After Fukushima disaster occurrence, the development of a small modular reactor (SMR) based on innovative safety systems of a passive type is recently brought to light again to inherently eliminate progressing the core melting and hydrogen explosion situations during any postulated or severe accidents. To appropriate cope with changed situation of the global nuclear market and warming, Korean government has determined to develop an innovative SMR, a so-called i-SMR, featured in inherent safety concept and the various passive systems since 2022. According to a phenomena identification and ranking table (PIRT) of legacy SMR design such as Westinghouse IRIS (International Reactor Innovative and Secure) and NuScale SMRs (Mario et al, 2004 and Kent et al., 2010), the collapsed water level in long adiabatic section at above active core is one of the figure of merits (FOMs), which means that it is a high important phenomenon with respect to the safety analysis. In addition, a passive containment cooling system (PCCS) of i-SMR with a tall adiabatic section installed at above a heat exchanger transferring the heat between containment vessel of a reactor module and atmosphere is easy to be occurring a flashing-induced instability (FII) in this system because of operating at low-pressure conditions. The PCCS has to supply a stable cooling capacity to the heat transfer boundary of the reactor module during any accident conditions. These phenomena are highly correlated with a subcooled boiling (SCB).
Previous study has revealed that the SPACE code is highly evaluated for the prediction error of the void fraction in the vertical channel under high-pressure SCB conditions. In the one-dimensional thermal-hydraulic (TH) codes, a subcooled boiling model to predict the void fraction profiles in a vertical heated channel consists of wall heat flux partitioning, the vapor condensation rate, the bubbly-to-slug flow transition criterion, and drift-flux models. Model performance has been investigated in detail, and necessary refinements have been incorporated into the Safety and Performance Analysis Code (SPACE) developed by the Korean nuclear industry for the safety analysis of pressurized water reactors (PWRs). The first necessary refinement is a new net vapor generation (NVG) empirical correlation which is developed to improve the prediction of an incipient point of NVG using an artificial neural network (ANN) technique. The second modifications are related to the pumping factor based on the Končar model modified as departure bubble diameter and frequency correlations for high pressures and Zeitoun model for low pressures. Final refinement is a modified Bestion drift-flux model to appropriate predict an interfacial velocity of the SUBO experiments for low-pressure SCB conditions.
To perform an effect of a new SCB model on the predictive void fraction, the simulations for 1) the SCB experimental tests of various TH conditions, 2) the representative integral effect tests of the legacy verification and validation (V&V) matrix for the SPACE code, and 3) CIRCUS experiment conducted for a flashing induced instability phenomenon were conducted. Based on the result of the simulations, the modified SPACE code was confirmed to the best predictions of SCB void fraction across the entire relevant pressure range as well as derived the reasonable predictions for the FII of important phenomena to design the PCCS of i-SMR. In conclusion, the refined SPACE code can be used as a safety analysis tool for advanced SMRs.
후쿠시마 원전 사고 발생 이후에, 노심용융 혹은 수소폭발이 발생할 수 있는 중대사고를 원천적으로 제거하기 위해서 완전피동안전계통을 채택한 소형모듈원자로 개발이 최근 재조명 받고 있다. 변화된 원자력 시장 상황과 지구 온난화에 적절히 대처하기 위해서, 한국 정부는 2022년부터 고유 안전개념과 다양한 피동계통을 기반한 혁신형 소형모듈원자로인 i-SMR을 개발하기로 결정하였다. 웨스팅하우스의 IRIS와 NuScale에서 개발한 기존 소형모듈원자로의 설계기준사고 LOCA 현상순위보고서(PIRT)에 따르면, 유효노심 상부의 긴 단열구간의 상승채널인 라이저(Riser) 내 냉각수누적수위가 성능지수(FOM) 중 하나이며, 이는 안전성 분석과 관련하여 매우 중요한 현상임을 의미한다. 또한, 원자로모듈의 격납용기와 대기간의 열을 전달하는 열교환기 위에 있는 긴 단열구간을 갖는 i-SMR의 피동형 격납용기 냉각 계통(PCCS)은 저압 조건에서 작동하기 때문에 기화 유도 불안정성(FII)이 발생하기 쉽다. 이 계통은 어떠한 사고조건에서도 반드시 안정적인 냉각용량을 원자로모듈 열전달 경계에 공급해야만 한다. 이러한 현상들은 과냉각비등과 밀접한 관계를 갖는다.
선행연구를 통해서 SPACE 코드는 고압의 과냉각조건에서 수직관의 기포율 예측오차가 크게 평가되는 것으로 밝혀졌다. 드리프트 플럭스 모델에 기반한 1차원 열수력 코드의 경우, 가열 채널 내 정확한 기포분포를 예측하기 위한 과냉각 유동비등 모델은 정미증기발생(NVG) 모델, 과냉각 열전달 계수 모델, 펌핑 계수 모델로 구성된다. SPACE 코드의 과냉각 유동 비등조건에서 수직관의 기포율 예측 개선을 위해 다음과 같은 모델을 수정하여 개발되었다. 첫째, NVG 발생시점의 예측성을 향상시키기 위해서 빅데이터에 기반한 인공신경망 기술을 활용하여 NVG 모델을 개발하였다. 둘째, 펌핑 계수 모델을 고압의 경우 SPACE 코드에 적용한 Končar 모델에서 기포 이탈 직경과 빈도 등을 적절한 모델로 정의하고, 저압의 경우 Zeitoun 모델로 수정하였다. 마지막으로 저압의 경우 SUBO 과냉각비등 실험에서 측정된 상간속도를 적절히 예측하는 수정된 Bestion 드리프트 플럭스 모델을 적용하였다.
새로운 모델은 가압경수로형 원자로의 안전해석 적용을 목적으로 개발된 SPACE 코드에 이식되었다. 새로운 과냉각비등모델의 기포율 예측에 대한 영향을 평가하기 위해서 첫째, 다양한 열수력 조건에 따른 과냉각비등 실험, 둘째, SPACE 코드에서 검증한 기존 평가 매트릭스의 대표적인 종합효과실험, 셋째, 기화유도불안정성을 확인하기 위해서 수행한 CIRCUS 실험의 모의를 수행하였다. 이들 모의 결과를 통해서, 수정된 SPACE 코드는 광범위한 압력범위에서 과냉각비등 조건의 기포율을 적절히 예측하였으며, i-SMR의 PCCS 계통을 설계하기 위해 중요한 기화유도불안정성도 합리적으로 예측하는 것으로 나타났다. 결론적으로, 수정된 SPACE 코드는 소형모듈원자로의 안전분석 도구로 사용될 수 있다.
