[ Original Paper ]

The KSFM Journal of Fluid Machinery - Vol. 29, No. 2, pp.175-181

ISSN: 2287-9706 (Print)

Print publication date 01 Apr 2026

Received 23 Mar 2026 Revised 31 Mar 2026 Accepted 01 Apr 2026

DOI: https://doi.org/10.5293/kfma.2026.29.2.175

2025년 원자력기기 및 열유체 분야 연구동향

김형모^* ; 이연건^**^{, †}

*경상국립대학교 기계공학부
**세종대학교 양자원자력공학과

Research Trends in Nuclear Equipment and Thermal-Fluids in 2025

Hyungmo Kim^* ; Yeon-Gun Lee^**^{, †}

*School of Mechanical Engineering, Gyeongsang National University
**Department of Quantum and Nuclear Engineering, Sejong University

Correspondence to: ^†E-mail : yglee@sejong.ac.kr

Abstract

This review analyzes 121 papers related to nuclear equipment and thermal-fluids that were published in the KSFM Journal of Fluid Machinery and presented at the 2025 summer and winter annual meetings of the Korean Society for Fluid Machinery. The 2025 landscape can be summarized into five major axes: equipment integrity and diagnostics; SMR passive safety systems and key components; validation testing, accident management, and regulatory verification; high-fidelity thermal-hydraulic analysis and AI-based methods; and system integration with application expansion to hydrogen, industrial heat, and marine nuclear systems. Compared with journal papers, which mainly showed higher methodological completeness, the summer meeting was dominated by project-driven development studies for SMR components and safety systems, whereas the winter meeting showed clear expansion toward integrated platforms, licensing support, sector coupling, and marine applications.

Keywords:

Nuclear equipment, Thermal-hydraulic, Small modular reactor, Passive safety systems, Regulatory verification

키워드:

원자력기기, 열수력, 소형모듈원자로, 피동안전계통, 규제검증

1. 서 론

본 논문에서는 2025년도 한국유체기계학회 논문집과 하계⋅동계 학술대회에서 발표된 “원자력기기 및 열유체” 분과의 자료를 종합적으로 검토하여 국내 연구동향을 정리하였다. 분석 범위는 논문집 4편, 하계학술대회 39편, 동계학술대회 78편으로 구성되며, 총 121편을 대상으로 하였고, 정리방식은 단순 세션 나열이 아니라 연구 목적, 적용 대상, 연구방법을 기준으로 재분류하는 방식을 채택하였다.

2025년 자료를 종합하면, 원자력기기 및 열유체 분야의 연구는 Fig. 1과 같이 크게 다섯 축으로 재편되는 양상을 보였다. 첫째, 원전 회전기기와 핵심 유체기계의 상태진단 및 운영 신뢰성 향상이다. 둘째, 혁신형 SMR의 피동안전계통과 핵심 구성품 개발이다. 셋째, 검증시험, 사고관리, PSA, 중대사고 및 규제검증 기술의 본격화이다. 넷째, CFD, LES, 다물리⋅다중스케일, AI/ML을 포함하는 고정밀⋅고성능 해석기법의 확산이다. 다섯째, 해양원전, 수소 생산, 산업열 공급, 차세대 노형으로의 응용 확장이다^(1-76).

Fig. 1

2025년 원자력기기 및 열유체 분과 연구동향

특히 하계학술대회는 SMR 피동안전계통 및 주요 기기 개발과 같은 프로젝트 지향적 연구가 두드러졌으며, 동계학술대회는 검증⋅인허가, 시스템 통합, 응용 확장, 고충실도 해석이라는 보다 확장된 연구 축을 강하게 보여주었다. 이러한 차이는 2025년 연구 생태계가 단순 성능평가를 넘어, 개발–실증–규제–응용으로 이어지는 연속적 구조를 형성하고 있음을 시사한다^{(1-4, 9-29, 35-76)}.

2. 분석 대상과 분류체계

Table 1은 2025년 분석 대상 논문을 발표 매체와 세션 유형에 따라 정리한 것이다. 정량적으로는 동계 조직세션과 하계 특별세션이 전체 연구를 견인하였고, 질적으로는 저널 논문이 방법론적 완성도, 학술대회 논문이 기술개발 및 확장성을 담당하였다. 또한 본 논문에서는 전체 자료를 다섯 개 대분류 축으로 재구성하여, 세션 단위가 아닌 연구 목적 중심의 통합 분석이 가능하도록 하였다. Table 2는 본 논문의 대분류 기준과 주요 분석대상을 나타낸다.

Table 1

2025년 원자력기기 및 열유체 분야 발표 논문 수

Table 2

대분류 기준과 주요 분석 대상

3. 연구 분야별 동향

3.1 기기 건전성, 상태진단 및 신뢰성 향상

기기 건전성과 운영 신뢰성 향상 분야에서는 원전 회전기기 및 핵심 유체기계를 대상으로 한 상태진단과 설비 개선 연구가 가장 뚜렷한 축으로 나타났다. 하계 특별세션에서는 형상 기반 진동 측정, 운전변수 동기화 분석체계, 설비정보 DB 연계 통합 진동진단 프로그램 개발이 제시되었고, 회전기기 진단이 계측–운전정보–설비 DB를 연결하는 통합 분석 방향으로 이동하고 있음을 보여주었다^{(5, 6)}. 또한 같은 하계 학술대회에서 제어밸브 내진성능, i-SMR 증기터빈 습분제거율 영향, RCP 정비 경험과 축밀봉 성능개선이 함께 제시되어, 구조 건전성, 성능 민감도, 운전 신뢰성의 문제가 하나의 원자력 유체기계 분야 연구축으로 결합되고 있음을 확인할 수 있었다^{(7, 8, 26-29)}.

3.2 SMR 피동안전계통 및 핵심 구성품 개발

혁신형 SMR 관련 연구는 하계학술대회에서 가장 활발하게 논의된 분야였다. 고 Rayleigh 수 열전달, 급가열 수직벽 과도 자연대류, 피동안전 열교환기 실험장치 설계, 피동안전 계통 설계 개념 등은 피동안전계통의 핵심 열수력 현상을 정량화하고 설계기준을 구체화하려는 흐름을 보여주었다^(9-13). 특히 상부돔 외부 자연대류와 고 Rayleigh 수 조건 연구는 SMR 스케일 열수력 실험 자료 축적이라는 측면에서 의미가 크다.

다음 단계의 연구는 요소기술 실증과 구성품 개발로 이어졌다. 증기발생기 응축 열전달 실험 설계, PCCS 2상유동 불안정성 실험장치 구축, 장기냉각용 비상냉각탱크 피동냉각 개념 개발, LOCA 시 격납용기 냉각성능 평가, 피동안전밸브의 과도 CFD/시스템코드 적용성 검토 등은 기초현상 규명과 계통 성능평가를 직접 연결하는 연구로 이해할 수 있다^(14-16).

밸브 기술은 별도의 독립 연구축을 형성하였다. ECCS 밸브 개념설계, 파일롯구동밸브 CFD 해석, 스프링 보조식 스풀밸브 민감도 분석, 피동 ECCS 밸브 설계요건 검토와 더불어, 동계 일반세션의 MATLAB 기반 수력구동밸브 동특성 연구가 더해지면서, 피동안전 밸브 연구는 개념설계–유동해석–동특성–시험 및 인허가 요구조건 정립의 체계를 갖추게 되었다^{(22-25, 57)}. 결국 2025년의 SMR 연구는 열수력 현상 규명에서 출발하여, 핵심 계통⋅기기 개발과 계통 수준 성능검증으로 점차 심화된 것으로 평가된다.

3.3 검증시험, 사고관리, PSA 및 규제검증

국내 가동 원전의 안전성을 제고하기 위한 혁신 안전기술의 개발도 활발하게 이루어지고 있는 것으로 나타났다. 하계 특별세션 “다중고장사고 사고관리 최적화 기술 개발”에서는 리스크 기반 시나리오 분석, 피동열침원의 응축 및 액막 기구학 모델, SPACE-CAP 연계 해석, 보수적⋅실제적 해석 비교, 종합효과시험 기반 사고관리 전략 최적화가 제시되었다^(17-21). 이들 연구는 다중고장사고 대응과 리스크 우선순위 설정, 통합해석 검증을 하나의 프레임으로 묶는 특징을 보였다.

2025년 연구 동향에서 가장 중요한 전환점은 혁신형 SMR 연구가 개념설계 단계에서 검증시험과 규제검증 단계로 본격 이동하고 있다는 점이다. 동계 조직세션 “혁신형 SMR 검증 시험”에서는 IET 장치 기본설계, 피동안전계통 기본설계, SET 장치 설계, 노심 유동분포 시험장치 설계가 체계적으로 제시되었다. 여기서 특징적인 점은 PIRT 기반 시험항목 선정, 척도분석 기반 축소설계, 열수력 현상 보존 논리, 그리고 향후 SDA 제출용 데이터 생산이라는 목표가 명확하다는 것이다. 즉, 연구 초점이 ‘시험 아이디어’가 아니라 ‘인허가 지원용 검증 인프라 구축’으로 이동하고 있음을 확인할 수 있다^(48-50).

규제검증 측면에서도 같은 흐름이 나타났다. 규제검증용 PSA 모델 개발, 경수형 SMR 중대사고 규제요건 비교, SBO 다중고장 MELCOR 예비해석, MELCOR 모델 적용성 평가, 선원항 기반 EPZ 산정 연구는 SMR 인허가 심사를 지원하기 위한 규제기반 기술의 개발에 박차를 가하고 있음을 보여준다^(51-55). 따라서 2025년은 SMR 분야에서 개발–시험–PSA–중대사고–규제검증이 하나의 연속적 체계로 재편된 해로 볼 수 있다.

3.4 열수력 해석 및 AI 기반 방법론

논문집과 학술대회를 가로질러 가장 빠르게 확대된 분야는 고정밀 해석 및 디지털/AI 기반 방법론이다. 논문집에서는 APR1000 1/5 축소모델의 노심유동분포 CFD 해석과 원전 유량제어계통의 머신러닝 기반 신호예측 연구 현항이 발표되었고^{(1, 3)}, 하계 일반세션에서는 AMESIM 기반 혁신 안전해석 프레임워크, moving boundary model 기반 밀도파 진동 판별, MARS-KS 기반 원자로냉각재압력경계 누설 탐지 방법론, SMART SBLOCA 상호비교시험이 보고되었다^(30-34). 이는 기존 계통코드 중심 해석이 CFD, 축약모델, 시험검증과 병행되는 방향으로 이동하고 있음을 의미한다.

동계 조직세션 “원자로 열수력 해석을 위한 고정밀-고성능 열유동 해석 기법 개발”은 이러한 변화를 가장 집약적으로 보여준다. 다물리⋅다중스케일 통합 플랫폼 개발, pin-wise 노심 다물리 해석, 단순화 나선형관 증기발생기 LES 해석, CUPID 기반 3차원 다물리 해석 등은 1차원 평균계통 해석에서 벗어나 3차원 고정밀 해석과 연료봉 수준 안전여유도 평가로 연구 수준이 진전되고 있음을 보여주었다^(42-45).

동계 일반⋅포스터세션의 PCCS 응축 모델 검증, OpenFOAM 기반 에어로졸 해석, MSRE 펌프 과도 모사, 히트파이프 원자로 연료 열전달, i-SMR 누설 평가 예비방법론, CINEMA 기반 사고완화능력 평가, ANN 기반 1차원 층류 유동 예측 역시 해석도구의 적용 범위가 빠르게 넓어지고 있음을 보여준다^(59-76). 종합하면 2025년의 해석기술은 시스템코드–CFD–실험의 병행 사용, 다물리⋅다중스케일 플랫폼화, AI 기반 예측과 설계지원이라는 세 방향으로 재구성되고 있다.

3.5 시스템 통합 및 응용 확장 동향

동계학술대회에서 가장 차별화된 흐름은 원자력기기 및 열유체 연구가 전통적 안전계통 문제를 넘어, 이차측 열원 활용, 수소 생산, 해양원전, 차세대 노형과 특수 응용으로 확장되었다는 점이다. HECTAR 고온가스로 산업공정열 공급, 터빈 입구 증기의 다목적 열원 활용, TES 연계 PWR-SMR 유연운전, SOEC 및 수소-순산소 연소 기반 부하추종, i-SMR-SOEC 통합 수소 생산⋅압축⋅저장 해석은 모두 차세대 원자력 에너지의 활용 분야를 다각화함과 동시에, 이차측에서 유연성을 확보하려는 전략을 공유한다^(35-39).

해양원전 분야에서는 해양 운전환경 특수성과 규제요건, SMR 추진선박 및 해상 플랫폼 개념설계, 해상 요동 조건 열수력 연구, 선박용 원자로의 PCHE 증기발생기 활용 타당성 연구가 함께 제시되었다^{(40, 41, 58)}. 이는 원자력 열수력 연구가 육상 고정식 시스템을 넘어 이동형⋅부유식 플랫폼의 환경하중을 고려하는 단계로 진입했음을 의미한다.

일반 및 포스터 세션에서는 PGSFR, MSRE, 히트파이프 원자로, 연구로 열교환기, 손상핵연료 이송용기, 이동형 MSR용 용융염 주입⋅배출, 핵융합로 블랑켓 열설계 등 다양한 응용 주제가 병행되었다^(63-75). 따라서 2025년은 원자력 기기 및 열유체 분야가 PWR 중심의 전통적 범주를 유지하면서도, SMR 등과 연계한 응용 영역의 다변화와 시스템 통합 연구의 본격화를 보여준 해라고 평가된다.

Table 3은 상기 분석을 핵심 트렌드 별로 정리한 결과이다.

Table 3

2025년 핵심 연구 트렌드와 시사점

4. 결 론

2025년 한국유체기계학회 논문집과 하계⋅동계 학술대회 자료를 종합한 결과, 원자력기기 및 열유체 분야는 전통적인 열수력 및 기기 성능평가에 대한 연구개발의 방향성을 유지하면서도, 연구의 중심축이 보다 분명하게 재편되고 있음을 확인할 수 있었다. 즉, 기기 진단과 운영 신뢰성, 혁신형 SMR 피동안전과 핵심 구성품, 검증시험 및 규제검증, 고정밀⋅고성능 해석과 AI, 그리고 시스템 통합 및 응용 확장이라는 다섯 축이 2025년 연구지형을 대표하였다.

하계학술대회는 차세대 원자로의 개발과 실증 지향성이 강했고, 동계학술대회는 검증⋅인허가⋅응용 확장이 두드러졌으며, 논문집은 방법론적 완결도를 확보하는 역할을 수행하였다. 특히 혁신형 SMR 관련 연구는 열수력 기초현상 규명, 밸브와 RCP 등의 핵심 기기 개발, IET/SET 기반 검증, PSA 및 중대사고 규제검증으로 이어지는 계층적 구조를 형성하였다. 또한 해양원전, 산업열, 수소 생산, 차세대 노형 분야의 확대는 향후 원자력 열수력 연구의 산업적 파급력을 더욱 넓힐 가능성을 보여주었다.

향후에는 개별 연구축의 심화와 더불어, 실험–해석–데이터–규제검증을 연계하는 통합 연구체계가 더욱 중요해질 것으로 판단된다. 특히 혁신형 SMR의 실현 가능성을 높이기 위해서는 기기⋅계통 신뢰성, 열수력 실증 시험 인프라, 고충실도 해석 플랫폼, 인허가 대응용 PSA 및 중대사고 해석 모델이 병행 발전해야 한다. 이러한 측면에서 2025년은 국내 원자력기기 및 열유체 분야가 ‘기술개발 중심 단계’에서 ‘검증 및 적용 확장 단계’로 진입한 전환점으로 평가할 수 있다.

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Park, H. B., et al., 2025, “Requirement Study for Critical Reactor Fluid-System Equipment,” Proceedings of the KSFM 2025 Winter Annual Meeting.
Ra, I., et al., 2025, “CFD Heat-Transfer Analysis in a Transport Cask for Re-Fabricated Damaged Spent Fuel,” Proceedings of the KSFM 2025 Winter Annual Meeting.
Kim, D., et al., 2025, “Two-Phase-Flow Pump Performance in Research Reactors,” Proceedings of the KSFM 2025 Winter Annual Meeting.
Kwon, W. C., et al., 2025, “Oxide-Film Property Evaluation of Coatings to Mitigate Fouling in Feedwater Venturi Tubes,” Proceedings of the KSFM 2025 Winter Annual Meeting.

구분	세부 유형	논문 수(편)
논문집	KSFM Journal of Fluid Machinery	4
하계학술대회	특별세션	27
	일반세션	8
	포스터세션	4
동계학술대회	조직세션	45
	일반세션	12
	포스터세션	21
합계	전체	121

대분류	대표 세션/자료	대표 키워드	주요 방법
기기 건전성⋅ 상태진단⋅ 운영 신뢰성	하계 원자력 유체기기, 하계 RCP, 동계 원자력 기계, 동계 유체기계 진단	진동진단, RCP seal, MOV, 유지보수, orbit, 데이터 동기화	현장사례, 실증시험, 진동계측, 진단 소프트웨어
SMR 피동안전 계통⋅핵심 구성품	하계 피동안전 기초실험, 요소기술 실증, ECCS 밸브, 동계 PCCS⋅나선관 연구	자연대류, 응축, PCCS/PECCS, EDV/ERV, 2상유동	실험, CFD, 시스템코드, 동특성 해석
검증시험⋅ 사고관리⋅ 규제검증	하계 다중고장사고, 하계 SMART/IET, 동계 IET/SET, 동계 PSA 및 중대사고	사고관리, 척도해석, PSA, MELCOR, EPZ, 인허가 지원	종합효과시험, 개별효과시험, 리스크 평가, 규제요건 분석
고정밀 해석⋅ 디지털/AI	저널 CFD⋅ML, 하계 AMESIM/MBM, 동계 고정밀 해석 세션, 포스터 ANN/CINEMA	CFD, LES, CUPID, MARS-KS, AI/ML, 디지털 트윈	다물리⋅다중 스케일 해석, 고성능 계산, 축약모델
시스템 통합⋅응용 확장	동계 이차측 열원 활용, 해양원전, 일반세션의 MSR·PGSFR·융합·연구로	TES, SOEC, 수소, 해양원전, MSR, HTGR, Fusion	열역학 해석, 개념설계, 규제 검토, 시스템 통합

핵심 트렌드	주요 내용	시사점
디지털 진단 플랫폼화	진동데이터, 운전변수, 설비 DB, orbit 시각화가 통합 진단 환경으로 수렴	상태감시가 사후분석에서 예측⋅진단 플랫폼으로 전환
SMR 피동안전 열수력 연구 심화	자연대류, 응축, PCCS/PECCS, 나선관 2상유동, 장기냉각 개념 연구 확대	SMR 설계 상세화와 현상 DB 확보가 병행 진행
핵심 구성품 독립 연구축 형성	ECCS 밸브, 스풀밸브, RCP seal 및 bearing 연구 집중	원자력 유체기기 국산화⋅신뢰성 확보 중요성 증가
검증시험과 인허가 연계 본격화	IET/SET, 척도분석, PSA, 중대사고, EPZ 연구가 하나의 프레임으로 통합	SMR 기술개발만으로는 부족하며 규제수용성 확보가 필수
고충실도 해석 및 플랫폼화	CFD, LES, CUPID 코드, 다물리, pin-wise 해석, AI 기반 설계⋅예측 확대	설계⋅운전⋅안전해석을 연결하는 통합 계산환경 구축 필요
원자력 활용처 다각화 + 이차측 유연화 전략	TES, SOEC, 수소, 산업열, load-following 연구 확대	원전의 비전력 활용과 에너지 허브 역할 강화
적용 분야의 외연 확장	해양원전, MSR, HTGR, 연구로, 손상핵연료, 핵융합까지 범위 확대	열유체 연구가 고정식 상용로를 넘어 다양한 플랫폼으로 확장