최근 디지털 전환과 탄소중립 실현을 위한 국제사회의 노력은 해양 분야에 도 급격한 변화를 가져오고 있다. 특히 국제해사기구는 2050년까지 온실가스 순배출량 ‘0(Net-Zero)’ 달성을 목표로 하는 온실가스 감축전략을 채택하며, 친 환경 선박 기술 개발과 보급을 적극 추진하고 있다. 이에 따라 액화천연가스, 메탄올, 수소 및 암모니아 등 다양한 대체에너지원이 활용되고 있으나, 이들 에너지원은 간헐성 및 공급 안정성 측면에서 한계를 갖고 있다. 이러한 상황에 서 탄소 배출이 없고 소형화 및 모듈화를 통해 안전성이 향상된 소형모듈형원 자로는 미래 해양 에너지 공급 수단으로 주목받고 있다. 그러나 소형모듈형원 자로의 해양 이용은 단순한 기술적 문제를 넘어선 다양한 국제법적 쟁점을 동 반하며, 기존 해양법 및 원자력 규범과의 정합성 확보가 중요한 과제로 대두되 고 있다. 이 연구는 소형모듈형원자로의 해양 이용과 관련된 국제법적 문제를 중심으 로, 유엔해양법협약의 해석을 통해 소형모듈형원자로 선박과 해상 소형모듈형 원자로 발전소의 법적 지위 및 각 해역에서의 통항권과 관할권 문제를 분석하 였다. 소형모듈형원자로 선박은 일반적으로 유엔해양법협약상 ‘선박’으로 인정 되어 통항권을 보장받을 수 있으나, 무해통항 요건, 사전통보의무 및 해양환경 보호를 위한 연안국의 권한 행사 등 다양한 쟁점이 존재한다. 해상 소형모듈형 원자로 발전소의 경우, 고정 구조물로서 각 수역에서의 설치 및 운영과 관련한 연안국의 규제 권한, 안전수역 설정 가능성 등 복합적인 법적 문제들이 수반된 다. 또한 우리나라의 경우에도 소형모듈형원자로 해양 이용과 관련된 법령 간 중복 적용, 해상교통안전 규정의 미비 등 제도적 보완이 요구된다. 향후 소형 모듈형원자로의 해양 활용이 해저자원 개발, 인공섬 전력 공급 등 다양한 분야 로 확대될 것으로 예상되는 가운데 국제기구 간 협력과 통일된 지침 마련 마련 이 필수적이며, 이는 국제사회가 공동으로 대응해야 할 이슈로 인식될 필요가 있다.

The Molten Salt Reactor (MSR) is considered one of the most suitable technology for micro mobile reactors due to its low operating pressure (3 ~ 5 atmospheres), which reduces weight and volume compared to pressurized water reactors (PWRs). Unlike PWRs, MSRs use molten salt as both fuel and coolant, enabling compact and transportable designs. This study outlines the conceptual design of a micro mobile MSR and establishes safety criteria for transient states. It proposes strategies for managing the primary loop, intermediate heat transfer system, and air-cooled Balance of Plant (BOP) while addressing thermal and structural constraints, such as maximum temperatures and molten salt freezing points. Control approaches for reactor output and BOP systems are analyzed, highlighting fast response and adaptability to frequent power changes. The study also compares fixed-speed and variable-speed pump operations and provides a framework for operational modes, from high-temperature standby to transport-ready conditions. These findings offer a foundation for efficient, safe, and flexible MSR deployment.

강진 시 원자력발전시설의 비선형 응답이 중요하기 때문에 이 시설의 내진성능에 대한 관심이 증가하였다. 이 연구에서는 원자력 발전소 철근콘크리트 전단벽의 유한요소해석을 위한 재료모델의 적절한 변수를 제시하였다: 최대인장강도, 팽창각, 손상계수. 이를 위해 상용 유한요소 해석프로그램인 ABAQUS를 사용하여 낮은 형상비를 가진 철근콘크리트 전단벽의 비선형 거동과 전단 파괴모드 에 대한 이 주요 변수의 효과에 대한 연구를 수행하였다. 연구결과에 기반하여 비선형 시간이력해석을 통해 강진 하의 원자로건물의 비선형 응답을 평가하였다.

설계기준을 초과하는 지진 재해는 원자력 시설물에 상당한 위험을 유발할 수 있다. 이러한 위험성을 확률론적으로 정량화 하는 방법이 확률론적 지진 안전성 평가(seismic probabilistic safety assessment)이다. 이에 따라 지진 PSA는 국내외 다수의 원자력 발전소에 적용되어 지진 재해에 대한 원전의 안전성을 확률론적으로 평가하고 이에 대비토록 하고 있다. 그러나 원전에 비해 상대적으로 규모가 작은 연구용 원자로와 같은 경우에는 지진 PSA가 적용된 예가 거의 없다. 따라서, 본 연구에서는 지진 PSA기법을 실제 완공된 연구로에 적용하여 안전성을 분석하였다. 또한, 이를 바탕으로 연구로를 구성하는 시 스템의 지진 내력에 대한 최적화 연구를 수행하였다. 그 결과, 지진 재해 하에서 연구로에 발생할 수 있는 노심 손상 가능성을 정량화하였고, 현재 설계안과 비교하여 적은 비용으로 최대의 안전성을 확보하는 최적 지진 내력 분포를 도출하였다. 이 러한 결과는 향후 지진에 대비하여 연구로 안전성을 효과적으로 제고할 수 있는 정량적 지표로 활용할 수 있을 것으로 판단 된다.

본 논문에서는 노심용융사고 시 관통노즐이 제거된 원자로용기 하부헤드의 구조 건전성 평가를 수행하였다. 열응력, 노심용융물의 질량 그리고 내압조건의 해석결과를 고려할 때, 하부헤드의 열응력에 의한 영향이 가장 크게 나타났다. 손상 가능성은 파손기준에 따라 평가하였으며, 등가소성변형률이 임계변형률 파손기준보다 낮은 수준으로 평가되었다. 열-구조물 연성해석 결과 하부헤드의 두께 중간층에서 항복강도보다 낮은 응력이 발생한 탄성영역 구간을 확인하였다. 내압이 커지면서 탄성영역 범위가 점차 좁아지면서 탄성영역이 내벽으로 이동하는 결과를 확인하였고, 노심용융사고 시 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

본 연구에서는 국내외 항공기 충돌에 대한 원자력발 전소의 안전성 평가 및 규제 현황과 연구용원자로의 안 전성 평가 및 규제 현황을 살펴보았다. 이러한 현황과 평가와 관련하여 연구용원자로에 적용할 수 있는 항공 기 충돌 안전성 평가 및 대비설계 기준을 원자력발전소 에 적용되는 기준을 기반으로 정리하였다. 본 연구를 바탕으로 후속되는 연구에서는 연구용원자로에 대한 실질적인 항공기 충돌 안전성 평가 및 대비설계 기준을 도출할 수 있으며, 평가 및 대비설계 방법을 상세히 정 립할 수 있을 것이다. 결과적으로, 이를 바탕으로는 항 공기 충돌에 대비한 연구용원자로 건물의 예비개념설 계 모델을 개발할 수 있을 것으로 예상된다.

APR1000(Advanced Power Reactor 1000)은 기존의 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000)에 60년 설계수명, 국부주파 수제어운전, 0.3g 안전정지지진하중 적용 등의 향상된 설계특성(Advanced Design Feature)을 적용하여 개선한 수출형 1000MW 원전이다. 이 논문에서는 Reg. Guide 1.207에서 요구하는 원자로냉각재 환경을 고려한 피로 평가를 원자로용기에 대하여 평가하였다. 원자로용기에서 비교적 누적사용계수가 높은 출구노즐을 대상으로 평가를 수행하였으며 출구노즐은 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

The Heavy Water Reactor(HWR) Heat Transport(HT) system transient analysis for the design of major nuclear equipment during normal and abnormal operating conditions was performed. The compliance with requirements of AECB Regulatory Document R-77 for CANDU reactor was estimated in CANDU-9 nuclear reactor. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements and the fuel overheating is prevented. The analysis results showed that the flow reversal through the fuel channel occurred but didn't result in any damage on the fuel bundle.

The Heat Transport system loop stability of CANDU-6 reactor as Wolsong-1 with the CANFLEX fuel bundle has been studied. The SOPHT modelling of the CANFLEX fuel bundle and the ROH interconnection line was made and the stability analysis response of Wolsong-1 reactor with CANFLEX fuel bundle was obtained. The mechanics of the flow instability caused by two phase flow was reviewed. Without the ROH interconnection line the Heat Transport system loop is unstable while the Heat Transport system is stable within ±1 % of nominal flow with the ROH interconnection line

Graphite for the nuclear reactor is used to the moderator, reflector and supporter in which fuel rod inside of nuclear reactor. Recently, there are many researches has been performed on the various characteristics of nuclear graphite, however most of them are restricted to the structural and the mechanical properties. Therefore we focused on the thermal property of nuclear graphite. This study investigated the thermal emissivity following the oxidation degree of nuclear graphite with IG-11 used as a sample. IG-11 was oxidized to 6% and 11% in air at 5 l/min at 600˚C. The porosity and thermal emissivity of the sample were measured using a mercury porosimeter and by an IR method, respectively. The thermal emissivity of an oxidized sample was measured at 100˚C, 200˚C, 300˚C, 400˚C and 500˚C. The porosity of the oxidized samples was found to increase as the oxidation degree increased. The thermal emissivity increased as the oxidation degree increased, and the thermal emissivity decreased as the measured temperature increased. It was confirmed that the thermal emissivity of oxidized IG-11 is correlated with the porosity of the sample.

이 논문에서는 프리스트레스트 콘크리트 구조로 건설된 원자로 격납건물의 극한내압평가를 위해 비선형 유한요소해석을 수행하였다. 특히, 상용프로그램 사용 시 콘크리트와 긴장재의 완전부착 가정으로 인해 고려할 수 없었던 콘크리트와 긴장재 사이의 슬립효과를 모사할 수 있는 알고리즘을 개발하였다. 부착된 긴장재의 경우 부착-슬립효과를 기초로 유도된 겉보기 항복응력으로 두 재료의 상호거동을 모사할 수 있고, 비부착된 긴장재의 경우 반복해석에 의해 긴장재 전체 길이방향으로의 슬립효과를 모사할 수 있다. 개발된 알고리즘을 이용하여 도출된 긴장재의 응력-변형률 관계를 이용하여 격납건물의 축소모델에 대한 비선형 해석을 수행하였고, 수행한 결과를 바탕으로 격납건물의 극한내압은 가압중수로형과 가압경수로형 모두 설계압력의 약 3배 이상 구조적 여유가 있음을 확인하였다.

원자로 용기의 온도-압력 한계곡선을 위하여 국내공동비교연구를 수행하였다. 국내 원전의 데이터를 이용하여 국내 각 기관에서 온도-압력 한계곡선 작성에 사용하고 있는 방법 및 기법을 비교하기 위하여 round robin 해석을 제안하였고 주어진 문제에 대하여 각 기관이 문제를 해석한 후 결과를 제출하여 이들을 분석함으로써 온도-압력 한계곡선 작성에 대한 표준 해석 자료를 만들어 추후 평가에 이용할 수 있도록 하였다.

샤피 V-노치 충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중을 이용하여 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성(KIa)을 예측할 수 있는 방법을 모색하고 그 타당성을 고찰하였다. 샤피충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중값의 변화는 특성온도로 보정된 지수함수의 형태로 잘 표현될 수 있었다. 특성온도 TPa=2kN은 실험적인 무연성천이온도(TNDT) 및 T41 J과 높은 상관성을 나타냈으며, 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성을 표현하는 새로운 특성온도로 사용할 수 있을 것으로 판단되었다. 또한 균열정지하중값의 변화는 파면으로부터 측정된 안정균열길이의 변화와 매우 높은 상관성을 나타내었다. 따라서 무딘 노치를 갖는 시편에 대한 계장화샤피충격시험을 통하여 균열정지하중 및 안정균열길이를 측정하믈써 비교적 정확하게 원자로압력용기강에 대한 하한값의 파괴인성치(KIa)를 평가하는 것이 가능한 것으로 판단되었다.

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

본 연구에서는 현재 국내에서 면진설계를 적용하여 개발중인 KALIMER(Korea Advanced Llquid Metal Reactor) 액체금속로에 대한 내진설계 및 지진해석을 위하여 핵심구조물인 원자로구조물에 대한 단순 지진해석모델을 개발하였다 이를 이용하여 면진설계의 경우와 비면진 설계의 경우에 대한 동특성분석과 시간이력 지진해석을 수행하여 비교평가하였다. 또한 ASME 설계코드에 따른 응력한계요건을 검토하기 위하여 등가 지진응력해석을 수행하고 이로부터 내진여유도를 계산하였다 지진안전성에 대한 하나의 지표로서 원자로 구조물이 견딜수 있는 최대지진하중을 결정하기 위한 한계지진하중(Limit seismic load)을 저의하였다 지진해석결과 면진된 KALIMER 원자로구조믈은 비면진된 경우에 비하여 가속도응답과 구조물간의 상대변위응답이 현저히 감소하였고 충분한 내진여유도로 인하여 한계지진하중이 0.8g로 나타났다.

본 연구에서는 가압열충격 사고로 소형 냉각재 상실사고를 가정하여 냉각재의 온도와 압력의 이력으로 부터 용기 벽의 온도분포를 구하고, 이로 부터 열응력과 압응력을 해석적으로 구하였다. 또 균열 선단에서의 응력강도계수와 파괴인성치를 ASME코드의 방법을 이용하여 구하였고, 이들을 시간에 따라 비교하여 균열의 진전여부를 평가하였다. 원자로 용기 벽에 존재하는 여러 형태의 균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였으며 평가 결과에 대하여 고찰하였다.

핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.

본 논문에서는 가압열충격의 파괴역학적 해석에 필요한 이론을 조사하였고 원자로용기의 구조건전성을 평가하기 위하여 해석과정을 전산화하였다. 우선 사고 transient에 대하여 원자로용기내의 압력과 주입되는 냉각재의 온도변화가 주어지면 이들로 부터 시간에 따른 용기에서의 온도와 응력분포를 구하고, 중성자 조사량과 용기 재질의 화학성분으로 부터 기준무연성천이온도의 분포가 구해지며 이로부터 파괴인성치 KIA와 KIC의 분포가 얻어진다. 또한 응력분포로 부터 균열의 크기 및 형상에 따라 응력확대계수 KI이 구해지므로 이를 KIA및 KIC와 비교함으로써 균열의 성장거동을 예측할 수 있다. 지금까지 보고된 가압열충격을 유발할 수 있는 대표적인 사고 transient가 국내 발전소에 발생할 경우를 가정하여 해석을 수행하였고 그 결과에 대하여 검토하였다.