To supply distributed power system to remote region, a concept of small modular reactor with super-critical $CO_2 (S-CO_2)$ cooled direct Brayton cycle called KAIST Micro Modular Reactor, MMR in short, has been developed. The MMR has a small reactor core with power output of 36MWth, power conversion system and passive decay heat removal system in a double wall containment whose weight is approximately 150 tons and dimensions are 7.0 m in length and 3.8 m in diameter. The dimension and weight are sized so that the sin-gle modular of whole MMR can be transported by a ship or a truck. Design parameters and configuration of the reactor core, power conversion system and passive decay heat removal system have been optimized by the KAIST-research team. Until now, only the on-design performances were obtained.
The nuclear system design can be finalized after transient conditions are simulated to guarantee its economy and safety. Before the transient simulation, thermal-hydraulic feedback mechanisms are imple-mented to check suitability of the design in terms of the fuel temperature distribution. The $S-CO_2$ system code platform is prepared to simulate various transient conditions of the $S-CO_2$ Brayton cycle. GAMMA+ code, which is developed by KAERI for gas-cooled reactor system analysis, is modified for the $S-CO_2$ system analy-sis. With this modified GAMMA+ code, the load following nature of the MMR is first simulated. Mass invento-ry controller, core bypass controller and turbine throttling controller are used for adjusting demand of the load. Each automatic controller is designed by Ziegler-Nichols method and reactor power is autonomously controlled by a strong negative feedback coefficient.
Design basis accidents of MMR are also simulated to assure whether its integrity is maintained during the accidents. Among various design basis accidents, loss of external load is first modeled because MMR will be operating in a remote region where grid infrastructure isn’t well developed. Furthermore, since MMR has a high pressure boundary, loss of coolant accidents with different break sizes are also analyzed. Lastly, the antic-ipated transient without scram scenario is analyzed to check the inherent safety feature of MMR reactor core which has a strong negative feedback coefficient. It is concluded that the current design of MMR has an abil-ity to keep its integrity for the analyzed accident scenarios.
사막과 같은 오지에 에너지를 공급하고자 분산형 발전을 목표로 하는 초임계 이산화탄소 냉각 초소형 모듈원전의 개념설계를 수행했다. 이 초소형 모듈원전은 36MWth의 출력을 갖는 작은 고속원자로와 동력 변환 계통 그리고 피동형안전계통 모두가 이중방벽 격납용기에 담겨있는 모듈형 원전이며, 그 무게는 대략적으로 150톤이며 크기는 7m 길이에 3.8m 직경을 갖는 원통형의 모듈이다. 이러한 크기와 무게는 전체 초소형 모듈원전의 단일 모듈이 배나 트럭으로 운송될 수 있도록 설계된 것이다. 이전에 카이스트 연구진은 초소형 모듈원전의 노심, 동력변환계통, 피동형안전계통의 설계 변수와 형상을 최적화했으며 현재까지 각 구성기기의 설계점에서의 성능평가만이 이루어진 상태이다.
하지만 일반적으로 경제성과 안전성을 보장하기 위해 과도상태 모사는 원자력 시스템의 설계관점에서 필수적이다. 따라서 이번 연구에서는 과도상태 모사를 하기 전에 핵연료 온도 분포의 설계가 적절한지 확인하기 위해 노심 출력과 열수력 해석간의 정상상태 피드백 분석을 수행한 후, 초임계 이산화탄소 사이클의 과도상태를 해석하기 위한 시스템 코드의 플랫폼을 개발했다. 본 연구에서 사용된 시스템 코드는 한국원자력연구원에서 개발한 고온가스로 해석용GAMMA+ 코드에 초임계 이산화탄소 해석 모듈을 추가한 것이다. 이와 같이 수정된 GAMMA+ 코드를 이용하여, 먼저 초소형 모듈원전의 부하추종 운전을 평가하였다. 재고량 조절, 노심 우회, 터빈 입구 스로틀링을 실행하는 자동 PID제어기를 지글러-니콜스 동조 방법을 사용하여 제어기 이득을 얻은 후, 각 제어기가 현재의 부하에 맞게 동력변환계통을 조절하도록 설계하였다. 노심 출력 같은 경우에는 강한 음의 반응도를 통하여 출력을 조절하는 것을 확인하였다.
다음으로 초소형 모듈원전의 설계기준사고가 안전성 평가를 위해 수행되었다. 다양한 설계기준사고 중에서 부하탈락사고, 파단크기에 따른 냉각재상실사고, 원자로정지불능사고를 선택하였다. 부하탈락사고 같은 경우에 초소형모듈원전이 그리드가 잘 구비되지 않은 오지에 지어질 수도 있기 때문에 중요하며, 또한 초소형 모듈원전은 높은 압력경계를 갖고 있으므로 냉각재상실사고에 대한 분석 역시 중요하다. 마지막으로 원자로정지불능사고는 초소형 모듈원전의 고유 안전성을 평가하기 위해 검증되어야 할 설계기준사고이다. 이렇게 선정된 설계기준사고 결과를 통해 현재 설계된 초소형 모듈원전이 부하추종이나 설계기준과 같은 과도상태에서 시스템의 경제성과 건전성을 유지할 수 있는 역량을 갖는 것을 확인했다.
