본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h-1와 0.065 mSv·h-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h-1와 0.1 mSv·h-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.
본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반 용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계 기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h-1와 0.065 mSv·h-1로 도출되어 선량률 제한치인 2.0 mSv·h-1와 0.1 mSv·h-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.321 mSv·h-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.
In this study, the radiation dose rates for the design basis fuel of 360 assemblies CANDU spent nuclear fuel transportation cask were evaluated, by measuring radiation source terms for the design basis fuel of a pressurized heavy water reactor. Additionally, radiological safety evaluation was carrie...
In this study, the radiation dose rates for the design basis fuel of 360 assemblies CANDU spent nuclear fuel transportation cask were evaluated, by measuring radiation source terms for the design basis fuel of a pressurized heavy water reactor. Additionally, radiological safety evaluation was carried out and the validity of the results was determined by radiological technical standards. To select the design basis fuel, which was the radiation source term for the spent fuel transportation cask, the design basis fuels from two spent fuel storage facilities were stored in a spent fuel transportation cask operating in Wolsung NPP. The design basis fuel for each transportation and storage system was based on the burnup of spent fuel, minimum cooling period, and time of transportation to the intermediate storage facility. A burnup of 7,800 MWD/MTU and a minimum cooling period of 6 years were set as the design basis fuel. The radiation source terms of the design basis fuel were evaluated using the ORIGEN-ARP computer module of SCALE computer code. The radiation shielding of the cask was evaluated using the MCNP6 computer code. In addition, the evaluation of the radiation dose rate outside the transport cask required by the technical standard was classified into normal and accident conditions. Thus, the maximum radiation dose rates calculated at the surface of the cask and at a point 2 m from the surface of the cask under normal transportation conditions were respectively 0.330 mSv·h-1 and 0.065 mSv·h-1. The maximum radiation dose rate 1 m from the surface of the cask under accident conditions was calculated as 0.321 mSv·h-1. Thus, it was confirmed that the spent fuel cask of the large capacity heavy water reactor had secured the radiation safety.
In this study, the radiation dose rates for the design basis fuel of 360 assemblies CANDU spent nuclear fuel transportation cask were evaluated, by measuring radiation source terms for the design basis fuel of a pressurized heavy water reactor. Additionally, radiological safety evaluation was carried out and the validity of the results was determined by radiological technical standards. To select the design basis fuel, which was the radiation source term for the spent fuel transportation cask, the design basis fuels from two spent fuel storage facilities were stored in a spent fuel transportation cask operating in Wolsung NPP. The design basis fuel for each transportation and storage system was based on the burnup of spent fuel, minimum cooling period, and time of transportation to the intermediate storage facility. A burnup of 7,800 MWD/MTU and a minimum cooling period of 6 years were set as the design basis fuel. The radiation source terms of the design basis fuel were evaluated using the ORIGEN-ARP computer module of SCALE computer code. The radiation shielding of the cask was evaluated using the MCNP6 computer code. In addition, the evaluation of the radiation dose rate outside the transport cask required by the technical standard was classified into normal and accident conditions. Thus, the maximum radiation dose rates calculated at the surface of the cask and at a point 2 m from the surface of the cask under normal transportation conditions were respectively 0.330 mSv·h-1 and 0.065 mSv·h-1. The maximum radiation dose rate 1 m from the surface of the cask under accident conditions was calculated as 0.321 mSv·h-1. Thus, it was confirmed that the spent fuel cask of the large capacity heavy water reactor had secured the radiation safety.
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문제 정의
특히 사용후핵연료 포장, 운반 및 하역 등 취급을 위해서는 작업자의 각별한 주의가 필요할 뿐만 아니라, 운반을 포함한 전 취급과정에서 작업자 및 일반인을 방사선으로부터 보호하기 위하여 정상운반조건 및 가상 사고조건에서의 방사선적 안전성이 유지되어야 한다. 따라서 본 연구에서는 개발중인 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기 개념모델에 대하여 설계기준연료의 방사선원항 평가, 방사선차폐해석을 통해 방사선적 안전성 확보 여부를 판단하고자 한다.
가설 설정
ORIGEN모듈의 수학적 처리는 공간 및 에너지의 함수를 갖는 평균 중성자 플럭스가 충분히 작은 시간간격 Δt동안 일정한 것으로 가정한다.
충격완충체는 길이 및 너비가 각각 4,322 mm 및 2,604 mm이며, 외부높이가 968 mm이다. 보수적인 모델링을 위해 모든 목재는 밀도가 상대적으로 작은 Balsa Wood인 것으로 가정하였다. Fig.
바스켓 본체는 수평 바닥판과 바닥판의 중앙에 수직으로 용접된 인양봉, 수평 바닥판과 평행을 이루며 바스켓 몸체의 중앙에서 핵연료의 위치를 고정시키는 위치 고정판으로 이루어진다. 본 차폐평가에서는 바스켓 내부에 60다발의 사용후핵연료가 균질하게 분포하는 것으로 가정하였으며, 방사선 차폐에 영향을 미치지 않는 바스켓 내부 중앙지지 패드는 모델링에서 제외하였다.
운반사고조건은 낙하 및 화재사고 등이 연속해서 발생한 상황을 가정하여 평가하였다. 보수적 관점에서 원자력안전위원회고시 제2017-56호에 기술된 사고 이후 충격완충체가 파괴 및 소실되어 운반용기의 차폐가 용기본체와 용기뚜껑만으로 이루어지는 것으로 고려하였다.
제안 방법
MCNP전산 코드의 평가 결과는 탤리(tally)를 통해 운반 용기 외부 측면 및 상하부에 가상의 구역을 설정하여 해당 영역에 대한 평균선속(Flux)을 측정한 후, 선속-선량률 환산인자(Flux to Dose Conversion Factor)를 입력함으로써 출력 파일에 선량률로 표시되도록 하였다. 탤리는F4 탤리를 사용하여 가상의 측정 구역을 설정하였으며, 선속-선량률 환산인자는 ICRP-74의 자료를 사용하였다.
MCNP전산코드를 이용한 방사선량률 평가시, 방사선에 의한 흡수선량의 경우 하나의 입자가 매질내에 도달했을 때 그것이 어떤 종류의 상호작용을 일으키는가를 파악하기 위해 각 상호작용이 일어날 확률에 따라 행동하도록 모의한 프로그램을 진행시키고, 각 입자의 행적(History)을 추적하는 방식을 사용한다. 방사선 입자 수송계산에 있어서 필요한 확률함수에 따라 분포된 random variable generation에 의해 광자 하나하나의 행적이 추적되며, 많은 행적수를 사용하여 통계적으로 신뢰 할 수 있는 측정치를 얻게 된다[12].
방사선 입자 수송계산에 있어서 필요한 확률함수에 따라 분포된 random variable generation에 의해 광자 하나하나의 행적이 추적되며, 많은 행적수를 사용하여 통계적으로 신뢰 할 수 있는 측정치를 얻게 된다[12]. MCNP전산코드를 이용한 해석 수행 시, 보다 정확한 해석을 위해 각 물질을 구성하는 핵종에 대한 반응 단면적 라이브러리가 필요하며, 본 평가에서는 연속 에너지에 대한 ENDF/B-VII 라이브러리를 기반으로 사용하였다. 또한, MCNP 전산코드는 통계적 코드로서 결과값에 불확실성이 포함되며, 이는 평균값에 대한 표준편차를 평균값으로 다시 나눠준 상대오차(relative error)라는 개념으로 표현된다.
본 차폐평가에서는 원통형 쉘의 두께에 대하여 ‐2 mm의 제작공차를 고려하여 보수적으로 168 mm두께를 적용하였다. 단조 스테인리스강 재질의 용기뚜껑은 직경 및 두께가 각각 1,370 mm 및 220 mm인 공칭치수로 반영하였다. 또한 두 원통형 쉘을 둘러싸는 스테인리스강 재질의 외부 쉘은 75 mm의 두께를 가지며 내부의 원통형 쉘과 용접 접합된다.
대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기의 차폐평가 결과는 정상운반조건에서 운반용기외부표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점과 운반사고조건에서 사고 상황이 반영된 운반용기 표면 1 m 이격지점에서 평가된 방사선량률을 토대로 앞서 제시한 기술기준 만족여부를 판단하였다. 각각의 전체 선량률 계산결과에 대한 상대오차는 5% 미만이며, 주요 지점에 대해서는 3% 미만인 것으로 나타났다.
따라서 본 방사선원항 평가에서는 핵분열생성물 및 악티나이드의 붕괴로 인한 1차 감마선과 자발핵분열 및 (α, n)반응에 의한 중성자만을 고려하였다.
본 연구에서 수행하는 사용후핵연료 운반용기의 방사선차폐 안전성 평가에서는 최신의 MCNP6 전산코드를 이용하여 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 수행하였다. 방사선 차폐계산 분야에서의 MCNP는 몬테칼로법을 이용하여 선량의 분포를 계산한다.
본 연구에서는 개발중인 360 다발 용량의 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료 설정과 이에 따른 방사선적 안전성평가를 수행하였다. 설계기준연료는 월성원전에서 운영중인 운반 및 저장시스템의 장전 및 저장중인 연료를 바탕으로 설정하였으며, 전산코드의 ORIGEN-ARP 모듈을 이용하여 설계기준연료의 방사선원항을 평가하였다.
사용후핵연료 방사선 차폐평가에서 고려되는 방사선원항 중 1차 감마선과 자발핵분열 및 (α, n)반응에 의한 중성자는 SCALE 6.1 전산코드의 ORIGEN-ARP 모듈을 사용하여, 핵연료의 연소도와 냉각기간을 반영하여 평가하였다[7].
사용후핵연료 운반용기에 대한 방사선적 안전성 평가시 적용되는 국·내외 기술기준은 다음과 같으며, 동일한 해석 및 설계에 두 가지 이상의 상이한 규정 및 기준이 적용되는 경우에는 보다 보수적인 사항을 적용하여 설정하였다[8-11].
사용후핵연료 운반용기의 운반조건 방사선 차폐해석에 필요한 입력자료를 확보하기 위하여 설계기준연료에 대한방사선원항 평가를 수행하였으며, 방사선방호 측면에서 고려해야 하는 사용후핵연료의 방사선원항은 다음과 같다.
사용후핵연료를 연료 바스켓에 장전시 습식저장조 장전 조의 저장 트레이(24다발 용량)에 저장된 사용후핵연료를 한 다발씩 인출하여 무작위로 장전한다. 이와 관련하여 월성 2호기에서 2003년부터 2009년까지 발생한 사용후핵연료 37,548 다발을 바스켓에 장전시 무작위 샘플링 방법을 적용한 시뮬레이션 자료에 의하면 60 다발의 최소 평균연소도 및 최대 평균연소도는 각각 6,634 MWD/MTU 및 7,473 MWD/MTU인 것으로 나타났으며, 7,800 MWD/MTU를 초과하지 않는 것으로 조사되었다[6].
본 연구에서는 개발중인 360 다발 용량의 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료 설정과 이에 따른 방사선적 안전성평가를 수행하였다. 설계기준연료는 월성원전에서 운영중인 운반 및 저장시스템의 장전 및 저장중인 연료를 바탕으로 설정하였으며, 전산코드의 ORIGEN-ARP 모듈을 이용하여 설계기준연료의 방사선원항을 평가하였다. 방사선 차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하여 수행하였으며 정상운반조건 및 운반사고조건 등 국내외 기술기준에 규정된 각 지점에서의 최대 방사선량률을 평가한 결과, 모든 조건에서 선량률 제한요건을 만족하는 것으로 나타났다.
손상이나 기능 저하가 발생하지 않아 선량률이 증가하지 않는 조건을 반영하여 수행하였다. 운반용기 표면에서의 차폐평가결과, 최대 선량률은 0.
이에 따라 대용량으로 중수로 사용후핵연료 소외운반이 가능한 새로운 용기가 개념설계 중이며, 사용후핵연료 인양·하역 및 운반선박으로의 선적 등 운반용기 취급성을 고려해 효율적으로 운반하기 위한 적정용량을 6단 바스켓(360 다발)으로 결정하였다[2].
전체형태는 개별 원통형 단조 탄소강 몸체 2개를 구조적으로 결합하고 내부공간을 갖는 일체형으로서, 사용후핵연료 바스켓을 운반용기에 옮겨 싣는 도중에 전도 및 전락할 우려가 없어야 하며 중량·부피 및 형상과 관련하여 취급 및 운반 용이성을 고려하여 설계되었다.
대상 데이터
2개의 개별 원통형 내부 쉘은 연료 바스켓 3단 적재가 가능하며, 170 mm의 두께로 이루어져 있다. 본 차폐평가에서는 원통형 쉘의 두께에 대하여 ‐2 mm의 제작공차를 고려하여 보수적으로 168 mm두께를 적용하였다. 단조 스테인리스강 재질의 용기뚜껑은 직경 및 두께가 각각 1,370 mm 및 220 mm인 공칭치수로 반영하였다.
사용후핵연료 바스켓은 스테인리스강으로 제작되었으며,외경, 높이 및 두께가 각각 1,067 mm, 557.1 mm 및 10 mm인 원통형으로 CANDU형 사용후핵연료 60다발을 장전할 수 있다. 바스켓 본체는 수평 바닥판과 바닥판의 중앙에 수직으로 용접된 인양봉, 수평 바닥판과 평행을 이루며 바스켓 몸체의 중앙에서 핵연료의 위치를 고정시키는 위치 고정판으로 이루어진다.
월성원전에서 발생한 사용후핵연료는 월성 1~4호기에서 발생한 사용후핵연료를 호기 별 습식저장수조에서 최소 6년간 냉각후 부지 내 건식저장시설인 콘크리트 사일로 및MACSTOR/KN-400 저장모듈로 운반하여 임시저장하고 있다. 사용후핵연료 운반을 위해 HI-STAR 63 사용후핵연료 운반용기가 개발되었으며, 운반용기의 설계기준연료는 건식저장시설 운영에 부합하도록 동일한 사양을 갖는 것으로 선정되었다. 각 건식저장시설에 저장중이거나, 저장시설로 운반하기 위한 사용후핵연료는 두께 약 10 mm의 SUS 304 L 스테인리스강 바스켓에 60 다발씩 포장된다.
월성원전에서 사용중인 CANDU형 연료는 37개 연료봉으로 구성되어 있으며, 중앙에 있는 1개의 연료봉을 중심으로 최외각부터 각각 18, 12, 6개의 연료봉이 배열되어 있다. 37개 연료봉의 양 끝단은 용접으로 밀봉되었으며, 연료봉 양단의 용접을 통해 소결체에 대한 밀봉과 양단 플레이트와의 접합으로 연료취급 장치와의 구조적인 조합 등을 제공한다[4].
이처럼 다양한 연소도와 냉각기간을 갖는 월성원전의 사용후핵연료에 대하여 현재 운용중인 운반·저장 시스템의 설계기준연료와 2035년경 월성원전 해체준비 상황 등을 고려하여 보수적으로 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기의 설계기준연료를 Table 1과 같이 설정하였다.
충격완충 체는 운반 중 사고로 인한 운반용기로의 충격에너지를 흡수하며, 스테인리스강으로 제작된 내·외부 케이싱과 그 내부에 채워지는 충격완충용 목재(Red Wood 및 Balsa Wood)로 구성된다. 충격완충체는 길이 및 너비가 각각 4,322 mm 및 2,604 mm이며, 외부높이가 968 mm이다. 보수적인 모델링을 위해 모든 목재는 밀도가 상대적으로 작은 Balsa Wood인 것으로 가정하였다.
MCNP전산 코드의 평가 결과는 탤리(tally)를 통해 운반 용기 외부 측면 및 상하부에 가상의 구역을 설정하여 해당 영역에 대한 평균선속(Flux)을 측정한 후, 선속-선량률 환산인자(Flux to Dose Conversion Factor)를 입력함으로써 출력 파일에 선량률로 표시되도록 하였다. 탤리는F4 탤리를 사용하여 가상의 측정 구역을 설정하였으며, 선속-선량률 환산인자는 ICRP-74의 자료를 사용하였다. 중성자 및 감마선 에너지에 따른 자세한 환산인자 수치는 각각 Table 7 및 Table 8에 제시하였다[15].
이론/모형
사용후핵연료 운반용기 전체를 구성하는 각 부분의 모델링에 사용된 물질조성을 Table 6에 정리하였다. 구성품 중 강재로 구성된 재질의 밀도 및 질량분율은 ASME (American Society of Mechanical Engineers)에 제시된 사양을 적용하였다[14].
본 연구에서 수행하는 사용후핵연료 운반용기의 방사선차폐 안전성 평가에서는 최신의 MCNP6 전산코드를 이용하여 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 수행하였다. 방사선 차폐계산 분야에서의 MCNP는 몬테칼로법을 이용하여 선량의 분포를 계산한다.
성능/효과
결과적으로 운반용기의 정상운반조건 및 운반사고조건에 대한 차폐평가를 수행한 결과, 기술기준 제한치를 모두 만족하며, 대용량 사용후핵연료 운반용기는 정상운반조건 및 운반사고조건에서 방사선적 안전성을 확보하는 결과를 보였다. 이에 대한 자세한 차폐평가결과는 Table 9 ~ 11 및 Fig.
방사선 차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하여 수행하였으며 정상운반조건 및 운반사고조건 등 국내외 기술기준에 규정된 각 지점에서의 최대 방사선량률을 평가한 결과, 모든 조건에서 선량률 제한요건을 만족하는 것으로 나타났다. 또한, 해석에서 사용한 보수적 가정사항을 추가적으로 고려하면 사용후핵연료 운반용기 운반조건에 대한 방사선적 안전성은 충분히 확보하였다고 판단된다.
설계기준연료는 월성원전에서 운영중인 운반 및 저장시스템의 장전 및 저장중인 연료를 바탕으로 설정하였으며, 전산코드의 ORIGEN-ARP 모듈을 이용하여 설계기준연료의 방사선원항을 평가하였다. 방사선 차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하여 수행하였으며 정상운반조건 및 운반사고조건 등 국내외 기술기준에 규정된 각 지점에서의 최대 방사선량률을 평가한 결과, 모든 조건에서 선량률 제한요건을 만족하는 것으로 나타났다. 또한, 해석에서 사용한 보수적 가정사항을 추가적으로 고려하면 사용후핵연료 운반용기 운반조건에 대한 방사선적 안전성은 충분히 확보하였다고 판단된다.
0 mSv·h-1 미만으로 평가되었다. 운반사고시 용기의 구조적인 측면으로 볼 때, 대부분 용기 상하부에 장착되어있는 충격완충체로 인해 용기 본체에 변형이 발생하지 않으나, 해당 용기에 대한 구조해석 결과, 용기 파열 조건에서 약 1.6 mm 내외의 영구변형이 발생할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 운반사고조건에서의 방사선 차폐해석 결과는 기술기준 대비 약 3.
운반사고조건에 대한 용기 상·하부 1 m 이격지점에 대하여 운반용기 측면 및 상부에는 각각 최대 0.128 mSv·h-1 및 0.309mSv·h-1로 나타났으며, 운반용기의 운반사고조건에서 방사선량률은 모든 부위에 대하여 기술기준인 10.0 mSv·h-1 미만으로 평가되었다.
운반용기 정상운반조건에서 용기 표면 및 표면 2 m 이격지점에서의 방사선량률은 모든 부위에 대하여 기술기준인 2.0 mSv·h-1 및 0.1mSv·h-1 미만으로 평가되었다.
운반용기 표면 1 m이격지점에서의 차폐평가결과, 최대 선량률은 0.321 mSv·h-1로서 정상운반조건 용기 표면 방사선량률의 최대 방사선량률계산지점과 동일한 부위에서 발생하는 것으로 나타났다.
운반용기 표면 2 m 이격 지점에서의 차폐평가결과, 최대 선량률은 0.065 mSv·h-1로서 용기측면의 중심부에서 발생하는 것으로 나타났으며, 독립적인 2개의 원통형 쉘 내부의 사용후핵연료로부터 방출된 감마선의 중첩효과에 의한 영향인 것으로 판단된다.
월성원전의 사용후핵연료 운반·저장시스템에 적용된 설계기준연료에 대하여 조사한 결과 운반용기 및 건식저장시설에 적용되는 설계기준연료는 노심에서 방출후 최소 6년의 냉각기간을 거치고 사용후핵연료 60 다발이 포장되는 바스켓 당 평균연소도가 7,800 MWD/MTU로 동일한 사양의 설계기준연료가 적용되는 것으로 분석되었다.
후속연구
사용후핵연료 중간저장시설 건설을 추진하고 있는 현 상황을 고려하면, 현 시점에서의 본 연구는 대용량 사용후핵연료 운반용기 개발과 저장용기 및 저장시설 설계에 있어 방사선적 안전성측면 접근방법에 도움을 줄 것으로 판단된다. 그러나 향후 대상 사용후핵연료 선정에 있어서 연소도 측면에서 고연소도 연료를 반영한 안전성 평가 연구가 지속적으로 필요할 것으로 사료된다.
사용후핵연료 중간저장시설 건설을 추진하고 있는 현 상황을 고려하면, 현 시점에서의 본 연구는 대용량 사용후핵연료 운반용기 개발과 저장용기 및 저장시설 설계에 있어 방사선적 안전성측면 접근방법에 도움을 줄 것으로 판단된다. 그러나 향후 대상 사용후핵연료 선정에 있어서 연소도 측면에서 고연소도 연료를 반영한 안전성 평가 연구가 지속적으로 필요할 것으로 사료된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
사용후핵연료 운반용기에 필요한 특징은 무엇인가?
사용후핵연료 운반용기는 국내외 기술기준에 따라 정상운반조건 및 가상 사고조건에서 방사선적, 구조 및 열적 안전성이 반드시 확보되어야 하며, 방사성물질에 대한 격납을 통해 누설에 대한 안전성이 보장되어야 한다[3]. 사용후핵연료 운반용기의 안전성 확보와 관련한 설계에 있어, 개념설계 단계에서는 설계기준연료로 선정된 사용후핵연료의 열 및 방사선적 특성분석을 위한 방사선원항 평가와 이를 기반으로 방사선 차폐해석을 통한 안전성 확보가 필요하다.
월성원전은 사용후핵연료의 처리를 어떻게 하고 있는가?
원전의 안정적 운영에 필수적인 사용후핵연료 저장용량을 확보하기 위하여 국내 중수로형 원전인 월성원전은 노심에서 방출된 사용후핵연료를 일정 기간 냉각 후 발전소 부지 내 건식저장시설인 콘크리트 사일로 및 MACSTOR/KN-400저장모듈에 임시보관하고 있다. 1992년부터 건설된 콘크리트 사일로의 경우 300기 모두 2010년에 저장 완료된 상태이며, 조밀건식저장시설인 MACSTOR/KN-400 저장모듈은 2010년에 7기가 건설되어 운영중에 있으나 2019년 말에 포화상태에 도달할 것으로 예상되고 있다.
산업통상자원부에서 고준위 방사성폐기물 관리 기본계획을 발표하게 된 계기는 무엇인가?
원전의 안정적 운영에 필수적인 사용후핵연료 저장용량을 확보하기 위하여 국내 중수로형 원전인 월성원전은 노심에서 방출된 사용후핵연료를 일정 기간 냉각 후 발전소 부지 내 건식저장시설인 콘크리트 사일로 및 MACSTOR/KN-400저장모듈에 임시보관하고 있다. 1992년부터 건설된 콘크리트 사일로의 경우 300기 모두 2010년에 저장 완료된 상태이며, 조밀건식저장시설인 MACSTOR/KN-400 저장모듈은 2010년에 7기가 건설되어 운영중에 있으나 2019년 말에 포화상태에 도달할 것으로 예상되고 있다. 현재 추가 건설을 추진하고 있는 기존 형태와 동일한 7기의 MACSTOR/KN400 저장모듈이 건설되어 운영되어도 이 역시 2029년경에 포화될 것으로 예상하고 있다. 이에 따라 산업통상자원부에서는 2016년 5월‘고준위 방사성폐기물 관리 기본계획(안)’을 발표하여 대략 2035년 이후부터 사용후핵연료 중간저장시설의 운영을 계획하고 있다[1].
참고문헌 (15)
Ministry of Trade and Industry, "High-Level Radioactive Waste Management Basic Plan (draft)", 2016.05
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