우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다. 또한, PWR형 사용후핵 연료의 경우 사용후핵연료 재활용 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용하는 연구가 진행 중이므로, 이들 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안을 강구하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템의 처분효율을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 개선하여 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 개념을 도출하고, 열해석을 통하여 처분시스템 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족하는 처분터널 및 처분공 간격을 정하여 이들에 대한 처분시스템 개념을 도출하였다. 이렇게 설정된 개념들을 단위면적당 열효율, 우라늄밀도(U-density), 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량 측면에서 분석하여 처분효율이 가장 높은 방안을 제안하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 PWR 사용후핵연료 재활용공정으로부터 발생한 고준위폐기물 처분시스템과 함께 복합 처분장 설계에 활용될 것이다.
우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다. 또한, PWR형 사용후핵 연료의 경우 사용후핵연료 재활용 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용하는 연구가 진행 중이므로, 이들 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안을 강구하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템의 처분효율을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 개선하여 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 개념을 도출하고, 열해석을 통하여 처분시스템 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족하는 처분터널 및 처분공 간격을 정하여 이들에 대한 처분시스템 개념을 도출하였다. 이렇게 설정된 개념들을 단위면적당 열효율, 우라늄밀도(U-density), 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량 측면에서 분석하여 처분효율이 가장 높은 방안을 제안하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 PWR 사용후핵연료 재활용공정으로부터 발생한 고준위폐기물 처분시스템과 함께 복합 처분장 설계에 활용될 것이다.
There are two types of nuclear reactors in Korea and they are PWR type and CANDU type. The safe management of the spent fuels from these reactors is very important factor to maintain the sustainable energy supply with nuclear power plant. In Korea, a reference disposal system for the spent fuels has...
There are two types of nuclear reactors in Korea and they are PWR type and CANDU type. The safe management of the spent fuels from these reactors is very important factor to maintain the sustainable energy supply with nuclear power plant. In Korea, a reference disposal system for the spent fuels has been developed through a study on the direct disposal of the PWR and CANDU spent fuel. Recently, the research on the demonstration and the efficiency analyses of the disposal system has been performed to make the disposal system safer and more economic. PWR spent fuels which include a lot of reusable material can be considered being recycled and a study on the disposal of HLW from this recycling process is being performed. CANDU spent fuels are considered being disposed of directly in deep geological formation, since they have little reusable material. In this study, based on the Korean Reference spent fuel disposal System (KRS) which was to dispose of both PWR type and CANDU type, the more effective CANDU spent fuel disposal systems were developed. To do this, the disposal canister for CANDU spent fuels was modified to hold the storage basket for 60 bundles which is used in nuclear power plant. With these modified disposal canister concepts, the disposal concepts to meet the thermal requirement that the temperature of the buffer materials should not be over $100^{\circ}C$ were developed. These disposal concepts were reviewed and analyzed in terms of disposal effective factors which were thermal effectiveness, U-density, disposal area, excavation volume, material volume etc. and the most effective concept was proposed. The results of this study will be used in the development of various wastes disposal system together with the HLW wastes from the PWR spent fuel recycling process.
There are two types of nuclear reactors in Korea and they are PWR type and CANDU type. The safe management of the spent fuels from these reactors is very important factor to maintain the sustainable energy supply with nuclear power plant. In Korea, a reference disposal system for the spent fuels has been developed through a study on the direct disposal of the PWR and CANDU spent fuel. Recently, the research on the demonstration and the efficiency analyses of the disposal system has been performed to make the disposal system safer and more economic. PWR spent fuels which include a lot of reusable material can be considered being recycled and a study on the disposal of HLW from this recycling process is being performed. CANDU spent fuels are considered being disposed of directly in deep geological formation, since they have little reusable material. In this study, based on the Korean Reference spent fuel disposal System (KRS) which was to dispose of both PWR type and CANDU type, the more effective CANDU spent fuel disposal systems were developed. To do this, the disposal canister for CANDU spent fuels was modified to hold the storage basket for 60 bundles which is used in nuclear power plant. With these modified disposal canister concepts, the disposal concepts to meet the thermal requirement that the temperature of the buffer materials should not be over $100^{\circ}C$ were developed. These disposal concepts were reviewed and analyzed in terms of disposal effective factors which were thermal effectiveness, U-density, disposal area, excavation volume, material volume etc. and the most effective concept was proposed. The results of this study will be used in the development of various wastes disposal system together with the HLW wastes from the PWR spent fuel recycling process.
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문제 정의
한국형 사용후핵연료 기준 처분시스템 개발 이후 현재는 PWR 사용후핵연료의 경우 유용한 자원 재활용 공정에 대한 연구를 진행하고 있으므로, 이에 맞추어 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안에 대한 고려가 필요하다. 그리고 재활용 가능성이 희박하여 직접 처분을 고려하고 있는 CANDU 사용후핵연료에 대해서는 처분효율 향상을 위한 연구를 수행하고 있으며, 이의 일환으로 원자력발전소에서 사용 중인 60 다발용 저장 바스켓을 그대로 처분용기에 포장하는 개선된 처분용기 개념을 도출하였다. 그림 5는 처분용기 개선개념을 나타내고 있으며, 그림 6과 표 3은 바스켓을 적재할 수 있는 용량에 따라 4종류의 개선된 처분용기 및 그에 따른 사용후핵연료 적재량 및 처분용기 제원을 보여주고 있다.
CANDU 사용후핵연료 처분을 위한 대안 개념은 처분공에 동일한 용량의 사용후핵연료를 처분하되 처분용기 용량에 따라 그 수를 달리하여 처분하는 개념으로 설정하였다. 따라서 본 분석에서는 각 개념별 처분효율과 그에 따른 처분용기 재료 및 완충재/뒷채움재의 증감을 고려하여 가장 효율적인 방안을 제안하고자 하였다.
그러나, CANDU 사용후핵연료는 농축하지 않은 천연우라늄을 사용한 핵연료로 여러 측면에서 재활용가능성이 낮은 것으로 판단하고 있다. 따라서, 본 논문에서는 CANDU 사용후핵연료의 가장 안전한 심지층 직접 처분방법을 고려하여, 기존의 한국형 처분시스템인 KRS를 바탕으로 처분효율을 분석하고 그 향상방안을 도출하였다. 기존에 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 처분용기 개념에 대한 개선방안을 도출하고 이에 대하여 처분시스템의 열적요건을 만족시키는 처분개념을 설정하여, 처분면적, 열용량, 처분용기 재료량, 굴착량, 완충재량 등 기술적 효율성 측면에서 비교·분석하여 최적의 방안을 제시하였다.
고준위폐기물을 유리화시켜 처분할 계획인 일본은 경암과 연암으로 구분하여 구조적 건전성 및 완충재 최고온도 요건에 따른 다양한 처분개념을 도출하여 굴착량 등 분석에 의한 최적 배치방안을 제안하고, 보다 처분효율을 높일 수 있는 CARE(CAvern REtrievable Storage)개념의 처분방안을 대안개념으로 설정하고 있다[1]. 또한, 사용후핵연료를 직접 처분하는 정책을 결정한 스웨덴, 핀란드에서도 일본과 유사한 연구를 수행하여 가장 처분효율이 높은 방안으로 배치개념을 설정하고 있으며[2, 3], 수평처분 개념을 설정한 캐나다의 경우 CANDU 사용후핵연료의 냉각기간에 따라 처분장 온도요건을 만족시키는 처분터널과 처분용기 간격을 설정하고 처분장에서의 열하중, 우라늄 밀도 등 단위 면적당 처분효율을 분석하여 최적의 조건을 도출하기 위한 연구를 수행하였다[4].
본 연구에서는 유용한 자원의 재활용 가능성이 희박하여 재처리 또는 재활용 공정을 수행하는 것 보다는 직접 처분하는 것이 유리한 것으로 판단되는 CANDU형 사용후핵연료를 대상으로 하여, 기존 PWR형 및 CANDU형 사용후핵연료를 동일한 제원의 처분용기 적재하여 처분하는 개념인 한국형기준처분시스템을 바탕으로, 처분효율을 향상시키기 위하여 CANDU 사용후핵연료 처분용기 개념을 수정/보완하고 처분효율을 향상시킨 개념을 도출하였다. 또한, 열해석을 수행하여 주요 설계인자인 열적 요건을 만족시키도록 하는 처분 개념별 처분공 간격과 처분터널 간격을 설정하고 그 결과에 따른 처분효율성분석을 수행하였으며, 결론은 다음과 같다.
사용후핵연료를 심부 지하에 처분하기 위한 지하 처분구역 배치에 있어서 중요한 제한 요건은 사용후핵연료로부터 발생하는 열로 인하여 공학적 방벽을 이루고 있는 완충재의 온도가 100℃를 넘지 않도록 설계하여야 한다는 것이다[17,18]. 이는 처분용기로의 지하수 침수 및 처분한 방사성물질이 처분용기 외부로 누출되는 것을 억제하는 완충재인 벤토나이트의 성분을 변화시키지 않고 그 기능을 수행할 수 있도록 하기 위해서이다.
가설 설정
3. A concept of disposal container emplacement in deep geological repository.
즉, 지하수의 흐름을 억제하거나 폐기물 용기로부터 발생하는 가스와 방사성 물질의 누출을 제한하여 생활환경에 영향을 주지 않도록 하며, 또한 지표에서 발생할 수 있는 자연적 인위적 변화들로부터 심부지층을 보호한다. 국내 지질에 대한 조사결과를 기반으로 기준 처분시스템의 모암은 화강암반으로 가정하였다. 자연방벽이 방사성물질을 영구히 생태계로부터 격리시켜 심부지하에 처분한 방사성물질에서 나오는 독성으로부터 생태계의 안전성을 유지시킬 수 있어야 하겠지만, 이러한 자연계는 비균질성과 불확실성을 가지고 있다.
제안 방법
- CANDU 사용후핵연료 처분시스템의 효율성 향상을 위하여 현재 발전소에서 사용하고 있는 60다발용 저장바스켓을 적재할 수 있는 처분용기로 개선하였으며, 바스켓 적재용량에 따라 4종류의 개념을 도출하였다.
- 개선된 처분용기를 바탕으로 1개 처분공에 동일한 사용후핵연료를 처분하는 4개의 처분개념을 설정하고, 각 개념에 대하여 열적요건을 만족하는 처분공/처분공 간격을 설정하고, 그 결과에 따라 단위처분구역, 단위우라늄 용량, 처분용기 재료량 증가량, 완충재 증가량 및 굴착량 감소량 등을 분석하였다.
CANDU 사용후핵연료 처분을 위한 대안 개념은 처분공에 동일한 용량의 사용후핵연료를 처분하되 처분용기 용량에 따라 그 수를 달리하여 처분하는 개념으로 설정하였다. 따라서 본 분석에서는 각 개념별 처분효율과 그에 따른 처분용기 재료 및 완충재/뒷채움재의 증감을 고려하여 가장 효율적인 방안을 제안하고자 하였다.
CANDU 사용후핵연료 처분효율 향상을 위한 대안 처분개념은 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 저장 바스켓을 그대로 적재하도록 개선한 처분용기를 바탕으로 도출하였다. 즉 저장바스켓 적재용량에 따른 처분용기의 종류에 따라 4개의 대안개념을 도출하였으며, 각 개념에 있어서 처분공에 처분되는 처분용기의 수는 각각 1(CANDU-8B), 2(CANDU-4B), 4(CANDU-2B), 8(CANDU-1B)개로 동일한 처분용량인 CANDU 사용후핵연료 480다발을 처분할 수 있도록 하였다.
CANDU 사용후핵연료 처분효율향상을 위하여 개선된 처분용기를 고려하여 설정한 대안 처분개념들의 처분시스템의 열적 요건을 만족하는 처분터널 간격 및 처분공 간격을 도출하기 위하여 대안 개념들에 대한 열해석을 수행하였다.
즉 저장바스켓 적재용량에 따른 처분용기의 종류에 따라 4개의 대안개념을 도출하였으며, 각 개념에 있어서 처분공에 처분되는 처분용기의 수는 각각 1(CANDU-8B), 2(CANDU-4B), 4(CANDU-2B), 8(CANDU-1B)개로 동일한 처분용량인 CANDU 사용후핵연료 480다발을 처분할 수 있도록 하였다. 각각에 대한 처분터널, 처분공 및 처분용기를 포함하는 개념 및 제원은 그림7 및 표4에 기술한 바와 같으며, 이들에 대한 열해석을 통하여 열적 요건을 만족하는 처분터널 간격과 처분공 간격을 결정하여 처분개념을 도출하고, 각 처분개념에 대한 비교 분석 결과를 토대로 최적의 대안개념을 제시하였다.
기존에 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 처분용기 개념에 대한 개선방안을 도출하고 이에 대하여 처분시스템의 열적요건을 만족시키는 처분개념을 설정하여, 처분면적, 열용량, 처분용기 재료량, 굴착량, 완충재량 등 기술적 효율성 측면에서 비교·분석하여 최적의 방안을 제시하였다.
도출된 처분시스템 개념의 열해석 결과에 따른 효율을 분석하기 위한 기준으로서 단위처분면적 개념을 설정하였다. 단위처분면적은 1개의 처분공이 처분시스템의 열적요건을 만족시키는데 필요한 면적(m2)으로 정의할 수 있으며, 그림 10에 나타낸 바와 같이 처분터널 간격과 처분공 간격의 곱으로 표현할 수 있다.
10을 활용하였다[20, 21]. 또한, 분석을 용이하게 하기 위하여, 각 처분시스템의 처분터널 간격은 40m로 하고 최고온도는 95℃가 되도록 하는 처분공간격을 도출하여 그 결과를 비교/분석하였다.
본 연구에서는 유용한 자원의 재활용 가능성이 희박하여 재처리 또는 재활용 공정을 수행하는 것 보다는 직접 처분하는 것이 유리한 것으로 판단되는 CANDU형 사용후핵연료를 대상으로 하여, 기존 PWR형 및 CANDU형 사용후핵연료를 동일한 제원의 처분용기 적재하여 처분하는 개념인 한국형기준처분시스템을 바탕으로, 처분효율을 향상시키기 위하여 CANDU 사용후핵연료 처분용기 개념을 수정/보완하고 처분효율을 향상시킨 개념을 도출하였다. 또한, 열해석을 수행하여 주요 설계인자인 열적 요건을 만족시키도록 하는 처분 개념별 처분공 간격과 처분터널 간격을 설정하고 그 결과에 따른 처분효율성분석을 수행하였으며, 결론은 다음과 같다.
따라서, 처분터널의 개략적인 총 길이는 처분공 간격과 총 처분공 수의 곱으로 나타낼 수 있고, 개략적인 처분면적은 단위처분 면적과 총 처분공 수의 곱으로 평가할 수 있다. 본 연구에서는 단위처분면적을 바탕으로 처분시스템 개념별 열용량, 우라늄 밀도(U-density), 처분용기 재료, 완충재 및 뒷채움재의 용량을 비교/분석하였다.
본 열해석을 위하여 설정한 연속적이고 주기적인 배치특성을 지닌 지하 처분시스템의 1/4 열해석 모델에 대하여 대칭적인 특성을 고려하여 모델의 측면은 단열조건을 설정하였다. 초기조건으로는 지표부분의 지하수온도를 기준으로 지표는 15℃로 하였으며, 심도에 따른 지열구배는 100m 마다 3℃의 상승률을 적용하였다.
이들 사용후핵연료를 심지층 지하에 안전하게 처분하기 위해서는 처분환경에서의 수압과 부식환경에 강한 재료의 처분용기로 포장하여야 한다. 이를 위하여 처분용기는 처분심도에서의 수압과 완충재인 벤토나이트의 팽윤압에 견디도록 하기 위한 주철재료의 내부용기와 부식에 강한 구리재료의 외부 쉘로 구성된 이중용기 개념으로 설정하였다[13, 14]. PWR 사용후핵연료 처분용기 및 CANDU 처분용기의 제원은 외경 1.
CANDU 사용후핵연료 처분효율 향상을 위한 대안 처분개념은 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 저장 바스켓을 그대로 적재하도록 개선한 처분용기를 바탕으로 도출하였다. 즉 저장바스켓 적재용량에 따른 처분용기의 종류에 따라 4개의 대안개념을 도출하였으며, 각 개념에 있어서 처분공에 처분되는 처분용기의 수는 각각 1(CANDU-8B), 2(CANDU-4B), 4(CANDU-2B), 8(CANDU-1B)개로 동일한 처분용량인 CANDU 사용후핵연료 480다발을 처분할 수 있도록 하였다. 각각에 대한 처분터널, 처분공 및 처분용기를 포함하는 개념 및 제원은 그림7 및 표4에 기술한 바와 같으며, 이들에 대한 열해석을 통하여 열적 요건을 만족하는 처분터널 간격과 처분공 간격을 결정하여 처분개념을 도출하고, 각 처분개념에 대한 비교 분석 결과를 토대로 최적의 대안개념을 제시하였다.
대상 데이터
그림 8은 바스켓 4개들이 처분용기를 2개 수용하는 처분시스템인 DC-2CAN 개념에 있어서의 열해석 모델을 보여주고 있다. 그림에서 보여주고 있는 바와 같이 해석영역은 처분심도 500m에 위치한 처분용기로부터 발생하는 붕괴열의 영향이 미치지 않도록 하는 범위인 상부 500m(지표)와 하부 500m(-1,000m)로 하고, 처분공이 일정한 간격으로 연속적으로 배치되는 특성을 고려하여 처분터널과 처분공 간격의 중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하였다.
처분대상은 3차 전력수급기본계획을 근거로 현재 운영 및 2017년까지 건설 계획 중인 PWR원자력발전소 24기와 CANDU 원자력발전소 4기로부터 발생하는 사용후핵연료를 대상으로 하였으며, 발생량 및 그에 따른 집합체 수와 처분용기의 수는 표1에 나타낸 바와 같다[12]. 이들 사용후핵연료를 심지층 지하에 안전하게 처분하기 위해서는 처분환경에서의 수압과 부식환경에 강한 재료의 처분용기로 포장하여야 한다.
이론/모형
일반적으로 심지층 처분시스템은 수평 처분터널에 수직 처분공을 굴착하여 처분용기를 처분하는 수직처분방법과 수평처분터널에 처분용기를 수평으로 처분하는 방법 2가지로 고려할 수 있다. 본 연구에서는 한국형 기준 처분시스템에서 고려하고 있는 수직처분시스템을 기본으로 하였다. 즉, 사용후핵연료를 적재한 처분용기는 처분터널 바닥에 규칙적인 정렬방식으로 굴착된 처분공에 정치시키고, 처분용기와 처분공벽 사이의 빈 공간은 완충재인 벤토나이트 블록으로 채우며, 처분용기 정치가 완료된 처분터널은 벤토나이트와 파쇄암을 혼합한 뒷채움재를 충진시켜 폐쇄한다(그림 3.
본 해석을 위하여 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 ABAQUS ver. 6.10을 활용하였다[20, 21]. 또한, 분석을 용이하게 하기 위하여, 각 처분시스템의 처분터널 간격은 40m로 하고 최고온도는 95℃가 되도록 하는 처분공간격을 도출하여 그 결과를 비교/분석하였다.
성능/효과
- 분석한 결과에 의하면, 처분용기를 2단으로 처분하는 개념이 가장 바람직한 방안으로 나타났으며, 이때 처분효율은 기존 한국형 처분시스템 개념에 비하여 약 30% 이상 향상될 것으로 예상된다.
본 논문에서 제안하고 있는 대안 개념에 대한 단위처분면적 및 우라늄 밀도 효율은 각각 212 m2/43.0 tU/m2, 196 m2/46.5 tU/m2, 184 m2/49.6 tU/m2, 172 m2/53.0 tU/m2으로 기존 KRS 개념대비 개선된 개념의 처분효율은 각각 22, 32, 40, 49 % 정도 향상되었으며, 표 8에 나타낸 바와 같다. 또한, 표 9에서 보여주는 바와 같이 처분용기 재료인 구리 및 주철의 소요량의 경우에 있어서는 개념별로 각각 0.
후속연구
따라서, 경제적인 관점에서 볼 때, 처분시스템의 열적요건을 만족하는 범위에서 단위처분면적을 최소화하는 것이 바람직하고, 처분시스템의 주요 제한요소인 사용후핵연료에 포함되어 있는 우라늄을 단위면적에 수용할 수 있는 양(우라늄 밀도)을 극대화하는 방안으로 설계하는 것이 필요하다. 또한, 처분용기에 소요되는 구리 및 주철 재료와 완충재 및 뒷채움재의 소요량을 최소화하는 방향으로 설계하는 것이 바람직하다.
우리나라의 경우 1978년 고리 1호기 운전을 시작으로 현재 21기의 원자력발전소를 운영하고 있으며, 원자로 형태별로는 PWR형 17기와 CANDU형 4기를 운영하고 있다. 이들 원자력발전소로부터 생산되는 전기는 우리나라 전체 전기생산량의 약 40 %에 이르고 있으며, 향후 계속 그 비중을 올릴 계획에 있다. 이러한 계획을 실현하기 위해서는 원자력 발전으로 배출되는 사용후핵연료를 포함하는 방사성폐기물을 안전하게 관리하는 것이 중요한 선결과제이다.
향후 상기 향상된 개념을 보다 구체화하고 실제 처분장 지역 자료를 활용한 열적/구조적 거동 등에 대한 상세분석 필요하며, 본 연구 결과는 현재 고려중인 PWR 사용후핵연료 재활용 공정으로부터 발생할 것으로 예상되는 고준위폐기물 및 장반감기 폐기물 처분시스템 개념과 함께 국내 환경에 적합한 복합 폐기물 처분시스템 개발의 기초자료로 활용할 예정이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
심지층 처분시스템의 목적은 무엇인가?
심지층 처분시스템의 목적은 사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 방사선적 위험이 소멸될 때까지 인간환경으로부터 격리하는 것이다. 사용후핵연료 처분시스템은 사용후핵연료를 처분용기에 포장하여 지하 수백 미터의 암반에 처분동굴을 굴착하여 처분하는 심지층 처분을 기본으로 하고 있으며, 이러한 심지층 처분시스템은 가장 안전한 방법으로 고려되고 있다.
우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 어떤종류가 있는가?
우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다.
처분터널은 처분용기를 매설하고 난 후 뒷채움재로 폐쇄하는데 이때 뒷채움재의 주요기능은 무엇인가?
또한, 처분터널은 처분용기를 매설하고 난 후 뒷채움재로 폐쇄한다. 뒷채움재의 주요 기능은 지하수 유입과 방사성 핵종누출 제한, 열전달 및 구조적 건전성 유지로, 이 기능을 만족시키기 위하여 낮은 수리전도도, 방사성 핵종 저지능, 팽윤성과 적절한 기계적 강도를 가져야 한다[9, 10]. 뒷채움재로는 굴착암을 파쇄한 골재와 칼슘 벤토나이트를 혼합하여 사용하며, 혼합재의 조성은 입자크기 20 mm 정도의 파쇄암반 골재 70 %와 칼슘 벤토나이트 30 %로 구성한다.
참고문헌 (21)
JNC, "H12 Project to Establish Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Supporting Report 2-Repository Design & Engineering Technology," Japan Nuclear Cycle Development Institute, 1999.
H. Hokmark and J. Claesson, "Use of an Analytical Solution for Calculating Temperatures in Repository Host Rock," Engineering Geology Vol. 81, Elsevier Science, 2005.
Kari Ikonen, "Thermal Analyses of Spent Nuclear Fuel Repository," Posiva Oy, POSIVA 2003-4, 2003.
P. Baumgartner, "Technical Implication of Aging Used Fuel Prior to Disposal within a Deep Geologic Repository," Canadian Nuclear Society, WM., Decommissioning and Environmental Restoration for Canada's Nuclear Activities: Current Practices and Future Needs, Ottawa, Ontario, Canada, May 8-11, 2005.
J. Y. Lee, H. J. Choi, "Preliminary Conceptual Design of the Korean Reference Repository System for HLW in Vertical Emplacement," KAERI, KAERI/TR-3012/2005, 2005.
J. Y. Lee, D. Cho, H. Choi, J. Choi, "Concept of a Korean Reference Disposal System for Spent Fuels," JNST, Vol. 44, No. 12, 2007.
Svensk Krnbrnslehantering AB, "Final repository for spent fuel in Forsmark basis for decision and reasons for site selection," SKB doc 1221293, June 2009.
Posiva Oy, "Interim Summary Report of the Safety Case," POSIVA 2010-02, 2010.
ANDRA, "Assets of granite formations for deep geological disposal," ANDRA, Dossier 2005 Granite 2005.
ANDRA, "Evaluation of the feasibility of a geological repository in an argillaceous formation Meuse/ Haute-Marne site," ANDRA, Dossier 2005 Argile, 2005.
NUMO, Development of Repository Concepts for Volunteer Siting Environments, Nuclear Waste Management Organization of Japan (NUMO), NUMO-TR-04-03, 2004.
J. W. Choi and C. H. Kang, "Reference Spent Fuel and Its Characteristics for a Deep Geological Repository Concept Development," J. KNS, Vol.31 (6), 1999.
KAERI, "Progress Report on the R&D Program for the Disposal of HLW in Korea," Korea Atomic Energy Research Institute, 2002.
S. S. Kim, J. W. Choi, K. S. Chun, "Requirements Performance and Design of Container, buffer and Backfill materials for the Disposal of Spent Nuclear Fuel," KAERI/TR-2628/2003, KAERI, 2003.
H. J. Choi, J. Y. Lee, "Design Requirements for the Korean Reference Repository System of HLW," KAERI, KAERI/TR-3003/2005, 2005.
Svensk Krnbrnslehantering AB, "Buffer and backfill process report for the safety assessment SR-Can," TR-06-18, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co. 2006.
J. Y. Lee, S. G. Kim, J. W. Kim, "Analysis of Disposal Tunnel Spacing and Disposal Pit Pitch for the HLW Repository Design," Journal of the Korean Radioactive Waste Society, V. 3, No. 4, 2005.
J. Y. Lee, H. J. Choi, D. G. Cho, "Analysis of the Thermal and Structural Stability for the CANDU Spent Fuel Disposal Canister," Journal of the Korean Radioactive Waste Society, V.6, No. 3, 2008.
D. G. Cho, H. J. Choi, J. W. Choi, "Current status and characterization of CANDU spent fuel for geological disposal system design," Journal of the Korean Radioactive Waste Society, V.6, No. 2, 2008.
SKB, "Programme for research, development and demonstration of methods for the management and disposal of nuclear waste," SKB Technical Report TR-07-12, 2007.
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