제3차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 대상 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 무게, $^{235}U$ 초기 농축도 및 방출연소도이다. 이들은 파이로공정 시설을 설계하는데 필수적인 것이다. 2077년말까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 23,000 tU이 될 것으로 보인다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 95%를 차지할 것이며, 16$\times$16 배열을 갖는 핵연료집합체는 74%를 차지할 것 같다. 현재 사용후핵연료의 평균연소도는 45 GWd/tU인데 반해, 2010년대 중 후반 이후 발생할 사용후 핵연료의 평균연소도는 55 GWd/tU이 될 것 같다. 이상의 결과에 따라 파이로공정 시설의 설계를 위한 기준 사용후핵연료를 도출하였다. 예상 사용후핵연료는 21.4 cm $\times$ 21.4 cm의 단면적, 453 cm의 길이, 672 kg의 질량, 4.5 wt.%의 $^{235}U$ 초기 농축도 및 55 GWd/tU의 방출연소도를 갖는 16$\times$16 한국표준형연료가 타당할 것으로 판단된다.
제3차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 대상 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 무게, $^{235}U$ 초기 농축도 및 방출연소도이다. 이들은 파이로공정 시설을 설계하는데 필수적인 것이다. 2077년말까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 23,000 tU이 될 것으로 보인다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 95%를 차지할 것이며, 16$\times$16 배열을 갖는 핵연료집합체는 74%를 차지할 것 같다. 현재 사용후핵연료의 평균연소도는 45 GWd/tU인데 반해, 2010년대 중 후반 이후 발생할 사용후 핵연료의 평균연소도는 55 GWd/tU이 될 것 같다. 이상의 결과에 따라 파이로공정 시설의 설계를 위한 기준 사용후핵연료를 도출하였다. 예상 사용후핵연료는 21.4 cm $\times$ 21.4 cm의 단면적, 453 cm의 길이, 672 kg의 질량, 4.5 wt.%의 $^{235}U$ 초기 농축도 및 55 GWd/tU의 방출연소도를 갖는 16$\times$16 한국표준형연료가 타당할 것으로 판단된다.
An estimation has been made for inventories and characteristics of spent nuclear fuel(SNF) to be generated from existing and planned nuclear power plants based on the 3rd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply. The characteristics under consideration in this study are dimensions, a fuel rod...
An estimation has been made for inventories and characteristics of spent nuclear fuel(SNF) to be generated from existing and planned nuclear power plants based on the 3rd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply. The characteristics under consideration in this study are dimensions, a fuel rod array, a weight, $^{235}U$ enrichment, and the discharge burnup in terms of fuel assembly. These are essentially needed for designing a pyroprocessing facility. It is appeared that the anticipated quantity by the end of 2077 is about 23,000 tU for PWR spent nuclear fuel. It is revealed that the proportion of SNF with the initial $^{235}U$ enrichment below 4.5 weight percent(wt.%) is approximately 95 % in total. For SNF with 16$\times$16 fuel rod array the proportion is expected approximately 74% in total. It appears that the average burnup of SNF will be 55 GWd/tU after the medium and/or latter part of 2010s while the average burnup is 45 GWd/tU at present. Finally, a requirement in terms of reference SNF for designing the pyroprocessing facility has been derived from the above-mentioned results. The anticipated SNF seems to be 16$\times$16 Korean Standard Fuel Assembly with a cross section of 21.4 cm$\times$21.4 cm, a length of 453 cm, a mass of 672 kg, the initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.%, and the discharge burnup of 55 GWd/tU.
An estimation has been made for inventories and characteristics of spent nuclear fuel(SNF) to be generated from existing and planned nuclear power plants based on the 3rd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply. The characteristics under consideration in this study are dimensions, a fuel rod array, a weight, $^{235}U$ enrichment, and the discharge burnup in terms of fuel assembly. These are essentially needed for designing a pyroprocessing facility. It is appeared that the anticipated quantity by the end of 2077 is about 23,000 tU for PWR spent nuclear fuel. It is revealed that the proportion of SNF with the initial $^{235}U$ enrichment below 4.5 weight percent(wt.%) is approximately 95 % in total. For SNF with 16$\times$16 fuel rod array the proportion is expected approximately 74% in total. It appears that the average burnup of SNF will be 55 GWd/tU after the medium and/or latter part of 2010s while the average burnup is 45 GWd/tU at present. Finally, a requirement in terms of reference SNF for designing the pyroprocessing facility has been derived from the above-mentioned results. The anticipated SNF seems to be 16$\times$16 Korean Standard Fuel Assembly with a cross section of 21.4 cm$\times$21.4 cm, a length of 453 cm, a mass of 672 kg, the initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.%, and the discharge burnup of 55 GWd/tU.
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문제 정의
즉, 가압경수로에서 발생한 사용후핵연료를 처리하여 초우라늄 계열 핵종을 고속로에서 연소시키고, 세슘 및 스트론튬을 분리하여 저장 . 냉각 후 처분하며 나머지 폐기물을 안정화시켜 영구처분할 수 있는 기술을 개발한다는 것이다. 이렇게 함으로써 자원활용성을 높이고 심지층처분해야 할 물량을 감소시킬 수 있기 때문이다[5].
가설 설정
59 wt.% 16다발을 장전함[이을 가정하였다. 그림 에서 보듯이 , 2010년 초반에는 4.
앞으로 건설할 1, 400 MWe급 차세대원자로에서 발생하는 사용후핵연료의 물량은 차세대원자로 기술개발(II)'[이에서 제시한 값을 이용하여 추정하였다. 1, 400 MWe급 원자로를 제외한 모든 원자로에 대해서는 40년 운전기간을 가정하는 한편, 1, 400 MWe급 원자로의 경우는 60년 운전기간을 가정하였다.
각 핵 연료 종류별 발생량 예측 시, 향후 건설할 원자로의 핵 연료는 16x 16 KSFA 핵연료와 큰 차이를 나타내지 않으므로 [10, 11] KSFA로 가정하였다. 표 1 및 그림 2에서 ACE7은 Vantage 5H와 기하학적 제원 차이가 미미하므로 V5H에 합산하였으며, PLUS7 역시 KSFA와 비교하여 제원변화가 미미하므로 KSFA에 합산하여 그래프에 나타내었다.
기본가정으로 고리 1, 2호기는 3.8 wt.%, 고리 3, 4, 영광, 울진, 신고리, 신월성 원자로는 4.
제안 방법
및 누적량을 산출하였다. 2006년까지 가압경수로에서 발생한 사용후핵 연료 물량은 저장실적 자료를 이용하여 산출하였으며 , 현재 운영중인 가압경수로에서 향후 발생할 사용후핵 연료의 물량은 기존 발생실적을 근거로 생산한 예측값을 적용하여 추정하였다[7, 8]. 앞으로 건설할 1, 400 MWe급 차세대원자로에서 발생하는 사용후핵연료의 물량은 차세대원자로 기술개발(II)'[이에서 제시한 값을 이용하여 추정하였다.
및 조사이 력이 다양하다. 따라서 본 연구에서는 가압경수로 사용후핵 연료만을 대상으로 발생물량, 설계 제원, 장전핵 연료 농축도, 방출연소도 등에 대해 현황 및 향후 추이를 분석하였으며 이를 통해 가상적인 기준 사용후핵 연료를 도출하였다.
2006년까지 가압경수로에서 발생한 사용후핵 연료 물량은 저장실적 자료를 이용하여 산출하였으며 , 현재 운영중인 가압경수로에서 향후 발생할 사용후핵 연료의 물량은 기존 발생실적을 근거로 생산한 예측값을 적용하여 추정하였다[7, 8]. 앞으로 건설할 1, 400 MWe급 차세대원자로에서 발생하는 사용후핵연료의 물량은 차세대원자로 기술개발(II)'[이에서 제시한 값을 이용하여 추정하였다. 1, 400 MWe급 원자로를 제외한 모든 원자로에 대해서는 40년 운전기간을 가정하는 한편, 1, 400 MWe급 원자로의 경우는 60년 운전기간을 가정하였다.
즉, 가압경수로에서 발생한 사용후핵연료를 처리하여 초우라늄 계열 핵종을 고속로에서 연소시키고, 세슘 및 스트론튬을 분리하여 저장 . 냉각 후 처분하며 나머지 폐기물을 안정화시켜 영구처분할 수 있는 기술을 개발한다는 것이다.
파이로공정 시설 설계를 위하여 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원별 현황, 장전핵 연료 농축도 및 연소이 력 현황을 파악하였다. 2077년까지 경수로의 사용후핵연료 발생량은 23, 000 tU을 나타냈다.
성능/효과
5 wt.% 및 방출 연소도 55 GWd/tU으로 최종 결론지을 수 있다. 단 파이로공정 시설 설계 시 핵임계 안전성 측면에서는 초기농축도, 방출연소도를 모두 높게 설정하는 것이 극한설정(bounding approach)이 아니므로 별도로 분석하여 설정하여야 할 것이다.
0 wt.% 이상으로는 사용후 핵 연료 총 물량의 88 %를 차지하는 것으로 나타났다. 또한, 초기 농축도 4.
5 wt.%, 방출연소도를 55 GWd/tU로 설정하면 대부분의 물량을 수용할 수 있는 것으로 나타났다.
5 wt.%로 설정하면 사용후핵연료의 95 %를 수용할 수 있는 것으로 나타났다.
교체 장전하고 있다. PLUS7 핵 연료는 평균 방출연소도 55 GWd/tU 이상, 열적성능이 10 % 이상 향상되었으며, 기존 핵연료와 비교하여 농축도 및 목표 방출연소도를 제외한 기하학적 제원 변화는 거의 없다.
그림 2는 향후 발생할 핵연료를 기하학적 제원별로 예측한 것인데, KSFA의 다량 방출로 인해 17X17 핵연료가 상대적으로 감소하여 2010년대 중반부터는 16x16 핵연료가 17X17 핵연료에 비해 더 많이 발생하게 되고 최종적으로는 총 물량의 약 74% 를 차지하는 것으로 나타났다.
모든 원자로의 가동종료 최종시점인 2077년에 사용 후 핵 연료 예측 누적 량은 23, 000 tU 정도를 나타냈다.
2077년까지 경수로의 사용후핵연료 발생량은 23, 000 tU을 나타냈다. 사용 후 핵 연료 집합체 단면적은 17X17 핵 연료가 21.4 cmX 21.4 cm로 가장 크며, 축방향 길이는 16x16 KSFA 연료가 453 cm로 가장 긴 것으로 나타났다. 핵 연료 무게는 Vantage 5H 핵 연료가 672 kg으로 가장 무거운 것으로 나타났다.
예측된 연간 사용후핵 연료 발생량은 모든 원자로를 가동하는 2020 년 초반 전후 약 5년간 500톤 정도 발생하다가 점차 원자로의 수명종료에 따라 감소함을 볼 수 있다. 모든 원자로의 가동종료 최종시점인 2077년에 사용 후 핵 연료 예측 누적 량은 23, 000 tU 정도를 나타냈다.
% 사용후핵 연료의 방출로 인해 45 GWd/tU에 근접하고 있다. 최대 방출 연소도 또한 지속적으로 증가하여 90년대 후반에는 45 GWd/tU 정도이었으나, 2000년대 초반에는 55 GWd/tU 정도인 것으로 나타났다.
8 cm]를장전하고 있다. 평균 방출연소도 48 GWd/tU을 목표로 개발된 Vantage 5H를 대체하기 위하여 평균 방출 연소도 55 GWd/tU 이상을 목표로 ACE7 핵연료를 개발하였으며, 이 핵 연료의 열적성능은 현재 사용 중인 Vantage 5H에 비해 10 % 이상 향상되었다. 이 핵연료 집합체는 2008년 8월부터 상용원자로에 장전할 예정이다.
4 cm로 가장 크며, 축방향 길이는 16x16 KSFA 연료가 453 cm로 다른 핵 연료집합체 에 비해 50 cm 이상 큰 특징 이 있다. 핵 연료 무게는 KSFA 및 Vantage 5H 핵연료가 각각 665 및 672 kg으로 지금까지 발생한 핵 연료 중에서 가장 무거운 핵 연료는 672 kg으로 나타났다.
핵 연료 무게는 Vantage 5H 핵 연료가 672 kg으로 가장 무거운 것으로 나타났다. 핵 연료봉 배 열은 17X17 핵 연료가 2006년 기준으로 전체대비 57 %를 점유하는 것으로 나타났으나, 최종시점에서는 16x16 KSFA 사용후핵연료 발생량이 급격히 증가하여 74 % 정도를 점유하는 것으로 나타났다. 초기 농축도 4.
후속연구
고리 1, 2호기에는 1996년경부터 농축도 3.8 weight percent(이하 wt.%)인 핵 연료를 장전하였으며, 앞으로도 이 농축도를 갖는 핵 연료를 계속 사용할 예정이다. 고리 3, 4, 영광 1, 2, 울진 1, 2호기에는 90년대 초반에 농축도 3.
% 및 방출 연소도 55 GWd/tU으로 최종 결론지을 수 있다. 단 파이로공정 시설 설계 시 핵임계 안전성 측면에서는 초기농축도, 방출연소도를 모두 높게 설정하는 것이 극한설정(bounding approach)이 아니므로 별도로 분석하여 설정하여야 할 것이다.
핵 연료의 초기 농축도는 사용후핵 연료의 방출 연소 도와 긴밀한 상관성이 있으므로 향후 발생할 사용 후 핵 연료의 연소도 추이분석을 위해서는 이에 대한 분석 이 필요하다. 각 원자로 호기별로 지금까지 장전한 핵 연료의 초기 농축도는 그림 3과 같다.
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