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원자력 열수력

원자력 열수력 연구회

 
한국원자력학회 산하 원자력 열수력 연구회 (Division of Thermal Hydraulics)는 12개 전문 연구회 중 하나로, 1000여 명의 산·학·연 열수력 전문가들이 참여하고 있다. 이 연구회는 4개의 전문위원회로 구성되어 있으며, 각 위원회는 전문위원장을 중심으로 다양한 학술 활동을 주도하고 있다. 국내외 학술교류에도 매우 활발히 참여하고 있으며, 2025년 8월 부산에서 열린 제21회 원자로 열수력 국제학술대회(NURETH-21)를 주관하는 등 세계 열수력 분야의 최신 연구 동향을 선도하고 있다. 2025년도에는 미국 원자력학회 열수력분과 (THD), 유럽열수력협의체(ETHC), 캐나다 원자력학회(CNS), 일본 원자력학회 (AESJ) 등과 협력하여 GATHERING (Global Alliance of Thermal-Hydraulics Education, Research and Industrial Networking) 협력기구를 결성하여 인력교류와 협력을 확대하고 있다.
 
- 연구회장 : 최기용(KAERI, 2024.9.1~2026.12.31)
- 감사 : 최동수(KNF)
- 총무 : 강경호(KAERI)
- 열수력 실험 전문위원회 : 김석(KAERI)
- 열수력 해석 전문위원회 : 권혁(KAERI)
- 안전해석 현안 전문위원회 : 강동구(KINS)
- 열수력 신기술 전문위원회 : 이정익(KAIST)
 
각 전문위원회의 주요 학술 활동은 다음과 같다.

1. 열수력 실험 (Thermal-Hydraulic Experiment) 전문위원회

원자력 설비의 설계 성능 및 안전성 평가, 그리고 안전해석코드의 검증을 위한 열수력 실험과 해석 기법을 연구하는 산·학·연 전문가 모임이다. 학계에서는 새로운 열수력 현상을 규명하기 위한 기초 실험을 주로 수행하고, 연구기관에서는 가동 원전과 신형 원전의 안전성 평가를 위한 개별효과시험 및 종합효과시험을 중점적으로 진행하며, “원자력 열수력 실증 실험 연구회” 등을 통해 상호 교류하고 있다. 최근 주요 동향 및 활동은 다음과 같다.

● 혁신형소형모듈원자로 실험 및 선진원자로 실험: 산업계와 연구계를 중심으로 혁신형소형모듈원자로(i-SMR)의 안전성 검증 실험과 국산 안전해석코드 SPACE의 검증 실험을 집중적으로 수행하고 있다.
● 최근에는 i-SMR 등 혁신 원자로의 피동안전계통 기술 혁신을 주제로 워크숍이 개최되어 관련 R&D 교류가 이루어졌다.
● 고해상도 현상 규명을 위한 실험: 안전해석코드에 미소체적 모델(고세분격화 모델)을 도입하는 추세에 부응하여 원자로 내 국소 및 다차원 유동 현상에 대한 실험 연구를 확대하고 있다. 이를 통해 복잡한 3차원 이상유동이나 자연순환 등 기존 1차원 해석으로는 한계가 있는 현상의 이해도를 높이고 있다.
● 피동안전계통 관련 연구: 피동비상노심냉각계통(PSIS), 피동보조급수계통(PAFS), 피동격납건물냉각계통(PCCS), 피동잔열제거계통(PRHRS) 등 차세대 원전의 피동안전계통 실증 실험과 성능 검증 연구를 활발히 수행하고 있다. 이러한 피동안전계통은 전원 상실 등 비상시에도 자동으로 원자로를 냉각시키는 핵심 기술로, 실험을 통한 성능 최적화 및 신뢰성 확보에 주력하고 있다.
● 국내외 학술교류: 국내에서는 한국유체공학학술대회(NCFE)에 참여하고 있으며, 2026년 개최 예정인 제14회 NCFE(14NCFE) 개최 준비를 위해 타 유관 학회와 학술교류를 확대하고 있다. 국제적으로는 일본, 중국과 협력하여 한-일 원자력 열수력 안전 심포지엄(NTHAS)과 한-중 원자로 열수력 워크숍(WORTH)을 격년제로 공동 개최하며, 해외 연구자들과 최신 실험 기법 및 결과를 공유하고 있다.


2. 열수력 해석 (Thermal-Hydraulic Analysis) 전문위원회
 
가동 원전 및 4세대 선진 원전의 안전해석과 열수력 관련 전산코드 개발에 종사하는 전문가들의 모임이다. 이 위원회는 안전해석 코드의 평가·검증, 최적 안전해석 방법론 개발 및 적용 등에 관한 기술 교류를 지속해 왔다. 최근에는 산업체를 중심으로 안전해석 설계코드 개발과 연구계가 주관하는 다중 스케일 열수력 해석 기술 연구도 활발히 진행하고 있다. 주요 동향은 다음과 같다.

● 다중 스케일 열수력 해석: 시스템 규모 열수력 코드인 MARS-KS, SPACE와 기기 규모 해석 코드인 CUPID의 연동 등 시스템-컴포넌트 다중 스케일 해석 기술 개발에 집중하고 있다. 시스템 코드는 주로 1차원 모듈로 구성되어 국소 3차원 흐름을 제약적으로 모사하므로, CFD 기반의 정밀 3차원 해석과 연계하는 통합 해석 코드 개발이 연구의 초점이다. 이러한 시스템-CFD 결합 해석 기술은 원자로 안전해석 분야의 국제적 연구 화두로 부상하고 있으며 국내 연구진도 적극 동참하고 있다.
● 고유 안전해석 방법론 및 통합 해석: 최근 원전 안전해석 기술 개발은 열수력 분야에 국한되지 않고 원자로 물리, 핵연료 거동 등 다분야 통합 안전해석으로 확대되는 추세이다. 이에 따라 다른 연구회(원자로 물리, 핵연료 등)와도 협력하여 다분야 연계 안전해석 프레임워크를 구축하고 있다. 예를 들어, 노심 동특성과 열수력 거동, 연료 열-기계적 거동을 결합한 종합사고해석 기법 개발에 대한 논의와 연구가 진행 중이다.
● 산업체 코드 개발 및 활용: 산업계에서는 APR1400 등 국내 원전의 안전해석 경험을 바탕으로 i-SMR 맞춤형 안전해석 코드를 개발·개선하고, 이를 안전성 평가에 활용하고 있다. 코드의 정확도 향상과 보수성 감소를 위해 최적 기법(BE) 및 불확실도 평가 방법론이 도입되고 있으며, 규제기관 대응을 위한 디지털 트윈 기반 실시간 분석 기술 등의 도전적인 연구도 검토되고 있다.
● 국제협력 활동: 열수력 해석 전문위원회는 NTHAS, WORTH 등 국제 심포지엄 공동주최뿐만 아니라, OECD/NEA 전문가 그룹 활동과 다양한 국제공동연구에 적극 참여하고 있다. 또한 IAEA 주관의 원자력 개발도상국 대상 교육·훈련 프로그램 지원과 전문가 자문 활동에도 기여하여, 국내에서 개발한 해석 기술의 국제적 검증과 확산에 힘쓰고 있다.
 

3. 안전해석 현안 (Safety Analysis Issues) 전문위원회

가동 원전 및 4세대 선진 원전의 안전해석 방법론 개발·적용, 규제 현안 대응, 전산 코드 응용 및 실험 평가 분야 전문가들의 모임이다. 이 위원회는 국내외 규제 현안을 모니터링하여 국내 원전에 미치는 영향을 분석하고, 산·학·연 협력을 통해 현안을 발굴·해결하는 역할을 한다. 최근 주목하는 현안과 활동은 다음과 같다.

● 신규 연료 및 분석 기준 변경 대응: 핵연료 연소도 증가에 따른 열전도도 감소 현안(미 NRC 정보통신문 2009-23)과 개정 ECCS 성능기준(10 CFR 50.46(c))이 국내 안전해석에 미치는 영향을 평가하고 대응 방안을 마련하고 있다. 고연소도 핵연료 사용, 사고저항성핵연료(ATF) 도입 등 핵연료 기술 변화에 따라 냉각재 상실사고(LOCA) 분석 기준과 결과가 변동될 수 있어, 최신 실험 데이터와 핵연료 거동 코드를 활용한 평가 기법을 개발 중이다.
● 신규 원전 및 신기술 적용 현안: i-SMR 및 4세대 SMR 개발을 위한 안전해석 및 열수력 현안을 도출하고 해결하는 연구를 수행하고 있다. 예를 들어, i-SMR에 도입된 혁신 피동 안전계통의 열 성능 한계, 장기 냉각능력 등이 주요 검토 대상이다. 이에 대한 별도의 실험 및 해석 평가 프로그램을 운영하여 안전여유도를 확인하고 설계 개선에 반영하고 있다.
● 국제 규제 동향 대응: 미국, 유럽 등에서 부상하는 차세대 원전 및 SMR 관련 규제 동향을 파악하여 국내 제도 및 해석 절차의 선제적 대응 방안을 논의하고 있다. 글로벌 SMR 시장의 기술 다변화에 대비하여 최신 규제 지침과 기술기준 개정 동향을 공유하고, 국내 규제기관과의 소통을 통해 적절한 대응책 마련을 지원한다. 예를 들어, KNS 학술대회 워크숍에서 글로벌 SMR 규제 동향 및 기술개발 현황을 주제로 산업계·규제기관 전문가들이 머리를 맞대고 논의하였다.
● 공동연구 및 코드 사용자 그룹: 국제적으로 도출된 OECD/NEA 공동연구 결과나 IAEA 기술 권고를 국내 분석에 반영하고 있으며, 주요 안전해석코드의 국제 사용자그룹(CAMP, NuSTEP 등) 활동에도 적극 참여하고 있다. 이를 통해 해외 사례 교훈을 국내 현안 해결에 활용하고, 국내 개발 코드의 신뢰성을 국제적으로 인정받는 노력을 지속하고 있다.


4. 열수력 신기술 (Advanced Thermal-Hydraulics) 전문위원회

경수로 중심의 기존 열수력 연구와 차별화된 혁신적 열수력 기술 및 신개념 계통·기기 개발에 참여하는 전문가들의 모임으로, 한계 돌파형 미래 열수력 기술의 개발 및 활용을 주요 활동 목표로 한다. 기존 열수력 연구 및 계통설계 기술을 혁신하기 위해 미래지향적 열수력 기술을 모색하고 있으며, 주요 연구 분야와 전략은 다음과 같다.

● 혁신 열수력 요소기술 개발: 히트파이프(heat pipe) 기반 냉각, 공기냉각 피동안전계통, 초소형·초집적 열교환기 등 첨단 열관리 기술을 원자력 안전계통에 적용하기 위한 연구를 추진하고 있다. 이러한 기술들은 소형모듈로부터 방출되는 열을 효율적으로 제거하거나, 전통적인 물 냉각을 대체/보완함으로써 안전성을 높일 수 있는 잠재력을 지니고 있다. 예를 들어, 마이크로 원자로에 히트파이프를 적용한 완전 피동형 노심 열제어 개념 등이 검토되고 있다.
● 인공지능 및 디지털 트윈 활용: 인공지능(AI) 기술을 열수력 분야에 접목하여, 복잡한 열수력 현상의 모델링과 예측 능력을 향상하고 있다. 기존에 축적된 대규모 열수력 해석 데이터를 딥러닝으로 학습시켜, 실제 코드를 실행하지 않고도 결과를 빠르게 예측하는 디지털 트윈 개념의 분석 도구를 개발하고 있다. 이러한 접근은 열수력 해석에 수반되는 장시간의 계산을 획기적으로 단축하여 다양한 사고 시나리오에 대한 실시간 대응 분석을 가능케 할 것으로 기대된다. 또한 기존 수치해석 기법과 AI를 결합함으로써 해석 정확도와 신뢰성을 높이는 연구도 병행되고 있다.
● 차세대 원자로 열수력 연구 확대: 연구 대상 원자로를 기존 경수로뿐만 아니라 4세대 원자로(고온가스로, 소듐냉각고속로, 용융염로 등), 중·소형 원자로(SMR 및 마이크로 원자로), 담수화용 원자로, 항공우주용 원자로 등으로 대폭 확장하고 있다. 이를 통해 미래형 원자로의 운전 환경과 안전 특성에 부합하는 열수력 거동 연구를 선제적으로 수행하고, 필요한 핵심 열수력 설계·안전 기술을 선점하고자 한다. 예를 들어, 우주 원자로의 미세중력 환경에서의 열전달 특성, 해수 담수화 원자로의 이차계통 열교환 최적화 등 새로운 주제들이 발굴되어 연구되고 있다.
● 산·학·연 협력 및 기술 실증: 대학에서 개발한 첨단 요소기술(예: 초고속 열유동 진단 기술, 신소재 기반 냉각기술 등)과 고정밀 계측기술을 산업계·연구계와 공유하여 원자력 열수력 분야에 응용하는 노력을 기울이고 있다. 더불어, 산·학·연이 공동으로 미래 원자로 적용 열수력 기술의 실증 및 검증 프로젝트를 추진하여, 개발된 기술의 신뢰성을 높이고 상용화 가능성을 탐색하고 있다. 이러한 협력을 통해 향후 건설될 혁신 원자로에 적용할 수 있는 열수력 요소기술을 발굴하고, 국내 원자력산업의 경쟁력을 강화하는 데 기여하고 있다.