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Optimum design of nuclear seawater desalination systems = 원자력 해수담수화 시스템 최적설계
서명 / 저자 Optimum design of nuclear seawater desalination systems = 원자력 해수담수화 시스템 최적설계 / Yong Hun Jung.
저자명 Jung, Yong Hun ; 정용훈
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 2015].
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초록정보

Safety and economic issues of nuclear desalination indicate the need for an alternative approach for the successful commercialization of nuclear desalination: returning back to the conceptual design stage and ensuring high level of safety and economy. This study conducts a conceptual-level optimum design of nuclear desalination system to maximize the safety and economy, and eventually to contribute to resolving the serious water crisis. As the first stage of this study, target desalination technologies, the target country is selected, and its current energy and desalination status is investigated. The suitable nuclear desalination options for the target country are then selected. A desalination performance analysis conducted at the end of this stage provides a main motivation for this study indicating that there clearly exists an optimum point in the system design. The first nuclear desalination option is a three-loop desalination-dedicated system combining a multi-effect distillation plant using a thermal vapor compression technology (MED-TVC) and a small-sized nuclear heat-only plant (SNHP) dedicated to thermal desalination. As the name suggests, the greatest advantage of the desalination-dedicated system using the SNHP is that the reactor can operate at a lower temperature and pressure, because it produces heat solely for thermal desalination which requires a much lower grade heat than electricity generation. This design concept provides a huge potential for improving both the safety and economy of the system. Advanced Heating Reactor 400 MW(th) (AHR400) proposed and designed in this study is a special type of the SNHP applying well-proven PWR technologies, low-temperature, low-pressure and large-coolant-inventory pool-type reactor, high-burnup and high-MDNBR reactor core, and many other design items to harness full potential of the desalination-dedicated SNHP. Therefore, conceptual-level optimum design is conducted using three analysis stages to determine the reactor operating conditions which maximize both the safety and economy of the system. Based on these reactor operating conditions, conceptual design of the AHR400 is conducted for the reactor core and the major reactor components such as intermediate heat exchanger, steam pressurizer, and passive residual heat removal system. The second nuclear desalination option is a four-loop co-generation system combining a multi-effect distillation plant using a thermal vapor compression technology (MED-TVC) and an existing PWR-type large-sized nuclear power plant (LNPP). The LNPP is the only significantly mature energy technology that can provide a large amount of electricity economically without producing greenhouse gas emissions, and is therefore essential to meet the rapidly rising electricity demand. The greatest advantage of the co-generation system using the LNPP is that it only uses proven technologies at a commercial scale, and it is a readily available option for the countries that have already introduced or that are planning to introduce the LNPPs. Advanced Power Reactor 1400 MW(e) (APR1400), Korea’s GEN III+ PWR, is selected as a reference LNPP. The APR1400 SL steam cycle can provide various conditions of heat to the coupled MED-TVC plant depending on the thermal coupling design parameters including steam extraction and condensate return points, and the economy of the co-generation system is largely dependent on which condition of heat is used for the coupled MED-TVC plant. Therefore, conceptual-level optimum design is conducted using four analysis stages to determine the thermal coupling design parameters which maximize the economy of the system. Finally, economic aspects of two selected nuclear desalination systems are investigated, and compared each other. A sensitivity analysis is performed to identify which design studies are necessary in the future to further improve the economy.

원자력 해수담수화 공정은 염수원인 해수를 에너지원인 원자력을 이용하여 담수로 변환하는 공정으로, 전 세계적으로 만연한 담수 부족 문제에 대한 해결책으로서 주목을 받고 있다. 원자력은 현존하는 가장 효율적이고 지속 가능한 에너지원으로서 여러 가지 장점을 가짐에도 불구하고, 그 특성상 안전성 확보를 위한 끊임없는 노력이 요구된다. 원자력 해수담수화 공정 역시 원자력을 에너지원으로 이용한다는 측면에서, 기존의 화석연료를 사용한 해수담수화 공정에 비해 이러한 여러 가지 장점을 가지지만, 동시에 안전성의 확보라는 도전에 직면하고 있다. 또한, 원자력 해수담수화 공정은 대규모로 상용화된 적이 없으므로 이를 위해 충분한 경제성이 확보되어야 함은 물론이다. 본 연구는 원자력 해수담수화 시스템의 기본개념설계 단계로 돌아가서, 안전성과 경제성을 결정하는 중요한 설계변수에 대해서 안전성과 경제성 두 가지 모두를 극대화할 수 있도록 최적설계를 수행하는 것을 주요 연구 내용으로 한다. 주로 추가적인 담수공급이 절실히 요구되는 중동지역 국가들, 그중에서도 특히 현재 원자력기술을 적극적으로 도입하고 있는 UAE에 원자력 해수담수화 시스템을 적용하는 것을 목표로 연구를 수행하였다. 적용 타당성 평가를 위하여 적용 대상 국가로 설정한 UAE의 에너지 및 담수의 공급수요 현황과 생산기술 현황을 조사하였다. “대형 전력생산용 원자로를 이용한 전력/담수 병합생산 시스템”과 “소형 열생산용 원자로를 이용한 담수전용생산 시스템”이 UAE에 적용하기에 적합한 원자력 해수담수화 시스템으로 평가되었으며, 두 시스템 모두에 대해 최적설계를 수행하였다. 열을 이용하는 증류식 담수화 공정은 해수를 염수원으로 이용하는 해수 담수화 시스템, 특히 아라비아만의 해수와 같이 고온 고염도의 해수를 염수원으로 이용하는 시스템에 적합한 공정으로서, 두 시스템 모두 증류식 담수화 공정, 그중에서도 특히 상대적으로 높은 담수화 에너지효율과 경제성을 가지는 MED-TVC를 적용하였다. MED-TVC의 특성상 더 높은 압력의 원동증기를 사용하면 더 높은 담수화 에너지효율을 가질 수 있지만, 그만큼 공급열원의 온도 및 압력이 증가하므로 원자로 측면에서는 부담으로 작용한다. 담수화 에너지효율은 담수화 경제성에 영향을 주며, 공급열원의 온도 및 압력 조건은 담수화 경제성은 물론이고, 이것이 원자로의 운전조건을 직접적으로 결정하는 담수전용생산 시스템의 경우에는 안전성에도 영향을 줄 수 있다. 이는 경제성을 극대화할 수 있는 공급열원의 최적조건, 혹은 경제성과 안전성을 두 가지 모두를 극대화할 수 있는 원자로의 최적조건이 존재한다는 것을 의미한다. 이러한 사실은 본 연구에서 두 시스템 모두에 대해 수행될 최적설계의 중요한 시작점이 된다. “소형 열생산용 원자로를 이용한 담수전용생산 시스템”에 대해서 최적설계를 수행하였다. 본 시스템에서의 최적설계라 함은, 원자로의 운전조건을 포함한 원자로와 담수화 공정 사이의 열적연결과 관련된 설계변수에 대해서 안전성과 경제성을 극대화하는 설계 값을 찾고 이를 적용하는 것이다. 본 시스템은 기존의 전력/담수 병합생산 시스템과는 달리 원자로에서 발생한 에너지를 전부 담수생산에 사용하는 “담수전용생산”을 기본개념으로 하여 설계된다. 본 시스템에 적용되는 원자로 역시 기존 대형 전력생산용 원자로와는 달리 “소형”의 “열생산용”을 기본개념으로 하여 설계된다. 이러한 설계의 기본개념에 따라 원자로는 소형 원자로의 여러 가지 장점을 모두 취할 수 있음은 물론, 전력생산을 위한 설비를 포함하지 않으며, 전체 구조는 보다 더 단순화된다. 특히 담수생산은 전력생산에 비해 저온 저압의 열원을 요구하므로, 원자로는 저온 저압으로 운전될 수 있다. 전력생산 설비의 부재와 구조 단순화는 건설 및 운영에 대한 부담을 줄이고 따라서 경제성의 향상을 가져온다. 원자로의 저온 저압 운전 또한 같은 이유로 경제성의 향상을 가져오지만, 이는 동시에 담수화 에너지효율의 감소, 다시 말해 경제성의 손실 역시 가져온다. 무엇보다 원자로의 저온 저압 운전은 수조형 원자로의 적용을 가능케 하므로 안전성의 향상을 가져온다. 본 연구에서는 담수전용생산 소형 열생산용 원자로의 한 종류로서, 400 MW(th)급 저온 저압 수조형 가압경수로를 AHR400으로 이름을 붙이고 이를 적용하는 담수전용생산 시스템에 대해 최적설계를 수행하였다. 전체 시스템은 AHR400 노심과 MED-TVC를 시작과 끝으로 하여 둘 사이에 일차측 루프, 중간열교환 루프, 담수화 루프의 총 세 개의 루프로 구성된다. AHR400 원자로의 최적 운전조건을 설정하기 위해 순서대로 담수화 성능 평가, 열적연결 열전달 평가, 노심 열적안전여유도 평가로 구성된 총 세 단계로 이루어진 분석을 수행하였다. AHR400 원자로의 운전조건은 아래와 같은 최적조건을 만족해야 한다. 첫째, 원자로 운전조건은 수조형 원자로를 실현할 수 있도록 충분히 낮아야 하며, 이것이 안정성을 확보하기 위한 가장 중요한 요소이다. 수조형 원자로를 실현할 수 있는 목표 원자로 운전압력으로 기존 전력생산용 가압경수로 운전압력의 10% 수준인 15 bar로 설정하였으며, 이를 최우선 조건으로 하여 최적설계를 수행하였다. 둘째, 원자로 운전조건은, 담수화 경제성 확보를 위하여 일정 수준 이상의 담수화 에너지효율을 가질 수 있도록, 충분히 높아야 한다. 셋째, 원자로 운전조건은 안전성 확보를 위하여 충분히 높은 노심 열적안전여유도를 가질 수 있도록 설정되어야 한다. 이외에도 원자로 운전조건과 열적연결 설계변수에 의해 결정되는 루프 열교환기 열전달 면적과 루프 펌프 소비전력은 충분히 낮아야 한다. 특히 중간열교환기가 수조형 원자로 내부에 설치되는 것을 고려하여 중간열교환기의 열전달 면적을 최소화하는 것이 바람직하며, 원자로가 자체적으로 전력생산을 하지 않는 것을 고려하여 루프 펌프 소비전력은 최소화하는 것이 바람직하다. 담수화 성능 평가 결과, 최소 압력인 3 bar의 원동증기를 사용하는 경우에 발생하는 담수화 에너지효율의 감소와 이로 인한 경제성 감소는, 원자로의 운전 온도 및 압력의 감소와 이로 인한 경제성 증가 및 안전성 증가를 고려하면, 수용 가능한 수준에 머무르는 것으로 판단하였으며, 따라서 최소 압력인 3 bar의 원동증기를 사용하는 것을 최적설계의 시작점으로 설정하였다. 400 MW(th) 기준으로 최소 압력인 3 bar의 원동증기를 사용하는 본 시스템의 MED-TVC는 185×10³ m³/d에 달하는 담수생산용량을 가지며, 이는 같은 기준으로 최대 압력인 15 bar의 원동증기를 사용하는 MED-TVC의 210×10³ m³/d 보다는 약간 작지만, TVC 기술을 적용하지 않는 (따라서 60 °C에서 80 °C 수준의 저급 가열증기만으로 운전이 가능한) 일반 MED의 116×10³ m³/d 보다는 훨씬 크다. 또한, 이는 UAE의 대도시인 Abu Dhabi와 Dubai의 전체 담수화 설비용량 대비 각각 4.4%, 8.6% 수준에 해당하므로, 대도시 단위 담수 공급 전략 측면에서 관리하기에 적절한 용량이라고 판단된다. 열적연결 열전달 평가 결과, 원자로의 유량과 운전 온도는 각각 3062 kg/s, 150.7 °C(입구), 180.7 °C(출구)로 계산되었으며, 출구 과냉도 17.6 °C 기준으로 목표 원자로 운전압력인 15 bar를 적용할 수 있었다. 보수적으로 노심 열적안전여유도를 평가한 결과, 이러한 저압 저유량 조건에서도 최소핵비등이탈률 기준 3.8 이상의 높은 열적안전여유도를 가지는 것을 확인할 수 있었다. 최적설계 결과 설정된 원자로 운전조건을 기준으로 하여 저온 저압 수조형 원자로 AHR400의 노심을 포함한 원자로 내부의 주요 기기들인 중간열교환기, 증기가압기, 피동잔열제거계통에 대해서 기본개념설계를 수행하였다. 노심은 69개의 연료봉다발로 이루어져 있으며 유효노심길이와 노심등가직경은 각각 2 m이다. 노심 평균 열유속은 420 kW/m²로 APR1400 대비 70% 수준의 낮은 값을 가지고 있으며, 이는 AHR400 노심이 높은 열적안전여유도를 가지는 주원인이다. 중간열교환기는 총 4개의 shell & tube 형 열교환기로 구성된다. 4 kW/m²·°C의 열전달계수를 가지며, 원자로가 목표로 하는 저온 저압 조건으로 운전될 수 있도록 설계하였다. 또한, 높이 10 m, 직경 2 m로 원자로 내부 환형공간에 설치되기에 충분한 크기를 가지도록 설계하였다. 가압기는 널리 검증된 증기형 가압기를 적용하였다. 저온 저압 수조형 원자로의 특성상, 같은 양의 일차측냉각재 가열 및 냉각 조건에서, 기존 고온 고압 원자로 보다 훨씬 작은 가압기 체적만으로도 운전압력을 유지할 수 있음을 확인하였다. 피동잔열제거계통은 내부 유체의 상변화와 자연순환을 이용하여 잔열을 제거하는 총 4개의 thermosyphon 다발로 구성된다. 다양한 설계기준사고에 대해서, 소내정전이 동반되는 경우에도 외부전원의 공급 없이 2개의 thermosyphon 다발만으로도 목표 잔열제거량인 2.2 MW를 피동적이면서도 효과적으로 제거할 수 있도록 설계하였다. “대형 전력생산용 원자로를 이용한 전력/담수 병합생산 시스템”에 대해서 최적설계를 수행하였다. 본 시스템에서의 최적설계라 함은, 공급열원의 조건을 포함한 원자로와 담수화 공정 사이의 열적연결과 관련된 설계변수에 대해서 경제성을 극대화하는 설계 값을 찾고 이를 적용하는 것이다. 본 시스템의 가장 큰 장점은 기존에 널리 검증 및 상용화된 대형 전력생산용 원자로를 그대로 사용할 수 있다는 것이다. 국내에서 개발되어 국내는 물론 UAE에도 건설 중인 1400 MW(e)급 전력생산용 가압경수로 APR1400을 그대로 본 시스템에 적용하였다. APR1400의 터빈/발전기계통은 최대 10%의 부하변동을 수용할 수 있도록 설계가 되어있으며, 따라서 최대 10%까지의 전력생산 손실에 해당하는 양의, 다양한 온도 및 압력 조건의 이차측 증기를 증류식 담수화 공정의 열원으로 사용할 수 있다. 이 이하에 해당하는 양의 이차측 증기를 사용하는 것은 기존 APR1400의 설계에 큰 변화를 가져오지 않으며, 따라서 기존에 확보된 안전성에도 큰 영향을 미치지 않는 것으로 가정하였다. 전체 시스템은 APR1400 노심과 MED-TVC를 시작과 끝으로 하여 둘 사이에 일차측 루프, 이차측 루프, 중간열교환 루프, 담수화 루프의 총 네 개의 루프로 구성된다. APR1400의 이차측 루프와 MED-TVC 사이의 열적연결과 관련된 설계변수에 대해서 담수화 경제성을 극대화 시킬 수 있는 설계 값을 확인하였다. 이를 위해 순서대로 이차측 루프 전력생산 사이클 성능 평가, 열적연결 열전달 평가, 담수화 성능 평가, 담수화 경제성 평가로 구성된 총 네 단계로 이루어진 분석을 수행하였다. 열적연결과 관련된 설계변수 중에서, 특히 이차측 루프에서 MED-TVC의 열원으로 사용할 증기를 추출하는 지점과 MED-TVC의 열원으로 사용한 응축수를 회수하는 지점, 다시 말해 공급열원의 온도 및 압력 조건이 본 시스템의 담수화 경제성에 큰 영향을 미치는 것으로 평가되었으며 다른 설계변수들의 영향력은 크지 않은 것으로 평가되었다. 최적설계 결과, MED-TVC의 열원으로 사용 가능한 지점 중에서 최저 온도 및 압력 조건을 가지는 지점인 “습분분리기” 출구에서 증기를 추출하여, 가지고 있는 열을 최대한 사용하고, 사용한 응축수를 회수할 수 있는 지점 중에서 최저 온도 및 압력 조건을 가지는 지점인 “고압급수가열기 5번” 입구로 응축수를 회수하는 것이 경제성을 극대화하는 최적 열원 조건의 조합임을 확인할 수 있었다. 이는 주로 담수화 에너지효율의 감소로 인한 경제성 감소에 비해, 공급열원의 온도 및 압력의 감소, 다시 말해 전력생산 손실의 감소로 인한 경제성 증가가 더 크기 때문으로 해석된다. 전력생산 손실을 고정하는 경우, 다시 말해 전체 담수화 에너지 비용을 고정하는 경우에는, 공급열원의 온도 및 압력의 감소는 전력생산 손실을 맞추기 위한 공급열원의 양의 증가를 의미하며, 이는 다시 전체 담수화 에너지 비용 대비 담수생산량의 증가로 인한 경제성 증가를 의미한다. 이 효과가 담수화 에너지효율의 감소로 인한 경제성 감소에 비해 여전히 크기 때문에, 이러한 경우에도 위의 “습분분리기”와 “고압급수가열기 5번”의 조합이 경제성을 극대화하는 최적 열원 조건의 조합임을 확인할 수 있었다. 두 종류의 원자력 해수담수화 시스템의 경제성을 서로 비교 평가한 결과, “소형 열생산용 원자로 AHR400을 이용한 담수전용생산 시스템”이 “대형 전력생산용 원자로 APR1400을 이용한 전력/담수 병합생산 시스템”에 비해 낮은 담수생산단가를 가지는 것을 확인할 수 있었다. 이는 주로 각 시스템에 사용된 원자로의 에너지생산단가의 차이, 좀 더 구체적으로는 각 원자로의 자본(건설)비용의 차이에 기인한다. 다시 말해, 열과 전력이라는 차이를 고려하더라도, 소형 열생산용 원자로 AHR400의 열생산단가와 이를 구성하는 자본비용이 대형 전력생산용 원자로 APR1400의 전력생산단가와 이를 구성하는 자본비용보다 각각 훨씬 낮기 때문이다. 따라서 대형 전력생산용 원자로 APR1400의 전력생산단가가 자본비용에 크게 영향을 받는 반면에 소형 열생산용 원자로 AHR400의 열생산단가는 자본비용보다는 오히려 연료비용에 크게 영향을 받는다. 이와 마찬가지로 경제성 평가에 사용된 변수들의 민감도를 분석한 결과도 병합생산 시스템의 경우에는 대형 전력생산용 원자로 APR1400의 자본비용과 관련된 변수들이, 담수전용생산 시스템의 경우에는 소형 열생산용 원자로 AHR400의 연료비용과 관련된 변수들이 각 원자로의 에너지생산단가는 물론 각 시스템의 최종 담수생산단가에 큰 민감도를 가지는 것으로 평가되었다. 그럼에도 불구하고 자본비용과 관련된 변수들이 크게 감소하거나 연료비용과 관련된 변수들이 크게 증가하는 경우에도 여전히 “소형 열생산용 원자로 AHR400을 이용한 담수전용생산 시스템”이 “대형 전력생산용 원자로 APR1400을 이용한 전력/담수 병합생산 시스템”보다 우월한 경제성을 가지는 것을 확인하였다. 아울러 추후 소형 열생산용 원자로 AHR400의 상세설계에서 AHR400 원자로와 이를 이용한 담수화 시스템의 경제성을 보다 더 향상할 수 있는 가장 중요한 요소는 연료이용효율을 극대화할 수 있도록 노심을 설계하는 것임을 확인할 수 있었다. 본 연구를 통해 두 종류의 원자력 해수담수화 시스템의 최적설계를 수행하였다. “소형 열생산용 원자로 AHR400을 이용한 담수전용생산 시스템”에 대해서는 안전성과 경제성을 극대화하는 원자로의 최적 운전조건을 찾고 이를 설계에 적용하였으며, “대형 전력생산용 원자로 APR1400을 이용한 전력/담수 병합생산 시스템”에 대해서는 경제성을 극대화하는 공급열원의 최적 조건을 찾고 이를 설계에 적용하였다. 특히 본 연구를 통해 도출된 해수담수화 전용 400 MW(th)급 저온 저압 수조형 가압경수로 AHR400의 기본개념설계안은 다양한 측면에서 안전성과 경제성 두 가지 모두를 극대화할 수 있는 잠재력을 제공한다. 이는 추후 상세설계안을 완성하고 상세 안전성 및 경제성 평가를 수행하는데 밑거름이 될 것이며, 나아가서 가까운 미래에 원자력 해수담수 시스템을 성공적으로 대규모 상용화하고, 궁극적으로 안전하면서도 경제적으로 담수 부족 문제를 해결하는 데 큰 역할을 할 것으로 기대된다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {DNQE 15014
형태사항 xii, 169 p. : 삽도 ; 30 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 정용훈
지도교수의 영문표기 : Yong Hoon Jeong
지도교수의 한글표기 : 정용훈
Including Appendix
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 원자력및양자공학과,
서지주기 References : p.
주제 nuclear desalination
desalination-dedicated system
nuclear heating plant
low-pressure pool-type PWR
AHR400
co-generation system
steam extraction
APR1400
원자력 해수담수화
담수전용생산 시스템
열생산용 원자로
저온 저압 수조형 가압경수로
AHR400
전력/담수 병합생산 시스템
증기추출 (추기)
APR1400
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