Thermal-hydraulic analysis of a floating nuclear reactor under ocean conditions using MARS-KS moving reactor model

Abstract

최근 다양한 국가와 기관에서 탄소 중립을 위한 에너지원으로 해양 원전을 주목하고 있다. 2018년 국제 해사 기구(IMO)에서 선박에서 배출되는 탄소 절감을 위한 전략을 발표함에 따라, 선박 추진을 위한 해양 원전 사용이 증대될 것으로 예상되고 있다. 또한, 해양 부유식 원자력 발전에 대한 연구도 꾸준히 진행되고 있다. 부유식 원전은 뛰어난 기동성을 바탕으로 오지 전력 공급 및 해양 탐사 등에 다양하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다. 해양 원전은 바다의 파도와 조류에 의해 움직이는 선박 플랫폼 위에서 작동되기 때문에, 기존의 육상 원전 시스템과는 다른 열수력 현상이 발생한다. 이에 따라, 해양 원자로 내 유체 거동을 예측하기 위해서, 시스템 열수력 해석 코드는 해양 환경이 발생시키는 외력을 반영하여 유체역학적 효과를 계산할 수 있어야 한다. 따라서 본 연구의 목표는 MARS-KS의 동적운동모델을 개선하여 해양 원자로 시스템에 대한 안전해석 능력을 확보하는 것이다. MARS-KS는 경수로 원자로에 대한 과도 해석을 수행하는 시스템 열수력 해석 코드로, 동적운동모델이라는 특수 옵션을 통해 원자로에 미치는 경사 및 요동의 효과를 계산할 수 있다. 이전 선행 연구를 통해 모델 개선이 이루어졌지만, 1차원 PIPE 컴포넌트에 초점을 맞추어 연구가 진행되어 실제 모델의 사용에는 많은 제약이 있었다. 따라서, 본 연구에서는 다음과 같은 코드 수정을 통해 동적운동모델을 확장하였다. 먼저, PIPE 이외의 BRANCH와 ANNULUS와 같은 다양한 1차원 컴포넌트를 대상으로 모델을 적용하였다. 이를 위해 볼륨 연결 벡터의 처리 방식과 벡터 부호 계산 알고리즘, 유동 양식 맵 결정 방법에 대한 코드 수정이 이루어졌다. 두번째로는 코드의 해석 정확도를 높이기 위해 일부 수치 계산법이 개선되었다. 동적운동에 의한 외력의 수학적 특징을 고려하여 압력 수두 계산 방법을 수정하고, 사용자 입력 테이블의 적분 방식을 변경하여 수치 오차를 최소화하였다. 마지막으로, 다차원 컴포넌트 MULTID을 대상으로도 모델을 확장하였다. 회전 좌표계에서의 다차원 유동 효과를 구현하기 위해, 전향력(Coriolis force)에 대한 가속도 모델이 MULTID 지배방정식에 추가되었다. 본 연구에서 수행된 동적운동모델 코드 개선에 대한 검증을 위해 다양한 개념문제가 도입되었다. 일차원 및 다차원 컴포넌트를 포함하는 문제를 설계하고 모델을 적용해보고자 하였다. 다방면의 모델링 상황과 운동 조건에 대하여, 코드의 해석 결과와 이론해의 비교를 통해 모델 성능을 확인하였다. 전향력 모델의 경우, 전산 유체 역학 코드를 이용한 시뮬레이션을 추가로 수행하여 정량적 평가를 진행했다. 또한, 선박 침수 실험을 대상으로 한 모델 검증도 수행되었다. 코드를 이용해 실험을 재현한 결과, 배가 기울어지는 상황에서 격실 간의 유체 이동이 동적모델을 통해 적절히 예측되는 것을 확인하였다. 이러한 검증 과정을 통해 동적운동모델의 코드 개선이 타당하게 이루어졌으며, 다양한 컴포넌트에 적용 가능하다는 것을 증명하였다. 동적운동모델의 활용성을 높이기 위해 본 연구에서는 다음과 같이 두가지 해석이 진행되었다. 첫번째는 단순화된 중력 기반 안전 주입 시스템이다. 동적 운동 상황에서 해당 시스템의 작동 성능을 확인하였고, 이를 통해 해양 원자로 해석 시 일차원 및 다차원 모델링의 필요성을 분석하였다. 두번째로는 해양 부유식 원자로 BANDI-60S에 대한 안전해석을 수행하였다. 수직 조건, 경사 조건, 요동 조건의 원자로를 가정하고, 정상운전 및 소형 냉각재 상실 사고(SB-LOCA) 상황에서의 원자로 안전성을 평가했다. 동적 운동의 영향을 고려하여 노심 등의 원자로 시스템의 일부 기기는 다차원으로 모델링 되어 해석에 활용되었다. 정상 운전 조건에서는 해양 환경의 영향이 미비했던 것이 반해, 사고 상황에서는 동적 운동에 의해 원자로의 거동이 달라졌으며 특히 경사 조건의 영향이 크게 나타났다. 또한, 경사 상황에서 파단부 높이에 따른 사고 영향을 확인하고자, 높은 DVI 설계에 대한 해석이 추가적으로 수행되었다. 실제 원자로 시스템에 대한 안전해석을 통해, 해양 원전의 성능과 안전 평가를 위한 MARS-KS 동적운동모델 해석 능력을 달성했음을 확인할 수 있었다.

Various countries and institutions have spotlighted marine reactors as a zero-emission energy source for ship propulsion or offshore plants. Since International Maritime Organization (IMO) established a strategy to reduce total emissions from shipping in 2018, the use of the nuclear reactor is expected to be extended for commercial ship propulsion. Developments of floating nuclear power plants are also being conducted as they have strength of multi-purpose application and high mobility; to power remote areas, and support electricity for marine exploration. As a marine reactor operates under the waving ship platform, the thermal-hydraulic phenomena in the system must be different from land-based reactors. To predict the fluid behaviors in the reactor, the system thermal-hydraulics code requires advanced capability to simulate the hydrodynamic effects reflecting the external forces that the moving environment generates. Therefore, the aim of this study was to improve MARS-KS to be applied for the safety analysis of marine reactor system by implementing and improving the moving reactor model. MARS-KS is a code for thermal-hydraulic system analysis of light water reactor transients and employs a moving reactor model that can calculate inclination and rolling effects on the reactor system. Despite the enhancements were made through the previous researches, however, the model had limitations since the studies had been made focusing on one-dimensional PIPE components. In this study, the following code improvements were introduced to extend the model. Firstly, the model was implemented for various one-dimensional components including BRANCH and ANNULUS. It accompanied the modification on the volume connection vector, density calculation algorithm, and flow regime map determination. Next, the numerical calculation methods in the model were updated to obtain the enhanced accuracy. The advanced scheme of the pressure head calculation was introduced considering the mathematical characteristics of external forces. The integral method for the user-supplied table was also changed to minimize the error. Lastly, the model was applied for MULTID component. The Coriolis force was newly modeled in the governing momentum equations to analyze the multi-dimensional flow effect under motion conditions. The improved moving reactor model was verified with conceptual problems that were designed to observe the modified code features. The problems showed the performance of the motion model in diverse modeling and dynamic motion conditions. The verification was conducted by comparing the code simulation results with analytical solutions. For the Coriolis force model verification, the computational fluid dynamic (CFD) code simulation was additionally performed for quantitative analysis. The validation of the motion model was also performed against ship flooding experiment. It showed that the code could simulate the fluid movement crossing the compartments under inclining conditions. The verification and validation concluded that the motion model was well modified and able to work on any components. Two demonstrations regarding reactor safety were performed using improved motion model. Firstly, the simplified gravity-driven safety injection tank was simulated under motion conditions, suggesting the features of one- and multi-dimensional modeling in the marine reactor analysis. Secondly, the off-shore floating reactor BANDI-60S was analyzed in the normal operation and Small Break Loss of Coolant Accident (SB-LOCA) under ocean conditions. The plant system adopted both one- and multi-dimensional modeling feature in order to capture motion effect. While the reactor in normal operation was almost unaffected by the motion environment, the accident transients showed a different reactor behavior especially under inclination. Moreover, the high DVI design was additionally simulated under inclination showing that it could affect the core temperature and the recirculation. The safety analysis of practical reactor system brought the point that the MARS-KS moving reactor model became applicable for the evaluation of marine reactor design performance and its safety.