📌 오늘의 국제 원자력 동향 2026년 3월 28일(토)
- 대만전력이 마안산 원전 재가동과 운전면허 갱신을 위한 계획서를 원자력안전위원회에 제출하며, 탈원전 종료 이후 실제 재가동 여부는 18~24개월 추가 안전점검과 기술심사 결과에 좌우되는 단계로 진입함.
- 핀란드 정부가 의뢰한 보고서가 대형원전 2.4GW 증설과 SMR 열·전력 활용, 기존 원전 수명연장 옵션을 함께 제시하며 신규 원전은 국가 지원 없이는 시장성 확보가 어렵다는 평가를 내놓음.
- 인도 원자력규제위원회가 마히 반스와라 원전 1·2호기의 굴착 착수 준비를 승인하며, 700MWe급 PHWR 10기 일괄 확대 구상이 현장 착수 단계로 진입함.
- 켄터키주와 맥크래큰 카운티가 Paducah 레이저 농축시설에 최대 9,890만달러 인센티브를 제시하며, 미국의 고갈우라늄 재농축 기반 국내 핵연료 공급망 구축이 지역산업 투자와 결합되는 양상이 강화됨.
- IAEA가 이란 아르다칸 옐로케이크 생산시설 피격 뒤 외부 방사선 수치 상승이 없다고 밝히며, 핵연료 전단계 시설 타격이 직접 방사선 피해로 이어지지는 않았으나 추가 점검 필요성이 커짐.
안전해석 전산코드의 구조와 구성: 두 판 사이의 차이
Coparkmaru (토론 | 기여) 새 문서: <categorytree mode=all style="float:right; clear:right; margin-left:1ex; border:1px solid gray; padding:0.7ex; background-color:white;">안전해석 전산코드 </categorytree> ===... |
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[[파일:안전해석 노드.png|700px|thumb|center|<div style="text-align:center"> 안전해석 전산코드의 해석노드 구성 예시 | [[파일:안전해석 노드.png|700px|thumb|center|<div style="text-align:center"> 안전해석 전산코드의 해석노드 구성 예시<ref name=효정 /></div>]] | ||
===트립 및 제어기능의 모의=== | ===트립 및 제어기능의 모의=== | ||
2018년 8월 9일 (목) 07:03 판
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]]