몬테칼로 연구실은 확률론적 방법론 기반 전산 시뮬레이션을 통해 원자로 설계의 근간이 되는 노물리 해석 연구를 수행하고 있다. 연속에너지 핵반응 단면적 및 일반 구조물 처리 알고리즘 기반의 중성자 수송 해석 코드인 McCARD를 통해 가압경수로 뿐만 아니라 융융염 원자로나 핵융합로 등 다양한 노형에 대한 전노심 수송해석을 수행한 바 있다. 고정밀 · 고속 컴퓨팅 기술 기반의 중성자 수송 해석 코드 개발을 통한 차세대 원자로 해석, 기계학습을 통한 노심장전모형 최적화 및 부하추종 방법론 개발, 몬테칼로 민감도 및 불확실도 해석 체계 구축 등 폭넓은 문제들을 다루고 있다.

열수력계통연구실은 원자력의 안전한 이용을 위하여 원자력계통 내에서 발생하는 열수력학적 현상을 연구하고 있습니다. 본 연구실에서는 원자력 시스템의 안정성을 확보하기 위하여 고정밀 실험, 고성능 컴퓨터를 활용한 2상 유동 시뮬레이션 및 노심 및 재료 분야와의 협력을 통한 다물리 연계 해석을 진행하고 있으며, 이러한 해석 및 실험 기술을 토대로 기존의 경수로 안전과 관련된 연구 뿐만 아니라 부유식원전, 히트파이프 원자로 등 차세대 원자력 발전 시스템에 대한 연구도 진행하고 있습니다.

원자력에너지시스템연구실은 최신 공학기술을 이용하여 원자력 시스템 및 안전의 난제들을 극복하기 위한 다양한 연구들을 수행하고 있다. 계산과학 및 고성능컴퓨팅을 이용하여 원자로 시스템 및 안전의 다양한 현안들을 해결할 수 있는 차세대 모델링/시뮬레이션 기술 및 전산해석 솔루션들을 개발하고 있다. 또한 창의적인 아이디어를 통하여 미래형 원자력 시스템의 개발 및 응용에 관한 다양한 연구 및 요소기술을 개발하고 있다.

원자로물리연구실은 원자력 발전의 핵심적인 역할을 하는 원자로 내 중성자 거동에 영향을 미치는 다양한 물리적 현상을 다루는 원자로 물리 해석의 연구를 중점적으로 수행한다. 전노심 수송해석 코드인 nTRACER를 통해 여러 실제 가압경수로들에 대한 해석을 수행하였고, 고속로 수송해석에 활용하기도 하였다. 이후 GPU 가속 초고성능 컴퓨팅을 적극적으로 도입하여, 전노심 수송해석 코드인 nTRACER 외에도 봉단위 노심해석 코드, VANGARD, 및 연속에너지 몬테칼로 해석 코드, PRAGMA, 를 개발하여 다양한 연구를 수행중이다. 최근의 연구들은 가압경수로 뿐 아니라 선진원자로 모델들에 대하여 다물리 연계 해석에 관한 연구를 진행 중에 있다. 대표적으로, 히트파이프 원자로 해석을 위해 PRAGMA-OpenFOAM-ANLHTP 연계 해석 체계에 관한 연구가 있다.

핵연료재료 및 안전 연구실은 원자력 발전소의 성능과 안전성의 근간이 되는 핵연료 재료에 대한 이해를 기반으로 차세대 원자력 시스템을 혁신하고 가동원전의 성능 및 안전성 향상 이루고자 한다. 실험 – 이론 – 코드개발을 연계하는 통합적인 연구를 통하여 핵연료 거동을 전방위적으로 연구하고 있다. 미시적 재료거동의 이해를 기반으로 거시적 핵연료 거동을 이해하며, 거시적 핵연료 거동에 대한 분석을 통하여 원자력 발전 시스템 스케일의 성능과 안전성을 개선시키는 ‘시스템 지향’의 핵연료 재료 연구를 집중적으로 수행중이다. 구체적인 연구주제로는 사고저항성 핵연료, 고연소도 핵연료, SMR 핵연료, 사용후핵연료, 극한환경 재료거동, 차세대 원자로 구조재료연구를 수행하고 있다.

차세대 핵연료 개발 및 성능평가 연구: 사고저항성 핵연료는 고온 산화저항성이 획기적으로 향상된 핵연료 재료를 사용하여 원자력 발전소의 성능과 안전성을 증진시키는것을 목적으로 한다. 본 연구실에서는 사고저항성 핵연료의 안전성과 성능을 평가하고, 사고저항성핵연료의 개발방향 및 안전규제방안을 제시하는 연구를 진행중에 있다. 이밖에도 고연소도 핵연료의 안전성을 평가하고 관련 안전규제방안을 연구하고 있으며, SMR 및 초소형원자로의 핵연료를 평가하고 개발방향을 제시하는 연구를 진행하고 있다.

사용후핵연료 저장안전성 연구: 사용후핵연료의 중간저장은 대한민국 원자력계가 당면하고 있는 중요한 현안이다. 본 연구실에서는 사용후핵연료의 저장 안전성을 종합적으로 분석하고 피복관의 수소취화 열화현상에 대한 이해를 확장시키고 있다. 이를 통하여 사용후핵연료 안전규제 수립을 지원하고 있다.

핵연료 코드개발 연구: 핵연료의 거동을 모사하기 위해서는 재료-구조-열수력-노물리를 아우르는 다물리 현상을 연계한 계산이 필요하다. 본 연구실에서는 경수로 및 차세대 핵연료 거동모사 코드를 개발하고 있다. 이를 통하여 원자로 설계 및 안전성 평가 고도화를 지원하고자 한다.

차세대 원자로 시스템 연구: 안전성과 경제성이 향상된 차세대 원자로 시스템 개발중에 있다.

서울대학교 핵연료주기 및 핵비확산 연구실(SNUNFC)은 핵화학공학 및 핵재료공학을 기반으로 사용후핵연료의 재활용과 저장·처분, 고온 SMR 냉각재의 화학 및 재료 열화, 원자력 및 핵비확산 정책에 이르기까지 차세대 원자력 에너지의 다양한 분야에 걸친 폭넓은 연구를 진행하고 있습니다.

본 연구실에서는 원자력 발전 및 핵연료주기 공정에서 접하는 다양한 환경(용융염, 이온성 액체, 수화학 등) 속에서 방사성 물질의 화학반응을 규명하고 원자력 재료의 거동을 분석하는 실험적 연구를, 전기화학 측정과 펄스 레이저 분광을 중심으로 수행하고 있습니다. 또한, 실험을 통해 이해한 핵연료주기 시스템의 물리화학적 거동과 수집한 물성치, 반응 상수 등의 데이터를 활용하여 열, 유동, 물질전달, 화학 반응, 부식, 방사분해 등을 포함하는 다중물리 현상을 모델링하는 연구도 병행하고 있습니다.