2023년 원자력기기 및 열유체 분야 연구동향

1. 서 론

본 연감에서는 2023년 한국유체기계학회 하계/동계 학술대회 및 학술논문집에 발표된 원자력기기 및 열유체 분야 관련 연구 결과를 소개⋅분석하고자 한다. 해당 분과에서는 원자로 열유체 및 시스템⋅기기 관련 다양한 분야에서 66편의 논문이 발표되었다. 기존의 원자로 열유체 분야에서 주로 수행되어 왔던 전통적인 열유체 실험 및 해석분야 연구 뿐만 아니라 최근 급속히 발전하고 소형모듈형원자로 분야 연구가 새롭개 주목을 받고 있는 것으로 판단된다. 본 연감에서는 지난 1년간의 연구논문을 열유체 실험 및 해석, 소형모듈형원자로, 원자력 시스템 및 기기, 측정기술, 기타 분야로 구분하여 소개하고자 한다.

2. 열유체 실험 및 해석

원자로 운전조건 및 사고상황에서 발생할 수 있는 열유체 현상에 대한 분석 및 예측은 원자력 안전분야의 핵심적인 이슈이다. 본 절에서는 이와 관련된 실험 및 해석 논문을 소개한다.

배반석 등⁽¹⁾은 크러드가 침적된 단일 가열봉에 대한 재관수 열전달 실험을 수행하였으며, 크러드 침적으로 인해 급랭 열전달 성능이 향상되는 것을 실험적으로 검증하였다.

김연식 등⁽²⁾은 원전 사고 시 발생할 수 있는 열수력 현상인 자연순환 유동 특성에 대해 분석하였으며, 기존 자연순환 유동맵을 검토하고 이를 원자로 열수력 종합효과실험장치 데이터베이스와 비교⋅분석하였다.

고혁재 등⁽³⁾은 부유식 해양원전의 노심 부수로 모의 실험을 수행하였다. 이를 통해 횡방향 요동이 노심 압력강하에 미치는 영향을 평가⋅분석하였다.

남상균 등⁽⁴⁾은 원자력계통해석 코드인 SPACE를 활용하여 수평관 내 응축현상에 대한 해석을 수행하였다. 또한, 해석결과를 기존 국내에서 수행된 실험연구결과와 비교⋅분석하였다.

남현택 등⁽⁵⁾은 마이크로 기둥구조가 형성된 표면에서의 비등실험을 수행하였다. PIV 기술을 활용해 습윤유동을 측정하고 이를 임계열유속 실험결과와 비교하여 분석하였다.

남영석 등⁽⁶⁾은 단상 자연순화 유동조건을 모의하기 위해 비가열 강제순환 조건을 실험장치에 적용하여 벽면 마찰계수 데이터베이스를 생산하였다.

최종희 및 김형대⁽⁷⁾는 레이저 간섭을 활용한 비등 마이크로레이어 측정기법의 한계에 대해 정량적으로 분석하였다.

김일진 및 김형대⁽⁸⁾는 핵융합로 발전에 활용가능한 Hypervapotron 냉각기술에 CFD 해석을 수행하였다. 3차원 이상유동 해석을 수행하였으며 핀구조물의 영향에 대해 정량적으로 분석하였다.

윤성현 등⁽⁹⁾은 비경수형 원자로 열수력 시스템코드인 GAMMA+의 3차원 난류 해석능력에 대한 검증연구를 수행하였다. 이 연구를 통해 해당 코드가 상용 CFD 코드대비 유사한 성능을 보유하고 있음을 보고했다.

조아영 등⁽¹⁰⁾은 비등 표면온도 측정을 위한 첨단기술인 온도감응 형광물질 박막에 대한 실험적 연구를 수행하여 기술적 타당성을 검증하였다.

강준하 등⁽¹¹⁾은 실제 가압경수로 온도 및 압력조건을 모의 가능한 실험장치를 구축하였다. 향후, 본 실험장치를 활용하여 가압경수로 실제 조건에서의 열수력 데이터베이스 확보가 가능할 것으로 기대된다.

엄정현 등⁽¹²⁾은 원자로 중대사고 상황에서 발생할 수 있는 핵연료 파편입자층의 형성에 관한 해석연구를 수행하였다. 이를 위해 STAR-CCM+ 코드를 활용하였으며, 해석결과를 실험결과와 비교⋅분석하였다.

Yang⁽¹³⁾은 소형모듈형원자로 및 첨단원자로와 관련된 임계열유속 현상에 대한 연구필요성과 실험적 접근방법에 대해 소개하였다.

임도영 및 방인철⁽¹⁴⁾은 국내 가압경수로인 OPR1000에 대한 냉매 열수력 종합효과 실험장치인 URILO-II에 대한 척도해석 및 주요설계 결과에 대해 소개하였다.

오승환 등⁽¹⁵⁾은 경수형 소형모듈형원자로의 안전이슈인 나선형 증기발생기 관내 2상유동 불안정성에 대한 해석연구를 수행하였다. MARS-KS 코드를 활용하였으며, 해석결과와 타 코드 및 실험결과를 비교⋅분석하였다.

김도현 등⁽¹⁶⁾은 나선관 내 이상유동에 관한 CFD 해석연구를 수행하였다. 해석을 통해 이상유동 현상을 모의하였으며, 원심력 및 2차유동 효과를 확인하였다.

한승수 등⁽¹⁷⁾은 ANSYS Fluent 코드를 사용하여 원자로 용기 외벽 냉각상황을 모의하는 해석연구를 수행하였다. 이를 통해 해당 조건에서의 이상유동 비등 주요변수인 용기 온도 및 기공률에 대한 정량적인 데이터를 생산하였다.

3. 소형모듈형원자로 기술

소형모듈형원자로(SMR)는 최근 국가 전략기술로서 주목을 받고 있으며, 탄소중립 달성을 위한 다양한 활용이 가능하여 전세계적으로도 기술개발 경쟁이 이루어지고 있다. 또한, 국내에서 i-SMR 원자로를 개발하고 있는 상황에서 연구의 중요성이 부각되고 있다.

권태순 및 강흥석⁽¹⁸⁾은 소형모듈형원자로인 i-SMR 증기발생기의 종합진동평가를 위한 척도해석을 수행하였다. 본 연구의 결과는 축소모의 실험장치 설계에 활용될 수 있다.

양진화 등⁽¹⁹⁾은 i-SMR 안전성 평가를 위한 종합효과실험장치의 철제형격납건물에 대한 척도해석 및 기본설계 결과를 소개하였다.

양진화 등⁽²⁰⁾은 소형모듈형원자로인 SMART100에 대한 분리효과 실험장치 및 실험결과에 대해 소개 및 분석하였다.

배황 등⁽²¹⁾은 SMART 원자로 종합효과시험장치의 설계에 대해 소개하고, 장치를 활용해 생산된 실험결과에 대해 분석하였다.

한훈식 등⁽²²⁾은 소형모듈형원자로에 활용가능한 나선형 증기발생기 설계를 위해 변수연구를 수행하였다. 이를 통해 다양한 설계변수에 따른 압력강하 결과를 정량적으로 분석하였다.

유제용 등⁽²³⁾은 소형모듈형원자로 냉각재펌프의 임펠러 최적설계에 관한 CFD 해석연구를 수행하였다. 임펠러 성능에 영향을 미칠 수 있는 다양한 변수를 도출하였으며 이에 대한 정량적 분석을 수행하였다.

박정환 등⁽²⁴⁾은 i-SMR 유연운전 연계를 위한 액체공기 에너지 저장시스템에 관한 연구를 수행하였다. 이를 통해 시스템 개념을 설계하였으며 검증실험장치를 구축하였다.

김석 등⁽²⁵⁾은 SMART 원자로의 응용분야인 오일샌드 회수용 SAGD 공정을 위한 다양한 2차계통 설계방법에 대해 제안하였다.

김태순 및 남혁석⁽²⁶⁾은 i-SMR 압력용기 제작에 적용가능한 전자빔 용접기술에 대한 재료 건전성 평가 연구를 수행하였다. 이를 통해 전자빔 용접에 의한 재료 미세구조 변화결과에 대해 분석하였다.

강상희⁽²⁷⁾는 i-SMR의 최신 개발현황에 대해 소개하였다. 이를 통해 i-SMR의 설계특성, 개발계획 및 국제시장 경쟁력에 대해 보고하였다.

4. 원자력 시스템 및 기기

원자력 발전소는 광범위한 과학⋅공학 분야 기술의 융합을 통해 설계⋅구축⋅운영된다. 이로 인해 최근에도 매우 다양한 원자력 시스템 및 기기에 대한 연구개발이 활발히 이루어지고 있다.

이제희 등⁽²⁸⁾은 APR 원자로 격납용기 해석코드인 CAP 코드 내 살수 열전달 모델을 개선하였으며, 해석을 통해 모델 개선의 타당성을 검증하였다.

김기환 등⁽²⁹⁾은 APR1000 원자로 노심 유동분포 실험을 위한 척도해석을 수행하여 수력조건을 도출하였다. 이 결과는 향후 실제 노심 수력실험에 활용될 예정이다.

홍순준 등⁽³⁰⁾은 APR 원전 격납건물 열수력 해석 코드인 CAP 코드의 해석능력에 대한 다양한 평가를 수행하여 그 결과에 대해 보고하였다.

박해민 등⁽³¹⁾은 원자로 열수력 종합효과시험장치인 ATLAS의 중형냉각재상실사고 모의 실험 데이터를 활용해 SPACE 코드의 해석능력에 대한 평가⋅분석을 수행하였다.

최대경 등⁽³²⁾은 원자로 냉각재 누설 포집 시스템을 모의하기 위해 상용 CFD 코드인 ANSYS Fluent를 활용한 해석기법을 개발하였다. 또한, 해석결과를 실험결과와 비교⋅분석하였다.

천화동 등⁽³³⁾은 원자력발전소 제어벨브 구동기의 내진 성능에 대한 수치해석을 수행하였다. 이를 통해 내진하중에 대한 구조 건전성 및 설계 여유도를 평가하였다.

이동영 등⁽³⁴⁾은 경수형 원자로 피동안전계통인 PAFS에 대한 해석을 수행하였다. 해석에는 원자로 열수력안전해석 코드인 RELAP5를 사용하였으며, SBO 사고조건을 적용하여 원자로 내부 과도 열수력거동에 대한 해석을 수행하였다.

박현식 등⁽³⁵⁾은 GAMMA+ 코드의 소듐냉각고속로 과도해석 성능을 평가하였다. 해석은 SALUS 원자로를 대상으로 수행하였으며, 해석결과를 MARS-LMR 코드 해석결과와 비교⋅분석하였다.

권태순⁽³⁶⁾은 가압경수로 정지냉각계통에 작동에 노심 붕산농도의 과도거동을 CFD 코드를 사용하여 해석하였다. 이를 통해 축소모의 실험장치의 설계가 1/1 원형과의 충분한 상사성을 보유하고 있음을 보고하였다.

송준규 등⁽³⁷⁾은 SPACE 코드를 사용하여 웨스팅하우스형 원전에 대한 냉각재파단사고 시 Peak Cladding Temperature의 파단 크기에 따른 민감도 분석을 수행하여 결과를 분석하였다.

김재형 등⁽³⁸⁾은 고온 고차압 밸브 트림에 대한 1D, 3D CFD 해석결과에 대한 비교⋅평가를 수행하였다.

이혁순 등⁽³⁹⁾은 고온 고차압 제어밸브 트림 유로 손실계수에 대한 1D 해석을 수행하였다.

류제혁 등⁽⁴⁰⁾은 고온 고차압 제어밸브 트림 형상에 따른 유동특성을 ANSYS CFX 코드를 사용하여 3차원 CFD 해석을 수행하였다. 이를 통해 다양한 트림 형상에 대한 손실계수, 감압비, 입구조항, 트림이탈속도에 대한 정량적인 해석 데이터를 보고하였다.

이상현 등⁽⁴¹⁾은 경수형 원자로 냉각재 소량 누설 시 누설량을 정량하기 위한 딥러닝 알고리즘을 개발하였다. 딥러닝 코드의 계산결과를 고정밀 열수력 해석코드인 CUPID 결과와 비교⋅분석하였다.

한금호 등⁽⁴²⁾은 노외 중대사고 해석코드의 격납건물 열수력해석을 위한 솔버를 예비 개발하였다. 가상의 열역학 문제를 해당 솔버를 통해 해석하여 솔버의 기술적 타당성을 검증하였다.

이공희⁽⁴³⁾는 ANSYS CFX 코드를 사용하여 원자력발전소에 적용되는 버터플라이 밸브와 다공오리피스 사이의 직관 길이 따른 수력학적 특성을 해석하였다.

제상윤 등⁽⁴⁴⁾은 고온 고차압 제어밸브 트림에 대한 3차원 CFD 해석을 수행하고, 기존의 트림과 새롭게 개발된 트림의 성능을 비교⋅분석하였다.

방정진 등⁽⁴⁵⁾은 MARS-LMR 코드를 사용하여 열에너지저장장치가 연계된 액체금속로고의 동력변환계통의 동적거동을 분석하기 위한 해석 방법론을 개발하였다. 개발된 모델은 기존 발전소 동력변환 계통 데이터를 적절히 모의하는 것으로 나타났다.

박영재 등⁽⁴⁶⁾은 SPACE 코드를 사용하여 종합효과시험장치인 ATLAS의 사고모의 실험을 모의 해석하고 결과를 실험결과와 비교⋅분석하였다.

서경우 등⁽⁴⁷⁾은 연구용원자로에 적용되는 플랩밸브 위치 설계를 위해 ANSYS CFX를 활용한 CFD 해석을 수행하였다. 또한, 이 연구를 고도화하여 상세해석을 수행할 예정이다.

방영석 등⁽⁴⁸⁾은 원자력 재생 하이브리드 에너지 시스템에 적용되는 고압 급수가열기의 열수력 특성을 MARS-KS 코드를 사용하여 해석하였다. 이를 통해, 해당 코드가 고압급수가열기를 적절하게 모의할 수 있는 것으로 보고하였다.

강흥석 등⁽⁴⁹⁾은 유체유발 진동현상에 대해 전반적으로 소개하고, 이를 원자로 내부, 핵연료 집합체, 증기발생기와 연계하여 분석하였다.

김우식 및 권태순⁽⁵⁰⁾은 원자로 냉각재 누설감지 시스템에 대한 실험적 검증을 수행하였다. 이를 통해 개발된 누설감지 시스템의 우수한 성능을 검증하였다.

김우식 및 권태순⁽⁵¹⁾은 원자로 냉각수 누출 감지시스템 개발 결과에 대해 보고하였다. 다양한 검증실험을 수행하여 해당 시스템의 기술적 우수성을 검증하였다.

문정호 등⁽⁵²⁾은 장기 교류전원 상실사고 시 발생할 수 있는 역류냉각 현상 예측 방법 및 비상노심냉각수 주입 시점에 대한 분석을 수행하였다. 사고모의를 위해 MARS 코드 시뮬레이터를 사용하였으며, 해석결과를 활용하여 적절한 사고 대처 방법을 제안하였다.

이종혁 및 이승욱⁽⁵³⁾은 원자로 중형냉각재상실사고에 대한 기존 실험데이터를 SPACE 코드 해석결과와 비교⋅분석하였다.

이승욱 등⁽⁵⁴⁾은 한국원자력연구원, 한수원 중앙연구원, 한전원자력연료에서 수행중인 중형냉각재상실사고 주요 현상 우선순위표 개발 현황에 대해 보고하였다.

김다용 등⁽⁵⁵⁾은 노심 하향유동 연구용 원자로에서의 펌프 관성서행을 이용한 피동잔열제거를 위한 펌프설계연구를 수행하였다. 설계를 위해 1D 코드를 활용하였으며, 이를 통해 요구되는 펌프의 RPM 및 관성모멘트 관련 주요 변수를 도출하였다.

전성수 등⁽⁵⁶⁾은 국내 OPR1000 원자로를 대상으로 피동보조급수계통(PAFS) 도입 시 SBLOCA 사고에 대한 해석을 수행하였다. RELAP5 코드를 사용하였으며, 해석결과 PAFS의 도입을 통해 해당 사고가 충분히 완화될 수 있음을 보고하였다.

고유정 등⁽⁵⁷⁾은 해양부유식원전 BANDI-60의 피동 안전시스템 성능 분석을 위해 MARS-KS 코드 해석을 수행하였다. SBLOCA 사고를 모의하였으며 해석결과에 기초하여 주요 열수력 변수의 거동에 대해 분석하였다.

5. 측정기술

원자로 기기 및 열유체 분야에서는 다양한 현상에 서 나타나는 물리량의 고정밀 측정을 위한 측정 기술의 개발이 꾸준히 이루어져 왔다.

김태호 등⁽⁵⁸⁾은 2중 광섬유 센서를 적용한 액적변수 측정기법을 개발하고, 이를 실험적으로 검증하였다.

6. 기 타

위에 기술한 원자력기기 및 열유체 관련 연구 이외에도 다양한 분야에서의 원자력 분야 연구가 활발하게 수행되고 있다.

김기현 등⁽⁵⁹⁾은 인공지능 코드를 활용하여 초임계 이산화탄소 브레이튼 사이클 압축기 입구온도를 제어할 수 있는 방법을 제안하였다.

송철화⁽⁶⁰⁾는 경수로 안전관련 열수력 실험데이터의 물리적 상사성 확보 및 증진을 위한 체계적인 의견을 제시하였으며, 향후 첨단 모델링 및 시뮬레이션을 해 필수적인 요구조건에 대해 제안하였다.

홍순준 등⁽⁶¹⁾은 크롬코팅 사고저항성 핵연료의 원자로 다준고장사고에 대한 예비 성능 분석을 수행하였다.

정주훈 및 방인철⁽⁶²⁾은 무제어봉 원자로의 Density lock 구조체가 원자로 안전성에 미치는 악영향을 분석하기 위해 MARS-KS를 사용한 해석연구를 수행하였다.

이승준 및 이성욱⁽⁶³⁾은 열수력 해석코드인 CUPID와 핵연료 해석코드인 MERCURY의 연계기술 개발 및 검증현황에 대해 보고하였다.

윤정 등⁽⁶⁴⁾은 열에너지저장 고온 축열조에 지진으로 인해 발생할 수 있는 슬로싱 현상에 대해 STAR-CCM+를 사용하여 CFD 해석연구를 수행하였다.

유용환 및 구경회⁽⁶⁵⁾는 해양용 용융염원자로에 관한 주요 현상 우선순위표 개발에 관한 현황을 소개하였다.

이승규 및 이정익⁽⁶⁶⁾은 초임계 이산화탄소용 압축기에 적용되는 래비린쓰 씰의 성능에 대한 실험적 평가결과를 보고하였다.

7. 결 론

본 연감에서는 2023년에 한국유체기계학회 학술대외 및 학술논문집에 발표된 원자력 기기 및 열유체 분야 연구에 대해 소개 및 설명하였다. 열유체 실험 및 해석, 원자력 시스템 및 기기, 측정기술 등의 전통적인 연구분야에 추가로 최근 이슈가 되고 있는 소형모듈형 원자로 및 기타 다양한 기술에 대한 연구가 새롭게 이루어지고 있으며, 향후 해당 연구분야의 발전이 기대된다.

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