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지난호





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특집

원자력은 안전하고 깨끗할 수 있는가: 소형모듈원자로

소듐냉각고속로 기반 SMR 개발 동향

작성자 : 주형국·어재혁 ㅣ 등록일 : 2022-05-26 ㅣ 조회수 : 195 ㅣ DOI : 10.3938/PhiT.31.019

저자약력

주형국 연구원은 1993년 서울대학교 원자핵공학과에서 공학 박사를 취득하였으며 1995년부터 한국원자력연구원에서 가압경수형원자로용 핵연료 국산화 및 SMART 원자로 개발을 비롯하여 선진형 핵연료 및 원자로 개발을 수행해 오고 있다. (hkjoo@kaeri.re.kr)

어재혁 연구원은 2010년 한국과학기술원(KAIST) 원자력 및 양자공학과에서 공학 박사를 취득하였으며 한국원자력연구원에서 소듐냉각고속로 계통설계/해석 및 대규모 소듐 열유동 종합효과시험장치 구축을 비롯한 비경수형 선진소형원자로 개발 업무를 수행해 오고 있다. (jheoh@kaeri.re.kr)

Sodium-cooled Small Modular Reactors

Hyung-Kook JOO and Jaehyuk EOH

Amid expectations for nuclear power as a carbon-free energy source are growing to prepare for climate change, deploying efforts for small modular reactors (SMRs) are being actively carried out for the application area to which existing large nuclear power plants are not proper to contribute. Sodium-cooled SMRs are also being developed as one of the candidates to lead the SMR market in the future. This manuscript introduces the background and history of the development of sodium-cooled fast reactors, and the current status of development of Sodium-cooled SMRs and microreactors that are being developed based on them. 

들어가는 말

기후변화에 대비하기 위해 원자력에 대한 기대가 커지고 있는 가운데 기존 대형 원전이 수행하기 어려운 역할을 소형 원전을 통해 보완하려는 노력이 활발히 진행되고 있다. 소듐냉각방식의 소형 원자로도 미래 소형 원전시장을 주도할 후보 중 하나로 개발되고 있다. 본 원고에서는 소듐냉각원자로의 개발 배경 및 역사, 그리고 이를 바탕으로 개발되고 있는 소듐냉각방식의 소형 및 초소형 원자로의 개발 현황에 대해 소개한다.

소듐냉각고속로 개요

소듐냉각고속로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)는 액체 나트륨(소듐, Na)을 원자로 냉각재로 사용하는 고속중성자로(고속로)를 말한다. 고속로란 MeV 단위의 높은 에너지를 가진 고속중성자를 핵분열반응에 이용하는 원자로를 말하는데, 이에 비해 우리나라 원전의 주종인 가압경수로는 1 eV 이하의 낮은 에너지를 가진 열중성자를 핵분열에 이용하는 열중성자로이다. 열중성자로에서는 감속재를 사용하여 중성자를 느리게 만들어 핵분열 반응의 확률을 높이고 있다. 가압경수로는 냉각재로 보통 물을 사용하는데, 물은 감속재의 역할도 겸하고 있다. 열중성자로에서는 우라늄 U-235의 핵분열에서 나오는 중성자 중 일부가 U-238에 포획되어 핵분열이 잘 일어나는 플루토늄 Pu-239로 변환되지만, 핵반응으로 소모된 U-235 양을 보충하기에는 충분하지 않다. 이에 반해 고속로는 빠른 중성자를 활용하여 Pu-239를 생성하고 증식시켜 핵분열로 소모되는 U-235를 보충하도록 한다. 고속중성자를 활용하기 때문에 감속재를 별도로 사용할 필요가 없고, 질량이 큰 액체금속을 냉각재로 사용하여 높은 에너지를 갖는 중성자가 많도록 한다.

가압경수형 원자로는 U-235의 함량이 4~5%인 저농축 우라늄을 연료로 사용하고 있는데, 고속로는 핵분열성 원소인 U-235 또는 Pu-239가 15~20% 포함되어 있는 연료를 사용한다. 노심 주위에는 천연우라늄이나 감손우라늄 블랭킷을 두어 노심에서 누출되는 중성자를 U-238이 흡수하도록 하여 Pu-239로 전환시킨다. 소모되는 핵분열성 원소보다 더 많은 플루토늄을 생산하는 일부 고속로는 고속증식로라고 불린다. 천연우라늄의 0.7%인 U-235를 활용하는 열중성자로에 비해 고속증식로는 99.3%를 차지하는 U-238을 Pu-239로 전환시켜 사용할 수 있기 때문에 이론적으로 우라늄 자원의 활용을 100배 이상 높일 수 있다. 고속로는 이런 증식 특성을 활용하여 우라늄 자원 고갈 문제를 대처하기 위하여 개발되었으나, 예상보다 우라늄 자원이 풍부하여 개발의 당위성이 많이 사라졌다.

일반적으로 고속로의 냉각재로는 높은 열전도도와 비등점을 갖는 소듐(Na), 납(Pb), 납-비스무트(Pb-Bi)와 같은 액체 금속을 사용한다. 소듐은 열전달 특성은 뛰어나지만 공기나 물과 격렬하게 반응하는 단점이 있으며, 납과 납-비스무트는 공기나 물과는 반응하지 않지만 부식성이 크고 무거운 단점이 있다. 소듐냉각로는 소듐의 끓는점인 883℃ 이하에서 운전되므로 대기압에서 운전될 수 있다. 또한 예비전력이 없는 비상시에도 물보다 120배 이상의 소듐의 높은 열전달 특성으로 자연순환을 통한 피동 냉각이 가능하다. 그러나 물이나 공기와의 화학적 반응성이 큰 점을 고려하여 사고 발생 시 원자로를 소듐-물 반응으로부터 보호하기 위해 중간냉각계통을 원자로냉각계통과 증기발생기계통 사이에 배치하고 있다. 또한 소듐 배관을 이중으로 하는 등의 추가적인 안전 장치를 통해 소듐 누설 문제를 해결하고 있다.

고속증식로 개발 배경

플루토늄을 연료로 하는 고속증식로는 Pu-239의 핵분열반응 후 방출되는 중성자 수가 다른 연료와 중성자 에너지를 조합하는 경우보다 더 많다. 따라서 이는 우라늄자원 고갈 문제를 해결할 수 있는 방법으로 여겨져 제2차 세계대전 당시 미국의 핵무기 프로그램에 참여했던 과학자들에 의해 제안되었다. 이후 20년 동안 소련, 영국, 프랑스, 독일, 일본, 인도는 미국을 따라 플루토늄 고속증식로를 개발하였다. 그러나 우라늄은 예상했던 것보다 훨씬 더 풍부한 것으로 나타났고, 초기에 빠른 속도로 증가하던 원자력 발전이 1980년대 말에 성장이 급격히 둔화되어 서방 세계에서 플루토늄 증식을 위한 고속증식로 건설에 대한 시급성은 줄어들었다.

그러나 인도와 러시아에서는 단기적인 우라늄 부족에 대한 우려가 지속됨에 따라 새로운 실증용 증식로들이 건설되고 있다. 현재 빠르게 원자력 발전량을 늘리고 있는 중국은 자체적으로 핵연료주기의 완성을 위해 개발을 지속하고 있다.

고속로에 대한 관심은 처음엔 연료 증식을 염두에 두었으나, 현재는 사용후핵연료 처리 문제를 해결하는 이유로 지속되고 있다. 경수로에서 사용된 연료를 바로 지질학적 저장소에 저장하는 것은 처분장 면적이 커지고 관리 기간이 길어지는 문제가 있는데, 이를 해결하기 위해 사용후핵연료에 포함된 초우라늄 핵종을 전기적이나 화학적으로 처리하여 고속로에 연료로 재활용하는 것이다. 사용후핵연료의 플루토늄과 다른 장수명 초우라늄 핵종을 분리하여 활용한다면, 대부분 수명이 짧은 핵분열 생성물로 구성된 방사성 폐기물을 처리할 수 있는 부지가 작아지며 관리 기간도 줄어든다. 플루토늄 및 장수명 핵종을 연소 처리할 수 있는 고속로 설계는 고속증식로에서 노심 주변의 블랭킷을 제거함으로써 초우라늄원소 연소로로 쉽게 전환할 수 있다.

고속증식로 및 소듐냉각고속로 개발 역사

최초의 소듐냉각고속로는 EBR-I으로 1951년 미국에서 건설되었으며, 그 이후 미국, 소련/러시아, 영국, 프랑스, 독일, 인도, 일본 등에서 약 20기의 소듐냉각로가 건설되었는데 대부분이 실험로이다. 각 나라의 소듐냉각로에 대한 개발 배경과 내용을 정리하면 다음과 같다.

1. 미국의 소듐냉각고속로 개발1)

미국은 1942년 진주만 폭격 직후 플루토늄 생산 연구를 시카고대 금속연구실에서 시작하였다. 이 실험실은 세계 최초 원자로인 시카고파일-1을 만든 곳으로 후에 아르곤국립연구소(Argonne National Laboratory, ANL)가 되었다. 이후 플루토늄 생산 원자로의 개발은 오크리지와 핸포드로 옮겨졌고, 시카고대의 과학자들은 핵분열에너지로 도시에 열과 빛을 제공할 수 있는 방안을 고민하였는데, 핵분열성 물질의 부족이 장애물이었다. 1945년 이들은 원자로의 구성을 달리하면 U-235이 소모되는 것보다 더 빠르게 U-238을 핵분열성 플루토늄으로 변환시킬 수 있다는 증식 특성을 인식하고, U-238로부터 Pu-239를 증식시키는 방안을 확정했다.

1946년 설립된 원자력위원회(Atomic Energy Commission, AEC)는 전기생산 또는 특수핵물질을 생산할 수 있는 원자로를 연구하고 개발하는 임무를 맡게 되었으며, 1947년 ANL에서 원자로개발 프로그램을 통합하여 수행하도록 결정했다. AEC 위원회는 플루토늄을 단지 무기용이 아니라 방사성 동위원소의 생산 및 일반적인 연구를 위해서도 생산할 필요가 있었다. 또한 일상생활에 발전용 원자로를 활용하는 데에도 관심이 많았으나, 핵분열성 물질의 부족이 걸림돌이었다. 기존의 우라늄 자원은 발전소에 연료 공급은 물론, 적은 수의 무기 생산을 지속할 만한 양도 충분하지 않아 보였다. AEC가 원하는 원자로는 소비한 것보다 더 많은 핵분열성 물질을 생산하는 것이었으며, 이에 따라 증식로 성격의 고속로들이 개발되게 되었다.

(Clementine 및 LAMPRE-I) 세계 최초의 고속로인 클레멘타인(Clementine)은 로스알라모스에 건설된 25 kWt의 수은(Hg)냉각 실험로이다. 1946년 말에 최초 임계를 달성하였고, 1949년 3월에 100% 출력에 도달하였다. 연료는 상하 양단에 천연 우라늄 슬러그가 달린 플루토늄 금속이 강철 피복관에 들어있는 연료봉 형태이다. 클레멘타인은 1952년 12월 우라늄 슬러그가 부풀어 올라 피복층이 파열되었으며, 이후 원자로는 더 이상 운전되지 않았다. 로스알라모스는 또 다른 고속로 LAMPRE-I를 개발하여 1961년 초부터 1963년 중반까지 수천 시간 동안 성공적으로 운전하였다. 이는 소듐 냉각재와 용융 플루토늄을 연료로 사용하였으며, 고속증식로에서 플루토늄 연료를 사용할 수 있다는 것을 입증하였다. LAMPRE-I는 본래의 목적을 달성하고 1963년 중반에 운전정지되었다.

(EBR-I) 1.2 MWt (0.2 MWe) 출력의 EBR-I은 플루토늄 증식과 전력 생산용으로 설계되었으며, 냉각재로 나트륨-칼륨 공융합금을 사용하였다. 1951년 12월 20일 EBR-I은 임계에 도달하였고, 200 W 전구 4개의 불을 밝혀 세계 최초로 전기를 생산한 원전이 되었다. 1953년 6월 AEC는 EBR-I가 세계 최초로 우라늄에서 플루토늄을 증식시킨 원자로가 되었다고 발표하여 Pu-239를 생산하는 증식 주기의 가능성을 입증하였다. EBR-I은 출력이 증가하면 원자로의 반응도도 증가하는 양의 출력 계수로 설계되어 1955년 11월 반응도 시험 도중 원자로심은 부분적인 노심 용융을 겪었으며, 새로운 노심이 설치되어 1963년 12월 30일 폐쇄될 때까지 운영되었다.

Fig. 1. Loss of Flow without Scram Test.(참고문헌 2에서 발췌))Fig. 1. Loss of Flow without Scram Test.(참고문헌 2에서 발췌)

(EBR-II) 미국의 가장 성공적인 고속로인 EBR-II는 62.5 MWt (20MWe)의 소듐냉각방식의 풀형 원자로이다. 1963년 11월 최초 임계에 도달하였으며 1969년 9월 설계 출력을 달성하였다. EBR-II는 초기에는 고농축우라늄의 금속연료를 사용하였으며, 핵연료를 재처리하여 다시 쓰는 핵연료주기시설(Fuel Conditioning Facility, FCF)을 갖추었다. 1983년 CRBR 프로그램이 취소된 후, ANL은 EBR-II 원자로와 FCF를 파이로 방식으로 재처리된 금속연료를 시험하는 통합고속로(Integral Fast Reactor, IFR) 개념 연구 및 실증에 활용하였다. EBR-II는 IFR 프로그램이 중단되자 30년간의 운영 끝에 1994년 9월에 폐쇄되었다. 1986년 4월 EBR-II에서 사고시 원자로정지 조치 없이도 자연순환에 의해 냉각되는 두 가지 안전성 테스트인 loss of flow without scram[그림 1]과 loss of heat sink without scram[그림 2]가 100% 출력 운전에서 수행되었다.2)

Fig. 2 Loss of Heat Sink without Scram Test.(참고문헌 2에서 발췌))Fig. 2. Loss of Heat Sink without Scram Test.(참고문헌 2에서 발췌)

두 가지 사고모사 시험 후에도 원자로는 손상이 없었으며, 그림 1과 2의 결과와 같이 정상 운전조건을 유지함으로써, EBR-II는 운전원의 개입이 없이도 안전성을 유지하는 고유의 안전성을 입증하였다.

(IFR) 1984년 ANL은 IFR 개발을 시작하고, EBR-II를 IFR로 전환하기로 결정했다. IFR은 소듐을 냉각재로, 우라늄과 플루토늄 합금을 연료로 사용하는 것으로 설계되었다. 금속 연료심이 들어간 피복재 안의 빈 공간에는 액체 소듐이 채워지고, 연료 위의 공간은 핵분열 생성 기체를 수용하여 연료가 피복재를 파손하지 않고 팽창할 수 있게 하여 기존의 금속연료가 가지고 있던 팽윤 문제를 해결하였다. 1986년 4월 3일 냉각재유량상실(loss of flow) 사고를 포함한 두 가지 시험이 수행되어 IFR 원자로의 고유 안전성을 입증했다. IFR 프로젝트는 완료되기 3년을 앞두고 클린턴 정부가 들어서면서 1994년 미국 의회에 의해 취소되었다.

2. 다른 나라의 소듐냉각고속로 개발3)4)

(러시아) BR-5는 1959년부터 가동된 5 MWt의 고속증식로 실험로로 소듐을 냉각재로 사용하며 플루토늄 산화물 핵연료를 사용하였다. 1973년에 용량이 8 MWt로 증가했으며 BR-10으로 불리었다. BOR-60은 소듐냉각의 루프형, 45~75%로 농축된 MOX (혼합핵연료, Mixed OXide fuel)를 사용하는 실험용 고속로이다. BOR-60은 1969년에 최초 임계를 이루었으며, 핵연료 및 노심 재료의 내구성 시험에 사용되고 있다. BOR-60의 설계 수명은 1989년에 만료되는 것이었으나, 후속 시험로인 MBIR (Model-Based Iterative Reconstruction)이 건설되는 2028년까지 운전될 예정이다. BN-350은 소듐냉각의 루프형 고속증식로의 원형로로 핵연료는 17~26%의 농축 우라늄을 사용하였다. BN-350은 1999년까지 27년 동안 카자흐스탄에서 전력을 생산했으며 1,000 MWt 출력의 약 절반이 담수화에 사용되었다. BN-600는 풀형 소듐냉각로로 1980년부터 전력을 공급해 왔으며, 러시아 원자력 발전소에서 가장 우수한 운영 및 전력생산 기록을 보유하고 있다. BN-800은 864 MWe 풀형 소듐냉각로로 1983년 건설이 시작되어 2016년 11월부터 전력생산을 위한 운전에 들어갔다.

(영국) 돈레이고속로(Dounreay Fast Reactor, DFR)는 NaK 냉각의 루프형 고속로이다. 1959년 11월 최초 임계에 도달하였으며, 1962년 10월에 전력망에 연결되어 1977년 3월까지 전력생산을 위해 운전되었다. 우라늄 금속 연료를 사용하였으며, 후에는 Prototype Fast Reactor (PFR)용 산화물 연료를 시험하고 고속로 연료 및 재료 개발 프로그램을 지원하기 위한 실험에 사용되었다. 원형로인 PFR은 250 MWe 출력의 풀형의 소듐냉각 고속증식로이며, MOX를 연료로 사용하였다. 1974년 최초 임계를 달성했고 1975년 1월부터 국가 전력망에 전력을 공급하기 시작했다. 1985년부터 설계출력인 250 MWe로 운전되기 시작했고 1994년에 운전이 종료되었다.

(프랑스) 프랑스는 원자력을 초기에는 무기 개발 목적으로, 1970년대 후반에는 에너지문제를 해결하는 수단으로 개발하였다. 자원이 거의 없는 프랑스는 원자력발전을 위해서는 핵연료 자원의 확보가 필요하였다. 따라서 고속증식로를 핵연료물질 생산과 사용후핵연료를 재활용하여 원자력 폐기물의 양을 줄이는 두 가지 목적으로 개발하였다. 프랑스 최초의 고속로인 랩소디(Rapsodie)는 22 MWt의 실험로로 1967년 1월 최초 임계에 도달하여, 1983년까지 15년간 운전되었다. 233MWe의 실증로인 피닉스(Phénix)는 풀형 소듐냉각로로 1968년 11월 건설이 시작되어 1973년 전기를 생산하기 시작하였다. 1997년 후속 호기인 수퍼피닉스(Superphénix) 운전이 중단되자 2003년부터 사용후핵연료의 장수명 핵종 변환과 전력생산을 목적으로 재가동되어 2009년까지 운전되었다. 1971년 프랑스, 독일, 이탈리아는 증식로 공동건설 협정을 맺고 1976년 수퍼피닉스를 건설하기 시작하였고, 1985년에는 최초 임계에 도달하였다. 수퍼피닉스는 1986년에 송전망에 연결되었으나 기술 외적인 문제로 가동이 자주 중단되었다. 1996년에는 95%의 가동률을 보였으나 12월 정비를 위해 가동이 중단되었다가 1998년 정치적인 문제로 폐쇄되었다.

(독일) 독일은 1978년부터 1991년까지 20 MWe 소듐냉각 실험로인 KNK 고속로를 운전하였다. 1971년부터 1974년까지 열중성자 원자로심인 KNK-I로 운영되었으며, 1977년부터 1991년까지 고속증식로의 원형로로 고속중성자 원자로심 KNK-II으로 운영되었다. 고속증식로 기술이 폐기되자, KNK는 1991년에 영구 정지되었다. SNR-300은 327 MWe 출력의 소듐냉각고속로로 1985년 건설이 완료되었지만 1987년 1월 선거를 앞두고 가동하지 않기로 결정했다.3)

(일본) 일본은 전체 핵연료주기를 완성하려고 고속로를 개발하여 왔다. 조요(Joyo)는 시험용 소듐냉각로로 1977년 50~75 MWth의 출력으로부터 2007년 140~150 MWth까지 세 가지로 노심의 구성을 바꿔가면서 운전되었다. 몬주(Monju)는 280 MWe의 소듐냉각고속로로 1986년에 건설이 시작되었고 1994년 4월에 최초 임계에 도달했다. 몬주는 1995년 12월 소듐 누출사고로 가동이 중단되었고, 그 이후 보수작업을 완료하고 운전되다가, 2010년 재가동 준비 중에 핵연료 인양기가 추락하는 사고로 다시 중단되었다. 2016년 12월 몬주는 영구 폐쇄로 결정되었다.

(인도) 인도는 전체 핵연료주기 완성을 통한 에너지 자립 목적으로 고속증식로를 개발하고 있다. 40 MWth 시험로인 FBTR는 1985년 10월 최초 임계에 도달하였다. 고속증식시험로(Fast Breeder Test Reactor, FBTR)는 1987년부터 1989년까지 기술적인 문제로 인해 운전정지되었다가 1989년부터 1992년까지 1 MWth의 출력으로 가동되었다. 500 MWe 고속증식로 원형로 PFBR은 소듐을 냉각재로 사용하는 풀형으로 MOX 연료를 사용한다. PFBR 운전은 당초 일정보다 늦어져 현재 시운전 상태에 있다.

소듐냉각형 SMR 개발 현황4)

현재 소듐냉각로 기술을 기반으로 개발되는 소형원자로는 GE히타치사의 PRISM, Advanced Reactor Concepts사의 ARC-100, 테라파워사의 NatriumTM이 있다. 그리고 냉각방식이 기존 소듐냉각로와는 달리 열전도관(heat pipe) 방식을 사용하지만 소듐을 열전달 매체로 사용하며 출력이 더 작은 초소형원자로인 미국 오클로사의 오로라, 웨스팅하우스의 eVinciTM 등이 있다. 동력용 원자로는 아니나 DOE가 선진원자로 개발을 위한 핵연료 및 재료 시험 목적의 다목적시험로인 VTR도 소듐냉각로형으로 개발되고 있다.

(PRISM) PRISM은 GE Hitachi (GEH)가 설계한 311 MWe (840 MWt) 소형모듈식 풀형 소듐냉각로이다. 붕괴열 제거를 위해 피동냉각 기능도 갖추고 있다. PRISM 전원 블록은 모듈식 원자로 2기로 구성되어 있으며, 각각 1개의 증기 발생기를 집합적으로 구동한다. 경수로 사용후 연료를 재활용하여 얻어진 금속 플루토늄과 감손우라늄을 연료로 사용한다. 원자로심은 사용된 경수로 연료 재활용 노심, 증식용 또는 무기용 플루토늄 소비용 노심에 따라 그 구성을 다르게 한다. 증식비율은 사용된 경수로연료 재활용의 경우 0.72에서 증식로의 경우 1.23까지 다양하다. 사용된 PRISM 연료는 핵분열 생성물을 제거한 후 재활용된다. GEH는 피동적 안전 기능을 갖추고 모듈식 건설 기법을 사용하는 단순화된 설계이며 공장에서의 제작이 가능하고, 기준 공사 일정은 36개월이다.

(ARC-100) ARC-100은 PRISM을 기반으로 ARC사가 개발하는 100 MWe (260 MWt) 소듐냉각로이다. 연료는 우라늄 합금 금속을 사용하며 연료교체는 20년마다 노심 카트리지를 통째로 교환하는 방식으로 이루어진다. ARC-100도 피동안전성을 갖추고 있으며, 공장에서 생산되어 발전소 현장에서 조립하여 설치될 수 있다. ARC-100은 2028년 캐나다 뉴브런즈윅주에 건설될 원자로 중 하나로 선정되었으며, 뉴브런즈윅파워와 뉴브런즈윅 주정부와 함께 건설계획을 수립하고 있으며 재정적 지원도 받고 있다.

(NatriumTM) NatriumTM은 테라파워사가 GEH사와의 협력하여 개발하는 원자로로, PRISM 원자로를 기반으로 한 345 MWe의 소듐냉각로와 용융염을 사용한 열저장 계통을 결합시킨 것으로 전력수요에 맞춰 전기출력을 조절할 수 있다. 전력 요구량에 따라 345 MWe 이하나 높게는 500 MWe까지 전기출력을 조절할 수 있다. 1차 냉각재는 소듐이고, 2차 냉각재는 용융염을 사용한다. NatriumTM은 DOE 선진원자로 실증 프로그램(Advanced Reactor Demonstration Program, ARDP)의 지원을 받고 있으며, 2027년까지 와이오밍주 캠머러에 건설되어 2025년 폐쇄되는 석탄발전소를 대체할 계획이다.

(Aurora) 핵분열배터리로도 알려져 있는 오로라는 1.5 MWe 초소형원자로 발전소로 Oklo사가 개발하고 있다. 소듐냉각의 컴팩트한 고속로로 ~20% 농축우라늄 금속연료를 사용하며, 핵연료 교체주기는 20년이고 재순환이 가능하다. 원자로 열은 열전도관을 통해 초임계 이산화탄소(Supercritical CO2)를 사용하는 동력변환 계통으로 전달되어 전기를 생산하거나, 필요시 열을 그대로 이용할 수도 있다. 원자력과 재생에너지의 조합 가능성을 입증하기 위해 발전소 지붕에는 태양광 판넬을 부착한다. 오로라 발전소 설치에 소요되는 부지 면적은 약 1000 m2 이하이다. 오로라는 노심내부와 일차열전달계통에는 펌프, 밸브들이 없으며, 초열전도체가 열전도관을 통해 흐르면서 노심열을 피동적이고 효과적으로 전달한다. 오로라는 IFR프로그램에서 축적된 EBR-II의 운전자료를 활용하여 개발되고 있다.

2019년 12월 오클로사는 미국 에너지부로부터 첫 호기 건설을 위한 부지사용허가를 받았으며, 2020년에는 아이다호국립연구소(Idaho National Laboratory, INL)로부터 EBR-II의 사용후핵연료를 재활용하여 생산하는 고순도저농축우라늄(HALEU)을 오로라 개발과 실증에 활용할 수 있도록 제공한다는 보장을 받았다.5)

(eVinciTM) eVinci™는 웨스팅하우스사가 개발하고 있는 200 kW~15 MW 출력의 초소형원자로이다. 원자로심은 열전도관과 핵연료 채널이 있는 금속체(monolith)로 구성된다. 열전도관은 열전도현상을 통하여 정상운전이나 정지 시에 노심의 열을 제거하며, 핵연료봉 하나는 3개의 열전도관과 인접해 있다. 핵연료는 19.5% 이하의 농축우라늄을 사용하며, 핵연료 교체 주기는 10년 이상이다. 일차계통 냉각루프가 없어 기계적 펌프, 밸브 및 구경이 큰 파이프가 없다. eVinci 원자로는 전기 및 열(600 ℃까지) 생산 모두 가능하고, 공장에서 원자로의 제작과 핵연료 장전까지 완성되어 수요지로 운송되어 설치된다.6)

(PGSFR 및 SALUS) 우리나라는 사용후핵연료 처리방안에 대한 옵션 중 하나로 초우라늄원소(TRU) 연소를 위한 SFR을 개발하여 왔으며, 150 MWe의 원형로인 PGSFR은 한국원자력연구원 주도로 인허가 시현성을 확인할 수 있는 단계까지 기술개발이 이루어졌다. Prototype Gen-IV Sodium-cool Fast Reactor (PGSFR) 개발에는 미국 ANL도 참여하였으며 EBR-II에서 고유안전성이 확인된 금속연료를 사용하고 있다. 또한 PGSFR 기술을 바탕으로 해외 수출을 목표로 2021년부터 개발되고 있는 SALUS는 100 MWe의 소형원자로로 전력생산에 특화하여 우라늄 자원 이용률을 극대화하는 설계로 변경하여 캐나다 규제기관의 사전인허가 심사를 추진하고 있다.

맺음말

초기에 핵분열성 물질 증식을 목적으로 개발이 시작되었던 소듐냉각고속로는 1980년대 들어서서 사용후핵연료 관리를 위한 방안으로도 개발되었다. 초기의 소듐냉각로는 소듐 누출에 따른 사고들이 있었지만 점차적으로 설계와 공학적 개선을 통해 해결되어 왔다. EBR-II 운전경험이 보여준 소듐냉각로의 고유안전성 특성은 최근에 개발되고 있는 PRISM, ARC-100, NatriumTM 등 소듐냉각방식의 소형로 개발의 기반이 되고 있다. 특히 열전도 특성이 좋은 소듐을 이용한 Aurora 및 eVinciTM 초소형원자로도 개발이 두드러지고 있어 가까운 미래에 실증로가 건설될 전망이다. 이들 소듐냉각 소형·초소형원자로가 실증을 통해 기술성이 입증되고 다양한 분야에서 활용되기를 기대한다.

각주
1)P. Samanta, D. Diamond and W. Horak, NRC Regulatory History of Non-Light Water Reactors (1950-2019), BNL (2019).
2)C. E. Till and Y. I. Chang, Plentiful Energy (2011).
3)W. Marth, The Stroy of the European Fast Reactor Cooperation (1993).
4)World Nuclear Association, Fast Neutron Reactors.
5)https://en.wikipedia.org/wiki/oklo.
6)https://www.westinghousenuclear.com/canada/evinci-micro-reactor.
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