한마당테마) 원자력안전기술관 >CUPID 코드 개발현황 및 APR+ PASCAL 실험 상세모의 계산

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연구개발 배경
원자로 냉각계통의 열수력 현상 예측 기술은 원자력 발전소의 성능 및 안전성 평가를 위하여 매우 중요한 기술이다. 이를 위하여, 현재 까지는 주로 1차원 예측 모델을 적용한 계산 코드들이 개발되어 왔으나 이는 실제 현상을 정확히 예측하기에는 제한이 있다. 이에 본 연구에서는 다차원 고정밀 계산 모델을 적용한 열수력 해석 프로그램 CUPID를 개발하였다.

한편, PASCAL은 APR+ 원자로의 외부전원 상실 시 원자로를 안전하게 냉각시키기 위한 피동보조급수계통의 성능을 확인하기 위한 실험이다. PASCAL은 열교환기 및 냉각수조로 구성되어 있는데 냉각수조의 성능을 평가하기 위해서는 다차원 열수력 현상의 정확한 예측이 필수적이다.

성과물의 우수성
다차원 상세 모델을 적용한 열수력 해석 프로그램의 개발은 유럽연합 및 미국 등의 원자력 선진국을 중심으로 현재 활발하게 개발 중에 있다. 한국원자력연구원에서는 그 동안 축적된 열수력 해석 프로그램 개발 기술을 바탕으로 2007년도부터 다차원 고정밀 해석 프로그램 CUPID를 개발 중에 있으며, 여러 종류의 시험계산을 통하여 그 우수성을 확인하였다. 특히, 선진국에서 개발된 프로그램과의 비교계산을 통하여 그 정확성을 확인한 바 있다.

성과내용
원자로 냉각계통의 주요 열수력 현상(냉각재 유동, 열전달, 비등, 응축 등)에 대한 다차원 수리 모델을 개발하고 이를 계산하기 위한 컴퓨터 프로그램 CUPID를 개발하였다. 이 프로그램을 사용하여 원자로 내부의 열수력 상태를 정확히 예측할 수 있다. CUPID를 활용하여 PASCAL 장치에 대한 모의 계산을 수행한 결과 실험 결과를 잘 예측하였으며 이를 바탕으로 APR+ 피동보조급수계통에 대한 성능평가를 수행하였다.

- 다차원 고정밀 열수력 해석 프로그램 CUPID개발
- CUPID 프로그램을 활용한 APR+ PASCAL 실험 상세 모의 계산

기대효과
CUPID 프로그램의 개발을 통하여 원자력 선진국과 대등한 원자로 열수력 해석 기술을 확보하였으며, 원자로 설계 기술 고도화 및 해외 수출에 기여함으로서 막대한 경제적 가치를 창출할 수 있다. 또한 원자로 과도상태에 대한 정확한 예측을 통하여 원자로의 안전성 향상을 위한 설계 개선에 활용할 수 있다.

에피소드
프로그램의 이름 CUPID는 Component Unstructured Program for Interfacial Dynamics의 첫 글자들을 조합하여 지었는데, 당시 연구원 내부 및 외부의 공모를 통하여 가장 선호도가 높은 이름을 선정하였다. 한편 프로그램 개발 과정의 가장 어려웠던 점은 프로그램의 오류(흔히 프로그램 버그라고 함)를 찾아내는 일로서 아주 사소한 오류를 찾아내는데 상당한 시일이 소요되기도 하였다.