사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.
사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.
In deep geological disposal system, the integrity of a disposal canister having spent fuels is very important factor to assure the safety of the repository system. This disposal canister is one element of the engineered barriers to isolate and to delay the radioactivity release from human beings and...
In deep geological disposal system, the integrity of a disposal canister having spent fuels is very important factor to assure the safety of the repository system. This disposal canister is one element of the engineered barriers to isolate and to delay the radioactivity release from human beings and the environment for a long time so that the toxicity does not affect the environment. The main requirement in designing the deep geological disposal system is to keep the buffer temperature below 100$^{\circ}C$ by the decay heat from the spent fuels in the canister in order to maintain the integrity of the buffer material. Also, the disposal canister can endure the hydraulic pressure in the depth of 500 m and the swelling pressure of the bentonite as a buffer. In this study, new concept of the disposal canister for the CANDU spent fuels which were considered to be disposed without any treatment was developed and the thermal stability and the structural integrity of the canister were analysed. The result of the thermal analysis showed that the temperature of the buffer was 88.9$^{\circ}C$ when 37 years have passed after emplacement of the canister and the spacings of the disposal tunnel and the deposition holes were 40 m and 3 m, respectively. In the case of structural analysis, the result showed that the safety factors of the normal and the extreme environment were 2.9 and 1.33, respectively. So, these results reveal that the canister meets the thermal and the structural requirements in the deep geological disposal system.
In deep geological disposal system, the integrity of a disposal canister having spent fuels is very important factor to assure the safety of the repository system. This disposal canister is one element of the engineered barriers to isolate and to delay the radioactivity release from human beings and the environment for a long time so that the toxicity does not affect the environment. The main requirement in designing the deep geological disposal system is to keep the buffer temperature below 100$^{\circ}C$ by the decay heat from the spent fuels in the canister in order to maintain the integrity of the buffer material. Also, the disposal canister can endure the hydraulic pressure in the depth of 500 m and the swelling pressure of the bentonite as a buffer. In this study, new concept of the disposal canister for the CANDU spent fuels which were considered to be disposed without any treatment was developed and the thermal stability and the structural integrity of the canister were analysed. The result of the thermal analysis showed that the temperature of the buffer was 88.9$^{\circ}C$ when 37 years have passed after emplacement of the canister and the spacings of the disposal tunnel and the deposition holes were 40 m and 3 m, respectively. In the case of structural analysis, the result showed that the safety factors of the normal and the extreme environment were 2.9 and 1.33, respectively. So, these results reveal that the canister meets the thermal and the structural requirements in the deep geological disposal system.
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문제 정의
본 연구에서 직접 처분대상으로 하고 있는 CANDU형 사용후핵 연료에 대한 기존 처분용기 개념은 4개 집합체를 수용할 수 있는 PWR 사용후핵 연료처분용 기와 외부 제원을 동일하게 하기 위하여 33번들 용량의 바스켓을 9단으로 적재하여 총 용량 297 번들을 수용하는 개념 이었다[10]. 이는사용후핵 연료처분 용기 취급시 동일 장비 및 시설 활용이 가능한 장점이 있는 반면 CANDU 발전소에서 사용하고 있는 60번들용 저장 바스켓을 해체하여야 하는 단점이 있다.
본 연구에서는 CANDU 사용후핵연료를 심지층에 직접 처분하는 것을 고려하여 기존에 개발된 한국형 기준 사용후핵 연료 처분시스템 인 KRS(Korean Reference Spent Fuel Disposal System) 개념[8, 이의 CANDU 처분용기를 취급공정을 단순화하고 처분효율을 높이는 방향으로 개선하였다. 그리고 개선된 CANDU 사용후핵 연료 처분용기가 심부 처분환경 에서의 열적 요건을 만족하고 수압 및 완충재 팽윤압으로인한 하중 조건에서 건전성을 유지하는지에 대한 분석을 수행하였다.
본 연구에서는 직접 처분 대상으로 고려하고 있는 CANDU 사용후핵 연료의 기존 처분용기를 처분장에서의 처분효율을 높이고 공정을 단순화하는 개념으로 개선하고, 이에 대한 처분환경에서의 열 및 구조적 안정성 분석을 수행하였다.
가설 설정
분석을 위하여 해석 모델은 3차원 모델을 이용 하였다. 처분공정은 처분용기가 처분공에 설치됨과 동시에 공학적 방벽이 설치되는 것으로 가정하고, 다수의 처분터널과 처분공이 동일 간격으로나란 하게 배치되어 있는 처분장 배치특성을 고려하였다. 따라서, 수평방향으로는 처분 터널 간격과 처분공 간격의 1/2씩을 고려한 1/4모델로 하였으며, 상하부 수평경계는 붕괴열에 의한 영향이 미치지 않도록 충분한 거리를 고려하여 상부는 지표로 하고, 하부는 심도 1000 m를 경계로 하여, 처분용기 중심으로부터 상하 500 m를 고려하였다.
제안 방법
CANDU 사용후핵 연료를 심지층에 처분하는 환경에서 처분용기의 구조적 건전성 평가를 위하여 정상 환경에서의 하중 작용시와 극한 환경에서의 하중 작용시로 구분하여 분석을 수행하였다. 해석 결과는 그림 6과 7에 각 환경 조건에서의 von-Mises 응력값과 가시적으로 특성을 나타내기 위하여 결과값의 축척비율(scale)을 확대한 변위로 나타내었다.
그리고 개선된 CANDU 사용후핵 연료 처분용기가 심부 처분환경 에서의 열적 요건을 만족하고 수압 및 완충재 팽윤압으로인한 하중 조건에서 건전성을 유지하는지에 대한 분석을 수행하였다. CANDU 처분용기의 열적 요건 만족 여부를 분석하기 위해서는 기존 KRS 처분개념의 처분공 및 처분터널 간격을 고려하였으며 , 구조적 건전성 분석은 정상 하중 개념과 극한 하중 개념을 도입하여 안전율을 산출하여 분석하였다.
개선된 CANDU 사용후핵 연료 처분용기는 현재 발전소에서 사용하고 있는 60 번들 용량의 바스켓을 그대로 수용할 수 있는 구조로 하고, 높이 방향으로는 7단을 적재할 수 있도록 하여 처분용기의 용량을 420 (60번들 x 7단) 번들로 하였다. CANDU 사용후핵 연료 처분용기의 규모는 지름 1.
구조해석은 지하수압과 완충재의 팽윤압을 고려한 정상 하중조건에서의 구조해석과 지하 암반내에서 비정상 조건인 극한하중 조건에서의 구조해석으로 구분하여 수행하였다
높이는 방향으로 개선하였다. 그리고 개선된 CANDU 사용후핵 연료 처분용기가 심부 처분환경 에서의 열적 요건을 만족하고 수압 및 완충재 팽윤압으로인한 하중 조건에서 건전성을 유지하는지에 대한 분석을 수행하였다. CANDU 처분용기의 열적 요건 만족 여부를 분석하기 위해서는 기존 KRS 처분개념의 처분공 및 처분터널 간격을 고려하였으며 , 구조적 건전성 분석은 정상 하중 개념과 극한 하중 개념을 도입하여 안전율을 산출하여 분석하였다.
처분공정은 처분용기가 처분공에 설치됨과 동시에 공학적 방벽이 설치되는 것으로 가정하고, 다수의 처분터널과 처분공이 동일 간격으로나란 하게 배치되어 있는 처분장 배치특성을 고려하였다. 따라서, 수평방향으로는 처분 터널 간격과 처분공 간격의 1/2씩을 고려한 1/4모델로 하였으며, 상하부 수평경계는 붕괴열에 의한 영향이 미치지 않도록 충분한 거리를 고려하여 상부는 지표로 하고, 하부는 심도 1000 m를 경계로 하여, 처분용기 중심으로부터 상하 500 m를 고려하였다. 해석모델의 기하학적 형상은 그림 2에 나타낸 바와 같다.
열해석은 기존 처분용기 개념과의 비교를 위하여 KRS에서 설정하였던 처분공 및 처분 터널 간격을 기준으로 CANDU 사용후핵 연료 60 번들 용량의 바스켓 7단을 적재할 수 있는 개선된 개념의 처분 용기를 지하 500 m 깊이의 암반에 처분하였을 경우에 대해 열적요건 만족 여부에 대한 분석을 수행하였다. 구조해석은 지하수압과 완충재의 팽윤압을 고려한 정상 하중조건에서의 구조해석과 지하 암반내에서 비정상 조건인 극한하중 조건에서의 구조해석으로 구분하여 수행하였다
이 조건에서는 비정상 하중으로 인하여 비대칭 하중 조건이므로 처분용기 1/4 형상에 대한 해석이 어려우므로 처분용기 1/2 형상에 대한 3차원 구조해석을 수행하였다.
지하 암반내의 처분용기가 받게 될 비정상 하중 조건에 대해 분석을 수행하였다. 비정상 하중 조건으로 선정한 것은 비대칭 하중조건으로서 처분 용기의 양끝은 고정되고 하중이 그림 4에 주어진 바와 같이 비균질하게 작용한 경우이다.
처분 시스템 열해석을 위한 대칭적 해석모델에 따른 경계조건은 해석모델의 양쪽 수직 경계면과 하였다. 처분공정은 처분용기가 처분공에 설치됨과 동시에 공학적 방벽이 설치되는 것으로 가정하고, 다수의 처분터널과 처분공이 동일 간격으로나란 하게 배치되어 있는 처분장 배치특성을 고려하였다.
처분용기는 이와 같은 포화된 지하수 및 완충재 팽윤에 따른 압력에 저항하여 그 응력이 허용응력 범위 내에서 건전성을 유지하여 내부에 보관된 사용후핵 연료로부터 방사성 핵종의 누출을 억제하도록 설계하여야 한다. 처분 용기의 건전성을 평가하기 위하여 다음에 기술하는 2가지 하중 조건에 대해서 구조해석을 수행하였다. 처분 용기의 구조적 건전성은 Cast Insert 부분으로만 유지하는 것으로 하였으며, 본 구조해석에 사용된 재료의 열적 물성치는 표 3의 값을 사용하였고, 구조적 물성치는 표 4[14, 15]에 제시하였다.
처분 용기의 건전성을 평가하기 위하여 다음에 기술하는 2가지 하중 조건에 대해서 구조해석을 수행하였다. 처분 용기의 구조적 건전성은 Cast Insert 부분으로만 유지하는 것으로 하였으며, 본 구조해석에 사용된 재료의 열적 물성치는 표 3의 값을 사용하였고, 구조적 물성치는 표 4[14, 15]에 제시하였다.
데이터처리
이 열응력이 수압 및 팽윤압과 함께 작용하는 것으로 하여정상조건시 예상되는 하중 작용은 그림 3에 나타낸 바와 같다. 본 해석은 처분용기 1/4 형상에 대하여 3차원 모델로 수행하였으며 , 컴퓨터 프로그램은 유한요소법을 이용한 상용해석 툴인 NISA를 사용하였다.
이론/모형
CANDU 사용후핵연료 심지층 처분시스템에서 방사능 붕괴열에 의한 온도요건에 따른 열적 안정성 분석을 위하여 해석 모델은 3차원 모델을 이용 하였다. 처분공정은 처분용기가 처분공에 설치됨과 동시에 공학적 방벽이 설치되는 것으로 가정하고, 다수의 처분터널과 처분공이 동일 간격으로나란 하게 배치되어 있는 처분장 배치특성을 고려하였다.
같다. 해석을 위한 컴퓨터프로그램으로는 유한요소 기법을 이용하여 다양한 구조해석 및 열해석을 수행하는 상용코드로서, 처분시스템 설계에의 적용성을 분석[13]한 바 있는 NISA ver. 12의 Heat Module을 이용하여 해석을 수행하였다.
성능/효과
CANDU 사용후핵연료 처분시스템의 열적 안전성 해석결과, 그림에서 보는 바와 같이 처분 터널 및 처분공간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9 ℃로서 처분장 온도 제한 요건(100 C)에 만족하는 것으로 나타났다.
9로 나타났다. 그리고 비정상 상황에 따른 극한 하중을 받는 경우에도 응력값과 변위값은 각각 176.2 MPa 및 1.61 mm로 안전율이 1.33 으로 나타났다. 따라서 개선된 처분용기는 심지층 처분환경에서 열적-구조적 안정성을 유지할 수 있을 것으로 판단되었다.
33 으로 나타났다. 따라서 개선된 처분용기는 심지층 처분환경에서 열적-구조적 안정성을 유지할 수 있을 것으로 판단되었다.
분석결과 새로 설정된 개념의 CANDU 처분 용기는 열적 측면에서는 처분용기 표면온도 기준인 100 ℃ 이하를 유지하였으며, 구조적 측면에서는 정상적인 처분환경에서 뿐만 아니라 극한 처분환경에서 비정상 하중이 작용하는 경우에도 안정성을 유지하는 것으로 판단되었다.
후속연구
향후 불확실성을 줄이기 위하여 정확한 물성자료 확보 및 부지특성 자료를 통한보다 구체적인 해석과 분석이 필요하다. 또한, 추가적으로 장기간에 걸친 열적, 구조적 안정성 평가를 위한 실증시험과 처분용기의 열화에 따른 평가도 수행되어야 한다.
본 연구결과는 CANDU 처분 효율 향상 및 PWR 사용 후 핵 연료의 재활용 공정 에서 발생하는 고준위 폐기물 및 장반감기 폐기물과 함께 처분하기 위한 복합폐기물 처분시스템 개발의 기초자료로 활용할 예정이다.
본 연구에서의 결과는 고준위폐기물 심지층 처분장 설계 및 사용후핵연료 관리방안 수립시 유용하게 활용될 것이다. 향후 불확실성을 줄이기 위하여 정확한 물성자료 확보 및 부지특성 자료를 통한보다 구체적인 해석과 분석이 필요하다.
활용될 것이다. 향후 불확실성을 줄이기 위하여 정확한 물성자료 확보 및 부지특성 자료를 통한보다 구체적인 해석과 분석이 필요하다. 또한, 추가적으로 장기간에 걸친 열적, 구조적 안정성 평가를 위한 실증시험과 처분용기의 열화에 따른 평가도 수행되어야 한다.
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