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고준위폐기물 다발의 배열구조변화에 따른 가압경수로(PWR)용 고준위폐기물 처분용기의 구조해석
A Structural Analysis of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister with the Spent Nuclear Fuel Basket Array Change for the Pressurized Water Reactor(PWR) 원문보기

한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, v.23 no.3, 2010년, pp.289 - 301  

권영주 (홍익대학교 기계정보공학과)

초록
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가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계 개발된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적으로 처분용기 내부에 정사각형 단면의 네 개의 고준위폐기물 다발이 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 배열된 형태를 취하고 있다. 그러나 이와 같은 배열 형태가 최선의 구조인지는 아직 결정할 수 없다. 왜냐하면 나란한 배열구조의 처분용기는 정사각형 다발단면의 외곽모서리와 외곽 쉘과의 거리가 가장 짧아 경량화를 위한 단면 직경 축소에 한계가 있기 때문이다. 따라서 처분용기 단면 중심에 대하여 대칭형이면서 나란하게 배열된 네 개의 고준위폐기물 다발 각각을 각 다발의 중심에 대하여 일정 각도 회전하여 처분용기 단면 중심 면에 대하여 대칭성을 유지하면서 고준위폐기물 다발이 배열된 처분용기구조에 대한 구조안전성 평가가 매우 필요하다. 비록 지금까지의 연구에 이러한 회전된 다발의 배열단면을 갖는 처분용기는 발견되지 않지만 처분용기모델들의 구조적 안전성 비교 연구를 위해서 고준위폐기물 다발이 회전된 배열단면 변화에 따른 처분용기에 대한 구조해석이 요구된다. 따라서 본 연구에서는 네 개의 고준위폐기물 다발이 각각 다발의 중심에 대하여 일정각도 회전하여 처분용기 중심 면에 대하여 대칭적으로 배열된 단면의 가압경수로용 처분용기에 대하여 구조해석을 수행하였다. 구조해석을 수행한 결과 기존의 설계 개발된 처분용기 단면의 중심에 대칭되게 나란히 고준위폐기물 다발이 배열된 단면의 처분용기보다 다발의 중심에 대하여 일정각도(30~35도) 회전하여 처분용기 중심 면에 대하여 고준위폐기물 다발이 대칭적으로 배열된 단면의 처분용기가 구조적으로 좀 더 안정성이 있음이 밝혀졌다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

A structural model of the SNF(spent nuclear fuel) disposal canister for the PWR(pressurized water reactor) for about 10,000 years long term deposition at a 500m deep granitic bedrock repository has been developed through various structural safety evaluations. The SNF disposal baskets of this caniste...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 처분용기의 구조강도를 평가하기 위해서는 위에서 언급한 모든 구조해석을 수행하여야 한다. 그러나 이와 같은 여러 가지 구조해석들은 이미 충분히 수행되어 구조안전성에 큰 문제가 없음이 밝혀졌고 오직 정수압 및 팽윤압과 내부 고준위폐기물 다발의 붕괴열만이 처분용기 구조 안전성에 큰 영향이 있음이 밝혀졌기 때문에 본 연구는 기존에 수행했던 정적인 구조해석(Kwon 등, 2001; 권영주 등, 2002)만 수행하고자 한다. 따라서 본 연구에서는 네 개의 고준위폐기물 다발이 각각 다발의 중심에 대하여 일정각도 회전하여 처분용기 중심 면에 대하여 대칭적으로 배열된 단면의 가압경수로(PWR)용 처분용기에 대하여 정적인 구조해석을 수행한다.
  • 따라서 본 연구에서는 각각의 회전각도(θ) 값에 대한 18개의 구조해석 모델에 대하여 구조해석을 수행하여 그 결과를 비교 검토하여 구조적으로 가장 안정적인 회전 각도를 갖는 처분용기 단면구조를 구하고자 한다.
  • 본 연구에서 처분용기에 가해지는 외력을 검토하였을 때 지하수 포화과정 중의 외력인 팽윤압은 분명 전단력이고, 지하수 포화 후 외력인 경우 외곽 쉘(outer shell)에 가해지는 벤토나이트 팽윤압은 분명히 압축력이지만 위아래 덮개(lid & bottom)에 가해지는 팽윤압은 전단력으로 두 가지 외력조건(load case 1과 load case 2) 모두 처분용기에 가해지는 외력이 전단력에서 항복이 발생할 것으로 예상되기 때문에 주철의 항복강도를 항복조건 적용 시 사용해도 큰 무리가 없다고 사료된다. 본 연구에서는 일반적으로 금속의 항복여부를 판단하는데 유용하게 사용되는 폰미세스(von Mises) 및 트레스카(Tresca) 항복조건 모두를 적용하여 처분용기에 가해지는 외력에 따른 내부주철 삽입물(cast iron insert)의 구조강도를 평가하였다. 평가결과는 Fig.
  • 2030년까지 원전 18기를 추가로 건설하여 전체 전력소비량의 59%까지 끌어올릴 예정인 우리나라도 늦게나마 1997년부터 한국원자력연구원을 중심으로 고준위폐기물 심지층처분기술개발을 수행해 오고 있다. 본 연구에서는 지금까지 수행했던 고준위폐기물(SNF: Spent Nuclear Fuel)의 심지층처분기술의 핵심인 처분용기의 설계기술개발에 관한 연구(권영주 등, 2002, 2003, 2004, 2007, 2009; Kwon 등, 2001)의 일환으로 처분용기에 대한 구조해석 연구를 수행하고자 한다.

가설 설정

  • 각 문헌들 마다 해당 값들이 차이가 나고 또 어떤 물성치는 일정한 값으로 주어지지 않고 범위로 주어지기 때문에 실제 해석에 적용 할 수 없어 그 대표 값(예 : 평균값)을 사용하였다. 고준위폐기물 다발(바스켓 : fuel bundle)의 탄성계수는 바스켓 전체 부피 중에서 실제 Zry-4튜브가 차지하는 부피에 비례한다는 가정 하에 등가 탄성계수 값을 계산하여 사용하였다(권영주 등, 2002). 그러나 그 외의 고준위폐기물 다발의 등가 물성치(열전도계수 등)들은 경수로(PWR) 고준위폐기물 다발의 물성치 값들을 계산한 기존의 문헌(Idaho National Engineering Lab.
  • 사실 내부 삽입물(insert)과 외곽 쉘(outer shell) 및 위아래 덮개(lid & bottom) 사이에는 처분용기 제작 시 오차에 의하여 미세한 간극이 존재할 수 있다. 그러나 본 연구에서는 간극이 존재하지 않는 일체화 된 구조물로 가정하여 구조해석을 수행한다. 그러나 간극을 고려한 추가적인 연구는 향 후 필요하다고 사료된다.
  • 따라서 내부 삽입물(insert), 고준위폐기물 다발(fuel bundle)과 외곽 쉘(outer shell) 및 위아래 덮개(lid & bottom)들은 각각 균일한 물성치를 갖는 연속체로 가정하였으며 각 구성부분들 간의 경계는 간극이 없는 일체화 된 상태로 가정하여 구조해석을 수행하였다.
  • 이 때 처분용기 외곽 쉘과 위아래 덮개 표면은 벤토나이트 버퍼와의 화학적인 반응을 고려하여 100℃이하로 유지되도록 하여야 한다(Ahonen, 1995). 따라서 본 논문에서는 처분용기 외곽 쉘과 위아래 덮개 표면은 90℃의 온도로 유지된다고 가정한다.
  • 지하수가 벤토나이트 버퍼에 완전히 포화된 후의 외력조건으로 이 때 처분용기에 가해지는 외력은 지하수에 의한 수압(5MPa)과 벤토나이트에 의한 팽윤압(5MPa)의 합인 총 10MPa의 압력이 처분용기 외곽쉘(shell) 및 처분용기의 위아래 덮개(lid & bottom) 표면에 작용한다. 이 때 압력은 균일하게 작용한다고 가정한다(Fig. 3 참조). 이 때도 역시 내부 고준위폐기물 다발에 의한 열 발생을 고려해야 한다.
  • 지하수가 벤토나이트 버퍼에 포화되는 과정중의 외력 조건으로 이 때 벤토나이트 버퍼에 발달되는 팽윤압의 크기는 4MPa로 처분용기 반쪽 상단부의 일부에 가해지고 팽윤압이 가해지지 않는 양단 끝은 고정되어 있다고 가정한다(Fig. 2참조).
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
고준위폐기물은 무엇인가? 고준위폐기물이란 원자로에서 타고 난 사용 후의 핵연료 혹은 사용 후 핵연료를 재처리 했을때 발생하는 1차 폐액 또는 이 폐액을 고형화한 폐기물을 말한다. 사용 후 핵연료를 재활용하여 원자로에서 다시 태워도 부피와 양의 차이는 있지만 고준위폐기물이 발생한다.
고준위폐기물을 취급할 때 특별히 주의가 요구되는 이유는 무엇인가? 사용 후 핵연료를 재활용하여 원자로에서 다시 태워도 부피와 양의 차이는 있지만 고준위폐기물이 발생한다. 고준위폐기물은 방사능 붕괴에 의해서 높은 열과 다량의 방사선을 방출하므로 이의 취급에 특별히 주의가 요구되며, 또한 장반감기 핵종들을 다량 포함하고 있어, 이를 처분할 경우 장기간에 걸친 안전성이 확보되어야 한다. 고준위폐기물은 이를 없앨 수 있는 어떤 특수한 처리기술이 없는 한 이를 처리할 수 있는 한 가지 방법은 이들을 특수한 용기에 밀봉하여 인간의 주거지에서 멀리 떨어진 지하 깊은 곳에 처리하는 심지층처분기술이 유일하다.
심지층처분기술의 장점은 무엇인가? 고준위폐기물은 이를 없앨 수 있는 어떤 특수한 처리기술이 없는 한 이를 처리할 수 있는 한 가지 방법은 이들을 특수한 용기에 밀봉하여 인간의 주거지에서 멀리 떨어진 지하 깊은 곳에 처리하는 심지층처분기술이 유일하다. 이는 환경 친화적인 방법으로 오랜 시간이 경과되면 이들의 인간에 대한 유해성은 자연 소멸된다(예를 들어 방사능 같은 경우 약 10,000년 후에는 저장 상태에서 자연적으로 소멸되고 중금속은 지하 암반 구성 물질로 환원됨). 1970년 대부터 지금까지 미국, 프랑스, 캐나다, 일본, 스위스, 벨기에, 스웨덴, 핀란드 등은 자국 실정에 맞는 심지층처분기술을 축적해 오고 있다.
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참고문헌 (14)

  1. 권영주 (2009) 중수로(CANDU)용 고준위폐기물 처분용기의 구조적 안전성 평가 보완 해석, 한국전산구조공학회 논문집, 22(5), pp.381-390. 

  2. 권영주, 하준용, 최종원 (2002) 가압경수로 고준위폐기물 처분용기의 열응력 해석, 한국전산구조공학회 논문집, 15(3), pp.471-480. 

  3. 권영주, 하준용, 최종원 (2004) 가압경수로 고준위폐기물 처 분용기에 대한 크립해석, 한국전산구조공학회 논문집, 17(4), pp.413-421. 

  4. 권영주, 최석호, 최종원 (2003) 고준위폐기물 처분용기와 벤토나이트 버퍼로 이루어진 복합구조물에 대한 비선형 구조 해석 : 대칭암반 전단력, 한국전산구조공학회 논문집, 16(4), pp.369-376. 

  5. 최종원, 권영주 (2007) 가압경수로(PWR)용 고준위폐기물 처분용기의 구조적 안전성 평가 보완 해석, 한국전선구조공학 회 논문집, 20(4), pp.427-433. 

  6. Ahonen, L. (1995) Chemical Stability of Copper Canisters in Deep Repository, Report YJT-94-13, Nuclear Waste Commission of Finnish Power Companies, Helsinki, p.101. 

  7. Chijimatsu, M., Nguyen, T.S., Jing, L., Dejonge, J., Kohlmeier, M., A. Millard, A., A. Rejeb, A., Rutqvist, J., Souley, M., Sugita, Y. (2005) Numerical Study of the THM Effects on the Near field Safety of a Hypothetical Nuclear Waste Repository­BMT1 of the DECOVALEX III. Part 1; Conceptualization and Characterization of the Problems and Summary of Results, International Journal of Rock Mechanics & Mining Sciences, 42, pp..720-730. 

  8. Choi, J.W., Wonil, Ko, W., Kang, C.H. (1999) Reference Spent Fuel and Its Characteristics for a Deep Geological Repository Concept Development, Journal of the Korean Nuclear Society, 31(6), pp.23-38. 

  9. Idaho National Engineering Laboratory(Compiled and Edited by Hargman, D.L., A.R. Reymann) (1979) Matro-Version II, a Handbook of Materials Properties for Use in the Analysis of Light Water Reactor Fuel Rod Behavior, NUREG/CR-0497, EG&G Idaho, Inc., p.514. 

  10. Karnland, O. (1998) Bentonite Swelling Pressure in Strong NaCl Solutions, Report POSIVA 98-01, Posiva Oy, Helsinki, ISBN 951-652-039-1, p.36. 

  11. Kwon, Y.J., Kang, S., Choi, J.W. Kang, C.H. (2001) Structural Analysis for the Determination of Design Variables of Spent Nuclear Fuel Disposal Canister, KSME International Journal 15(3), pp.327-338. 

  12. Millard, A., Rejeb, A., M. Chijimats, M., Jing, L., Dejonge, L., Kohlmeiter, M., Nguyen, T.S., Rutqvist, J., Souley, M., Sugita, Y. (2005) Numerical Study of the THM Effects on the Near field Safety of a Hypothetical Nuclear Waste Repository­BMT1 of the DECOVALEX III. Part 2; Effects of THM Coupling in Continuous and Homogeneous Rocks, International Journal of Rock Mechanics & Mining Sciences, 42, pp.731-744. 

  13. Rutqvist, J., Chijimatsu, M., Jing, L., Millard, A., Nguyen, T.S., Rejeb, A., Sugita, Y., Tsang, C.F. (2005) Numerical Study of the THM Effects on the Near­field Safety of a Hypothetical Nuclear Waste Repository­BMT1 of the DECOVALEX III. Part 3; Effects of THM Coupling in Sparsely Fractured Rocks, International Journal of Rock Mechanics & Mining Sciences, 42, 745-755. 

  14. Werme, L. (1999) Design Premises for Canister for Spent Nuclear Fuel, Technical Report TR-98-08, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co. (SKB), Stockholm, Sweden, ISSN 0284-3757, p.46. 

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