고속 중성자 원자로

Fast-neutron reactor
카자흐스탄 아크타우에 있는 BN-350 고속 중성자 원자로.그것은 1973년과 1994년 사이에 운영되었다.

고속 중성자 원자로(FNR) 또는 고속 스펙트럼 원자로 또는 단순히 고속 원자로는 핵분열 연쇄 반응이 고속 중성자(평균 1MeV 이상의 에너지를 전달하는 것)에 의해 유지되는 원자로의 범주이다.이러한 고속 원자로는 중성자 감속제를 필요로 하지 않지만, 열중성자 원자로에 필요한 연료에 비해 상대적으로 핵분열성 물질이 풍부한 연료를 필요로 한다.약 20기의 육상 고속 원자로가 건설되어 전 세계적으로 400년 이상의 원자로가 가동되고 있다.이 중 가장 큰 것은 프랑스의 Superphénix Sodium 냉각식 고속 원자로로, 1,242 MWe를 공급하도록 설계되었다. 고속 원자로는 기존의 수냉식 원자로 및 수냉식 원자로보다 결정적인 이점을 제공하기 때문에 1950년대부터 집중적으로 연구되어 왔다.다음과 같습니다.

  • 고속 중성자의 흡수로 인해 핵분열이 발생할 때 느린(열 또는 감속) 중성자와 동등한 과정보다 더 많은 중성자가 생성된다.따라서 임계값은 느린 중성자보다 도달하기 쉽다.
  • 현재까지 건설된 모든 고속로 설계에서는 나트륨 고속로 및 납 냉각 고속로 등 액체 금속을 냉각수로 사용한다.이들 금속은 비등점이 매우 높기 때문에 원자로 내 압력을 낮은 수준으로 유지할 수 있어 안전성이 크게 향상된다.
  • 노심 온도도 수냉 설계보다 상당히 높을 수 있기 때문에 이러한 원자로는 열역학 효율이 더 높습니다. 생성된 열의 더 많은 부분이 사용 가능한 전기로 전환됩니다.
  • 우라늄보다 무거운 원자는 열 중성자보다 빠른 중성자로 핵분열할 확률이 훨씬 높다.즉, 핵폐기물 흐름(예: 퀴륨)의 무거운 원자의 재고가 크게 감소하여 폐기물 관리 [1]요건이 상당히 낮아진다는 것을 의미합니다.

GEN IV 이니셔티브에서는 미래에 대해 제안된 원자로의 약 3분의 2가 이러한 이유로 빠른 스펙트럼을 사용한다.

고속로 설계의 특성을 설명하기 위해서는 먼저 중성자 감속로 특성의 개요가 필요하다.

핵분열 과정

고속 원자로는 열 원자로와 유사하게 우라늄과 다른 중원자의 핵분열에 의해 작동된다.그러나 대부분의 상업용 원자로는 감속재를 사용하고 고속 원자로는 사용하지 않는다는 점에서 결정적인 차이가 있다.

재래식 원자로의 감속기

천연 우라늄은 주로 두 가지 동위원소로 구성된다.

이 두 가지 중 U는 고속 [2]중성자에 의해서만 핵분열을 겪는다.천연 우라늄의 약 0.7%는 U로, 빠른 중성자와 느린 중성자(열)에 의해 모두 핵분열된다.우라늄이 핵분열을 겪으면 높은 에너지("빠른")의 중성자를 방출합니다.그러나 이 빠른 중성자는 핵분열 과정에 의해 생성된 후 속도가 느려지는 중성자보다 다른 핵분열을 일으킬 확률이 훨씬 낮다.느린 중성자는 빠른 중성자보다 U에서 핵분열을 일으킬 확률이 훨씬 높다(약 585배).

이 문제에 대한 일반적인 해결책은 중성자 감속재를 사용하여 중성자를 감속시키는 것이다. 중성자는 중성자와 상호작용하여 감속한다.가장 일반적인 감속재는 중성자가 물과 열평형(따라서 "열 중성자"라는 용어)에 도달할 때까지 탄성 산란으로 작용하는 일반 물이며, 이 때 중성자는 미국과 매우 반응한다. 다른 감속제로는 중수, 베릴륨 및 흑연 등이 있다.중성자의 탄성 산란은 두 개의 탁구공이 충돌하는 것에 비유할 수 있다; 빠른 탁구공이 정지해 있거나 느리게 움직이는 탁구공을 칠 때, 그들은 모두 빠른 공의 원래 운동 에너지의 절반 정도를 갖게 될 것이다.빠른 탁구공이 거의 모든 에너지를 유지하는 볼링공을 치는 것과는 대조적이다.

이러한 열중성자는 U, Th, U와 같은 다른 무거운 원소에 의해 흡수될 가능성이 높다. 이 경우 U만이 핵분열 가능성이 높다.

U는 핵분열로 방출되는 빠른 중성자에 의해 핵분열을 겪는 경우가 드물지만, 열 중성자(즉, 감속자에 의해 느려진 중성자)는 핵에 의해 포획되어 우라늄을 U로 변환하고, U는 Np로 빠르게 분해되어 Pu로 분해된다.239
Pu는 U보다 중성자 단면이 커서 또 다른 열 중성자를 흡수할 수 있다.

이렇게 생성된 Pu의 약 73%는 열중성자를 포획하여 핵분열을 일으키고 나머지 27%는 핵분열을 거치지 않고 열중성자를 흡수하여 열중성자와 거의 분열을 일으키지 않는 Pu가 생성된다.플루토늄-240이 열 중성자를 흡수하여 더 무거운 동위원소 Pu가 될 때 플루토늄-239에 매우 가까운 확률로 열 중성자와 핵분열할 수 있다.

이러한 효과는 (경수) 감속형 원자로에서 초우라늄 원소의 존재를 만들어 내는 결과를 가져온다.이러한 동위원소들은 그 자체가 불안정하며, 아메리슘이나 퀴륨과 같은 더 무거운 원소를 만들기 위해 베타 붕괴를 겪습니다.따라서 감속형 원자로에서 플루토늄 동위원소는 많은 경우 핵분열하지 않고(따라서 새로운 중성자를 만들지 않고) 중성자를 흡수한다.대부분의 감속형 원자로는 저농축 연료를 사용한다.전력생산이 계속됨에 따라 열원자로는 경수감속형 원자로에서 약 12~18개월의 안정운전이 이루어짐에 따라 핵분열 과정을 지속하기 어려운 중성자 흡수 핵분열 생성물 및 축적된 중성자 흡수 핵분열 생성물을 모두 소비하고 원자로에 연료를 공급해야 한다.

기존 원자로에서 (물) 조절기의 단점

감속재 사용의 다음과 같은 단점은 고속 [3]원자로의 연구와 개발을 촉발시켰다.

저렴하고 쉽게 구할 수 있으며 쉽게 정제될 수 있지만 물은 중성자를 흡수하여 반응에서 제거할 수 있습니다.이것은 천연 우라늄의 U 농도가 너무 낮아서 연쇄 반응을 지속할 수 없을 정도로 충분히 한다; 물 속에서 흡수된 중성자와 U는 환경에 손실된 중성자와 함께 연료에 남아 있는 중성자가 너무 적다.이 문제에 대한 가장 일반적인 해결책은 연료에 U의 양을 약간 농축하여 농축 우라늄을 생산하는 것이며, 남은 U는 열화 우라늄으로 알려져 있습니다.다른 설계에서는 중성자를 흡수할 가능성이 훨씬 낮은 중수와 같은 다른 조절기를 사용하여 농축되지 않은 연료로 작동할 수 있다.CANDU 참조. 어느 경우든 원자로의 중성자 경제성은 열 중성자에 기초한다.

냉각을 위해 물을 사용하는 두 번째 단점은 끓는점이 상대적으로 낮다는 것입니다.대부분의 전기 생산은 증기 터빈을 사용한다.증기의 압력(따라서 온도)이 높을수록 효율이 높아집니다.따라서 수냉식 및 감속형 원자로는 전력의 효율적인 생산을 가능하게 하기 위해 고압으로 작동해야 한다.따라서 이러한 원자로는 예를 들어 두께가 30cm(12인치)인 매우 무거운 강철 용기를 사용하여 건설된다.이 고압운전은 원자로 설계의 복잡성을 가중시키고 광범위한 물리적 안전조치를 요구한다.세계 대부분의 원자로는 물로 냉각되고 물로 조절된다.예로는 PWR, BWR 및 CANDU 원자로가 있다.러시아와 영국에서는 흑연을 감속재로 사용하고 물과 가스를 냉각수로 사용하는 원자로가 가동되고 있다.

이러한 원자로의 작동 온도와 압력은 엔지니어링 및 안전 제약조건에 의해 결정되므로 둘 다 제한된다.따라서 증기 터빈에 전달될 수 있는 온도와 압력도 제한됩니다.현대식 가압수형 원자로의 일반적인 수온은 약 350°C(660°F)이며 압력은 약 85bar이다.예를 들어 주증기 온도가 500°C(930°F)를 초과하는 현대의 석탄 연소식 증기 회로에 비해 이는 낮기 때문에 상대적으로 열효율이 낮다.현대식 PWR에서는 핵열의 약 30-33%가 전기로 변환된다.

세 번째 단점은 운전 후 원자로가 정지되면 원자로 내의 연료가 더 이상 핵분열 과정을 거치지 않는다는 것이다.단, 고방사능 원소의 인벤토리가 존재하며, 그 중 일부는 상당한 양의 열을 발생시킨다.연료 요소가 노출되면(즉, 요소를 냉각할 물이 없음), 이 열은 더 이상 제거되지 않습니다.그러면 연료가 가열되기 시작하고 온도가 지르칼로이 클래드의 용해 온도를 초과할 수 있습니다.이 경우 연료 원소가 녹고 후쿠시마 재해에서 발생한 다중 용융과 같은 용융이 발생한다.원자로가 정지모드일 때 온도와 압력이 서서히 대기 중으로 감소하므로 물은 100°C(210°F)에서 비등하게 된다.이 비교적 낮은 온도와 사용된 강철 용기의 두께는 후쿠시마 사고에서 보듯이 연료 냉각에 문제를 일으킬 수 있다.

마지막으로 열 스펙트럼에서 우라늄과 플루토늄의 핵분열은 고속 스펙트럼에서보다 적은 수의 중성자를 생성하므로 고속 원자로에서 더 많은 손실이 허용된다.

제안된 고속 원자로는 이러한 모든 문제를 해결한다(예를 들어 플루토늄 239가 느린 중성자보다 빠른 중성자 흡수 후 핵분열 가능성이 높은 기본 핵분열 특성 옆).

빠른 핵분열과 번식

U와 Pu는 높은 에너지 중성자를 가진 낮은 포획 단면을 가지지만 여전히 MeV 범위에 반응한다.U 또는 Pu의 밀도가 충분할 경우, 연료에 핵분열 원자가 있어 고속 중성자와 연쇄 반응을 유지할 수 있는 임계치에 도달한다.실제로 고속 스펙트럼에서 U가 고속 중성자를 포획할 때 낮은 속도로 핵분열을 겪게 되며 나머지 포획은 "방사성"으로 플루토늄-239로 붕괴 사슬에 진입한다.

결정적으로 원자로가 고속 중성자로 가동될 때 플루토늄-239 동위원소는 열 중성자를 포획할 때 62%의 균열이 아닌 74%의 시간 동안 핵분열할 가능성이 높다.또한 플루토늄-240이 고속 중성자 파열을 흡수할 확률은 70%이며, 열 중성자의 경우 20% 미만이다.고속 중성자는 우라늄과 플루토늄에 의해 포획될 가능성은 낮지만, 포획될 때 핵분열을 일으킬 확률은 상당히 높아진다.따라서 사용후 고속로 연료의 재고에는 효과적으로 재활용할 수 있는 우라늄과 플루토늄을 제외하고 악티니드가 거의 없다.노심에 평균 2%의 pu-238, 53%의 pu-239, 25%의 pu-240, 15%의 pu-241, 5%의 pu-244와 미량의 Pu-244를 포함한 20%의 질량 원자로급 플루토늄이 탑재된 경우에도 고속 스펙트럼 중성자는 이들 각각을 상당한 속도로 핵분열시킬 수 있다.약 24개월의 연료 주기가 끝날 때까지 이러한 비율은 pu-239가 증가하여 80% 이상으로 이동하지만 다른 모든 플루토늄 동위원소는 비례적으로 감소한다.

감속재를 제거함으로써 원자로 노심 부피의 크기를 크게 줄일 수 있고 복잡성도 어느 정도 줄일 수 있다.Pu와 특히 Pu는 고속 중성자를 포획할 때 핵분열 가능성이 훨씬 높기 때문에 플루토늄과 천연 우라늄의 혼합물 또는 농축 물질로 연료를 공급할 수 있다. 다양한 시설에서 U와 Th를 사용하여 시험운행을 수행했다.천연 우라늄(대부분 U)은 Pu로 변환되며 Th의 경우 U가 된다.운전 중에 새로운 연료가 만들어지기 때문에 이 과정을 사육이라고 한다.모든 고속로는 증식에 사용할 수도 있고, 노심 내의 재료를 신중하게 선택하여 블랭킷을 제거함으로써 여분의 물질을 생성하지 않고 동일한 수준의 핵분열성 물질을 유지하도록 운전할 수도 있다.이것은 비옥한 물질을 1:1 단위로 핵분열성 연료로 변환하기 때문에 변환이라고 불리는 과정이다.잉여 중성자를 포착하는 U 또는 Th의 담요로 노심을 둘러싸면 잉여 중성자가 각각 Pu 또는 U를 증식한다.

그런 다음 블랭킷 재료를 처리하여 새로운 핵분열성 물질을 추출할 수 있으며, 이 물질을 열화 우라늄과 혼합하여 MOX 연료를 생성하고, 경농축 우라늄 연료와 혼합하여 기존의 저속 중성자 원자로용 리믹스 연료를 형성할 수 있습니다.또는 고속 원자로 노심의 경우 핵분열 연료 17%~19.75%의 비율로 혼합될 수 있다.따라서 단일 고속 원자로는 자체 연료를 무한히 공급할 수 있을 뿐만 아니라 여러 개의 열 원자로를 공급할 수 있으며, 천연 우라늄에서 추출되는 에너지의 양을 크게 증가시킬 수 있다.이론적으로 가장 효과적인 증식기 구성은 10개(14:10)의 악티니드 원자핵에 대해 14개의 Pu-239 핵을 생산할 수 있지만, 지금까지 실제 고속 원자로는 사이클 [4]시작 시보다 20% 더 많은 핵분열성 물질로 연료 사이클을 종료하는 12:10의 비율을 달성했다.채굴된 총 우라늄의 1% 미만이 열적 일회성 사이클로 소비되는 반면, 천연 우라늄의 최대 60%는 현존하는 최고의 고속 원자로 사이클로 소비된다.

사용후핵연료(원자로급 플루토늄 포함)의 현재 재고량을 고려할 때, 이 사용후핵물질을 처리하고 액티니드 동위원소를 다수의 고속 원자로에서 연료로 재사용할 수 있다.이는 Np, 원자로 등급 플루토늄 Am, Cu를 효과적으로 소비한다.사용후 원자로 연료 재고에는 여전히 엄청난 양의 에너지가 존재하며, 이 물질을 사용하기 위해 고속 원자로 유형을 사용할 경우 유용한 목적으로 에너지를 추출할 수 있다.

폐기물 재활용

고속 중성자 원자로는 핵 폐기물의 방사능 독성을 잠재적으로 줄일 수 있다.각 상업용 원자로는 연간 1톤이 조금 넘는 핵분열 생성물의 폐기물을 배출하고, 가장 높은 방사능 성분을 재활용할 수 있다면 극미량의 초우라닉을 배출할 것이다.남은 쓰레기는 약 500년 [5]동안 보관해야 한다.

고속 중성자의 경우, 플루토늄과 마이너 액티니드에 의한 중성자 분열과 포획 사이의 비율은 종종 중성자가 열 또는 거의 열 "발열" 속도로 느릴 때보다 크다.간단히 말해서, 빠른 중성자는 플루토늄이나 우라늄에 흡수될 가능성이 적지만, 만약 그렇다면, 그들은 거의 항상 핵분열을 일으킨다.변환 짝수 악티니드(예: Pu, Pu)는 고속 원자로에서 홀수 악티니드만큼 쉽게 분리된다.액티니드는 분열된 후 한 쌍의 "분열 생성물"이 된다.이 원소들은 총 방사능 독성이 적다.핵분열 생성물의 폐기는 가장 방사성 독성 핵분열 생성물인 스트론튬-90(반감기 28.8년), 세슘-137([5]반감기 30.1년)이 주도하기 때문에 핵폐기물의 수명을 수만 년(초우라늄 동위원소)에서 수 세기로 단축할 수 있다.공정은 완벽하지 않지만, 대부분의 트랜스우라닉이 연료로 사용될 수 있기 때문에 나머지 트랜스우라닉은 심각한 문제에서 전체 폐기물의 극히 일부만 감소합니다.

고속 원자로는 기술적으로 우라늄 연료 원자로에 대한 "연료 부족" 논쟁을 해결하는데, 미발견 매장량을 추정하거나 화강암이나 바닷물과 같은 희박한 원천에서 추출하는 것을 가정하지 않는다.핵연료는 열화우라늄과 토륨의 풍부한 공급원과 경수로 폐기물을 포함한 거의 모든 악티니드에서 생산된다.평균적으로 핵분열당 중성자는 열 중성자보다 빠른 중성자에 의해 생성된다.그 결과 연쇄 반응을 지속하는 데 필요한 중성자 이상의 중성자 잉여가 발생한다.이들 중성자는 프랑스 마르쿨레에 있는 페닉스 원자로에서처럼 여분의 연료를 생산하거나, 긴 반감기 폐기물을 덜 성가신 동위원소로 변환하는 데 사용될 수 있으며, 혹은 어떤 중성자는 각각의 목적에 사용될 수 있다.기존 열 원자로도 과잉 중성자를 생산하지만 고속 원자로는 소비하는 것보다 더 많은 연료를 생산할 수 있을 만큼 중성자를 생산할 수 있다.이러한 설계는 고속 증식 [3]원자로로 알려져 있다.

물 감속형 원자로의 사용후 연료에는 무거운 초우라늄 원소와 함께 몇 가지 플루토늄 동위원소가 존재한다.핵 재처리는 주로 PUREX 프로세스에 기초한 복잡한 일련의 화학 추출 과정으로, 변하지 않은 우라늄, 핵분열 생성물, 플루토늄 및 더 무거운 원소를 추출하는 [6]데 사용될 수 있습니다.그러한 폐기물 흐름은 범주로 나눌 수 있다. 1) 물질의 방대한 부피이며 방사능이 매우 낮은 불변 우라늄 238, 2) 핵분열 생성물 집합, 3) 초우라늄 원소.

냉각수

모든 원자로는 노심으로부터 제거되어야 하는 열을 생성한다.열원자로에서 가장 일반적인 냉각수인 물은 중성자 감속재 역할을 하기 때문에 고속 원자로에는 일반적으로 가능하지 않다.

모든 고속 원자로는 액체 금속 냉각 원자로이다.초기 클레멘타인 원자로는 수은 냉각수와 플루토늄 금속 연료를 사용했다.사람에 대한 독성 외에도 수은은 (n,gamma) 반응에 대한 높은 단면(따라서 핵반응을 일으키는 방사선을 쉽게 흡수)을 가지며, 냉각수의 활성화를 유발하고 그렇지 않으면 연료에 흡수될 수 있는 중성자를 잃기 때문에 더 이상 냉각제로 간주되지 않는다.

러시아는 용융 납과 납-비스무트 공정 합금을 사용하는 원자로를 개발했는데, 이는 해군 추진 유닛, 특히 소련의 알파급 잠수함 및 일부 원형 원자로에서 대규모로 사용되어 왔다.나트륨-칼륨 합금(NaK)은 낮은 녹는점 때문에 테스트 원자로에서 인기가 있습니다.

또 다른 제안된 고속 원자로는 용융 염 원자로로, 소금의 감속 특성이 [7]미미하다.

가스 냉각 고속 원자로는 일반적으로 헬륨을 사용하는 연구 대상이 되어 왔다. 헬륨은 흡수 단면이 작고 산란 단면이 작기 때문에 [citation needed]냉각수의 중성자 흡수 없이 고속 중성자 스펙트럼을 보존한다.

그러나 모든 대형 고속 원자로는 녹은 금속 냉각수를 사용해 왔다.용융 금속의 장점은 낮은 비용, 작은 활성화 가능성, 넓은 액체 범위입니다.후자는 재료의 녹는점이 낮고 끓는점이 높다는 것을 의미합니다.이러한 원자로의 예로는 나트륨 냉각 고속 원자로가 있으며, 이 원자로는 여전히 전 세계적으로 추진되고 있다.러시아는 현재 상업적인 규모로 두 개의 원자로를 운영하고 있다.게다가 러시아는 80년 정도의 납 냉각 고속 원자로 경험을 가지고 있어 급속히 관심을 끌고 있다.

연료

실제로는 고속 중성자로 핵분열 연쇄반응을 지속하는 것은 상대적으로 농축된 우라늄이나 플루토늄을 사용하는 것을 의미한다.그 이유는 Pu 핵분열 단면과 U 흡수 단면의 비율이 열 스펙트럼에서 100 이하, 고속 스펙트럼에서 8 이하이기 때문에 열 에너지에서 핵분열 반응이 선호되기 때문이다.높은(빠른) 에너지에서 Pu와 U의 핵분열과 흡수 단면은 낮은데, 이는 빠른 중성자가 열 중성자보다 상호작용 없이 연료를 통과할 가능성이 높기 때문에 더 많은 핵분열성 물질이 필요하다는 것을 의미한다.그러므로 고속 원자로는 천연 우라늄 연료로는 달릴 수 없다.하지만, 소비하는 것보다 더 많은 연료를 생산함으로써 연료를 생산하는 고속 원자로를 건설하는 것은 가능하다.이러한 원자로는 최초 연료 충전 후 재처리를 통해 연료를 재공급할 수 있다.핵분열 생성물은 더 이상의 농축 없이 천연 또는 심지어 고갈된 우라늄을 첨가함으로써 대체될 수 있다.이것이 고속증식로(FBR)의 개념이다.

지금까지 대부분의 고속 중성자 원자로는 MOX 또는 금속 합금 연료를 사용해 왔다.소련의 고속 중성자 원자로는 (고농축) 우라늄 연료를 사용한다.인도의 원형 원자로는 우라늄-탄화수소 연료를 사용한다.

고속 에너지의 임계값이 5.5 (중량)% 우라늄-235로 농축된 우라늄으로 달성될 수 있는 반면, 노심 수명을 포함한 20% 범위의 농축으로 고속 원자로 설계가 제안되었다. 즉, 고속 원자로가 최소 임계 질량을 적재했을 경우, 원자로는 첫 번째 원자로 이후 임계 미달 상태가 될 것이다.핵분열오히려 과잉연료는 반응도 제어기구에 의해 삽입되어 수명초기에 반응도 제어가 완전히 삽입되어 원자로가 초임계상태에서 임계상태로 이행한다.연료 고갈에 따라 반응도 제어가 철회되어 지속적인 핵분열을 지원한다.고속증식로에서는 상기 사항이 적용되지만 연료 고갈에 따른 반응성은 토륨-232 또는 U에서 각각 U, Pu, Pu 중 하나를 증식함으로써 보상된다.

통제

열 원자로와 마찬가지로 고속 중성자 원자로는 원자로의 중요도를 중성자 흡수 제어봉이나 날개로부터 총체적으로 제어하면서 지연된 중성자에 의존하여 제어된다.

그러나 주최자가 없기 때문에 주최자의 변경에 의존할 수 없습니다.열중성자에 영향을 주는 감속재 내의 도플러 확폭은 작용하지 않으며 감속재의 음의 보이드 계수도 작용하지 않습니다.두 기술 모두 일반 경수로에서 흔히 볼 수 있다.

연료의 분자 운동과 열로 인해 확대되는 도플러는 빠른 음의 피드백을 제공할 수 있습니다.핵분열 물질의 분자 이동 자체는 연료의 상대 속도를 최적의 중성자 속도에서 멀리 떨어뜨릴 수 있다.연료의 열팽창은 음의 피드백을 제공할 수 있습니다.잠수함과 같이 소형 원자로는 도플러 확대 또는 중성자 반사체의 열팽창을 사용할 수 있다.

자원.

1960년대 우라늄 광석의 매장량은 비교적 낮았고, 1960, 70년대 고속 증식로를 통해 원자력 발전량이 베이스로드 발전을 계승할 것으로 예상되었기 때문에 세계의 에너지 수요에 대한 해결책으로 여겨졌다.고속 증식기는 두 번 가공을 사용하여 알려진 광상의 에너지 용량을 증가시킵니다. 즉, 기존 광원이 수백 년 동안 지속될 수 있습니다.이 접근법의 단점은 사용후 핵연료 처리 시설에서 처리해야 하는 증식로 연료를 공급해야 한다는 것이다.수요가 증가하고 알려진 자원이 감소함에 따라 농축 우라늄 가격에도 미치지 못할 것으로 널리 예상되었다.

1970년대까지, 특히 미국, 프랑스 및 구소련에서 실험적인 브리더 설계가 검토되었다.하지만, 이것은 우라늄 가격의 폭락과 동시에 일어났다.이에 따라 광산업체들은 1970년대 중반 원자로 건설률이 정체되면서 공급 채널을 확대했다.이로 인한 공급 과잉으로 연료 가격은 1980년 파운드당 약 40달러에서 1984년에는 20달러 미만으로 떨어졌다.육종업자들은 100달러에서 160달러 정도로 훨씬 더 비싼 연료를 생산했고, 상업 가동에 도달한 몇 대의 유닛은 경제적으로 실현 불가능한 것으로 판명되었다.

이점

고속 원자로는 모델레이트 [8]설계에 비해 몇 가지 이점이 있기 때문에 필수적인 개발로 널리 알려져 있다.가장 많이 연구되고 건설된 고속 원자로 유형은 나트륨 냉각 고속 원자로이다.이 설계의 장점 중 일부는 아래에서 설명되며, 납 냉각 고속 원자로와 같은 다른 설계도 유사한 장점을 가지고 있다.

  • 핵분열 사건은 열반응기보다 더 많은 중성자를 만든다.이것은 유연성을 부여하고 우라늄의 번식을 가능하게 한다.
  • U가 고속 중성자에 약간 반응하기 때문에 원자로 내 핵분열 사건의 상당 부분이 이 동위원소에서 발생한다.
  • 한편으로 핵분열로 인한 중성자의 생산과 다른 한편으로 그것들을 방정식에서 제거하는 많은 과정 사이에는 미세한 균형이 있다.고속 원자로에서 온도가 상승하면 두 가지 효과가 있습니다.

1) 중성자 스펙트럼의 도플러 확대, 2) 원자로 노심의 물리적 크기의 매우 작은 증가.이 [9]두 가지 효과는 1986년 EBR-II의 시연에서 보듯이 더 많은 중성자가 노심을 빠져나갈 수 있도록 하기 때문에 반응성을 감소시키는 데 도움이 된다.이 테스트에서 추가 열은 대량의 액체 나트륨에 의해 쉽게 흡수되었고 원자로는 운영자의 간섭 없이 스스로 정지되었다.

  • 나트륨은 883°C(1,600°F)의 비등점을 가지며 납은 1,749°C(3,200°F)의 비등점을 가지지만 원자로는 일반적으로 500°C(930°F)에서 550°C(1,000°F)까지 작동하기 때문에 금속이 액체에 머물면서 쉽게 열을 흡수할 수 있습니다.
  • 고온에서는 노심 내에 물이 존재하지 않기 때문에 원자로는 기본적으로 대기압이다.누출이 원자로 외부로 대량 수송되도록 하기 위해 보통 압력(예: 0.5기압)의 불활성 가스 블랭킷이 존재한다.즉, 관련된 문제가 있는 압력용기는 없으며(고압시스템이 복잡하다), 원자로에서 누출된 고압제트가 방출되지 않는다.
  • 전체 용기는 대기압 상태이고 나트륨은 매우 뜨거우며 정지 상태에서도 이러한 온도를 유지할 수 있습니다. 공기로 수동 냉각(즉, 펌핑 요구사항 없음)이 가능합니다.후쿠시마 제1원자력발전소 사고와 같은 사고는 그런 설계로는 불가능하다.
  • 액체 금속의 온도가 높기 때문에 이 액체 금속에 의해 생성되는 증기의 온도가 높기 때문에 전기 발생 효율이 크게 향상됩니다(30%[11]가 아닌 약 40%).
  • 그러한 원자로는 핵발전에서 나오는 폐기물 흐름을 크게 감소시키는 동시에 연료 이용률을 크게 높일 수 있는 잠재력을 가지고 있다.

단점들

지금까지 대부분의 고속 원자로는 나트륨, 납 또는 납-비스무트 냉각 방식이었기 때문에 이러한 시스템의 단점은 여기에 설명되어 있다.

  • 고속 중성자로 원자로를 가동한 결과 노심의 반응성은 감속형 원자로가 아닌 이들 중성자에 의해 결정된다.감속형 원자로에서는 지연된 중성자에서 상당한 양의 반응도 제어가 이루어지며, 이를 통해 운영자 또는 컴퓨터가 반응도를 조정할 수 있다.지연 중성자는 고속 원자로에서 사실상 아무런 역할을 하지 않기 때문에 열팽창과 도플러 확장이라는 고속 원자로의 초단기 반응도 제어(예를 들어 1초 이내)에 다른 메커니즘이 필요하다.중성자 흡수 물질로 채워진 제어봉에서 보다 장기적인 반응성을 얻을 수 있다.
  • 원자로 전체가 다량의 용융 금속으로 채워져 있기 때문에 광학 도구(카메라 등)가 무용지물이기 때문에 재급유는 간단하지 않다.연료 주입을 위해서는 비용이 많이 들고, 세심하게 보정되고, 위치가 지정된 로봇 도구가 필요합니다.또한, 원자로에서 연료 요소를 완전히 제거하는 것은 쉽지 않다.
  • 원자로 전체가 상온보다 훨씬 높은 녹는점을 가진 금속으로 채워져 있다는 사실, 모든 배관, 열교환기 및 전체 원자로 부피를 전기적으로 가열해야 핵운전을 할 수 있다.그러나 일단 원자로가 열을 발생시키면, 이것은 더 이상 문제가 되지 않는다.
  • 현재까지 대부분의 고속 원자로 유형은 건설 및 운영에 비용이 많이 드는 것으로 입증되었으며, 우라늄 가격이 급격히 상승하거나 건설 비용이 감소하지 않는 한 열 중성자 원자로에 대해 그다지 경쟁력이 없다.문제가 있는 핵폐기물 처리에 대한 인식을 감안할 때, 그러한 원자로가 필요할 것으로 생각된다.더욱 엄격한 안전 메커니즘으로 인해 감속로 건설 비용이 증가하고 있기 때문에 고속 원자로의 경제성이 향상될 수 있다.
  • 나트륨은 중성자 속도를 많이 줄이지 않고 높은 열 용량을 가지고 있기 때문에 고속 원자로에서 냉각제로 종종 사용된다.하지만, 그것은 타오르고 공기 중에 거품을 일으킨다.그러나 공기 중 나트륨의 연소 반응은 나트륨과 물의 극도로 격렬한 반응과 혼동해서는 안 된다.나트륨 누출은 공기와 함께 점화되어 (예: USS Seawolf (SSN-575) 및 Monju)와 같은 원자로에서 어려움을 야기할 수 있다.

그러나 일부 나트륨 냉각 고속 원자로는 30년 동안 (특히 페닉스와 EBR-II, 또는 반응 이후 가동 중인 BN-600과 BN-800) 오랫동안 안전하게 운전되어 왔다.1980년과 2016년에도 몇 번의 작은 누출과 화재에도 불구하고요나트륨 고속 원자로는 항상 2개의 루프 시스템으로 설계되기 때문에 나트륨 누출(및 화재)은 방사성 원소를 방출하지 않는다는 점에 유의해야 한다.

  • 리튬과 베릴륨 이외의 액체 금속은 조절 능력이 낮기 때문에 중성자와 고속 원자로 냉각수의 일차적 상호작용은 냉각수의 방사능을 유도하는 (n,gamma) 반응이다.나트륨-24(24
    Na    )는 중성자 충격에 의해 천연 나트륨-23에서 나트륨 냉각 고속 원자로의 원자로 루프에 생성된다.    반감기가 15시간인 Na는 전자 1개와 감마선 2개의 방출에 의해 Mg로 감소한다.이 동위원소는 반감기가 매우 짧기 때문에 예를 들어 2주 후에는 거의 Na가 남지 않는다.나트륨을 사용하는 고속 스펙트럼 원자로는 나트륨에서 마그네슘을 제거해야 하며, 이는 '콜드' 트랩을 통해 달성됩니다.
  • 액체 납 또는 액체 납-비스무트 고속 원자로 설계에서는 액체 공정 납-비스무트만 활성화된다.순수 납은 사실상 활성화되지 않기 때문에 순수 납 원자로 설계는 단일 루프에서 작동하여 열 교환기와 개별 시스템에 대한 상당한 비용을 절감할 수 있다.
  • 결함이 있는 고속로 설계는 양의 보이드 계수를 가질 수 있다. 사고에서 냉각수를 비등시키면 냉각수 밀도가 감소하여 흡수율이 감소한다.그러나 이러한 설계는 잠재적으로 위험하고 안전 및 사고 관점에서 바람직하지 않기 때문에 상용 서비스에 대해서는 제안되지 않는다.이는 사고 시 이러한 원자로에는 공극이 형성되지 않기 때문에 가스냉각식 원자로에서는 피할 수 있지만 가스냉각식 고속 원자로에서는 반응도 제어가 어렵다.
  • 높은 중성자 에너지에서 대부분의 물질의 단면이 낮기 때문에, 고속 원자로의 임계 질량은 열 원자로보다 훨씬 높다.실제로 이는 훨씬 더 높은 농축을 의미한다. 즉, 일반 열원자로의 농축률이 5% 미만인 것에 비해 고속로에서의 농축률은 20% 이상이다.또는 천연 우라늄 또는 열화 우라늄과 결합된 핵 폐기물의 플루토늄 혼합물을 사용할 수 있다.

역사

BN-350 원자로는 바닷물의 담수화에도 사용되었다.

증식로에 대한 미국의 관심은 1977년 4월 지미 카터의 확산 우려로 인해 미국 증식기 건설을 연기하기로 한 결정과 프랑스 슈퍼페닉스 [12]원자로의 차선 운영 기록으로 인해 약해졌다.프랑스 원자로는 또한 환경보호주의 단체들의 심각한 반대에 부딪혔는데, 그들은 이것을 매우 [13]위험하다고 여겼다.이러한 차질에도 불구하고, 많은 나라들이 여전히 고속로 기술에 투자하고 있다.1970년대 이후 약 25기의 원자로가 건설되어 400년 이상의 원자로 경험을 축적하고 있다.

고속 원자로 지식 보존[14] 시스템을 위한 2008년 IAEA 제안서는 다음과 같이 언급했다.

과거 15년 동안 이 지역의 집중적인 개발에 관여했던 선진국의 고속로 개발은 정체되어 왔다.고속로에 대한 모든 연구는 독일, 이탈리아, 영국 및 미국과 같은 국가에서 중단되었으며, 수행되고 있는 유일한 작업은 고속로의 폐로와 관련된 것이다.이들 국가에서 이 분야의 연구 및 개발 업무에 관여했던 많은 전문가들이 이미 은퇴했거나 은퇴를 앞두고 있다.프랑스, 일본, 러시아 등 고속로 기술의 진화를 적극적으로 추진하고 있는 나라에서는, 원자력 발전의 이 분야에 젊은 과학자와 엔지니어가 부족한 것이 상황을 악화시키고 있다.

2021년 현재 러시아는 [15]2기의 고속로를 상업적으로 운영하고 있다.새로운 원자로 설계에 관한 국제 작업 그룹인 GEN IV 이니셔티브는 6개의 새로운 원자로 유형을 제안했으며, 그 중 3개는 고속 [16]스펙트럼으로 작동한다.

고속로 목록

폐로

미국

  • 클레멘타인은 1946년 로스 알라모스 국립 연구소에서 건설된 최초의 고속 원자로였다.그것은 플루토늄 금속 연료인 수은 냉각수를 사용했고, 25kW의 열량을 달성했으며, 특히 빠른 중성자원으로 연구에 사용되었다.
  • 1951년 아이다호주 아르코 인근 아이다호 국립연구소인 아르곤 웨스트의 실험 증식로 I(EBR-I)는 상당한 양의 전력을 생산한 최초의 원자로가 되었다.1964년에 해체되었습니다.
  • 디트로이트 인근의 페르미 1호는 1957년에 가동되어 1972년에 폐쇄된 고속 증식로의 원형이었다.
  • 아이다호 아르코 인근 아이다호 국립연구소의 실험 증식로 II(EBR-II)는 1965-1994년 통합 고속 원자로의 원형이었다.
  • 아칸소주의 SEFOR는 1969년부터 1972년까지 가동된 20MWt급 연구용 원자로였다.
  • 400 MWt의 Fast Flux Test Facility(FFTF; 고속 플럭스 테스트 설비)는 1982년부터 1992년까지 핸포드 워싱턴에서 완벽하게 운영되었습니다.그것은 관리 및 유지보수 하에 아르곤 백필로 배출된 액체 나트륨을 사용했다.
  • 캘리포니아의 SRE는 1957년부터 1964년까지 가동된 20MWt, 6.5MWe 상업용 원자로였다.
  • LAMPRE-1은 용해된 플루토늄 연료 1MW 원자로였다.1961년부터 1963년까지 로스앨러모스 국립연구소에서 연구용 원자로로 가동되었다.

유럽

  • 던레이 루프 타입 고속 원자로(DFR, 1959-1977)는 스코틀랜드 하이랜드 지역의 케이스네스에 있는 14MWe 및 고속 원자로 프로토타입(PFR, 1974-1994), 250MWe)이다.
  • 돈레이 풀형 고속 원자로(PFR)(1975-1994)는 혼합 산화물(MOX) 연료를 사용한 600 MWt, 234 MWe였다.
  • 프랑스 카다라슈의 랩소디(20, 40MW)는 1967년부터 1982년까지 운영되었습니다.
  • 프랑스의 슈퍼페닉스는 정치적 결정과 높은 비용 때문에 1997년에 문을 닫았다.
  • 1973년 프랑스 페닉스 233MWe는 6년간 핵폐기물 변환 실험을 위해 140MWe로 2003년 재가동했으나 2009년 3월 발전을 중단했지만 CEA의 시험운전을 계속하고 2009년 말까지 연구 프로그램을 계속할 예정이다.2010년에 중단.
  • KNK-II, 1977년 10월부터 1991년 8월까지 가동된 21MWe 실험용 소형 나트륨 냉각 고속 원자로.이 실험의 목적은 에너지를 생산하면서 핵폐기물을 제거하는 것이었다.나트륨에 대한 사소한 문제들과 대중의 항의가 결합되어 시설 폐쇄를 초래했다.

소련/러시아

  • 소형 납 냉각 고속 원자로는 해군, 특히 소련 해군에 의해 해군 추진에 사용되었다.
  • BR-5 - 1959-2002년 오브닌스크에 있는 물리학 및 에너지 연구소의 연구에 초점을 맞춘 고속 중성자 원자로였다.
  • BN-350은 소련이 카스피해 셰브첸코(오늘날의 아크타우)에서 만든 것으로 하루 130MWe와 8만t의 담수를 생산했다.
  • IBR-2는 두브나(모스크바 인근)에 있는 핵공동연구소의 연구에 초점을 맞춘 고속 중성자 원자로였다.
  • RORSAT - 33개의 우주 고속 원자로는 1989년부터 1990년까지 미국에서 레이더 해양 정찰 위성(RORSAT)으로 알려진 프로그램의 일환으로 소련에 의해 발사되었다.일반적으로 원자로는 약 3kW를 생산했다.
  • BES-5 - 5 kWe를 생산하는 RORSAT 프로그램의 일환으로 발사된 나트륨 냉각 우주 원자로이다.
  • BR-5 - 1961년 구소련이 주로 재료 시험을 위해 운영한 5MWt 나트륨 고속 원자로였다.
  • 러시아 알파 8 Pbi - 잠수함에서 사용된 일련의 납-비스무트 냉각 고속 원자로였다.잠수함은 잠수함이 달성할 수 있는 빠른 속도 때문에 항구에 머물다가 공격하는 킬러 잠수함 역할을 했다.
  • 나트륨 냉각 고속 원자로인 BN-600 원자로는 1980년부터 가동되어 현재까지도 전력을 생산하고 있다.
  • 비슷한 설계의 BN-800 원자로는 현재 세계에서 가장 큰 고속 원자로로 2016년부터 가동되고 있다.2100MW의 열전력으로 880MW의 전력을 생산하며 변환효율은 42%입니다.
  • 2021년 11월, 용융납 냉각 고속 원자로가 되는 BREST(리액터)의 기초가 완성되었다.운영은 2026년에 [17]시작될 것으로 예상된다.

아시아

  • 몬주 원자로는 일본의 300MWe로 1995년 나트륨 누출과 화재 이후 폐쇄됐다.그것은 2010년 5월 6일에 재가동되었지만, 2010년 8월에 떨어진 기계와 관련된 또 다른 사고가 원자로를 다시 정지시켰다.2011년 6월 현재 원자로는 20년 전 [citation needed]첫 시험 이후 단 1시간 동안만 전기를 생산하고 있다.
  • 카자흐스탄에 있는 150MWe의 아크타우 원자로는 플루토늄 생산, 담수화, 전기에 사용되었다.공장 운영 허가가 [citation needed]만료된 지 4년 만에 문을 닫았다.

동작하지 않음

활동적인

  • BN-600 - 벨로야르스크 원자력 발전소의 풀형 나트륨 냉각 고속 증식로.중앙 우랄 전력망에 560 MWe를 공급합니다.1980년부터 가동되고 있습니다.
  • BN-800 - 벨로야르스크 원자력 발전소의 나트륨 냉각 고속 증식로.880MW의 전력을 생산해 2014년 10월부터 전력 생산을 시작했다.그것은 2016년 8월에 전력에 도달했다.
  • BOR-60 - 러시아 디미트로브그라드에 있는 원자로 연구소의 나트륨 냉각 원자로.1968년부터 운영중.실험용으로 [citation needed]60MW를 생산합니다.
  • FBTR - 40MWt, 13.2상당한 연소 수준에 도달하는 데 초점을 맞춘 인도의 MWe 실험 원자로.
  • 중국 실험용 고속로, 60MW, 20MWe의 실험용 원자로로, 2011년에 임계 상태가 되어 현재 [18]가동 중이다.그것은 미래의 중국 고속로를 위한 재료와 부품 연구에 사용된다.
  • KiloPower/KRUSTY는 로스앨러모스 국립연구소에 건설된 1~10kW급 나트륨 고속 원자로입니다.2015년에 임계치에 도달하여 스털링 전원 사이클의 적용을 시연합니다.

수리중

  • 조요(常 (), 1977-197, 2004-2007, 일본 140MWt는 방사선 시험 시설로 운영되는 실험용 원자로이다.2007년의 사고 후, 원자로는 수리를 위해 정지되었고,[19] 2014년에 재배치가 완료될 예정이었다.

공사중

  • PFBR, Kalpakkam, India, 임계 500 MWe 원자로 2021년으로 계획.나트륨 고속 증식로입니다.
  • CFR-600, 중국, 600MWe
  • MBIR 다목적 고속 중성자 연구 원자로.러시아 서부 울랴노프스크 지역 디미트로브그라드 원자력연구소(NIAR) 부지는 150MWt 규모로 2016년 착공해 2024년 완공될 예정이다.
  • BREST-300, 러시아, 세버스크2021년 6월[20] 8일 착공

설계상

  • 러시아 [21]BN-1200은 2014년 이후에 건설되어 2018-2020년에 [22]운영될 예정이었으나 현재 최소 2035년까지 [23]지연되고 있다.
  • 도시바 4S는 알래스카(미국) 갈레나로 출하될 예정이었으나 진척이 지연되었다(갈레나 원자력 발전소 참조).
  • KALIME은 2030년에 [24]계획된 600 MWe 프로젝트이다.KALIMER는 첨단 버너 원자로(2006년), S-PRism(1998년-현재), 통합 고속 원자로(1984년-1994년) 및 EBR-II(1965년-1995년)로 대표되는 풀의 나트륨 냉각, 금속 연료 고속 중성자 원자로의 연속체이다.
  • 2030년 이후 미국이 제안한 4세대 원자로(헬륨·나트륨·납 냉각) 국제 노력.
  • 일본 JSFR은 1998년에 1500MWe 원자로를 위한 프로젝트를 시작했지만 성공하지 못했다.
  • 프랑스 아스트리드가 600MWe 나트륨 냉각 원자로 프로젝트를 취소했어요
  • 화성 대기 냉각 원자로(MACR)는 1MWe 프로젝트로, 2033년에 완료될 예정이다.MACR은 제안된 화성 식민지에 전력을 공급하기 위한 가스 냉각(이산화탄소 냉각수) 고속 중성자 원자로입니다.
  • TerraPower는 Southern Company, Oak Ridge National Laboratory, Idaho National Laboratory, Vanderbilt University 및 Electric Power Research와 협력하여 용융염 원자로를 설계하고 있습니다.그들은 2019년에 루프 시설을 시험하기 시작할 것으로 예상하며 제염 공정을 확장하고 있다.데이터는 열수력학 및 안전 분석 [25]코드를 평가하는 데 사용됩니다.
  • 엘리시움 인더스트리는 고속 스펙트럼 용융 염 [26]원자로를 설계하고 있다.
  • ALFRED(Advanced Lead Fast Reactor European Demplicator)는 이탈리아의 안살도 에네르기아가 설계한 납 냉각 고속로 시연기로 ELSY 및 LEADER [27]프로젝트의 마지막 단계를 나타냅니다.

계획된

  • 미래 FBR, 인도, 600 MWe, 2025년 이후[28]

차트

고속로
미국 러시아 유럽 아시아
과거. Clementine, EBR-I/II, SEFOR, FFTF BN-350 돈레이, 랩소디, Superphénix, Phénix(2010년 중지)
취소된 클린치 리버, IFR SNR-300, 아스트리드
폐로중 몬주
운영하는 BOR-60, BN-600,
BN-800[15]		 FBTR, CEFR
수리중 죠요
공사중 MBIR, BREST-300 PFBR, CFR-600
계획된 Gen IV(가스·나트륨·납·소금), TerraPower, Elysium MCSFR, DoE VTR BN-1200 몰텍스 4S, JSFR, KALIMER

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ "Fast-neutron reactors, Fast nuclear reactors". IAEA. Retrieved 2022-04-13.
  2. ^ "What is Neutron - Neutron Definition". www.nuclear-power.net. Retrieved 2017-09-19.
  3. ^ a b Pintu 14/10/2019 Nuclear Power Plant (2019-10-14). "Difference Between Thermal Reactor and Fast Reactor". Difference.minaprem.com. Retrieved 2022-04-13.
  4. ^ "Conversion Factor - Breeding Ratio". Nuclear Power.
  5. ^ a b William H. Hannum, Gerald E의 핵폐기물의 현명한 사용.마쉬와 조지 S.Stanford, Copyright Scientific American, 2005년 12월
  6. ^ "Fast Neutron Reactors FBR - World Nuclear Association". www.world-nuclear.org.
  7. ^ "Moltex Energy Safer Cheaper Cleaner Nuclear Stable Salt Reactors SSR". www.moltexenergy.com. Retrieved 2016-10-20.
  8. ^ "What is a fast reactor?".
  9. ^ "The Integral Fast Reactor". YouTube.
  10. ^ "Fukushima Daiichi Accident - World Nuclear Association". world-nuclear.org.
  11. ^ https://factsheets.inl.gov/FactSheets/sodium-cooled-fast-reactor.pdf[베어 URL PDF]
  12. ^ "Process Banned by President Carter Could Solve U.S. Nuclear Waste Problem".
  13. ^ SCHNEIDER, MYCLE (June 26, 2009). "Fast Breeder Reactors in France". Science & Global Security. 17 (1): 36–53. Bibcode:2009S&GS...17...36S. doi:10.1080/08929880902953013. S2CID 122789053 – via Taylor and Francis+NEJM.
  14. ^ "Fast Reactor Knowledge Preservation System: Taxonomy and Basic Requirements" (PDF).
  15. ^ a b PRIS 데이터베이스(2021)
  16. ^ "Home - Generation IV Systems". GIF Portal.
  17. ^ "TVO applies to start up Olkiluoto EPR : New Nuclear - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org.
  18. ^ "China 's first Experimental Fast Reactor (CEFR) Put into Operation in 2009 – Zoom China Energy Intelligence-New site". zoomchina.com.cn. Archived from the original on 2011-07-07. Retrieved 2008-06-01.
  19. ^ T. 소가, W. 이타가키, Y. 키하라, Y. 마에다실험용 고속로 Joyo의 인-파일 시험 기술 개선을 위해 노력한다.2013.
  20. ^ "Russia starts building lead-cooled fast reactor : New Nuclear - World Nuclear News". world-nuclear-news.org.
  21. ^ "Решение о строительстве БН-1200 будет принято в 2014 году". urbc.ru.
  22. ^ "В 2012 году на Белоярской АЭС начнется строительство пятого энергоблока БН-1800. РИА Новый День]". November 1, 2007. Retrieved 11 May 2017.
  23. ^ "Russia defers BN-1200 until after 2035". 2 January 2020.
  24. ^ "***지속가능원자력시스템***". kaeri.re.kr.
  25. ^ Wang, Brian (August 24, 2018). "Southern Company partnering with Bill Gates backed Terrapower on molten chloride fast reactor". www.nextbigfuture.com. Retrieved 2018-08-25.
  26. ^ "Technology".
  27. ^ "Generation IV & SMR". www.ansaldoenergia.com.
  28. ^ "Overview of Indian Fast Breeder Nuclear Reactor Programme - Nuclear Power - Nuclear Reactor". Scribd.

외부 링크