Experiment and Simulation of Load-following Operations of a Lead-cooled Transportable Small Modular Reactor

Abstract

전세계의 원자력 산업은 대형 원자력 발전소에 대한 대중 수용성 감소에 직면하고 있다. 또한 우리 국민의 대다수는 후쿠시마 사고 발생 이후 원자력에 대한 막연한 불안감을 가지고 있다. 이러한 후쿠시마 사고의 영향 외에도 수용할 만한 사용후핵연료 관리 계획이 부재하다는 것은 그러한 대중 수용성 저하에 기여하는 요인이다. 본 논문에서는 태양열 및 풍력을 포함한 재생가능 전력원과 함께 병합되어 작동할 수 있는 안전한 분산 전원으로서 혁신적인 납-비스무스 공융물(LBE) 냉각 피동형 소형모듈화원전(SMR)을 개발했다. 이러한 혁신적 소형모듈화원전의 특징은 원자로 내에 냉각재 순환펌프를 탑재하지 않는다는 것과 모든 원자로 구성 요소를 단일 원자로용기 내에 포함시킴으로써 고유안전성을 향상시키는 일체형 풀형 설계를 달성한다는 것이다. 이러한 설계 혁신을 통해 납-비스무스 냉각 소형모듈화원전은 격리된 전력 그리드에서 재생가능 전력원의 급격한 변동에 대응할 수 있도록 부하추종 운전 능력을 확보해야 한다. 또한, 가압이 필요 없는 풀형 설계에 의한 피동 안전성을 통해 현재 원자력 발전소의 대부분에서 극도로 낮은 확률로 발생할 수 있는 일차 배관 파단 및 예상치 못한 펌프 실패로 인한 냉각재상실사고와 유량상실사고를 배제할 수 있다. 더욱이, 납-비스무스 냉각재는 미래 원자로의 냉각재로 간주되는 다른 액체 금속인 소듐과 비교해 물이나 공기와 화학적 반응성이 낮고 물과 비교했을 때에는 매우 높은 열전달 특성을 갖고 있기 때문에 원자로의 고유안전성 향상에 기여한다. 납-비스무스는 또한 고속 중성자 스펙트럼을 형성해 핵원료성물질을 핵분열물질로 전환하고 핵연료의 장기 연소를 촉진하여 해당 기간 동안 임계도를 달성할 수 있도록 한다. 이러한 고속 중성자 스펙트럼은 나아가 효과적으로 초우라늄원소를 저방사성 핵종으로 변환시킬 수 있도록 하여 궁극적으로 핵연료 이용도를 더욱 증가시키고 고준위폐기물의 양을 최소화하는 데에 기여한다. 납-비스무스 냉각 피동형 계통의 과도 상황에서의 계통 통합 거동에 대한 적절한 이해를 위한 예측 도구가 필요하다. 이를 위해 본 연구는 다음과 같이 3단계로 나뉘어 수행되었다. 첫째, 유체역학적 축소 설계에 의해 풀형 일체형 실험 시설이 원형 소형모듈화원전의 설계로부터 고안되었고, 이 설비를 활용해 납-비스무스의 자연 순환 실험을 정상 상태와 외부 운용 조건 변화에 따른 과도 상태에서 수행했다. 둘째, 1차원 열수력 계통 해석 코드를 룹형 설비와 풀형 설비에서 생성된 실험 결과를 통해 검증했다. 셋째, 피동형 계통의 과도 상태 거동 평가를 위한 일차원 시간종속 분석 모델이 개발되었다. 이 분석 모델은 본 연구에서 진행된 납-비스무스 자연순환 실험 결과를 활용해 검증된 1차원 계통 열수력 해석 코드를 통해 검증되었다. 지금까지 납-비스무스 냉각 소형모듈화원전이 실현되지 않았으므로 URANUS를 이러한 3 단계 접근 이전에 설계하여 해당 원자로를 목표로 삼아 축소 실험 설계 및 분석이 진행되었다. 본 논문에서 진행된 피동형 납-비스무스 냉각 소형모듈화원전에 대한 실험, 수치해석 및 분석 결과를 토대로 1차측 냉각재의 자연순환은 원자로 출력 변동 속도를 저해하지 않음을 확인했다. 또한, 개발된 분석 모델을 활용한 안정성 분석 결과, 외부 부하 요구 변화에 대해 URANUS가 노심 출력을 안정된 범위 내에서 조정할 수 있음을 확인했다. 따라서 안전하고 안정적인 범위에서 도달할 수 있는 최대 전력 변화율은 피동형 원자로 계통의 열수력적 및 중성자 동역학적 특성에 의해 결정되지 않고 핵연료의 재료적 건전성에 의해 결정된다고 할 수 있다. 개발된 분석 모델을 활용하여 전출력의 50% 출력 범위에서 운전 중인 URANUS를 최대출력까지 복귀하는 형식의 계단형 입력에 대한 계통 응답 분석을 평가한 결과 URANUS의 노심 출력이 초당 전출력의 3.5%만큼의 출력변동률로 조정될 수 있을 것으로 분석됐다. 이와 더불어 개발된 분석 모델을 통해 예비 연구로서 URANUS 2차측의 동역학적 거동에 대한 시뮬레이션을 수행했다. 이 모델에는 2차측 주급수의 유량 제어 모델이 부여하였으며, 해당 모델로는 외부 부하 요구에 대해 2차측 주급수 유량이 비례하도록 제어하는 비례 제어기를 사용했다. 단순하고 이상적인 유량 제어기를 분석 모델에 적용한 결과 천이상태에서 발생하는 원자로 1차측과 2차측 사이의 열전달 불균형이 그것을 활용하지 않았을 때에 대비하여 약 1/3으로 감소하고 2차측이 새로운 정상상태로 돌입하는 시간이 약 1/2 수준으로 줄어드는 것으로 평가됐다. 상기 결과를 종합할 때, 피동형 납-비스무스 냉각 소형모듈화원전의 2차측은 주어진 운전 상태 변화에 따라 1차측에 비해 느린 과도 상태를 겪을 것으로 예상되므로 빠른 전력망 요구에 대응하기 위해서는 노심 출력 제어뿐만 아니라 주급수 유량 제어가 필요하다는 결론을 도출하였다.

The nuclear industry of the world faces limited public acceptance for large-scale nuclear power plants. The majority of Korean public tend to be emotional since the outcome of Fukushima accident. In addition to the effects of Fukushima accident, the lack of acceptable management plan for spent nuclear fuel further contributes to this public opposition. In this thesis, , an innovative lead-bismuth eutectic (LBE) cooled small modular reactor (SMR) has been developed as a safe distributed power source that can be operated in hybrid with the renewable electricity sources including solar and wind power. The innovative SMR system features an integral pool-type design achieving enhanced inherent safety by including all the primary reactor components into a single pool while excluding reactor coolant pump. This design innovation leads to an unusual capability for the load-following operation in response to rapid fluctuations of renewable electricity in an isolated grid system. In addition, the passive safety nature with low-pressure pool-type design provides advantage of the exclusion of loss-of-coolant accident and loss-of-flow accident which is likely happen in most of the current nuclear power plants, even if the likelihood of these accidents are extremely low, from primary piping failure and unexpected pump failure. Furthermore, the primary coolant, LBE, itself contribute the inherent safety enhancement because it is chemically inert with water and air in contrast with sodium, another liquid metal coolant considered to be the future nuclear system coolant, and a better heat-transfer medium compared to water. LBE also facilitates a long-term burning of nuclear fuel through a hard neutron spectrum that it supports. The hard spectrum leads to the breeding of fissile material from the fertile, and contributes to the criticality that cause sustained over life. In addition, the fast spectrum can help an effective transuranic elements incineration through nuclear conversion as well, which ultimately increases fuel utilization furthermore and minimizes the amount of highly radioactive elements. For adequate understanding of the integral system behaviors of a LBE-cooled passive system under transients is necessary and furthermore, a predictive tool for passive system behavior is need to be developed. Hence, this study has been conducted in three stages as follows: first, a pool-type integral experimental facility has been devised by hydrodynamic scale reduction from its prototype SMR design and natural circulation experiments has been carried out in both steady state and transients given by external condition changes. Second, a one-dimensional system thermal-hydraulics code is validated two-fold through the experimental results generated from a loop configuration and the results given by the pool-type facility. Third, an analytical model for one-dimensional, time-dependent passive system transient evaluation has been developed. This analytical model has been verified with not only experimental results made in the second step and but also with one-dimensional system thermal-hydraulics code. Since there is no realization of a LBE-cooled SMR until now, a target reactor URANUS is designed before starting the three-step approach. The results given by the experimental, numerical, and analytical investigations on the passive LBE-cooled SMR show that passive cooling from natural circulation does not deteriorate the rate of power maneuvering would since the primary side transients are rapidly saturated. In addition, the stability analysis confirms that the reactor core power of URANUS can be regulated within a stable range with respect to the external load demand change. Hence, the maximum achievable power ramp rate under safe, stable condition is related to nuclear fuel integrity, not the passive nature of reactor system. With the analytical simulation model, it is evaluated with an analysis on the step response that the reactor can change its core power rating as fast as 3.5% power per second from 50% of nominal full power to its full power with only considering its thermal-hydraulic and reactor kinetic response. In addition, as a preliminary study, the dynamics of the secondary side is simulated with the developed analytical reactor dynamics simulation model and the results showed that the heat balance mismatch between the primary and secondary sides during transients can be minimized with feedwater flow control means, a proportional controller with respect to the external load demand in this case. It is concluded that the reactor core power regulation along with feedwater flow rate control is favorable, since the primary side of a passive LBE-cooled SMR is expected to go through slower transients compared to the primary side under given operational condition changes.