사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.
사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.
For several decades, many countries operating nuclear power plants have been studying the various disposal alternatives to dispose of the spent nuclear fuel or high-level radioactive waste safely. In this paper, as a direct disposal of spent nuclear fuels for deep geological disposal concept, the ro...
For several decades, many countries operating nuclear power plants have been studying the various disposal alternatives to dispose of the spent nuclear fuel or high-level radioactive waste safely. In this paper, as a direct disposal of spent nuclear fuels for deep geological disposal concept, the rod consolidation from spent fuel assembly for the disposal efficiency was considered and analyzed. To do this, a concept of spent fuel rod consolidation was described and the related concepts of disposal canister and disposal system were reviewed. With these concepts, several thermal analyses were carried out to determine whether the most important requirement of the temperature limit for a buffer material was satisfiedin designing an engineered barrier of a deep geological disposal system. Based on the results of thermal analyses, the deposition hole distance, disposal tunnel spacing and heat release area of a disposal canister were reviewed. And the unit disposal areas for each case were calculated and the disposal efficiencies were evaluated. This evaluation showed that the rod consolidation of spent nuclear fuel had no advantages in terms of disposal efficiency. In addition, the cooling time of spent nuclear fuels from nuclear power plant were reviewed. It showed that the disposal efficiency for the consolidated spent fuel rods could be improved in the case that cooling time was 70 years or more. But, the integrity of fuels and other conditions due to the longer term storage before disposal should be analyzed.
For several decades, many countries operating nuclear power plants have been studying the various disposal alternatives to dispose of the spent nuclear fuel or high-level radioactive waste safely. In this paper, as a direct disposal of spent nuclear fuels for deep geological disposal concept, the rod consolidation from spent fuel assembly for the disposal efficiency was considered and analyzed. To do this, a concept of spent fuel rod consolidation was described and the related concepts of disposal canister and disposal system were reviewed. With these concepts, several thermal analyses were carried out to determine whether the most important requirement of the temperature limit for a buffer material was satisfiedin designing an engineered barrier of a deep geological disposal system. Based on the results of thermal analyses, the deposition hole distance, disposal tunnel spacing and heat release area of a disposal canister were reviewed. And the unit disposal areas for each case were calculated and the disposal efficiencies were evaluated. This evaluation showed that the rod consolidation of spent nuclear fuel had no advantages in terms of disposal efficiency. In addition, the cooling time of spent nuclear fuels from nuclear power plant were reviewed. It showed that the disposal efficiency for the consolidated spent fuel rods could be improved in the case that cooling time was 70 years or more. But, the integrity of fuels and other conditions due to the longer term storage before disposal should be analyzed.
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문제 정의
본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안연구의 일환으로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 심지층 처분 공학적방벽 개념과 사용후핵연료봉 밀집개념을 검토하였다.
가설 설정
본 연구에서는 사용후핵연료처분용기를 수직 처분하는 것으로 가정하였으며, 지하처분구역의 배치는 처분용기에 포장되어 처분공에 매설되어 있는 사용후핵연료로부터 발생되는 방사능붕괴열로 인한 처분장내 온도를 이들 처분터널과 처분공의 간격을 적절하게 설정하여 요건에 맞도록 하는 것이다.
사용후핵연료봉 밀집을 고려한 처분시스템의 해석을 위하여 기존의 사용후핵연료 집합체 4개를 수용하는 처분용기에 8개의 사용후핵연료 집합체를 해체하여 밀집한 사용후핵연료 봉을 적재하는 것으로 가정하였다. 연료봉을 밀집한 경우에 있어서의 처분시스템 온도요건을 만족시키는 처분공 및 처분터널 간격을 설정하기 위하여 다음에 기술하는 바와 같은 경우를 설정하여 해석하였다.
제안 방법
이 개념들을 바탕으로 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한 요건을 만족하는 처분시스템을 도출하기 위하여 다양한 처분터널처분공 간격 조합과 연료봉 밀집용 처분용기 개념들이 적용된 처분시스템의 열해석을 수행하였다. 그리고, 해석 결과에 근거하여 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기의 열발산 면적에 따른 효율성을 분석하고, 단위 처분면적을 산출하여 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 아울러 사용후핵연료봉 밀집을 고려한 경우에 있어서 심지층 처분시스템의 적용을 위한 사용후핵연료 냉각기간을 분석하였으며, 그에 따른 사용후핵연료봉 밀집 심지층처분 방안별 소요 냉각기간을 제안하였다.
기존 시스템이 처분공간격 6 m, 처분터널 간격이 40 m이므로 처분공 간격을 기존 시스템의 배수인 12, 18, 24, 30 m로 설정하고 이에 대하여 각각 처분터널 간격을 기존 시스템보다 10 m씩 증가시킨 40, 50, 60 m 인 경우(Case 1)에 대하여 해석하였다. 또한, Fig.
본 연구에서는 사용후핵연료를 대상으로 한 심지층 처분 시스템의 처분용기내 사용후핵연료 적재효율을 향상시키기 위하여 사용후핵연료 집합체를 해체한 후 연료봉만을 밀집하여 적재한 처분용기를 고려하였다. 이렇게 설정한 처분시스템 개념에 대한 열적 요건을 만족하는 처분터널 간격 및 처분공 간격을 도출하기 위하여 열해석을 수행하였다.
본 연구에서는 처분시스템의 열적 요건에 만족하는 조건을 찾기 위하여 Fig. 6 및 Table 4에서 보이는 바와 같이, 처분용기의 지름과 길이를 확대하여 열발산 면적을 기존 12.25 m2에서 점차 확대하여 34.17 m2 (2.7 배)까지 증가시킨 다섯 가지 경우(Case 2-1 ~ Case 2-5)에 대하여 열해석을 수행하였으며, 각 경우에 대한 최고온도는 Fig. 9 및 Table 3에 나타낸 바와 같다.
본 연구에서는 현재 기술수준으로 가장 안전한 고준위 폐기물 처분방식으로 고려되고 있는 심지층처분기술에 있어서, 처분효율 향상을 위한 다양한 방안연구의 일환으로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집하여 처분하는 경우에 대한 열해석을 수행하였다. 열해석 결과 평가인자인 처분공간격, 처분터널 간격 및 처분용기의 열발산 면적에 대한 분석결과는 아래와 같다.
그리고, 해석 결과에 근거하여 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기의 열발산 면적에 따른 효율성을 분석하고, 단위 처분면적을 산출하여 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 아울러 사용후핵연료봉 밀집을 고려한 경우에 있어서 심지층 처분시스템의 적용을 위한 사용후핵연료 냉각기간을 분석하였으며, 그에 따른 사용후핵연료봉 밀집 심지층처분 방안별 소요 냉각기간을 제안하였다.
아울러 사용후핵연료봉 밀집을 고려한 경우에 있어서 심지층 처분시스템의 적용을 위한 사용후핵연료 냉각기간을 분석하였으며, 처분효율 향상을 위한 방안별 밀집된 사용후핵연료의 소요 냉각기간을 아래와 같이 산출하였다.
이를 위하여, 우선 사용후핵연료 심지층 처분 공학적방벽 개념과 사용후핵연료봉 밀집개념을 검토하였다. 이 개념들을 바탕으로 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한 요건을 만족하는 처분시스템을 도출하기 위하여 다양한 처분터널처분공 간격 조합과 연료봉 밀집용 처분용기 개념들이 적용된 처분시스템의 열해석을 수행하였다. 그리고, 해석 결과에 근거하여 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기의 열발산 면적에 따른 효율성을 분석하고, 단위 처분면적을 산출하여 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다.
본 연구에서는 사용후핵연료를 대상으로 한 심지층 처분 시스템의 처분용기내 사용후핵연료 적재효율을 향상시키기 위하여 사용후핵연료 집합체를 해체한 후 연료봉만을 밀집하여 적재한 처분용기를 고려하였다. 이렇게 설정한 처분시스템 개념에 대한 열적 요건을 만족하는 처분터널 간격 및 처분공 간격을 도출하기 위하여 열해석을 수행하였다.
본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안연구의 일환으로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 심지층 처분 공학적방벽 개념과 사용후핵연료봉 밀집개념을 검토하였다. 이 개념들을 바탕으로 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한 요건을 만족하는 처분시스템을 도출하기 위하여 다양한 처분터널처분공 간격 조합과 연료봉 밀집용 처분용기 개념들이 적용된 처분시스템의 열해석을 수행하였다.
이론/모형
본 해석을 위한 전산프로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 아바쿠스 ver. 6.10을 활용하였다[14, 15].
성능/효과
- 기존 처분용기 제원에 사용후핵연료 집합체 6 다발을 밀집하여 처분하기 위해서는 냉각기간이 약 70 년이 필요하고 집합체 8 다발을 밀집하여 처분하기 위해서는 냉각기간이 약 100 년이 필요할 것으로 판단된다.
- 기존의 처분용기와 동일한 크기에 사용후핵연료 봉을 밀집하여 처분하는 경우 처분공과 처분터널의 간격 조정만으로는 처분시스템의 온도요건을 만족시키기 어려울 것으로 판단되었다.
- 따라서, 사용후핵연료봉 밀집을 고려한 처분시스템에 있어서 열적요건을 만족시키기 위해서는 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기의 열발산 면적을 처분용기에 추가된 열량의 배수만큼 고려하여야 함을 확인하였다. 이 경우에도 동일한 냉각기간의 사용후핵연료를 처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 나타났다.
- 처분공 간격을 고정하고 처분터널 간격을 조정하는 경우 처분시스템에 있어서 최고온도는 거의 동일하며, 처분터널 간격이 커짐에 따라 시간경과에 따른 온도감소가 커지는 것으로 나타났다.
즉, 사용후핵연료 집합체 8다발의 연료봉을 밀집하여 처분용기에 적재하여 처분하는 경우 사용후핵연료 집합체 4다발을 적재한 처분용기를 처분하는 경우에 비하여, 처분공간격 및 처분터널 간격을 2배 이상으로하고 처분용기의 크기도 확장하여 열발산 면적을 2배 이상으로하여야 처분시스템 온도요건을 만족시킬 수 있을 것으로 판단된다.
후속연구
- 냉각기간 70 년의 사용후핵연료를심지층 처분하는 경우 처분효율은 기존 개념에 비하여 1.5배정도 향상되는 것으로 판단되지만, 냉각기간이 장기간 소요되는 경우 사용후핵연료의 건전성 등 다양한 측면에서의 분석이 추가적으로 필요하다.
5배정도 처분효율이 향상됨을 알 수 있다. 다만, 70 년 냉각한 사용후핵연료를 밀집하지 않고 처분하는 경우와 냉각기간의 장기화에 따른 저장조건 및 사용후핵연료의 건전성 등에 대하여 추가적인 평가가 필요하다.
본 분석결과는 이 기술의 국내에서의 적용 가능성 분석 및 관련 정책결정을 위한 입력자료로서 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.
이들 연구결과는 사용후핵연료를 대상으로하는 다양한 처분기술에 대한 국내 적용성 및 처분효율 향상방안 등 타당성 분석을 위한 입력자료로서 유용하게 활용될 수 있을 것으로 판단된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
심지층 처분시스템의 목적은 무엇인가?
심지층 처분시스템의 목적은 사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 방사선적 위험이 소멸될 때까지 생태계로부터 완전하게 격리시키는 것이다. 사용후핵연료 또는 고준위폐기물처분시스템은 지하수 백미터의 암반에 굴착한 동굴에 사용후 핵연료 또는 고준위 폐기물을 적재하여 봉입한 처분용기를 다중방벽시스템을 도입하여 매립하는 심지층처분을 기본으로 하고있으며, 현재의 기술수준으로는 심지층 처분시스템이 가장 안전한 방법으로 제안되고 있다[3].
심지층처분 기술은 어떤 기술인가?
심지층처분 기술은 고준위폐기물을 장기간 생태계로부터 격리하기 위하여 500 m 정도의 심도에 있는 안정한 암반에 건설하는 터널형 처분시스템이다. 대표적인 개념은 스웨덴에서 개발한 KBS-3 개념으로, 핀란드와 스웨덴에서는 이 개념에 의한 심지층처분 방식의 처분시설 건설에 대한 인허가 단계에 있다[1, 2].
심지층 처분 시스템에서 다중방벽 중 천연방벽의 안정성을 신뢰하지 못하는 단점을 극복하기 위하여 취하는 조치와 그 구성요소는 무엇인가?
따라서 안전성에 대한 확고한 신뢰를 구축하기 위하여 공학적 방벽 개념을 도입하고 있으며, 이는 처분대상이 되는 사용후핵연료 또는 고준위폐기물, 처분용기, 완충재, 뒷채움재 등으로 구성된다. Fig.
참고문헌 (16)
Svensk Karnbranslehantering AB(SKB), Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark, Main report of the SR-Site project, SKB Technical Report TR-11-01 (2011).
Jaana Palom, Linnea Ristim, Facility Description 2012 Summary Report of the Encapsulation Plantand Disposal Facility Designs, PosivaOy, Working Report 2012-66 (2013).
Internation Atomic Energy Agency(IAEA), IAEA Nuclear Energy Series Geological Disposal of Radioactive Waste: Technological Implications for Retrievability, No. NW-T-1.19, IAEA, VIENNA (2009).
J.Y. Lee, D. Cho, H. Choi, and J. Choi, "Concept of a Korean Reference Disposal System for Spent Fuels", JNST, Vol. 44, No. 12, 1565-1573 (2007).
J.P. Lempert and E. Biurrun, "STATUS OF HLW AND SPENT FUEL MANAGEMENT IN THE FEDERAL REPUBLIC OF GERMANY", WM'00 Conference, Tucson, AZ (2000).
Bill W. Arnold, Patrick V. Brady, and Stephen Pye, Reference Design and Operations for Deep Borehole Disposal of High-Level Radioactive Waste, Sandia National Laboratories Report, SAND2011-6749, 28-29 (2011).
H.J. Choi and J.Y. Lee, Design Requirements for the Korean Reference Repository System of HLW, Korea Atomic Energy Research, KAERI/TR-3003/2005 (2005).
Svensk Karnbranslehantering AB(SKB), Buffer and backfill process report for the safety assessment SR-Can, SKB Technical Report TR-06-18 (2006).
Korea Electric Power Corporation Nuclear Fuel(KEPCO NF), COMMUNICATION INNOVATION & ONE VOICE WE ARE GLOBAL KNF, Brochure, 15, KEPCO NF (2013).
H.J. Choi, J.Y. Lee, and J.W. Choi, Korean Reference HLW Disposal System, Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI/TR-3563/2008, 23-35 (2008).
Svensk Karnbranslehantering AB(SKB), Buffer and backfill process report for the safety assessment SR-Can, SKB Technical Report TR-06-18 (2006).
J.Y. Lee, D.K. Cho, H.J. Choi, and L.M. Wang, "Analyses of Disposal Efficiency Based on Nuclear Spent Fuels Cooling Time and Disposal Tunnel/Pit Spacing for the Design of a Geological Repository", Progress in Nuclear Energy 53, 361-367 (2011).
J. Y. Lee, D. K. Cho, M.S. Lee, H. J. Choi, and L. M. Wang, "Efficiency analyses of the CANDU spent fuel repository using modified disposal canister for a deep geological system design", Nuclear Engineering and Design 242, 433-333 (2012).
Svensk Karnbranslehantering AB(SKB), Programme for research, development and demonstration of methods for the management and disposal of nuclear waste, SKB Technical Report TR-07-12 (2007).
Japan Nuclear Cycle Development Institute(JNC), H12 Project to Establish Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Supporting Report 2-Repository Design & Engineering Technology, JNC (1999).
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