Thermal Analysis on the Spent Fuel Shipping Cask for a PWR Fuel Assembly

PWR 사용후 핵연료 수송용기에 대한 열해석

The thermal analysis on the spent fuel shipping cask for a PWR fuel assembly is performed. Under the normal and fire-accident conditions the temperature distribution through a multilayer cask calculated in compliance with 10 CFR Part 71. A KNU 5&6 spent fuel assembly is assumed to be the decay heat source, which has the maximum discharge turnup of 45, 000MWD/MTU and has been stored in the spent fuel storage pool for 300 days. As a result of thermal analysis, the maximum cladding temperature in case of dry cavity under fire-accident conditions is calculated to be 455$^{\circ}C$. This value is much less than the limiting value specified in 10 CFR Part 50.46. It indicates that no fuel rod cladding rupture could occur under fire-accident conditions. It was also found that no melting of lead would take place in the major shield region.

하나의 PWR 핵연료 집합체를 수송할 수 있는 사용후 핵연료 수송용기에 대한 열해석을 수행하였다. 정상 및 화재사고 조건하에서 수송용기에 대한 온도분포는 10CFR Part 71에서 제시한 조건에 맞도록 계산하였다. 붕괴열은 연소도가 45,000 MWD/MTU이고 사용후 핵연료 저장실에서 300일 냉각기간을 가질 KNU 5&6 핵연료 집합체를 고려하였다. 계산결과 화재사고시 dry cavity조건하에서 핵연료 피복관의 최대온도가 455$^{\circ}C$로 계산되었으며, 이 간은 10CFR Part 50.46에 규정된 최대 피복관 제한치 보다 훨씬 낮게 나타났다. 이것은 수송용기의 운반중에 화재사고 조건하에서도 핵연료 피복관의 파손이 일어나지 않는 것으로 설명된다. 그리고 중요 차폐체인 납의 용융도 일어나지 않았다.