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원자력 열수력

원자력 열수력 연구부회

 
원자력 열수력 연구부회 (Division of Thermal Hydraulics)는 한국원자력학회 산하에 설치된 12개 연구부회 중 하나로서, 약 800여명의 산학연 전문가들이 활동하고 있다. 본 연구부회는 4개 전문위원회로 구성되어 있으며 전문위원회별로 운영위원들이 선정되어 전문위원장 및 간사 역할을 담당하고 있다.
 
- 연구부회장 : 권태순(KAERI, 2020.9.1~2022.8.31)
- 감사 : 안승훈(KINS)
- 총무 : 배성원(KAERI)/김종록(KAERI)
- 열수력 실험 전문위원회 : 조형규(서울대학교)/배병언(KAERI)
- 열수력 해석 전문위원회 : 박익규(KAERI)/최동수(KNF)
- 안전해석 현안 전문위원회 : 신안동(KINS)/이상원(KHNP-CRI)
- 열수력 신기술 전문위원회 : 김형대(경희대학교)/김동억(중앙대학교)
 
각 전문위원회별로 수행되는 주요 학술활동은 다음과 같다.

 열수력 실험 (Thermal-Hydraulic Experiment) 전문위원회는 원자력 설비의 설계성능 및 안전성 평가, 안전해석코드의 평가•검증을 위한 열수력 실험 및 해석 모델 개발에 참여하고 있는 산학연 전문가들의 모임이다. 학계는 주로 새로운 열수력 현상의 규명을 위한 기초 실험을 담당하고, 연구계는 가동원전과 신형원전의 안전성 평가를 위한 개별효과실험 및 종합효과실험을 중심으로 활동해 왔으며, “원자력 열수력 실증실험 연구회”를 통해 활발히 교류하고 있다. 최근에는 산업계와 연구계를 중심으로 APR1400, APR+, SMART 관련 안전성 검증실험 및 SPACE 코드의 검증실험에 대한 연구를 집중적으로 수행하고 있다. 또한 안전해석코드의 미소체적모델 도입 추세에 맞추어 국소•다차원 유동현상 실험연구를 확대하고 있으며, PAFS, PCCS 및 PRHRS 등 피동형 안전계통에 대한 연구를 확대하고 있다. 국내에서는 기계공학회 열유체 연구부문 및 FSI (유체-구조물 상호작용) 연구부문과의 학술교류활동을 하고 있으며, 국제적 학술연구활동으로서 열수력 연구부회내 전문분과와 공동으로 한일열수력안전심포지움(NTHAS) 및 한중원자로열수력워크숍(WORTH)을 격년제로 공동개최하여 국외 학술연구교류에도 힘쓰고 있다.
 
열수력 해석 (Thermal-Hydraulic Analysis) 전문위원회는 가동원전과 신형원전의 안전해석 및 관련 전산코드개발 분야에 종사하는 산학연 전문가들의 모임이다. 주요 활동으로 안전해석코드의 평가•검증 및 고유 최적안전해석방법론 개발•적용 등에 관한 기술교류를 해 왔으며, 산업체 중심의 안전해석설계코드 및 다중스케일 열수력 해석기술개발에 대한 연구활동도 활발히 하고 있다. 다중스케일 열수력 해석에서는 계통-스케일 열수력코드인 MARS, SPACE와 기기-스케일 열수력해석코드인 CUPID의 연계기술 개발에 대한 연구를 집중하고 있다. 최근 원전의 안전해석기술 개발 방향이 열수력에 국한되지 않고, 노물리•핵연료 등을 포함하는 다분야 통합 안전해석으로 진행되면서 관련된 타 연구부회와의 학술교류활동에도 노력하고 있다. 국제적으로는 한일열수력안전심포지움(NTHAS) 및 한중열수력워크숍(WORTH)은 물론 OECD/NEA 전문가그룹 활동, 다양한 국제공동연구 및 IAEA 주관의 원자력 후발국 전문가 양성을 위한 교육훈련 지원, 전문가자문 등에도 적극 참여하고 있다.
 
안전해석 현안 (Safety Analysis Issues) 전문위원회는 가동원전과 신형원전의 안전해석에 관한 방법론 개발/적용, 전산코드 응용 및 실험평가 분야에 참여하고 있는 산학연 전문가들의 모임이다. 주요 활동으로는 미국, 프랑스, 캐나다 등의 규제현안을 모니터링하여 국내 원전에 미치는 영향을 파악하고 국내•외 안전해석 및 열수력 현안을 발굴하고 해결방안에 대한 논의를 활발히 하고 있다. 최근까지 USNRC Generic letter 2008-01에 따른 안전배관 내 가스축적, Generic Safety Issue 191에 따른 재순환집수조막힘 등의 현안해결을 위해 산•학•연이 적극적으로 협력하였다. 또한, 최근에는 USNRC Information Notice 2009-23의 연소도에 따른 핵연료 열전도도 감쇠 현안과 10CFR50.46(c) 개정(안)이 국내 안전해석에 미치는 영향 및 해결 방안에 대한 논의가 활발히 진행중에 있다. APR1400, APR+, SMART와 같은 신규원전 및 PRHRS, SIT/FD, PAFS, ECBD 등 신규설비 적용에 따른 안전해석 및 열수력 현안 해결을 위한 연구를 수행하고 있다. 국제적으로는 OECD/NEA 공동연구 결과와 IAEA 기술적 권고(안) 등을 검토, 반영하고 있으며 CAMP, NuSTEP 등 안전해석코드 사용자그룹 활동 등에도 적극적으로 참여하고 있다.
 
열수력 신기술 (Advanced Thermal Hydraulics) 전문위원회는 기존 경수로 열수력 연구와 차별되는 열수력 신기술 연구 및 신형계통•기기 연구개발에 참여하고 있는 산학연 전문가들의 모임으로 기존 열수력 연구 및 계통설계 기술의 혁신을 위한 한계 돌파형 미래 열수력 신기술의 개발 및 활용을 목표로 2020년에 새롭게 구성되었다. 열수력 분야의 미래기술인 히트파이프, 공냉피동안전시스템, 초집적 열교환기 및 인공지능 등을 바탕으로 열수력 안전기술 분야에 적용할 수 있는 열수력 기술과 방법론을 도출하고자 한다. 또한 주로 대학에서 연구되었던 첨단 요소기술 및 고정밀 측정기술을 산업계 및 연구계 전문가들과 공유하고, 이를 원자력 열수력 분야에 적용하기 위해 산학연이 적극적으로 연구협력할 계획이다. 대상 원자로의 열수력 분야는 기존의 경수로 뿐만 아니라 제4세대 원자로, 중소형 원자로, 담수 원자로 및 우주항공용 원자로로 확장하고자 하며, 산학연 기술협력을 통해 미래형 원자로에 적용 가능한 열수력 요소기술의 개발 및 검증을 위해 노력하고자 한다.