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문제 정의
- 따라서 고준위폐기물 순수 처분 구역의 개략적인 규모는 단위 처분면적과 처분될 총 처분용기의 수를 곱하여 추정할 수 있다. 경제성 관점에서 볼 때, 지하 처분시설의 면적을 최소화할 수 있도록 처분 터널 간격과 처분공 간격을 설정하는 것이 바람직하며, 이러한 단위처분 면적을 비교하여 처분효율 및 경제성을 분석하고자 하였다.
- 본 연구에서는 국내에서 발생하는 사용후핵연료를 처분 용기, 완충재, 뒷채움재인 공학적방벽과 모암인 천연방벽으로 구성된 다중방벽 개념으로 심층 처분하는 것으로 가정하였다. 그리고, 지하처분 구역의 배치는 처분공에 매립된 처분용기 내의 사용후핵연료로부터 발생되는 방사능 붕괴 열로 인한 처분장 내 완충재의 최고온도가 설계를 위한 온도요건을 충족하도록 처분터널과 처분공의 간격을 적절하게 설정하는 것이다. 개선된 처분시스템의 효율분석을 위하여 Fig.
- 본 연구는 정책수립 등 준비단계부터 최종 처분장 운영 및 폐쇄까지 장기간 소요되는 사용후핵연료 관리 특성으로 인하여 환경과 기술의 변화에 따른 유연성과 개선된 처분시스템 개발에 필요한 기술을 확보하기 위하여 수행하였다. 따라서, 본 연구의 결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상용 처분시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
- 따라서, 국토가 협소한 우리나라의 경우 사용후핵연료를 처분하기에 필요한 면적을 최소화하기 위하여 다양한 방안을 연구하고 있다. 본 연구에서는 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 종류, 제원 및 발생시점 등 특성을 분석하고, 기존에 수립된 사용후핵연료 관리 기본계획을 참조하여 처분시나리오를 수립하였다. 이를 바탕으로 처분대상 사용후핵연료의 처분시점에 있어서의 냉각기간을 설정하여 처분용기 당수용 가능한 붕괴열량을 산출하고 개선된 처분시 스템 개념을 개발하였다.
- 본 연구에서는 국내에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 발생시점 등 특성과 현재의 고준위 방사성폐기물 기본계획에 따른 처분시나리오를 고려하여 기존 심층 처분시스템을 바탕으로 처분효율을 향상시킨 개선된 심층처분시스템을 제시하였다. 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료 특성을 분석하여 제원에 따른 2종류의 처분용기 개념을 도출하였다.
가설 설정
- 본 연구에서는 국내에서 발생하는 사용후핵연료를 처분 용기, 완충재, 뒷채움재인 공학적방벽과 모암인 천연방벽으로 구성된 다중방벽 개념으로 심층 처분하는 것으로 가정하였다. 그리고, 지하처분 구역의 배치는 처분공에 매립된 처분용기 내의 사용후핵연료로부터 발생되는 방사능 붕괴 열로 인한 처분장 내 완충재의 최고온도가 설계를 위한 온도요건을 충족하도록 처분터널과 처분공의 간격을 적절하게 설정하는 것이다.
- 원자로는 제8차 전력수급계획을 기본으로 하되, 신고리 5,6호기 건설을 반영하고 신한울 2기, 천지 2기 및 신규 2기는 건설 취소를 가정하여 경수로 26기, 중수로 4기를 운영하는 것으로 하였다. 따라서, 총30기 원전에 대한 사용후핵연료 발생량을 예측하고 있으며, 이에 따른 사용후핵연료 발생 예상 누적량은 Table 3에 나타내고 있다.
제안 방법
- • 개선된 처분시스템에 대하여 기존 처분시스템과 순수 처분면적, 처분밀도(면적당 우라늄 밀도) 등 처분효율과 처분시스템 구성재료 소요량을 비교하였다.
- • 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원을 분석하여, 사용후핵연료 길이에 따라 S-SF (길이 406 cm), R-SF (길이 453 cm)의 2종류로 분류하여, 각각에 적합한 처분용기 개념을 도출하였다.
- • 설정된 처분용기 개념들과 붕괴열을 바탕으로 기존의 처분시스템을 개선하였으며, 개선된 처분시스템에 대하여 완충재 온도 100℃를 초과하지 않도록 하는 설계 요건 충족여부를 확인하기 위하여 열 해석을 수행하였다.
- 2016년 7월 수립된 고준위 방사성폐기물관리 기본계획은 에너지 전환정책에 따라 현재 사용후핵연료 관리정책 재검토위원회를 출범시켜 전면 재검토에 들어갔지만, 본 연구에서는 기존의 고준위 방사성폐기물관리 기본계획을 근거로 처분시나리오를 설정하였다. 즉, 기본계획에서 제시한 일정에 따라 유추하여, 2053년에 처분장 운영을 착수하는 것으로 하였으며, 초기 10년동안은 CANDU 사용후핵연료를 처분하고, 이후 2063년부터 PWR 사용후핵연료를 처분하는 것으로 설정하였다.
- 그리고, 지하처분 구역의 배치는 처분공에 매립된 처분용기 내의 사용후핵연료로부터 발생되는 방사능 붕괴 열로 인한 처분장 내 완충재의 최고온도가 설계를 위한 온도요건을 충족하도록 처분터널과 처분공의 간격을 적절하게 설정하는 것이다. 개선된 처분시스템의 효율분석을 위하여 Fig. 9에서 보여주고 있는 바와 같이 처분터널 간격과 처분공 간격 간의 면적을 고려한 단위 처분면적 개념을 설정하였으며, 이는 처분용기 1개를 처분하였을 때 소요되는 처분구역의 면적을 나타낸다[21].
- 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 특성과 발생 기간에 따른 냉각기간을 고려하여 기존의 처분시스템을 개선하였다. 즉 사용후핵연료의 길이에 따라 2종류의 처분용기를 설계하여 처분시스템을 도출하고, 각 처분시스템에서의 처분시점에 따른 냉각기간을 고려하여 해당 처분용기에 수용 가능한 붕괴열량을 결정하였다.
- 국내에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 처분시점에서의 냉각기간을 분석하여 사용후핵연료 길이와 처분용기 당 붕괴열에 따라 2종류의 처분시스템을 설정하고 이를 기존 처분시스템과 비교하여 처분효율을 분석하였다. Table 9는 사용후핵연료 종류에 따른 냉각기간(S-SF: 50년, R-SF: 45 년)을 고려하여 설정한 처분용기내 수용 가능한 붕괴열 저감으로 인한 처분면적 감소에 따른 처분효율 비교분석 결과를 보여주고 있다.
- 기존 사용후핵연료 심층 처분시스템을 바탕으로 국내 원자력발전소에서 방출되는 사용후핵연료 특성을 고려하여 처분용기를 2종류로 분류하고 처분시점의 냉각기간에 따른 붕괴열을 설정하여 처분효율을 향상시키고자 하는 개념을 도출하였다. 이렇게 개선된 처분개념에 있어서도 처분시스템의 열적 요건을 만족하여야 하며, 앞에서 설정한 해석 범위 및 방법에 따른 열해석 결과는 Fig.
- 기존 사용후핵연료(길이 453 cm) 처분시스템과 길이가 짧고 냉각기간이 비교적 긴S-SF (길이 406 cm) 처분시스템 개념을 바탕으로 처분용기 재료인 구리 소요량, 주철 소요량과 공학적방벽 시스템을 구성하는 완충재 재료인 벤토나이트의 소요량에 대한 분석을 통하여 경제성을 비교분석 하였으며, 결과는 Table 10에 나타내었다. Table에서 알 수 있는 바와 같이 해당 사용후핵연료 총량 62,420 다발에 대하여 기존 사용후핵연료 처분시스템과 비교하여 공학적방벽을 구성하고 있는 주요 재료에 있어서도 절감됨을 확인하였다.
- 기존의 국내 사용후핵연료 처분시스템 개념은 국내 원전에서 전기를 생산하고 배출되어 누적된 사용후핵연료의 특성을 분석하고 국가에서 설정하는 원자로 설비계획에 따라 각 원전에서 매년 방출하는 사용후핵연료의 양을 예측한 결과를 바탕으로 처분을 위한 기준 사용후핵연료를 설정하여 도출하였다. 국내에서의 사용후핵연료 처분시스템 개념을 위한 기준 사용후핵연료는 아래와 같이 설정되었다.
- 5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU를 갖는 PLUS-7형 사용후핵연료가 발생되고 있으며, 향후 이들 PLUS-7형 사용후핵연료가 전체 발생량의 약 70% 정도를 차지할 것으로 전망하였다. 따라서, 이러한 고연소도 사용후핵연료를 심층 처분시스템 설계에 근간이 되는 기준 사용후핵연료(Table 1)로 설정할 것을 제안하여[6,7], 그에 따른 기준 처분시스템 개념을 개발하였다[4].
- 따라서, 전체 PWR 사용후핵연료 처분용량 62,420 다발 중 앞에서 분류한 바와 같이 S-SF인 14,133 다발은 CANDU 사용후핵연료 처분을 완료한 후 우선 처분하고(2063~2077년), R-SF인 48,287 다발은 이들 S-SF 처분을 완료한 후 처분(2078~2125년)하는 것으로 설정하였다.
- 본 연구에서 설정한 처분시나리오에 따르면 Table 5에서 기술한 바와 같이 S-SF의 경우 처분시점에서 97% 이상 대부분의 사용후핵연료 냉각기간이 50년을 초과하고 있으며, R-SF의 경우는 처분시점에 냉각기간 45년을 초과하는 사용후핵연료는 98%이상인 것으로 분석되었다. 따라서, 현재 설정된 고연소도 기준 사용후핵연료 붕괴열 특성(3.3사용후 핵연료 붕괴열 참조, Table 7)을 반영하여 개선 처분시스템에 있어서의 사용후핵연료 냉각기간은 S-SF와 R-SF에 대하여 각각 50년과 45년, 그에 따른 처분용기당 붕괴열은 1,620 W와 1,760 W으로 설정하고, 이를 바탕으로 설계요건 적합성을 위한 열적 안정성 평가를 수행하였다.
- 1). 또한 Fig. 2에서 보여주고 있는 바와 같이 열적 안정성 해석결과를 바탕으로 설계요건에 적합하도록 처분터널 간격 40 m, 처분공 간격 9 m로 결정하였다[11].
- 즉, 기본계획에서 제시한 일정에 따라 유추하여, 2053년에 처분장 운영을 착수하는 것으로 하였으며, 초기 10년동안은 CANDU 사용후핵연료를 처분하고, 이후 2063년부터 PWR 사용후핵연료를 처분하는 것으로 설정하였다. 또한, PWR 사용후핵연료의 처분율은 년 간 작업일 수 250일을 가정하여 1일 1 처분용기를 처분하는 것으로 하여 연간 250 처분용기(1,000 다발)를 처분하는 것으로 설정하였다.
- 이를 바탕으로, 사용후핵연료 발생년도와 현재의 기본계획에 따른 처분 시나리오를 설정하여 처분시점에서의 냉각기간을 고려한 처분용기내 수용 가능한 붕괴열량을 제안하였다. 또한, 제안된 붕괴열과 2종류의 처 분용기에 대한 처분시스템의 열적 안정성을 평가하여 설계 요건에 적합한 처분시스템을 제시하고, 기존 처분시스템과의 처분효율 및 경제성을 평가하였다.
- 처분터널과 처분공이 일정한 간격으로 연속적으로 배치되는 특성을 고려하여 처분터널과 처분공 간격의 중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하고 대칭성을 지닌 점을 고려하여 해석모델의 측면은 단열조건을 설정하였다. 또한, 처분터널 간격은 40 m로 고정하고 붕괴열에 따라 처분공 간격을 조정하여 설계요건에 따른 처분시스템의 열적 안정성을 평가하였다. 처분공 간격은 S-SF의 경우는 6.
- 이들을 직접 처분할 경우 처분면적 또한 지속적으로 증가될 것이므로, 국토를 효율적으로 이용하고, 대중 수용성을 높이기 위하여 처분면적을 감소시킬 수 있는 처분효율 향상 방안에 대한 다양한 연구가 필요하다. 본 연구에 서는 이의 일환으로 기존의 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 아래에 기술하는 바와 같이 국내 원자력발전소에서의 사용후핵연료 발생 특성을 고려하여 개선된 처분시스템 개념을 설정하고, 기존 처분시스템과 처분효율 등을 비교분석 하였다.
- 본 연구에서는 이해를 돕고 혼돈을 피하기 위하여 상기 사용후핵연료 발생 특성에 따라 길이가 짧은 406 cm 길이 사용후핵연료를 S-SF (Short-Spent Fuel)로, 길이가 453 cm 인 사용후핵연료를 R-SF (Regular-Spent Fuel)로 명명하여 구분하였다.
- 사용후핵연료 발생특성에 따라 분류된 2종류의 처분용기에 대하여 각 처분용기에 수용될 수 있는 열량은 처분시나리오에 따라 설정하였다. 즉, 국내 원전에서의 사용후핵연료 발생시점과 현재의 기본계획에 따른 처분시나리오를 바탕으로 냉각기간을 정하고 이를 기준으로 하여 각 종류별 처분용기에 수용 가능한 붕괴열량을 설정하였다.
- 즉, 국내 원전에서의 사용후핵연료 발생시점과 현재의 기본계획에 따른 처분시나리오를 바탕으로 냉각기간을 정하고 이를 기준으로 하여 각 종류별 처분용기에 수용 가능한 붕괴열량을 설정하였다. 이렇게 설정된 처분용기와 붕괴열량에 따라 처분장 설계요건에 적합하도록 열적 안정성을 분석하여 처분시스템을 설계하였다. Fig.
- 본 연구에서는 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 종류, 제원 및 발생시점 등 특성을 분석하고, 기존에 수립된 사용후핵연료 관리 기본계획을 참조하여 처분시나리오를 수립하였다. 이를 바탕으로 처분대상 사용후핵연료의 처분시점에 있어서의 냉각기간을 설정하여 처분용기 당수용 가능한 붕괴열량을 산출하고 개선된 처분시 스템 개념을 개발하였다.
- 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료 특성을 분석하여 제원에 따른 2종류의 처분용기 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로, 사용후핵연료 발생년도와 현재의 기본계획에 따른 처분 시나리오를 설정하여 처분시점에서의 냉각기간을 고려한 처분용기내 수용 가능한 붕괴열량을 제안하였다. 또한, 제안된 붕괴열과 2종류의 처 분용기에 대한 처분시스템의 열적 안정성을 평가하여 설계 요건에 적합한 처분시스템을 제시하고, 기존 처분시스템과의 처분효율 및 경제성을 평가하였다.
- 본 연구에서는 국내에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 발생시점 등 특성과 현재의 고준위 방사성폐기물 기본계획에 따른 처분시나리오를 고려하여 기존 심층 처분시스템을 바탕으로 처분효율을 향상시킨 개선된 심층처분시스템을 제시하였다. 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료 특성을 분석하여 제원에 따른 2종류의 처분용기 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로, 사용후핵연료 발생년도와 현재의 기본계획에 따른 처분 시나리오를 설정하여 처분시점에서의 냉각기간을 고려한 처분용기내 수용 가능한 붕괴열량을 제안하였다.
- 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 특성과 발생 기간에 따른 냉각기간을 고려하여 기존의 처분시스템을 개선하였다. 즉 사용후핵연료의 길이에 따라 2종류의 처분용기를 설계하여 처분시스템을 도출하고, 각 처분시스템에서의 처분시점에 따른 냉각기간을 고려하여 해당 처분용기에 수용 가능한 붕괴열량을 결정하였다.
- 사용후핵연료 발생특성에 따라 분류된 2종류의 처분용기에 대하여 각 처분용기에 수용될 수 있는 열량은 처분시나리오에 따라 설정하였다. 즉, 국내 원전에서의 사용후핵연료 발생시점과 현재의 기본계획에 따른 처분시나리오를 바탕으로 냉각기간을 정하고 이를 기준으로 하여 각 종류별 처분용기에 수용 가능한 붕괴열량을 설정하였다. 이렇게 설정된 처분용기와 붕괴열량에 따라 처분장 설계요건에 적합하도록 열적 안정성을 분석하여 처분시스템을 설계하였다.
- 2016년 7월 수립된 고준위 방사성폐기물관리 기본계획은 에너지 전환정책에 따라 현재 사용후핵연료 관리정책 재검토위원회를 출범시켜 전면 재검토에 들어갔지만, 본 연구에서는 기존의 고준위 방사성폐기물관리 기본계획을 근거로 처분시나리오를 설정하였다. 즉, 기본계획에서 제시한 일정에 따라 유추하여, 2053년에 처분장 운영을 착수하는 것으로 하였으며, 초기 10년동안은 CANDU 사용후핵연료를 처분하고, 이후 2063년부터 PWR 사용후핵연료를 처분하는 것으로 설정하였다. 또한, PWR 사용후핵연료의 처분율은 년 간 작업일 수 250일을 가정하여 1일 1 처분용기를 처분하는 것으로 하여 연간 250 처분용기(1,000 다발)를 처분하는 것으로 설정하였다.
- 그림에서 보여주는 바와 같이 해석영역은 처분용기로부터 발생하는 붕괴열의 영향이 미치지 않도록 하는 범위인 지표에서부터 1000 m 심도까지를 설정하였다. 처분터널과 처분공이 일정한 간격으로 연속적으로 배치되는 특성을 고려하여 처분터널과 처분공 간격의 중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하고 대칭성을 지닌 점을 고려하여 해석모델의 측면은 단열조건을 설정하였다. 또한, 처분터널 간격은 40 m로 고정하고 붕괴열에 따라 처분공 간격을 조정하여 설계요건에 따른 처분시스템의 열적 안정성을 평가하였다.
대상 데이터
- 열해석을 위한 초기조건, 지열경사 및 물성재료는 국내의 지하처분연구시설인 KURT에서의 연구결과 자료를 활용하였다. 초기조건으로는 지표 부분의 지하수온도를 기준으로 지표는 10℃로 하였으며, 심도에 따른 지열경사는 3℃/100 m를 적용하였다.
- 또한, 처분터널 간격은 40 m로 고정하고 붕괴열에 따라 처분공 간격을 조정하여 설계요건에 따른 처분시스템의 열적 안정성을 평가하였다. 처분공 간격은 S-SF의 경우는 6.5 m, 7 m 및 7.5 m를 설정하였으며, R-SF의 경우는 7 m, 7.5 m 및 8 m를 설정하여 해석을 수행하였다.
이론/모형
- 해석을 위한 전산프로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 아바쿠스 ver. 6.14를 활용하였다[17].
성능/효과
- Table 9는 사용후핵연료 종류에 따른 냉각기간(S-SF: 50년, R-SF: 45 년)을 고려하여 설정한 처분용기내 수용 가능한 붕괴열 저감으로 인한 처분면적 감소에 따른 처분효율 비교분석 결과를 보여주고 있다. Table 9에서 보여주고 있는 바와 같이 S-SF 발생량인 14,133 다발(처분용기 수 3,534 개) 및 R-SF 발생량인 48,287 다발(처분용기 수 12,072개)를 기준으로 순수 처분면적은 4.61 km2로서 기존 처분시스템의 순수면적인 5.62 km2에 비하여 약 20% 감소되었다. 또한, 단위면적당 처분 가능한 우라늄량을 나타내는 처분밀도에 있어서도 개선된 처분개념은 5.
- 기존 사용후핵연료(길이 453 cm) 처분시스템과 길이가 짧고 냉각기간이 비교적 긴S-SF (길이 406 cm) 처분시스템 개념을 바탕으로 처분용기 재료인 구리 소요량, 주철 소요량과 공학적방벽 시스템을 구성하는 완충재 재료인 벤토나이트의 소요량에 대한 분석을 통하여 경제성을 비교분석 하였으며, 결과는 Table 10에 나타내었다. Table에서 알 수 있는 바와 같이 해당 사용후핵연료 총량 62,420 다발에 대하여 기존 사용후핵연료 처분시스템과 비교하여 공학적방벽을 구성하고 있는 주요 재료에 있어서도 절감됨을 확인하였다. 즉, 구리의 경우 기존 소요량 12,543 m3 에서 12,288 m3 로 255 m3 (약 2,270 톤), 주철의 경우 기존 소요량 33,925 m3 에서 33,166 m3 으로 759 m3 (약 5,470 톤)이 절감되었다.
- 따라서, 상기 2종류의 사용후핵연료를 분리하여 처분용기를 설정함으로써[14, 15, 16] 처분 효율을 향상시키고 처분 용기 재료와 완충재인 벤토나이트 소요량 저감 등 경제성을 향상시키는 것이 가능하다. 개선된 처분용기에 대한 개념은 아래 Table 6 및 Fig.
- 62 km2에 비하여 약 20% 감소되었다. 또한, 단위면적당 처분 가능한 우라늄량을 나타내는 처분밀도에 있어서도 개선된 처분개념은 5.83 kU/m2로서 기존 처분시스템의 4.79 kU/m2 대비 약 20% 이상 향상되었음을 확인하였다.
- 이때의 처분터널 간격은 40 m, 처분공 간격은 7 m로서 설계요건에 적합함을 확인하였다. 또한, 사용후핵연료의 길이가 453 cm 인 R-SF 처 분시스템의 경우도 처분시점의 사용후핵연료 냉각기간 45년에 대하여 처분터널 간격 40 m, 처분공 간격 7.5 m일 때 11년 경과 후 최고온도 95.3℃(Fig. 8)로서 설계요건을 만족한 것으로 평가되었다.
- 83 kU/m2 로 약 20% 정도 향상되었다. 또한, 처분시스템 구성재료에 있어서도 구리 255 m3 (2,268 ton), 주철 759 m3 (5,466 ton) 및 완충 재인 벤토나이트 블록 2,596 m3 (4,154 ton)이 절감될 수 있음을 확인하였다.
- 본 연구에서 설정한 처분시나리오에 따르면 Table 5에서 기술한 바와 같이 S-SF의 경우 처분시점에서 97% 이상 대부분의 사용후핵연료 냉각기간이 50년을 초과하고 있으며, R-SF의 경우는 처분시점에 냉각기간 45년을 초과하는 사용후핵연료는 98%이상인 것으로 분석되었다. 따라서, 현재 설정된 고연소도 기준 사용후핵연료 붕괴열 특성(3.
- • 개선된 처분시스템에 대하여 기존 처분시스템과 순수 처분면적, 처분밀도(면적당 우라늄 밀도) 등 처분효율과 처분시스템 구성재료 소요량을 비교하였다. 비교결과 순수 처분면적은 기존 처분시스템 5.62 km2 에 비해 개선된 처분시스템이 4.61 km2 로 약 20% 감소하였고, 처분밀도는 기존 시스템의 4.79 kU/m2 에서 개선 시스템 5.83 kU/m2 로 약 20% 정도 향상되었다. 또한, 처분시스템 구성재료에 있어서도 구리 255 m3 (2,268 ton), 주철 759 m3 (5,466 ton) 및 완충 재인 벤토나이트 블록 2,596 m3 (4,154 ton)이 절감될 수 있음을 확인하였다.
- Table 2를 살펴보면, PWR 사용후핵연료 길이는 406 cm와 453 cm로 구분되며, 이 값은 사용후핵연료를 대상으로 하는 처분시스템의 처분용기 설계에 있어 아주 중요한 의미를 갖는다. 예상되는 사용후핵연료 발생량을 각 길이 특성 별로 분석한 결과 고리 1,2,3,4 호기, 영광 1,2 호기 및 울진 1,2 호기에서 발생하는 406 cm 길이의 사용후핵연료가 약 22 %, 그 외 원전에서 발생하는 453 cm 길이의 사용후 핵연료가 총 발생량의 약 78%를 차지하였다.
- 7)로 계산되었다. 이때의 처분터널 간격은 40 m, 처분공 간격은 7 m로서 설계요건에 적합함을 확인하였다. 또한, 사용후핵연료의 길이가 453 cm 인 R-SF 처 분시스템의 경우도 처분시점의 사용후핵연료 냉각기간 45년에 대하여 처분터널 간격 40 m, 처분공 간격 7.
- 이상의 비교분석 결과로부터 국내 원자력발전소에서의 사용후핵연료 발생 특성을 고려하여 기존의 처분시스템을 개선하는 방안이 사용후핵연료의 지속적인 증가 및 누적에 따라 요구될 것으로 예상되는 처분면적을 상대적으로 감소시킬 수 있어 좁은 국토를 효율적으로 활용할 수 있는 처분효율 향상방안으로서 적용 가능함을 확인하였다.
- Table에서 알 수 있는 바와 같이 해당 사용후핵연료 총량 62,420 다발에 대하여 기존 사용후핵연료 처분시스템과 비교하여 공학적방벽을 구성하고 있는 주요 재료에 있어서도 절감됨을 확인하였다. 즉, 구리의 경우 기존 소요량 12,543 m3 에서 12,288 m3 로 255 m3 (약 2,270 톤), 주철의 경우 기존 소요량 33,925 m3 에서 33,166 m3 으로 759 m3 (약 5,470 톤)이 절감되었다. 또한, 벤토나이트의 경우도 기존 소요량 229,865 m3 에서 227,269 m3 로 2,596 m3 (약 4,150 톤) 정도의 소요량이 절감되었다.
- • 설정된 처분용기 개념들과 붕괴열을 바탕으로 기존의 처분시스템을 개선하였으며, 개선된 처분시스템에 대하여 완충재 온도 100℃를 초과하지 않도록 하는 설계 요건 충족여부를 확인하기 위하여 열 해석을 수행하였다. 해석결과에 따라 처분터널 간격을 40 m로 고정하면 S-SF 사용후핵연료 처분용기 간격은 7 m, R-SF 사 용후핵연료 처분용기 간격은 7.5 m로 하였을 경우 완충재 최고온도는 약 95℃ 내외로 열적 안정성을 유지함을 확인하였다.
후속연구
- 국내에서 원자력발전으로 발생되는 사용후핵연료의 양은 지속적으로 누적되고 있으며, 향후 에너지 전환정책을 기반으로 하여 발생될 사용후핵연료를 고려할 때, 이들을 처분하기 위해서는 상당한 처분면적이 소요될 것으로 예상된다. 따라서, 국토가 협소한 우리나라의 경우 사용후핵연료를 처분하기에 필요한 면적을 최소화하기 위하여 다양한 방안을 연구하고 있다.
- 이 개념의 설계에 있어서 가장 중요한 요건 중의 하나는 공학적방벽인 처분용기 부식과 완충재의 안전 성능 저하를 방지하기 위하여 완충재인 벤토나이트의 온도가 100℃를 넘지 않도록 하는 것이다[9,10]. 따라서, 본 연구에서 설정된 개선된 사용후핵연료 처분개념에 있어서도 열 해석을 수행하여 이러한 열적 설계요건 만족여부를 확인하여야 한다.
- 본 연구는 정책수립 등 준비단계부터 최종 처분장 운영 및 폐쇄까지 장기간 소요되는 사용후핵연료 관리 특성으로 인하여 환경과 기술의 변화에 따른 유연성과 개선된 처분시스템 개발에 필요한 기술을 확보하기 위하여 수행하였다. 따라서, 본 연구의 결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상용 처분시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
- 추후, 처분장 부지가 확정되면 해당부지의 현장 물성자료 입력을 통한 보다 정확하고 상세한 열적 안정성 평가가 필요하다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 뿐만 아니라 실제 상용 처분시스템 설계에도 활용이 가능할 것으로 사료된다.
- 원자력 에너지는 국내 산업발전에 소요되는 필요한 전력을 안정적으로 공급해 왔으며, 향후에도 원자력발전소는 지속적으로 운영될 것으로 예상된다. 그에 따라 전기를 생산하고 난 후 발생된 사용후핵연료는 지속적으로 증가되어 적되고 있다.
- 추후, 처분장 부지가 확정되면 해당부지의 현장 물성자료 입력을 통한 보다 정확하고 상세한 열적 안정성 평가가 필요하다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 뿐만 아니라 실제 상용 처분시스템 설계에도 활용이 가능할 것으로 사료된다.
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