초록 ▼

CYPRUS+를 개발하고 RES 및 PID 방법론을 이용하여 시나리오 개발이 가능하도록 하였다. 사용후핵연료 직접 처분 및 파이로 폐기물 처분에 따른 안전성 평가 방법론과 Goldsim을 이용하여 안전성 평가 프로그램을 개발하였다. 생태계 모델에 대하여 일본 JAEA와의 검증연구를 수행하였으며 생태계 평가를 위한 입력자료의 중요도에 대하여 양 기관이 유사한 결과를 보여주는 것을 확인하였다. 파이로 처분 시스템의 폐쇄 후 성능 및 안전성을 평가할 수 있도록 안전성 평가 프로그램을 보완하고 개발된 프로그램을 이용하여 처분 시스템 내 핵

CYPRUS+를 개발하고 RES 및 PID 방법론을 이용하여 시나리오 개발이 가능하도록 하였다. 사용후핵연료 직접 처분 및 파이로 폐기물 처분에 따른 안전성 평가 방법론과 Goldsim을 이용하여 안전성 평가 프로그램을 개발하였다. 생태계 모델에 대하여 일본 JAEA와의 검증연구를 수행하였으며 생태계 평가를 위한 입력자료의 중요도에 대하여 양 기관이 유사한 결과를 보여주는 것을 확인하였다. 파이로 처분 시스템의 폐쇄 후 성능 및 안전성을 평가할 수 있도록 안전성 평가 프로그램을 보완하고 개발된 프로그램을 이용하여 처분 시스템 내 핵종 유출 및 이동에 관련된 주요 시나리오를 부지 특성적 입력 자료와 함께 결정론적, 확률론적으로 평가 하였다. 운영중 안전성 평가 지원을 위하여 확률론적 안전성 평가를 위한 방사성폐기물 처분장의 신뢰도 DB를 개발하고 처분장 운영 중 지상시설에서 발생 가능한 전복, 화재, 지진 사고에 대하여 확률론적 안전성 평가 방법론을 활용하여 운영중 안전성 평가를 수행하였다. 공학적 방벽 상호작용으로 인한 기체 발생 메카니즘을 규명하고 안전성에 미치는 영향을 평가하였다. 확률론적 폐쇄 후 안전성 평가체계를 구축하고 주요 입력 자료의 확률분포를 활용한 확률론적 안전성 평가와 민감도 분석을 수행하였다. 시나리오별 최대 피폭선량은 10 mSv/yr인 안전목표치 이하임을 확인하였다. 처분장 안전성 평가의 신뢰도 향상을 위해 Safety Case 구조 및 요소를 개발하고 Safety Case 구성요소별 이행방안과 Safety Case 개발 일정을 제시하였다.

(출처 : 서지정보양식 741p)

Abstract ▼

We developed CYPRUS+and adopted PID and RES method for the development of scenario. Safety performance assessment program was developed using GoldSim for the safety assessment of disposal system for the disposal of spnet fuels and wastes resulting from the pyrpoprocessing. Biosphere model was develo

We developed CYPRUS+and adopted PID and RES method for the development of scenario. Safety performance assessment program was developed using GoldSim for the safety assessment of disposal system for the disposal of spnet fuels and wastes resulting from the pyrpoprocessing. Biosphere model was developed and verified in cooperation with JAEA. The capability to evaluate post-closure performance and safety was added to the previously developed program. And, nuclide migration and release to the biosphere considering site characteristics was evaluated by using deterministic and probabilistic approach. Operational safety assessment for drop, fire, and earthquake was also statistically evaluated considering well-established input parameter distribution. Conservative assessment showed that dose rate is below the limit value of low- and intermediate-level repository. Gas generation mechanism within engineered barrier was defined and its influence on safety was evaluated. We made probabilistic safety assessment by obtaining the probability distribution functions of important input variables and also made a sensitivity analysis. The maximum annual dose rate was shown to be below the safety limit value of 10 mSv/yr. The structure and element of safety case was developed to increase reliability of safety assessment methodology for a deep geological repository. Finally, milestone for safety case development and implementation strategy for each safety case element was also proposed.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 742p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 6
• 요 약 문 ... 7
• Summary ... 15
• Contents ... 24
• 목차 ... 28
• 표목차 ... 32
• 그림목차 ... 35
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 56
• 제 1 절 연구개발의 목적 ... 56
• 제 2 절 연구개발의 필요성 ... 58
• 제 3 절 연구개발의 범위 ... 61
• 제 2 장 국내·외 기술개발 현황 ... 64
• 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 64
• 1. 안전해석 코드 개발 및 평가기술 현황 ... 64
• 2. 각국 처분연구 현황 및 안전해석 관련 연구 현황 ... 65
• 3. Safety Case 개발 관련 연구 ... 73
• 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 83
• 1. 확률론적 안전성평가와 종합안전성 평가를 위한 QA 및 데이터관리 시스템 구축 ... 83
• 2. MASCOT-K 체제 구축 및 안전성 현안들의 평가 ... 86
• 3. 안전성 평가 코드 개발 및 성능 평가 ... 88
• 4. 처분장 안전성 증진을 위한 신뢰성 증진(confidence building) 연구 ... 89
• 제 3 절 연구결과가 국내외 기술개발현황에서 차지하는 위치 ... 90
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 92
• 제 1 절 FEP/시나리오 ... 92
• 1. 서론 ... 92
• 2. FEP 연구 ... 93
• 3. 시나리오 개발 방법론 ... 119
• 4. PID 시나리오 개발 ... 126
• 5. 결론 ... 138
• 제 2 절 선진 핵연료주기 안전성평가 프로그램 개발 ... 140
• 1. 개요 ... 140
• 2. 평가 대상 고화체 및 시나리오 개발 ... 141
• 3. Goldsim을 이용한 평가 모델링 개요 ... 147
• 4. 입력 자료 생성 방안 ... 159
• 5. Dashboard ... 163
• 6. 세부 모델링 ... 164
• 7. 결론 ... 191
• 제 3 절 선진핵연료주기 폐기물 처분안전성 평가 ... 193
• 1. 서론 ... 193
• 2. 모델 및 평가 입력자료 ... 195
• 3. 결정론적 평가 결과 ... 199
• 4. 확률론적 평가 결과 ... 205
• 5. 결론 ... 216
• 제 4 절 T-H-M 연계 핵종이동 모델링 ... 224
• 1. 목적 및 배경 ... 224
• 2. T-H 상호연계하에서의 지하수 유동 ... 225
• 3. T-H-M 상호 연계 조건에서의 핵종의 이동 모델링 ... 235
• 4. 결론 ... 260
• 제 5 절 GoldSim 생태계 모델링을 통한 평가 및 검증 ... 262
• 1. 서론 ... 262
• 2. 생태계 GoldSim 모델링 ... 263
• 3. 생태계 모델 비교 검증 ... 289
• 4. 생태계 입력자료 데이터베이스 현황 및 향후 전망 ... 328
• 5. 결론 ... 330
• 제 6 절 세계의 기술 기준 ... 331
• 1. 서론 ... 331
• 2. 주요국의 안전성평가 관련 기술 기준 ... 332
• 3. 결론 ... 344
• 제 7 절 품질보증시스템 운영 및 추가 모듈 개발 ... 346
• 1. 서론 ... 346
• 2. CYPRUS 목적 ... 347
• 3. CYPRUS의 특징 ... 349
• 4. CYPRUS의 운영 ... 352
• 5. 추가 모듈 개발 ... 366
• 6. 결론 ... 379
• 제 8 절 PULSA 개발 상세 및 평가 ... 381
• 1. PULSA 코드 구조 ... 381
• 2. 수치계산 ... 383
• 제 9 절 선진 핵주기 폐기물 처분 대안 시나리오 확률론적 안전성 평가 ... 398
• 1. 서론 및 배경 ... 398
• 2. 확률론적 평가를 위한 대안 시나리오 도출 ... 398
• 3. 지하수 유동 패턴에 의한 핵종 이동 ... 402
• 4. 인간 침입 시나리오의 구성 ... 405
• 5. 지진 발생 시나리오의 구성 ... 406
• 6. 확률론적 시나리오 평가 결과 ... 407
• 7. 결론 ... 424
• 제 10 절 A-KRS 종합 안전성 평가 ... 425
• 1. A-KRS 폐쇄후 안전성 평가 ... 425
• 2. 운영중 안전성 평가 지원을 위한 신뢰도 DB 개발 ... 485
• 3. A-KRS 운영중 안전성 평가 ... 504
• 4. 공학적 방벽 상호작용 영향 평가 ... 544
• 제 11 절 A-KRS 확률론적 폐쇄후 안전성 평가 ... 581
• 1. 안전성 평가 입력변수의 통계처리 및 확률분포 추정 ... 581
• 2. 확률론적 처분 안전성 평가 체계 확립 ... 615
• 3. 불확실성을 고려한 A-KRS의 확률론적 안전성 평가를 위한 모델링 ... 621
• 4. 불확실성을 고려한 A-KRS의 확률론적 안전성 평가 ... 630
• 5. 민감도 분석 ... 636
• 제 12 절 처분 안전성 신뢰도 향상 방안 도출 ... 652
• 1. Safety Case 구조 및 요소 개발 ... 652
• 2. KURT 기반 Safety Case 개발 방안 수립 ... 670
• 제 4 장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 718
• 제 1 절 연도별 연구개발 실적 및 연구목표 달성도 ... 718
• 제 2 절 관련분야 기술발전에의 기여도 ... 722
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 723
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 725
• 제 7 장 연구시설·장비 현황 ... 728
• 제 8 장 참고문헌 ... 729
• 서 지 정 보 양 식 ... 741
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 742
• 끝페이지 ... 743