📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 8월 19일 (수)
- IAEA가 Zaporizhzhia 원전 직원과 하도급 인력이 이용하는 버스정류장에서 드론이 폭발해 1명이 숨지고 다수가 다친 사건을 확인하고, 원전과 종사자를 겨냥한 군사행동이 핵안전·보안 위험을 키운다며 즉각 중단을 촉구함
- FANCO가 EAGL-1 고속 SMR과 타 첨단원자로용 HALEU 세라믹 연료를 제조할 Category II 시설의 규제협의계획을 NRC에 접수시키고 2027년 건설·운영 허가신청을 예고하며 원자로와 연료주기를 통합한 상용화 전략을 구체화함
- Radiant가 상업 설계와 동일 규모·연료구성을 적용한 1 MWe Kaleidos 마이크로리액터를 California에서 Idaho National Laboratory의 DOME 시험장으로 운송하며 임계·전출력·150시간 무인 연속운전 검증과 NRC 인허가 데이터 확보 단계에 진입함
- 싱가포르 통상산업부와 중국 국가원자력기구가 원자로 기술의 안전·기술 평가, 인력양성, 안전조치와 보안 등을 포괄하는 평화적 원자력 이용 협력 양해각서를 체결하며 싱가포르의 독립적 원전 도입 평가 역량 구축이 구체화됨
- NuScale Power·Nano Nuclear·Oklo 주가 급락으로 공매도 투자자가 지난 1년간 약 21억달러의 이익을 거둔 것으로 집계되며, AI 전력수요와 정책지원에 기반한 SMR 투자 기대가 수익화 지연·높은 자본비용·인허가와 연료 제약에 대한 재평가 국면에 진입함
안전해석 방법론 개념과 구분
개요
원자력발전소의 과도상태나 설계기준사고 등의 안전해석을 위해서는 안전해석 방법론의 근간을 제공하는 평가모델(Evaluation Model)을 구비하여야 한다. 평가모델은 원자력발전소의 과도상태나 설계기준사고에서 원자로계통의 거동을 평가하는 계산 체계를 의미하며, 하나 또는 둘 이상의 해석용 전산프로그램(또는 전산코드)과 계산체계를 운용하는데 필요한 모든 정보를 포함하고 있다. 이 정보에는 전산프로그램의 입력과 출력의 처리 절차, 전산프로그램에 포함되지 않은 해석의 특정 요소와 계산 절차를 특정화하기 위한 제반 절차를 포함한다.
여기에서는 원자력발전소의 과도상태나 설계기준사고 등의 안전해석을 위한 안전해석 방법론의 개념과 구분 그리고 안전해석방법의 종류와 가정에 대하여 살펴보기로 한다.
안전해석 방법론 개념과 구분
일반적으로 특정사고의 해석에서 계통의 거동과 더불어 원자로노심 및 핵연료 등의 거동을 분석하기 위하여 많은 전산프로그램을 사용하고 있으나 최근에는 이를 일체화하여 최소한의 전산프로그램으로 평가모델을 구성하기도 한다.
평가모델의 개발에는 전산체계, 물리적 현상의 모사, 초기 및 경계조건의 설정, 전산코드의 검증과 적용성, 규제요건의 반영 등 고려해야 할 요소들이 광범위하기 때문에 적절한 절차에 따라 수행하여야 한다[1]. 일반적으로 평가모델은 사전에 규제기관에 제출하여 승인을 받는 절차로 진행하며, 다양한 과도상태와 설계기준사고의 해석은 평가모델을 통하여 승인된 방법에 따라 수행한다.
원자력발전소의 다양한 사건에 대한 결정론적 안전해석방법은 크게 보수적 평가방법과 최적 평가방법의 2가지로 구분한다[2]. 보수적 평가방법은 해석에 사용하는 발전소의 운전자료, 초기조건과 경계조건, 계통의 유용성, 그리고 물리적 현상의 모델 및 상관식과 수치계산방법을 포함하는 해석코드 등을 보수적으로 설정하여 허용기준의 관점에서 보수적인 해석결과를 제공하는 방법이다. 반면에 최적 평가방법은 발전소의 실제 운전자료와 최적 해석코드 및 방법론을 사용하여 해석하고, 코드의 모델과 입력자료에 대한 불확실도를 도출하여 정량화하고 적절한 통계적 처리를 통하여 해석결과를 제공하는 방법이다.
보수적 평가방법과 최적 평가방법의 특성
최적 평가방법은 발전소의 거동을 실제적으로 모사할 수 있는 장점이 있으나 복잡한 불확실도에 대한 평가를 병행하여 수행해야 한다[3]. 예로서 아래 그림에서 보는 바와 같이, 물리적 현상을 모사하는 모델에서 보수적 모델은 실험자료를 포괄하고 있으며, 이러한 모델을 내재하는 해석코드를 사용하여 보수적인 결과를 제공하는 것이다. 반면에 최적 모델은 실험자료의 통계적 처리에서 평균치를 예측하는 모델을 내재하는 코드를 사용하여 실제적인 발전소의 거동을 예측하는 방법이며, 이러한 모델이 갖고 있는 불확실도(±σ)가 허용기준에 미치는 영향을 정량화하여 결과에 반영해야 한다. 마찬가지로 해석코드의 입력자료인 발전소의 운전자료와 계통의 성능자료들에 대해서도 보수적인 값을 사용하거나 평균치 값의 사용과 이에 따른 불확실도 평가를 병행하여 수행하는 방법론상의 차이가 있다.
보수적 모델의 사용은 물리적 현상에 대한 제한된 지식과 모사 능력, 실험자료의 부족, 전산용량의 한계에서 비롯되었으나, 최근에는 이러한 제한요소들이 대부분 개선되고 충분한 안전여유도를 확보하려는 필요에 따라 최적 평가방법이 활성화되고 있다. 이러한 방법 외에도 최적 해석코드를 사용하면서 발전소의 운전자료는 보수적으로 사용하는 혼합된 방법이 있다. 표 1은 안전해석방법의 종류에 따른 해석코드, 계통의 유용성, 초기 및 경계조건을 비교하고 있다[2].
참고문헌
- ↑ USNRC, “Transient and Accident Analysis Methods”, Regulatory Guide 1.203, December 2005.
- ↑ 2.0 2.1 IAEA, “Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Standards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009.
- ↑ IAEA, “Best Estimate Safety Analysis for Nuclear Power Plants: Uncertainty Evaluation”, Safety Reports Series, No. 52, 2008.
- ↑ 김효정, “원자력 안전해석”, 정기획출판사. pp.842, 2016. 6
이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr