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[국내논문] 사용후핵연료 집합체의 다공성 매질 적용영역에 따른 콘크리트 저장용기 열전달 해석
HEAT TRANSFER ANALYSIS OF CONCRETE STORAGE CASK DEPENDING ON POROUS MEDIA REGION OF SPENT FUEL ASSEMBLY 원문보기

한국전산유체공학회지 = Journal of computational fluids engineering, v.21 no.4 = no.75, 2016년, pp.33 - 39  

김형진 (한국원자력환경공단, 기술연구소) ,  강경욱 (한국원자력안전기술원, 방사선.폐기물평가실)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Generally, thermal analysis of spent fuel storage cask has been conducted using the porous media and effective thermal conductivity model to simplify the structural complexity of spent fuel assemblies. As the fuel assembly is composed of two regions; active fuel region corresponding to UO2 pellets a...

주제어

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문제 정의

  • 본 연구에서는 열해석 시 사용후핵연료 집합체의 다공성 매질 적용영역에 따른 콘크리트 건식 저장용기의 열제거 성능을 비교하기 위하여 집합체 전체길이를 다공성 매질로 처리한 경우와 활성연료영역에만 다공성 매질로 처리한 경우 구성품별 최대온도를 산출하여 비교하였다.
  • 본 연구에서는 핵연료집합체 내 다공성 매질 적용영역에 따른 콘크리트 저장용기의 열제거 성능을 비교하기 위하여 집합체 전체길이를 다공성매질로 처리한 경우(case 1)와 활성연료영역에만 다공성매질로 처리한 경우(case 2), 구성품별 최대온도를 산출하여 비교하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
오버팩 내부에 공기유로가 설계되는 이유는 무엇인가? 1에서 보는 바와 같이 공기냉각 방식의 원통형의 콘크리트 오버팩(over-pack)과 사용후핵연료(spent fuel)를 저장하기위한 캐니스터로 구성된다. 오버팩 내부는 사용후핵연료에서 발생한 붕괴열이 자연대류에 의해 피동적으로 제거되도록 공기유로가 설계된다. 이를 토대로 저장기간 동안 사용후핵연료의 건전성과 구성품의 안전기능이 확보되고 피복관과 구성품에 대한 최대온도는 설계기준에서 제시하는 허용온도 이내로 유지되어야 한다[1,2].
콘크리트 저장용기는 어떻게 구성되는가? 사용후핵연료를 건식방식 저장하는 콘크리트 저장용기는 Fig. 1에서 보는 바와 같이 공기냉각 방식의 원통형의 콘크리트 오버팩(over-pack)과 사용후핵연료(spent fuel)를 저장하기위한 캐니스터로 구성된다. 오버팩 내부는 사용후핵연료에서 발생한 붕괴열이 자연대류에 의해 피동적으로 제거되도록 공기유로가 설계된다.
오버팩 내부 설계 조건은 어떠한가? 오버팩 내부는 사용후핵연료에서 발생한 붕괴열이 자연대류에 의해 피동적으로 제거되도록 공기유로가 설계된다. 이를 토대로 저장기간 동안 사용후핵연료의 건전성과 구성품의 안전기능이 확보되고 피복관과 구성품에 대한 최대온도는 설계기준에서 제시하는 허용온도 이내로 유지되어야 한다[1,2]. 캐니스터 내부에는 사용후핵연료가 장입되는 바스켓 구조물과 바스켓을 지지하기 위해 금속 디스크 및 지지봉이 설치되며 건식환경 조성 및 금속 구조물간열전달을 제공하기 위해 불활성의 열전도도가 높은 헬륨이 채워진다.
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참고문헌 (17)

  1. 2005, U.S Code of Federal Regulations, Licensing requirements for the independent storage of spent nuclear fuel and high-level radioactive waste, Part 72, title 10. 

  2. 2010, U.S NRC, Standard review plan for spent fuel dry cask storage systems at a general license facility, Rev. 1. 

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  4. 2014, In, W.K, Kwack, Y.K., Kook, D.H. and Koo, Y.H., "CFD simulation of heat and fluid flow for spent fuel in a dry storage," Transactions of Korea Nuclear Society Spring Meeting, Jeju, Korea, May 29-30. 

  5. 2014, Kim, H.M, No, H.C., Bang, K.S., Seo, K.S. and Lee, S.H., Development of scaling laws of heat removal and CFD assessment in concrete cask air path, Nuclear Engineering and Degign, Vol.278, pp.7-16. 

  6. 2015, Bang, K.S, Yu, S.H., Lee, S.H., Lee, J.C. and Seo, K.S., Experimental investigation of heat removal performance of a concrete storage cask, Annals of Nuclear Energy, Vol.85, pp.679-686. 

  7. 2008, Wataru, M., Takeda, H., Shirai, K. and Saegusa, T., Heat removal verification tests of full-scale concrete casks under accident condition, Nuclear Engineering and Design, Vol.238, pp.1206-1212. 

  8. 2016, Kang, G.U., Kim, H.J. and Cho, C.H., Analysis on flow fields in airflow path of concrete dry storage cask using fluent code, J. Comput. Fluids Eng., Vol.21, No.2, pp.47-53. 

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  10. 2010, Yunus, A.C. and John, M.C., Fluid Mechanics-Fundamental and Application, 2nd, McGraw Hill. 

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  12. 2001, Siefken, LJ., Coryell, E.W., Harvego, E.A. and Hohorst, J.K., MATPRO-A library of materials properties for light water reactor accident analysis, NUREG/CR-6159, Vol.4, Rev.2. 

  13. 2011, Incropera, F.P. and DeWitt, D.P., Fundamentals of Heat and Mass Transfer, 4th ed., John Willey & Sons Inc. 

  14. 2010, American Society of Mechanical Engineers, ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section II, Part D-Properties. 

  15. 1985, Mark, F., Handbook of Concrete Engineering, 2nd ed., Van Nostrand Reinhold Company Inc. 

  16. 2001, ACI-349R-01, Code requirement for nuclear safety related concrete structure and commentary, Americal Concrete Institute, Farmington Hills, MI. 

  17. 2010, American Society of Mechanical Engineers, ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Division 1-Subsections NB and NG. 

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