Recently, nuclear-powered ships have attracted attention due to strengthening of international regulations on greenhouse gas emissions while ships are becoming larger and faster. In order for a nuclear system to be used in marine propulsion, it is important to achieve small in size and should be able to respond to rapid load demand changes. In this thesis, a super-critical carbon dioxide (S-$CO_2$) cycle is proposed as a power conversion system for pressurized water reactors (PWR) for marine propulsion. The conceptual design of the S-$CO_2$ power conversion system is first performed under the reference reactor conditions, including cycle design and component design. To conduct system analysis, MARS-KS code, one of the nuclear thermal-hydraulic safety analysis codes developed by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), is improved to accurately simulate the S-$CO_2$ power conversion system combined with PWR. The PID controller based automatic control strategy is designed to respond to rapid load changes. To investigate applicability of the proposed system to nuclear propulsion system, transient analyses is performed under actual load change requirements of the nuclear merchant ships.
최근, 선박의 온실가스 배출에 대한 국제적인 규제와 선박의 고속화, 대형화의 흐름에 따라 원자력 추진 선박에 대한 관심이 늘어나고 있다. 원자력 시스템이 해양 추진에 적용되기 위해서는 작은 시스템 크기를 달성하는 것이 중요하며 급격한 부하 변동에 대응할 수 있어야 한다. 본 학위논문에서는 해양 추진용 가압경수로의 동력변환계통으로 초임계 이산화탄소 사이클을 제안하였다. 먼저, 참조 원전 조건에서 사이클 설계와 기기설계를 포함하여 초임계 이산화탄소 동력변환계통의 개념설계를 수행하였다. 시스템 해석을 수행하기 위해 한국원자력연구원이 개발한 원자력 열수력 안전 해석 코드 중 하나인 MARS-KS 코드를 개선하여 가압경수로와 결합된 초임계 이산화탄소 동력변환계통을 정확하게 모사할 수 있도록 하였다. 빠른 부하 변동에 대응하기 위해 PID 제어기 기반의 자동 제어 전략을 수립하였다. 제안된 시스템의 해양 추진 시스템으로의 적용 가능성을 확인하기 위해 원자력 상선의 실제 부하 변동 요건에서 천이 해석을 수행하였다.