A sodium-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid sodium.

The initials SFR in particular refer to two Generation IV reactor proposals, one based on existing liquid metal cooled reactor (LMFR) technology using mixed oxide fuel (MOX), and one based on the metal-fueled integral fast reactor.

Several sodium-cooled fast reactors have been built and some are in current operation, particularly in Russia. Others are in planning or under construction. For example in 2022, in the USA, TerraPower (using its Traveling Wave technology) is planning to build its own reactors along with molten salt energy storage in partnership with GEHitachi's PRISM integral fast reactor design, under the Natrium appellation in Kemmerer, Wyoming.

Aside from the Russian experience, Japan, India, China, France and the USA are investing in the technology.

Fuel cycle
The nuclear fuel cycle employs a full actinide recycle with two major options: One is an intermediate-size (150–600 MWe) sodium-cooled reactor with uranium-plutonium-minor-actinide-zirconium metal alloy fuel, supported by a fuel cycle based on pyrometallurgical reprocessing in facilities integrated with the reactor. The second is a medium to large (500–1,500 MWe) sodium-cooled reactor with mixed uranium-plutonium oxide fuel, supported by a fuel cycle based upon advanced aqueous processing at a central location serving multiple reactors. The outlet temperature is approximately 510–550 degrees C for both.

Sodium coolant

Liquid metallic sodium may be used to carry heat from the core. Sodium has only one stable isotope, sodium-23, which is a weak neutron absorber. When it does absorb a neutron it produces sodium-24, which has a half-life of 15 hours and decays to stable isotope magnesium-24.

Pool or loop type

The two main design approaches to sodium-cooled reactors are pool type and loop type.

In the pool type, the primary coolant is contained in the main reactor vessel, which therefore includes the reactor core and a heat exchanger. The US EBR-2, French Phénix and others used this approach, and it is used by India's Prototype Fast Breeder Reactor and China's CFR-600.

In the loop type, the heat exchangers are outside the reactor tank. The French Rapsodie, British Prototype Fast Reactor and others used this approach.

Advantages

All fast reactors have several advantages over the current fleet of water based reactors in that the waste streams are significantly reduced. Crucially, when a reactor runs on fast neutrons, the plutonium isotopes are far more likely to fission upon absorbing a neutron. Thus, fast neutrons have a smaller chance of being captured by the uranium and plutonium, but when they are captured, have a much bigger chance of causing a fission. This means that the inventory of transuranic waste is non existent from fast reactors.

The primary advantage of liquid metal coolants, such as liquid sodium, is that metal atoms are weak neutron moderators. Water is a much stronger neutron moderator because the hydrogen atoms found in water are much lighter than metal atoms, and therefore neutrons lose more energy in collisions with hydrogen atoms. This makes it difficult to use water as a coolant for a fast reactor because the water tends to slow (moderate) the fast neutrons into thermal neutrons (although concepts for reduced moderation water reactors exist).

Another advantage of liquid sodium coolant is that sodium melts at 371K and boils / vaporizes at 1156K, a difference of 785K between solid / frozen and gas / vapor states. By comparison, the liquid temperature range of water (between ice and gas) is just 100K at normal, sea-level atmospheric pressure conditions. Despite sodium's low specific heat (as compared to water), this enables the absorption of significant heat in the liquid phase, while maintaining large safety margins. 
Moreover, the high thermal conductivity of sodium effectively creates a reservoir of heat capacity that provides thermal inertia against overheating. 
Sodium need not be pressurized since its boiling point is much higher than the reactor's operating temperature, and sodium does not corrode steel reactor parts, and in fact, protects metals from corrosion. 
The high temperatures reached by the coolant (the Phénix reactor outlet temperature was 560 C) permit a higher thermodynamic efficiency than in water cooled reactors. The electrically-conductive molten sodium can be moved by electromagnetic pumps.
The fact that the sodium is not pressurized implies that a much thinner reactor vessel can be used (e.g. 2 cm thick). Combined with the much higher temperatures achieved in the reactor, this means that the reactor in shutdown mode can be passively cooled. For example, air ducts can be engineered so that all the decay heat after shutdown is removed by natural convection, and no pumping action is required.
Reactors of this type are self-controlling. If the temperature of the core increases, the core will expand slightly, which means that more neutrons will escape the core, slowing down the reaction.

Disadvantages 

A disadvantage of sodium is its chemical reactivity, which requires special precautions to prevent and suppress fires. If sodium comes into contact with water it reacts to produce sodium hydroxide and hydrogen, and the hydrogen burns in contact with air. This was the case at the Monju Nuclear Power Plant in a 1995 accident. In addition, neutron capture causes it to become radioactive; albeit with a half-life of only 15 hours.

Another problem is leaks. Sodium at high temperatures ignites in contact with oxygen. Such sodium fires can be extinguished by powder, or by replacing the air with nitrogen. A Russian breeder reactor, the BN-600, reported 27 sodium leaks in a 17-year period, 14 of which led to sodium fires.

Design goals

The operating temperature must not exceed the fuel's melting temperature. Fuel-to-cladding chemical interaction (FCCI) has to be accommodated. FCCI is eutectic melting between the fuel and the cladding; uranium, plutonium, and lanthanum (a fission product) inter-diffuse with the iron of the cladding. The alloy that forms has a low eutectic melting temperature. FCCI causes the cladding to reduce in strength and even rupture. The amount of transuranic transmutation is limited by the production of plutonium from uranium. One work-around is to have an inert matrix, using, e.g., magnesium oxide. Magnesium oxide has an order of magnitude lower probability of interacting with neutrons (thermal and fast) than elements such as iron.

High-level wastes and, in particular, management of plutonium and other actinides must be handled. Safety features include a long thermal response time, a large margin to coolant boiling, a primary cooling system that operates near atmospheric pressure, and an intermediate sodium system between the radioactive sodium in the primary system and the water and steam in the power plant. Innovations can reduce capital cost, such as modular designs, removing a primary loop, integrating the pump and intermediate heat exchanger, and better materials.

The SFR's fast spectrum makes it possible to use available fissile and fertile materials (including depleted uranium) considerably more efficiently than thermal spectrum reactors with once-through fuel cycles.

History 
In 2020 Natrium received an $80M grant from the US Department of Energy for development of its SFR. The program plans to use High-Assay, Low Enriched Uranium fuel containing 5-20% uranium. The reactor was expected be sited underground and have gravity-inserted control rods. Because it operates at atmospheric pressure, a large containment shield is not necessary. Because of its large heat storage capacity, it was expected to be able to produce surge power of 500 MWe for 5+ hours, beyond its continuous power of 345 MWe.

Reactors 

Sodium-cooled reactors have included:

Most of these were experimental plants that are no longer operational. On November 30, 2019, CTV reported that the Canadian provinces of New Brunswick, Ontario and Saskatchewan planned an announcement about a joint plan to cooperate on small sodium fast modular nuclear reactors from New Brunswick-based ARC Nuclear Canada.

See also 

Fast breeder reactor
Fast neutron reactor
Integral fast reactor
Lead-cooled fast reactor
Gas-cooled fast reactor
Generation IV reactor

References

External links
Idaho National Laboratory Sodium-cooled Fast Reactor Fact Sheet
Generation IV International Forum SFR website
INL SFR workshop summary
ALMR/PRISM
ASME

Liquid metal fast reactors
Radioactive waste
나트륨 냉각 고속 원자로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)는 4세대 원자로의 하나로 나트륨을 그 냉각재로 이용한다. 

경수로나 중수로 등 기존의 원자로에 비해 높은 에너지의 고속중성자로 핵분열을 일으켜 발생하는 열로 전기를 생산하는 제4세대(Gen IV) 원자로이다. 원자로의 연료가 되는 우라늄은 현재 60년 치 밖에 남지 않았다고 알려져 있으나, 나트륨 냉각고속로는 다른 원자로에 비해 100배나 높은 효율을 내므로, 단순히 계산하면 우라늄을 향후 6,000년 동안 사용할 수 있다는 뜻이 된다. 나트륨 냉각고속로는 경수로에서 사용한 사용후핵연료를 폐기하지 않고, 파이로프로세싱과 연계하여 나트륨 냉각고속로의 연료로 재활용한다. 또한 방사성 독성이 강하고 수명이 긴 방사성핵종을 방사성 독성이 약하고 수명이 짧거나 안정된 핵종으로 변환이 가능하다는 것이 특징이다.

나트륨 냉각고속로가 고유 안전성을 확보할 수 있는 요소로는 액체나트륨을 냉각재로 사용하고, 금속연료와 풀형 원자로를 채택하고 있다는 것이다. 냉각재인 나트륨은 끓는점이 높아 대기압 운전이 가능하고 안전 여유가 충분하다. 나트륨 냉각고속로에서 사용하는 금속연료는 열전도도가 높아, 빠르게 냉각되고 과열 시 자동으로 핵분열이 감소된다. 풀형 원자로도 원자로용기에 다량의 냉각재를 보유하여 잔열 흡수 능력이 뛰어나다. 

사고가 발생할 경우에도 노심에서 방출되는 붕괴열을 수용할 수 있는 열적 여유도가 크다. 그러므로 원자로가 급속하게 가열되는 것을 방지할 뿐만 아니라 안전조치를 취할 수 있는 시간적 여유를 제공할 수 있다. 즉, 자연냉각이 되기 때문에 후쿠시마 원전사고처럼 냉각수 펌프 문제로 폭발하는 사태는 벌어지지 않는다. 후쿠시마 원전 사고에서는 지진해일이 경수로의 전력을 단절시키고, 비상발전기 6대를 동시에 고장 내자, 전기에 의해 가동되는 냉각수 펌프가 돌아가지 않아 자체 과열로 폭발했다. 그러나 나트륨 냉각고속로는 냉각수 펌프가 필요 없이, 자연냉각이 된다.  

1973년 준공된 러시아의 BN-350을 시작으로 세계적으로 많은 원전들에 적용되고 있다. 2006년 개념 설계를 마치고, 2030년 준공 계획인 우리나라의 칼리머-600도 여기에 속한다.  

600도의 고온인 액체 나트륨은 공기나 물과 접촉해 화재가 발생한다. 1995년 몬주에서도 화재가 발생했다.

역사 
1950년대부터 개발이 시작된 나트륨 냉각고속로는 전 세계에서 500억 달러(50조원)의 개발비가 투입되었다.

원리 
그동안 플루토늄은 오로지 군사용 핵폭탄 제조에만 사용되는 것으로 여겨졌지만, 나트륨 냉각고속로는 이 플루토늄을 핵연료로 사용한다. 극단적으로 말해서 전 세계의 핵무기를 모조리 발전소에서 태워버릴 수 있다. 기존의 경수로는 우라늄 235만을 핵연료로 사용했다. 냉각재는 기존의 경수로가 경수, 중수로가 중수인 물을 사용한 것과 달리, 액체 나트륨을 냉각재로 사용한다.

비핵화선언 
한국은 1991년 11월 8일 노태우 대통령이 한반도의 비핵화에 관한 공동선언에서 핵재처리 시설을 국내에 건설하지 않겠다고 선언했으며, 1991년 12월 31일 남북한은 한반도의 비핵화에 관한 공동선언을 하였다. 그러나 2010년 착공, 3년간 330억원이 투입되어, 2013년 5월 연간 10톤의 플루토늄 핵연료를 생산하는 프라이드 핵재처리장이 준공된다. 세계 최초의 파이로프로세싱 핵재처리장이다.

대한민국 

정연호 한국원자력연구원장은 "파이로프로세싱은 나트륨 냉각고속로와 연계해 사용후핵연료 문제를 해결하고 원자력 발전의 지속가능성을 획기적으로 향상시킬 수 있는 미래형 신기술"이라며 "PRIDE 구축을 통해 독창적인 파이로 원천 기술을 개발해서 세계 파이로 연구개발을 선도하겠다"고 말했다. 한국원자력연구원은 사용후핵연료의 재활용을 위한 모든 공정을 모의시험할 수 있는 시설을 2013년 5월 완공한다.

제품 
 BN-350, , 전기출력 350 MWe, 1964년 착공, 1973년 준공
 클린치강 증식로, , 전기출력 350 MWe, 1970년 착공, 1983년 계획취소
 SNR-300, , 전기출력 300 MWe, 1972년 착공, 1985년 준공, 러시아 BN-350에 자극받음
 BN-600, , 전기출력 600 MWe, 일본이 10억 달러에 설계도 구입, 한국 칼리머-600과 동일출력
 BN-800, , 전기출력 800 MWe, 2014년 전기출력 시작
 BN-1200, , 전기출력 1200 MWe, 2017년 준공
 Dounreay Prototype Fast Reactor, 
 Fermi 1, 
 Experimental Breeder Reactor I, 
 Experimental Breeder Reactor II, 
 Fast Breeder Test Reactor, , 전기출력 13.2 MWe, 1985년 발전시작
 Jōyō, 
 몬주, , 전기출력 280 MWe, 1985년 착공, 1994년 준공
 Phénix, , 전기출력 233 MWe, 1968년 착공, 1973년 준공
 Prototype Fast Breeder Reactor, , 전기출력 500 MWe, 2004년 착공, 2012년 준공예정
 S1G, , 핵잠수함 원자로
 S2G, , 핵잠수함 원자로
 Sodium Reactor Experiment, , 전기출력 6.5 MWe, 1954년 착공, 1957년 준공
 Superphénix, 
 Rapsodie, 
 칼리머-150, , 전기출력 150 MWe, 2001년 개념설계 완료
 칼리머-600, , 전기출력 600 MWe, 2006년 개념설계 완료, 2030년 준공계획
 스텔라-1, , 전기출력 66 MWe, 2012년 준공
 스텔라-2, 
 CEFR, , 전기출력 20 MWe, 2010년 준공
 JSFR, , 전기출력 1500 MWe, 1998년 착공, 2010년 준공계획
 ASTRID, , 전기출력 600 MWe, 2020년 준공계획
 도시바 4S, , 전기출력 10 MWe, 마이크로 원전

각주

더 보기 
 프라이드 핵재처리장 - 2013년 5월 한국이 세계 최초로 건설한 파이로프로세싱 시험시설. 연간 10톤의 나트륨냉각고속로용 핵연료 생산

액체금속 냉각 원자로