이 연구 주제는 원자로 내부와 주변 계통에서 발생하는 비등, 유동비등, 열제거 현상을 이해하고 정량화하는 데 초점을 둔다. 연구실은 원자력열수력학을 기반으로 가열벽 근처의 기포 거동, 국소 기포율, 기포 이탈 직경, 임계열유속과 같은 핵심 물리량을 정밀하게 분석하며, 원자로의 정상 및 과도 운전 조건에서 열전달 성능과 안전여유를 높이기 위한 기초 데이터를 축적하고 있다. 특히 냉각재의 과냉도, 유동 조건, 벽면 특성 변화에 따른 상변화 메커니즘을 실험과 해석 양측에서 다루는 점이 특징이다. 연구실의 관련 성과로는 미포화 유동비등에서 가열벽 인접부의 국소 기포율 분포 측정, 기포의 lift-off 및 ejecting 현상 분석, 그리고 금속 폼을 이용한 풀비등 열전달 향상 연구가 있다. 구리 폼의 두께와 기공 크기 변화가 임계열유속과 비등 열전달계수에 미치는 영향을 실험적으로 규명하여, 전자소자 냉각뿐 아니라 고열유속 환경의 원자력 열제거 문제에도 적용 가능한 지식을 제공하였다. 이러한 연구는 단순한 열전달 상관식 제안에 그치지 않고, 실제 벽면 근처에서의 기포 생성·성장·합체·이탈 메커니즘을 해석하는 방향으로 확장되고 있다. 향후에는 원자로용기 외벽냉각, 피동안전계통, 소형모듈원자로(SMR) 환경에서의 고도화된 비등 모델 개발로 이어질 가능성이 크다. 실험 데이터와 MARS-KS, CUPID, CFD 등의 해석도구를 연계하면 열수력 현상의 예측 정확도를 높일 수 있으며, 이는 원전 안전성 평가와 설계 최적화에 직접 기여한다. 결국 이 연구는 원자로의 열제거 성능을 정밀하게 파악하고 사고 시 열적 건전성을 확보하기 위한 핵심 기반 연구라고 할 수 있다.

이 연구 주제는 증기 응축 과정에서의 열전달 특성과 이를 활용한 피동 격납건물 냉각계통(PCCS) 성능 평가에 중점을 둔다. 원전 사고 또는 과도 상황에서 격납건물 내부의 열과 압력을 효과적으로 제거하는 것은 안전성 확보의 핵심이며, 연구실은 수직관 및 원통 표면에서의 응축 열전달을 정밀 실험과 모델링으로 분석해 왔다. 특히 공기나 헬륨과 같은 비응축성 기체가 혼입될 때 응축 열전달이 어떻게 저하되는지, 그리고 유동장과 농도 분포가 응축 성능에 어떤 영향을 주는지를 심층적으로 탐구한다. 대표적인 연구로는 공기-증기 혼합물과 공기-증기-헬륨 혼합물 조건에서 수직 원통 응축 열전달 저하 현상을 실험적으로 규명한 논문들이 있다. 연구실은 비응축성 기체의 존재가 증기 경계층과 농도 확산 저항을 증가시켜 열전달계수를 크게 감소시킨다는 점, 그리고 가벼운 기체가 계통 내 층상화를 유발해 국부 응축 성능을 더욱 악화시킬 수 있음을 보여주었다. 또한 응축열전달 실험장치 특허를 통해 피동격납용기냉각계통의 열수력 해석과 성능평가에 필요한 신뢰성 높은 실험 데이터 확보 기반도 마련하였다. 이 연구는 단순한 실험 현상 규명에 머무르지 않고, MARS-KS와 같은 시스템 해석코드의 응축모델 검증과 개선으로 연결되고 있다. 최근에는 액막 거동을 반영하는 기구론적 응축 모델 개발과 피동 열침원 해석 고도화까지 확장되어, SMR과 차세대 원전의 수동안전계통보다 더 진보된 피동안전 설계 검증에 활용될 수 있다. 따라서 이 주제는 격납건물 열제거 메커니즘의 현실적 해석, 안전규제 대응, 설계 신뢰도 향상이라는 측면에서 매우 중요한 연구 축을 형성한다.

이 연구 주제는 원전 중대사고 상황에서 격납건물 내부의 방사성 물질 거동과 방사선원항(source term)을 정량적으로 평가하는 기술 개발에 초점을 둔다. 중대사고 시에는 연료 손상, 핵분열생성물 방출, 격납건물 내 이동 및 침착, 외부 누출 가능성까지 복합적인 현상이 연쇄적으로 발생하기 때문에, 이를 통합적으로 예측할 수 있는 모델과 해석체계가 필요하다. 연구실은 이러한 문제를 해결하기 위해 대표 사고 시나리오 설정, 불확실도 분석, 민감도 분석, 계측조건 도출 등 다층적 평가 프레임을 구축하고 있다. 수행 중인 주요 프로젝트들에서는 MELCOR 기반 중대사고 해석, PHEBUS FPT-1 실험 벤치마킹, 표준 방사선원항 평가도구 개발, 그리고 사고 시 방사선원 감시 및 저감 기술 검토가 포함된다. 특히 방사선원항 평가의 불확실성과 민감도를 함께 다루는 접근은 실제 규제 및 현장 적용 측면에서 매우 중요하다. 또한 한국원자력연구원, 한국수력원자력 등과의 협력을 통해 원전 노형별 중대사고 평가 및 저감 방안 개발에 참여하고 있어, 연구 성과가 실증적이고 정책·산업적 활용성이 높다는 강점을 가진다. 최근 프로젝트에서는 인공지능과 빅데이터를 활용한 최적화 전략 검토도 병행되고 있어, 향후 방사성물질 거동 데이터 기반 예측, 사고 대응 의사결정 지원, 디지털 안전해석 체계 구축으로 발전할 가능성이 크다. 이 연구는 열수력 현상 이해를 넘어 원전 안전규제, 사고관리 전략, 비상대응 체계 고도화와 직결되며, 차세대 원전 및 SMR의 안전성 입증에도 핵심적인 역할을 수행한다. 즉, 연구실의 중대사고 연구는 원자력 안전의 실질적 신뢰성을 높이는 응용지향형 핵심 분야라 할 수 있다.