국내 경수로 사용후핵연료의 금속 겸용용기 장전을 위한 최소 냉각기간 평가 The Evaluation of Minimum Cooling Period for Loading of PWR Spent Nuclear Fuel of a Dual Purpose Metal Cask원문보기
최근 국내 원전의 경수로사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료 중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한 차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt%의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해 2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.
최근 국내 원전의 경수로 사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료 중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한 차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt%의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해 2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.
Recently, because the wet pool storage facilities of NPPs in Korea has become saturated, there has been much active R&D on an interim dry storage system using a transportation and storage cask. Generally, the shielding evaluation for the design of a spent fuel transportation and storage cask is perf...
Recently, because the wet pool storage facilities of NPPs in Korea has become saturated, there has been much active R&D on an interim dry storage system using a transportation and storage cask. Generally, the shielding evaluation for the design of a spent fuel transportation and storage cask is performed by the design basis fuel, which selects the most conservative fuel among the fuels to be loaded into the cask. However, the loading of actual spent fuel into the transportation metal cask is not limited to the design basis fuel used in the shielding evaluation; the loading feasibility of actual spent fuel is determined by the shielding evaluation that considers the characteristics of the initial enrichment, the maximum burnup and the minimum cooling period. This study describes a shielding analysis method for determining the minimum cooling period of spent fuel that meets the domestic transportation standard of the dual purpose metal cask. In particular, the spent fuel of 3.0~4.5wt% initial enrichment, which has a large amount of release, was evaluated by segmented shielding calculations for efficient improvement of the results. The shielding evaluation revealed that about 81% of generated spent fuel from the domestic nuclear power plants until 2008 could be transported by the dual purpose metal cask. The results of this study will be helpful in establishing a technical basis for developing operating procedures for transportation of the dual purpose metal cask.
Recently, because the wet pool storage facilities of NPPs in Korea has become saturated, there has been much active R&D on an interim dry storage system using a transportation and storage cask. Generally, the shielding evaluation for the design of a spent fuel transportation and storage cask is performed by the design basis fuel, which selects the most conservative fuel among the fuels to be loaded into the cask. However, the loading of actual spent fuel into the transportation metal cask is not limited to the design basis fuel used in the shielding evaluation; the loading feasibility of actual spent fuel is determined by the shielding evaluation that considers the characteristics of the initial enrichment, the maximum burnup and the minimum cooling period. This study describes a shielding analysis method for determining the minimum cooling period of spent fuel that meets the domestic transportation standard of the dual purpose metal cask. In particular, the spent fuel of 3.0~4.5wt% initial enrichment, which has a large amount of release, was evaluated by segmented shielding calculations for efficient improvement of the results. The shielding evaluation revealed that about 81% of generated spent fuel from the domestic nuclear power plants until 2008 could be transported by the dual purpose metal cask. The results of this study will be helpful in establishing a technical basis for developing operating procedures for transportation of the dual purpose metal cask.
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문제 정의
본 연구의 목표는 공단에서 개발한 금속 겸용용기의 운반/저장 운영절차 개발을 위하여 안전성해석 시 적용된 설계 기준연료 외 장전 가능한 사용후핵연료의 특성을 결정하기 위하여 미임계, 방사선 차폐 및 열 전달 성능 등의 연료장전 평가요소 중 가장 지배적인 영향을 나타내는 방사선 차폐평가를 기준으로 다양한 특성을 가지는 사용후핵연료의 최소냉각기간을 평가하기 위한 일련의 방사선원항 평가 및 차폐 평가를 포괄적으로 기술하였다[3].
제안 방법
1wt% 단위구간별 장전 대상연료에 대하여 방출연소도 및 냉각기간을 고려하였다. 국내 원전의 사용후핵연료 발생현황에 따른 농축도 전 구간에 대한 장전연료 차폐평가는 Fig. 1에서 보는 바와 같이 평가대상이 상당히 방대하므로 우선 Table 6과 같이 대략적으로 농축도 0.5wt%의 단위구간과 연소도 2,000 및 3,000 MWD/MTU 로 구분하여 평가하였다. 이후 농축도 3.
1 전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 사용하여 반응단면적 라이브러리를 생성한 후 핵연료집합체의 연소도와 냉각기간을 반영하여 평가하였다[8]. 그리고 방사화 물질에서 방출되는 감마선은 SAS2H 모듈과 유효연료영역의 플럭스에 대한 각 구조재 영역 플럭스의 상대적 분율을 나타내는 플럭스 보정인자(Flux Scaling Factor)를 사용하여 계산하였다[9]. 또한 중성자 포획반응에 의해 방출되는 2차 감마선의 경우, 별도의 방사선원항 계산과정 없이 차폐해석 시 전산해석 코드내의 적절한 옵션을 사용하여 반영하여 계산하였다.
금속겸용용기는 국내 경수로에서 발생한 WH형 및 CE형 연료가 장전가능 하도록 공용으로 설계되었으므로, 이들 연료타입 중 가장 큰 선원항(감마선 및 중성자속) 결과를 나타내는 WH 17×17 RFA 핵연료의 선원항 결과를 적용하였으며, 해석모델에 적용된 연료집합체의 가로×세로 폭 및 높이는 장전연료타입 중 각각 가장 큰 값의 연료집합체 사양을 채택하였다.
현재 개발중인 사용후핵연료 금속 겸용용기는 원전의 습식저장건물에서 사용후핵연료를 인출하여 임의 저장시설의 저장구역까지 운반되어 저장되는 연계 시스템으로 구성 되어있다. 따라서 금속 겸용용기에 장전되는 사용후핵연료 및 캐니스터는 상하부 충격완충체 제거 후 금속 저장용기로 연계되므로 운반용기의 정상 운반조건에 대한 선량률 제한치를 기준으로 장전 가능 연료의 최소 냉각기간을 평가하였다.
금속 겸용용기의 운반조건 방사선 차폐해석의 목적은 용기 외부에서의 방사선량률을 계산하는 것이지만, MCNP 코드에는 직접적으로 선량률(mSv·hr-1)을 평가할 수 있는 Tally가 존재하지 않는다. 따라서 우선적으로 FMESH 및 F5 Tally를 통해 측정지점에 가상의 구역을 설정 하여 해당 영역에 대한 평균선속(Flux)을 측정한 후, 선속-선량률 환산인자(Flux to Dose Conversion Factor)를 입력함으로써 출력 파일에 선량률이 표시되도록 하였다. 이러한 환산 인자는 ICRP-74의 자료를 사용하였다[13].
그리고 방사화 물질에서 방출되는 감마선은 SAS2H 모듈과 유효연료영역의 플럭스에 대한 각 구조재 영역 플럭스의 상대적 분율을 나타내는 플럭스 보정인자(Flux Scaling Factor)를 사용하여 계산하였다[9]. 또한 중성자 포획반응에 의해 방출되는 2차 감마선의 경우, 별도의 방사선원항 계산과정 없이 차폐해석 시 전산해석 코드내의 적절한 옵션을 사용하여 반영하여 계산하였다.
이후 농축도 및 연소도별 최소냉각기간을 결정하기 위해서 반복적인 선량률 평가가 수행되어야 한다. 본 논문과 유사한 사례로서 미국의 AREVA-TN에서 개발한 MP-187 운반 용기는 장전 가능한 사용후 핵연료의 특성을 결정하기 위해 Fig. 2와 같이 0.1wt%의 농축도 증가분에 대하여 저, 중, 고연소도 구간으로 구분하여 증분의 비율을 차등 적용하여 평가하고 있다[7]. 최소냉각기간을 기준으로 Fig.
금속 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기는 정상조건 및 사고조건에서 방사선적 안전성을 확보하여야하며, 안전성확보를 위해 각 용기별 기술기준에 부합하도록 설계되어야 한다[1-4]. 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계시, 일반적으로 장전 대상연료들의 특성(연소도, 농축도 및 냉각기간이 반영된 선원항 등)을 분석하여 가장 보수적인 기준연료를 채택하고 이를 대상으로 방사선차폐해석, 핵임계, 열 안정성 및 격납해석을 수행한다[5].
사용후핵연료 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기의 장전 가능연료 사양 결정은 앞서 언급한 바와 같이 운반용기에 대한 선량률 제한치를 기준으로 평가하였다. 운반용기에 대한 선량률 제한치는 정상운반조건 및 운반사고조건으로 구분되지만 본 평가에서는 기술기준에 가장 지배적인 정상운반조건에서의 운반용기 표면 2 m 이격지점 선량률 제한치에 대한 부합성을 기준으로 평가하였다(운반용기 상하부에 대한 선량률 평가 제외).
사용후핵연료 운반용기 운반조건에 대한 차폐해석은 통계적 방법인 몬테카를로법을 사용하여 복잡한 3차원의 기하학적 구조에 대해서도 실제상황과 매우 유사한 방사선 수송해석을 가능하게 하는 MCNP5 전산코드를 사용 하였다[12]. 사용후핵연료 운반용기 운반조건 방사선 차폐해석에 적용한 운반용기 모델링에 적용한 가정사항은 Table 9와 같으며 설계도면을 바탕으로 사용후핵연료, 캐니스터 및 충격완충체를 포함한 운반용기에 대한 상세한 모델링을 수행하였다.
설계기준연료 외에 운반용기에 장전 가능한 사용후핵연료의 농축도별 연소도에 따른 최소 냉각기간을 결정하기 위한 차폐평가를 위하여 2.0∼4.5wt%의 농축도 범위에서는 0.5wt% 단위구간별 방출연소도 및 냉각기간을 고려하였으며, 3.0∼4.5wt%의 농축도 범위는 0.1wt% 단위구간별 장전 대상연료에 대하여 방출연소도 및 냉각기간을 고려하였다.
설계기준연료 외의 금속겸용용기 운반조건에 장전 가능한 사용후핵연료의 사양 결정은 SCALE 5.1전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 이용하여 초기 농축도, 연소도및 필수 냉각기간의 다양한 조합에 대한 일련의 계산을 수행한 후 중성자 및 감마선 방출률과 구조재의 방사화에 의한 방출 감마선을 평가하여 결정하였다. 앞서 언급한 바와 같이, 장전 가능한 사용후핵연료의 특성 분석은 ① 대략적으로 2.
앞서 언급한 바와 같이, 장전 가능한 사용후핵연료의 특성 분석은 ① 대략적으로 2.0∼4.5wt%의 농축도 구간에서 0.5wt%의 단위구간과 25,000∼45,000 MWD/MTU의 연소도 구간에서 2,000 및 3,000 MWD/MTU 단위 연소도에 대하여 다양한 냉각기간 등을 고려하여 평가하였으며, ② 3.0wt%이상의 농축도에 해당하는 사용후핵연료에 대해서는 0.1wt%의 단위 농축도구간과 1,000 MWD/MTU의 단위 연소도구간에 대하여 다양한 냉각기간을 고려하여 평가하였다.
사용후핵연료 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기의 장전 가능연료 사양 결정은 앞서 언급한 바와 같이 운반용기에 대한 선량률 제한치를 기준으로 평가하였다. 운반용기에 대한 선량률 제한치는 정상운반조건 및 운반사고조건으로 구분되지만 본 평가에서는 기술기준에 가장 지배적인 정상운반조건에서의 운반용기 표면 2 m 이격지점 선량률 제한치에 대한 부합성을 기준으로 평가하였다(운반용기 상하부에 대한 선량률 평가 제외).
이 중 1차 감마선과 자발핵분열 및 (α, n)반응에 의한 중성자는 SCALE 5.1 전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 사용하여 반응단면적 라이브러리를 생성한 후 핵연료집합체의 연소도와 냉각기간을 반영하여 평가하였다[8].
이에 따라 현재 개발중인 사용후핵연료 금속겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 농축도 및 연소도에 따른 최소냉각기간을 결정하기 위해, AREVA- TN의 MP-187 운반용기를 포함한 여러 국외 운반용기에서 적용한 장전 가능 사용후핵연료의 최소냉각기간 평가방법을 검토하여 농축도는 0.1wt%의 구간, 연소도는 저연소도(26,000∼35,000 MWD/MTU)의 경우 3,000 MWD/MTU의 구간, 고연소도(36,000∼45,000 MWD/MTU)의 경우 1,000 MWD/MTU의 구간으로 평가 조건을 설정하였다.
5wt%의 단위구간과 연소도 2,000 및 3,000 MWD/MTU 로 구분하여 평가하였다. 이후 농축도 3.0wt%이상의 사용후핵연료는 연소도 및 농축도에 따라 설계기준 연료에 해당하는 전체연료(9,421다발)의 약 81%에 해당하므로 이 구간에 해당하는 연료에 대해서는 상세평가가 필요하여 농축도 0.1wt% 및 연소도 1,000 MWD/MTU의 단위구간별로 평가하였다.
이후 선원항 평가결과를 차폐해석에 반영하여 사용후핵연료 금속 겸용용기 정상운반조건에서 용기로부터 2 m 이격지점에서의 선량률 제한치(0.1 mSv·h-1)에 부합하도록 차폐평가를 수행하여 최소 냉각기간을 도출하였다.
대상 데이터
본 연구의 방사선적 안전성 평가를 위한 금속겸용용기는 국내 표준형원전인 한빛 및 한울 3, 4, 5, 6호기에서 발생한 Combustion Engineering (CE)형 CE 16×16 사용후 핵연료 집합체와 WestingHouse (WH)형 원전인 고리 1, 2호기의 WH 14×14, 16×16 사용후핵연료 및 고리 3, 4 및 한빛/한울 1, 2호기의 WH 17×17 사용후핵연료를 21다발까지 건식으로 운반/저장할 수 있도록 설계된 용기이다.
따라서 우선적으로 FMESH 및 F5 Tally를 통해 측정지점에 가상의 구역을 설정 하여 해당 영역에 대한 평균선속(Flux)을 측정한 후, 선속-선량률 환산인자(Flux to Dose Conversion Factor)를 입력함으로써 출력 파일에 선량률이 표시되도록 하였다. 이러한 환산 인자는 ICRP-74의 자료를 사용하였다[13].
데이터처리
상기의 내용을 바탕으로 금속겸용용기 운반조건에 장전 가능한 사용후핵연료 사양을 평가하기 위해 SCALE 5.1 전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 사용하여 방사선원항을 평가하였다. 이후 선원항 평가결과를 차폐해석에 반영하여 사용후핵연료 금속 겸용용기 정상운반조건에서 용기로부터 2 m 이격지점에서의 선량률 제한치(0.
이론/모형
사용후핵연료 운반용기 운반조건에 대한 차폐해석은 통계적 방법인 몬테카를로법을 사용하여 복잡한 3차원의 기하학적 구조에 대해서도 실제상황과 매우 유사한 방사선 수송해석을 가능하게 하는 MCNP5 전산코드를 사용 하였다[12]. 사용후핵연료 운반용기 운반조건 방사선 차폐해석에 적용한 운반용기 모델링에 적용한 가정사항은 Table 9와 같으며 설계도면을 바탕으로 사용후핵연료, 캐니스터 및 충격완충체를 포함한 운반용기에 대한 상세한 모델링을 수행하였다.
성능/효과
본 연구의 결과를 바탕으로 Table 10 및 Fig. 5의 사용후 핵연료의 특성과 최저냉각기간을 만족하는 사용후핵연료는 금속 겸용용기로 장전 및 운반이 가능하며, 2008년까지 국내 원전에서 발생한 초기농축도 4.5wt% 이하, 연소도 45,000 MWD/MTU 이하, 최소냉각기간 10 년의 장전대상연료 중 차폐평가를 통해 약 81%의(장전대상연료 9465다발 중 7690다발) 사용후핵연료를 금속겸용용기로 운반이 가능한 것으로 평가되었다.
후속연구
또한 공단에서 개발한 금속겸용용기는 사용후핵연료 장전 후 이중용접 및 밀봉된 캐니스터를 장전하여 운반/저장하는 용기로써 사용후핵연료를 임의의 저장시설로 운반 후 저장시설에 바로 저장이 가능하다. 그리하여 원전 연료건물의 습식 저장조에서 사용후핵연료를 인출하여 임의의 대규모 중간저장시설까지 운반되어 저장되는 연계시스템 마련을 위한 저장규모 산출 및 소요 용기수량의 파악을 통해 기술적, 경제적 측면의 효율성이 증대를 위한 자료에 활용될 수 있을 것이다.
본 연구를 통하여 향후 KORAD-21 금속 겸용용기를 이용하는 대규모 중간저장시설로의 운반을 위한 사용후핵연료 장전 시 해당용기에 장전 가능한 사용후핵연료의 특성을 차폐적인 측면에서 규정함으로써 운반/저장 용기 운영절차 개발 시 방사선방호와 관련한 ALARA 요건에 부합하는 작업시간, 작업절차, 작업자 수 등의 결정에 참고자료로 활용될 수 있을 것으로 판단된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
금속 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기가 확보해야할 특성은 무엇인가?
이에 국내 방사성폐기물사업을 주관하는 한국원자력환경공단에서는 사용후핵연료의 안전한 운반/저장 시스템개발을 목표로 금속 겸용용기 및 콘크리트 저장용기의 기술개발을 진행 중이다. 금속 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기는 정상조건 및 사고조건에서 방사선적 안전성을 확보하여야하며, 안전성확보를 위해 각 용기별 기술기준에 부합하도록 설계되어야 한다[1-4]. 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계시, 일반적으로 장전 대상연료들의 특성(연소도, 농축도 및 냉각기간이 반영된 선원항 등)을 분석하여 가장 보수적인 기준연료를 채택하고 이를 대상으로 방사선차폐해석, 핵임계, 열 안정성 및 격납해석을 수행한다[5].
국내 원전의 사용후핵연료 소내 습식저장시설의 상황은 어떠한가?
최근 국내 원전의 사용후핵연료 소내 습식저장시설이 2024년경 포화 될 것으로 예상되고 있으며 올해 5월에는‘국가 고준위 방사성폐기물 관리 기본계획’이 발표되었다. 이에 국내 방사성폐기물사업을 주관하는 한국원자력환경공단에서는 사용후핵연료의 안전한 운반/저장 시스템개발을 목표로 금속 겸용용기 및 콘크리트 저장용기의 기술개발을 진행 중이다.
사용후핵연료의 최소냉각기간을 평가가 필요한 이유는 무엇인가?
그러나, 각 용기에 장전되는 사용후핵연료의 특성은 상기와 같은 설계기준연료로 한정되지 않기 때문에, 국내원전에서 발생한 사용후핵연료의 초기 농축도와 노심 방출 연소도 범위를 최소냉각기간 조건과 연계하여 반복적인 방사선 차폐평가, 핵임계 평가 및 열전달 평가를 통해 결정된다. 그리고 피복관이 손상되었거나 손상이 의심되는 핵연료집합체는 금속운반용기로 운반되지 않으며, 운반되는 핵연료 집합체는 동일한 타입의 21다발 연료만 허용된다.
참고문헌 (13)
Nuclear Safety and Security Commission, Regulations for the Packing and Transport of Radioactive materials, Notice of NSSC No.2014-50 (2014).
International Atomic Energy Agency, Regulation for the Safe Transport of Radioactive Material, Safety Standard Series No. SSR-6 (2012).
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Packaging and Transportation of Radioactive Material, 10 CFR Part 71 (2009).
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Licensing Requirement for the Independent Storage of Spent Nuclear Fuel, High-level Radioactive Waste, and Reactor-Related Greater than Class C Waste, 10 CFR Part 72 (2010).
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Standard Format for a Topical Safety Analysis Report for a Spent Fuel Storage Cask, Regulatory Guide 3.61(Task CE306-4) (1989).
Korea Radioactive Waste Agency, Development of Core Technology of Transportation and Storage of Spent Fuel (Step1 Report), 88-95 (2011).
Oak Ridge National Laboratory, SCALE : A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation Ver. 6, ORNL/TM-2005/39 (2005).
U.S. Nuclear Regulatory Commission, Recommendations for Shielding Evaluations for Transport and Storage Packages, 12-13, NUREG/CR-6802 (2000).
Korea Radioactive Waste Agency, Technology Development for Implementation of SF Transportation & Storage System, 2nd Final Report, 19-20, KORADTR-2014-01 (2014).
Nuclear Safety and Security Commission, Chapter 5. Safety Control of Packaging and Transport of Radioactive Material, Enforcement of Decree of the Nuclear Safety Act (2015).
Los Alamos National Laboratory, MCNP - A General Monte Carlo N Particle Transport Code, Version 5, LA-UR-03-1987, Release 1.40 (2005).
International Commission on Radiological Protection, Conversion Coefficients for the Use in Radiological Protection against External Radiation, Annals of the ICRP Publication 74, 179 (1996).
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