📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 8월 20일 (목)
- 미국의 전력수요 증가와 규제개혁·정부지원이 맞물리면서 SMR이 원자력 확대의 유력한 성장축으로 부상하고 있으나, 향후 성패는 기술 자체보다 반복생산·공급망·연료·금융을 포함한 산업화 역량에 좌우될 가능성이 있음.
- Urenco USA가 New Mexico National Enrichment Facility의 신규 농축설비 착공에 들어가며 미국 내 우라늄 농축능력을 약 50% 확대하는 장기투자를 본격화했고, 2032년부터 신규 캐스케이드 생산 개시를 목표로 함.
- Hokkaido Electric Power가 Tomari 원전 3호기 재가동 준비를 위한 방조제 관련 공사 중 작업자 사망사고가 발생하자 안전 확인 전까지 공사를 중단하기로 해, 재가동 준비 일정에 추가 점검 변수가 발생함.
- Donald Trump 미국 대통령이 2026년 중 김정은 북한 국무위원장과 회동할 계획이라고 밝히면서 북한이 57기의 강력한 핵무기를 보유했다고 언급해, 미북 정상외교 재개 가능성과 비핵화 협상의 현실적 출발점이 다시 쟁점으로 부상함.
- 우크라이나 SNRIU가 Chernobyl 제외구역 Buriakivka 시설에 신규 저·중준위 방사성폐기물 처분고를 건설하는 설계를 승인해 건설단계 안전성 검토를 통과시켰고, 향후 운영허가를 위한 안전성 입증 갱신을 요구함.
안전해석 전산코드의 구조와 구성
개요
원자력발전소의 예상운전과도 및 사고조건에 대한 안전해석에서 전산코드는 해석을 실체화시키고 안전을 판단할 수 있는 정량적인 결과를 생산하는 도구이다. 따라서 전산코드는 사고에 따라 발전소에서 나타나는 계통의 거동과 물리적 현상을 수학적인 형태로 모의하여야 하며 수치적으로 계산할 수 있어야 한다. 따라서 안전해석을 위한 전산코드는 그림에서 보는 바와 같이 기본적으로 계통의 열수력학적 거동, 노심의 거동, 열전달, 펌프 등 특정기기의 수력학적 특성, 그리고 제어특성을 모의할 수 있는 기능을 갖추어야 한다.
여기에서는 원자력발전소의 과도상태나 설계기준사고 등의 안전해석을 위한 안전산코드의 물리적 현상의 모의, 열수력학 및 노심특성의 모의, 수력학적 노드의 구성, 그리고 트립 및 제어기능의 모의에 대하여 살펴보기로 한다.
물리적 현상의 모의
물리적 현상의 수학적 모의는 우선적으로 질량, 운동량, 에너지 보존방정식으로 표현하여야 한다. 기체와 액체의 2상 유동이 존재하는 경우에는 각 상에 대한 보존방정식과 함께 각 상의 경계면을 통한 질량, 운동량, 에너지의 전달을 수학적으로 표현하여야 한다. 그러나 각 상간의 전달 현상을 포함하여 계통의 거동에서 나타나는 다양하고 복잡한 현상을 보존방정식만으로는 표현할 수 없는 경우가 많이 있다. 이러한 경우에는 관련 현상을 실험자료에 근거한 모델이나 상관식의 형태로 표현하여 보조적으로 사용할 수 있다.
수학적으로 표현한 방정식들은 유한 차분법, 유한 체적법, 수치적분법 등을 통하여 수치적 형태로 전환하고 준-내연적(Semi-Implicit) 또는 완전-내연적(Full-Implicit) 등의 기법으로 방정식의 해를 구할 수 있다.
열수력학 및 노심특성의 모의
사고조건에서 나타날 수 있는 계통의 열수력학적 거동이나 현상을 체계적으로 파악하여 이들을 수학적으로 모델링하고 수치적으로 코드화해야 한다.
이상유동과 비평행상태의 열수력학적 거동을 모의할 수 있는 증기와 액체에 대한 질량, 운동량 및 에너지 지배방정식, 증기 내에 존재할 수 있는 비응축성 가스와 액체 내에 존재하는 붕소의 수송 방정식, 계통 내에 존재하는 유체의 상태방정식을 수치적으로 표현해야 한다. 또한 유동 및 열전달 영역과 이에 따른 압력강하와 열전달, 유체의 임계방출량 등을 모의할 수 있는 모델 및 상관식, 펌프와 같은 특정기기의 수력학적 특성을 모의할 수 있어야 한다.
특히 핵연료(펠렛과 피복재 및 그 간극)의 열전도도, 금속-물 간의 산화 반응률 등은 해석에서 중요한 역할을 하므로 상당히 정확하게 모의할 수 있어야 하며, 핵연료의 열전도도는 연소도에 따라 변하므로 이를 고려해야 한다.
원자로의 노심특성으로 반응도 궤환효과와 핵분열생성물의 붕괴열 등에 대한 모델을 포함해야 하며, 반응도에는 감속재온도계수, 핵연료온도계수(도플러 효과), 기포반응도계수 등을 포함해야 한다.
수력학적 노드의 구성
원자력발전소의 원자로, 핵연료, 증기발생기, 가압기, 펌프, 구조물, 배관, 밸브 등 기기의 수력학적 특성을 모델링하여 해석을 위한 계산격자로서 노드(Node)를 구성해야 한다. 일반적으로 체적(Volume)과 지로(Junction) 노드로 구분하고 펌프나 밸브 등의 특정기기에 대해서는 각각의 기기 모델을 특성화하여 노드로 구성하고 있다. 또한 체적과 지로를 적절히 혼합한 다양한 모델의 노드를 구성하여 사용한다. 예로서 여러 개의 체적을 지로로 연결하는 파이프(Pipe) 노드, 한 개의 체적에 여러 개의 지로를 연결한 분기(Branch) 노드 등이 대표적인 예이다. 아래 그림은 원자력발전소 안전해석을 위한 전산코드(예로서 RELAP5 계통분석코드의 경우)의 해석노드 구성 과정을 예시하고 있다.
트립 및 제어기능의 모의
발전소의 작동논리 회로를 모의하기 위하여 계산변수들의 값을 처리하는 트립모델이 설정되어야 한다. 이 모델에는 압력이나 온도 등의 변수로서 처리하는 논리적 트립과 트립수치로만 구성하는 변수적 트립이 있다. 또한 발전소의 압력, 온도, 수위 등의 각종 제어기능을 모의하기 위하여 계산된 변수들의 값을 이용하여 다른 형태의 값을 구해내는 기본적인 제어모델들이 있다. 여기에는 상수, 덧셈, 뺄셈, 곱셈, 나눗셈, 지수, 표준함수, 미분, 적분 등을 포함한다.
참고문헌
이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr
[[분류:>안전해석 전산코드]]