 문제는 또한 상당한 안전상의 이점을 가진다. 물과는 대조적으로 오일은 증기로 기화하지 않으므로 증기 폭발의 실제 가능성이 없다. 수냉식 설계의 다른 잠재적인 폭발 원인에는 지르코늄 피복이 가열될 때 발생하는 수소 가스 축적도 포함된다. 이러한 피복이나 원자로 내의 유사한 물질이 없으므로, 오일 냉각식 설계에서 수소 가스의 유일한 원천은 냉각재의 화학적 분해이다. 이는 비교적 예측 가능한 속도로 발생하며, 수소 축적 가능성은 극히 희박하다. 이는 필요한 격납 시스템을 크게 줄인다.

 단점 
유기 기반 냉각재는 여러 가지 단점도 가지고 있다. 이 중 하나는 상대적으로 낮은 열 전달 능력으로, 물의 약 절반에 불과하여 동일한 양의 에너지를 제거하기 위해 유량을 늘려야 한다는 것이다. 또 다른 문제는 고온에서 분해되는 경향이 있다는 것인데, 비록 다양한 잠재적 물질들이 검토되었지만, 합리적인 작동 온도에서 안정적으로 보이는 것은 소수에 불과했으며, 530°C 이상에서 장기간 작동할 수 있는 것은 없었다. 대부분은 또한 가연성이며, 일부는 유독하여 안전 문제를 야기한다.

오일이 감속재인 경우 또 다른 문제는 유체의 감속 능력이 온도가 식을수록 증가한다는 것이다. 이는 감속재가 가열될수록 감속 능력이 줄어들어 원자로의 전체 반응 속도가 느려지고 원자로가 더욱 냉각된다는 것을 의미한다. 일반적으로 이는 중요한 안전 기능이며, 수감속 원자로에서는 그 반대가 발생할 수 있고 양의 보이드 계수를 가진 원자로는 본질적으로 불안정하다. 그러나 오일 감속재의 경우 온도 계수가 너무 강하여 빠르게 냉각될 수 있다. 이로 인해 부하 추종을 위해 이러한 설계를 조절하기가 매우 어렵다.

그러나 탄화수소 냉각재의 가장 큰 문제는 방사선에 노출되면 분해된다는 것인데, 이를 방사선 분해라고 한다. 더 가벼운 탄화수소를 만드는 경향이 있는 열 기반 분해와 대조적으로, 이러한 반응의 결과는 매우 다양하며 여러 다른 반응 생성물을 초래한다. 물도 방사선으로 인해 분해되지만, 생성물은 수소와 산소이며, 이는 쉽게 다시 물로 재결합된다. 오일 분해의 결과물은 쉽게 재결합되지 않으며, 제거해야 한다.

특히 우려스러운 유형의 반응은 결과 생성물이 장쇄 분자로 중합될 때 발생했다. 이러한 물질이 원자로, 특히 냉각 루프 내에 큰 덩어리를 형성하여 "원자로 작동에 심각하게 해로운 영향을 미칠 수 있다"는 우려가 있었다. 냉각재의 중합이 연료 피복에 달라붙는 현상으로 인해 피콰 원자로는 단 3년의 운영 끝에 가동 중단되었다.

 역사 
 초기 실험 
유기 냉각 개념에 대한 초기 이론 연구는 1953년부터 1956년까지 아곤 국립 연구소에서 수행되었다. 이 연구의 일환으로 Mine Safety Appliances는 다양한 잠재적 바이페닐 냉각재를 연구했다. 1956년부터 1975년까지 에어로젯은 폴리페닐 냉각재의 "소모"율에 대한 연구를 수행했으며, 다음 2년 동안 한포드 원자력 제품(Hanford Atomic Products)은 폴리페닐 조사에 대한 여러 연구를 수행했다.

몬산토는 열 전달 연구를 위해 1955년부터 브룩헤이븐 흑연 연구 원자로에서 단일 냉각 루프를 운영하기 시작했으며, 1958년에는 냉각재 회수 및 비등 다이페닐 냉각 루프에 대한 연구를 고려하기 시작했다. 캐나다 원자력공사(AECL)는 미래 시험 원자로 설계를 목표로 거의 동시에 유사한 연구를 시작했다.

영국 하웰에서도 1950년대에 유사한 프로그램이 시작되었다. 이는 곧 유기 화합물, 특히 폴리페닐에 대한 방사선 손상에 초점을 맞췄다. 1960년경, 유럽 원자력 공동체는 ORGEL 프로젝트의 일환으로 이러한 설계에 대한 연구를 시작했다. 이탈리아에서도 이탈리아 원자력 연구 위원회의 지휘 아래 유사하지만 별도의 프로젝트가 시작되었지만, 이들의 PRO 설계는 건설되지 않았다. 마찬가지로 덴마크에서 수행된 주요 연구는 중수 감속 원자로를 고려했다.

 주요 실험 
최초의 완전 유기 냉각 및 감속 원자로 설계는 1955년 아이다호 국립 연구소에서 건설을 시작하여 1957년 임계에 도달한 유기 감속로 실험(OMRE)이었다. 이 원자로는 바이페닐과 산토왁스(터페닐의 이성질체 혼합물의 상업명)를 냉각재 및 감속재로 사용했으며, 작동은 일반적으로 만족스러웠다. 이 원자로는 15 MW 열을 생산하는 매우 저에너지 설계였으며, 1957년부터 1963년까지 짧은 기간 동안만 작동했다. 이 기간 동안 노심은 260°C에서 370°C까지 다양한 연료, 냉각재 및 작동 조건을 시험하기 위해 세 번 재건되었다. 더 큰 40 MW 설계인 터페닐 냉각 실험용 유기 냉각 원자로(EOCR)가 OMRE를 대체할 계획이었다. 1962년 아이다호에서 건설을 시작했지만, AEC가 주로 경수로에 초점을 맞추면서 연료가 장전되지 않았다.

다음 주요 원자로는 민간/공공 합작으로 건설된 상업용 프로토타입인 피콰 원자력 발전소로, 1963년 오하이오주 피콰에서 건설을 시작했다. 이 원자로는 원래 OMRE와 동일한 산토왁스 냉각재를 사용했지만, EOCR만큼 컸으며 45 MW 열과 15 MW 전력을 생산했다. 핀이 달린 알루미늄 외피로 피복된 환형 튜브 형태의 1.5% 농축 연료로 작동했다. 1966년까지 짧은 기간 동안만 작동했는데, 방사선으로 분해된 냉각재로 인해 연료 피복에 필름이 쌓여 폐쇄되었다.

가장 강력한 ONR은 캐나다의 60 MW 열 출력 WR-1이었다. 1965년 매니토바주의 신설 화이트셸 연구소에서 건설을 시작하여 그 해 말에 임계에 도달했다. WR-1은 중수를 감속재로, 터페닐을 냉각재로 사용했으며, 미국 설계에서 나타났던 냉각재 분해 문제를 겪지 않았다. 1985년까지 작동했는데, 그때까지 AECL은 감속재와 냉각재 모두에 중수를 사용하는 것으로 표준화되었고, 유기 냉각 설계는 더 이상 개발 고려 대상이 아니었다.

여러 유럽 국가들이 유기 원자로 설계에 대한 개발 작업을 했지만, 소련만이 하나를 건설했다. 5 MW 열 출력 Arbus NPS는 1963년 러시아 멜레케스에서 건설을 시작하여 1979년까지 운영되었다. 최대 750 kW의 전기를 생산했다. 1979년에 AST-1로 재건되었으며, 이때는 전력 대신 12 MW의 공정열을 공급하도록 변경되었다. 이 형태로 1988년까지 운영되었다.

 새로운 관심 
인도 관계자들은 주기적으로 이 개념을 부활시키는 데 관심을 표명했다. 그들은 WR-1 실험 기간 동안 CANDU 설계 자료를 처음 받았다. 운영 비용을 더욱 낮추기 위해 WR-1과 유사한 개념을 여러 번 부활시켰다. 유기 냉각재 분해를 처리하기 위한 유기 냉각재 정화 시스템을 개발할 수 있다고 믿으며, 이에 대한 연구가 시작되었다. 그러나  현재 실험 시스템은 건설되지 않았다.

 각주 
 인용 

 참고 문헌 





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