The 300 concrete silo systems installed and operated at the site of Wolsong nuclear power plant (NPP) have been storing CANDU spent nuclear fuel (SNF) under dry conditions since 1992. The dry storage system must be operated safely until SNF is delivered to an interim storage facility or final repository located outside the NPP in accordance with the SNF management policy of the country. The silo dry storage system consists of a concrete structure, liner steel plate in the inner cavity, and fuel basket. Because the components of the silo system are exposed to high energy radiation owing to the high radioactivity of SNF inside, the effects of irradiation during long-term storage must be analyzed. To this end, material specimens of each component were manufactured and subjected to irradiation and strength tests, and mechanical characteristics before and after irradiation were examined. Notably, the mechanical characteristics of the main components of the silo system were affected by irradiation during the storage of spent fuel. The test results will be used to evaluate the long-term behavior of silo systems in the future.
Donghee Lee;Sunghwan Chung;Yongdeog Kim;Taehyung Na
방사성폐기물학회지
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제21권4호
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pp.531-541
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2023
The Wolsong Nuclear Power Plant (NPP) operates an on-site spent fuel dry storage facility using concrete silo and vertical module systems. This facility must be safely maintained until the spent nuclear fuel (SNF) is transferred to an external interim or final disposal facility, aligning with national policies on spent nuclear fuel management. The concrete silo system, operational since 1992, requires an aging management review for its long-term operation and potential license renewal. This involves comparing aging management programs of different dry storage systems against the U.S. NRC's guidelines for license renewal of spent nuclear fuel dry storage facilities and the U.S. DOE's program for long-term storage. Based on this comparison, a specific aging management program for the silo system was developed. Furthermore, the facility's current practices-periodic checks of surface dose rate, contamination, weld integrity, leakage, surface and groundwater, cumulative dose, and concrete structure-were evaluated for their suitability in managing the silo system's aging. Based on this review, several improvements were proposed.
Reinforced concrete vertical silos are universal structures that store large amounts of granular materials. Due to the asymmetric structure, heavy load, uneven storage material distribution, and the difference between the storage volume and the storage material bulk density, the corresponding earthquake is very complicated. Some scholars have proposed the calculation method of horizontal forces on reinforced concrete vertical silos under the action of earthquakes. Without considering the effect of torsional effect, this article aims to reveal the expansion factor of the silo group considering the torsional effect through experiments. Through two-way seismic simulation shaking table tests on reinforced concrete column-supported group silo structures, the basic dynamic characteristics of the structure under earthquake are obtained. Taking into account the torsional response, the structure has three types of storage: empty, half and full. A comprehensive analysis of the internal force conditions under the material conditions shows that: the different positions of the group bin model are different, the side bin displacement produces a displacement difference, and a torsional effect occurs; as the mass of the material increases, the structure's natural vibration frequency decreases and the damping ratio Increase; it shows that the storage material plays a role in reducing energy consumption of the model structure, and the contribution value is related to the stiffness difference in different directions of the model itself, providing data reference for other researchers; analyzing and calculating the model stiffness and calculating the internal force of the earthquake. As the horizontal side shift increases in the later period, the torsional effect of the group silo increases, and the shear force at the bottom of the column increases. It is recommended to consider the effect of the torsional effect, and the increase factor of the torsional effect is about 1.15. It can provide a reference for the structural safety design of column-supported silos.
방사성폐기물 처분시설 공학적방벽을 구성하는 콘크리트는 주변 환경의 영향으로 내구 수명에 영향을 받게 된다. 현재까지 개발된 수치해석 모델 및 실험을 통하여 방사성폐기물 처분시설 공학적방벽 소재로 가장 널리 사용되는 콘크리트에 대해 주변환경을 고려하여 그 영향을 살펴보았다. 본 연구에 해당하는 철근 콘크리트 구조물은 지리적으로 해안과 인접한 지하수 포화대에 위치하고 있다. 일반적인 철근콘크리트 구조물의 가장 민감한 열화인자인 염해에 의한 철근부식에 대한 영향을 염화물 확산모델을 이용하여 평가한 결과 철근 부식 개시기간이 1,284년이며, 최종적으로 구조물이 내구수명을 상실하는데 도달하는 시간은 1,924년인 것으로 예측되었다. 또한, Mock-up 실험을 통해 공극분포, 공극률, 부식정도 등 물리화학적 특성을 평가한 결과 콘크리트 내 철근 부식정도는 미비한 것으로 나타나 500년 이상의 상당히 오랜 기간 건전성을 유지할 수 있는 것으로 판단된다.
경주 방폐물 처분시설의 1단계 시설로 건설된 지하 사일로 구조는 2014년에 10만 드럼 규모로 완공되어 현재 운영중에 있다. 지하 사일로 구조는 지름 25m, 높이 50m로써 방폐물을 저장하는 실린더부분과 돔 부분으로 구성되어 있으며, 돔부분은 운영터널과 연결되는 하부 돔 부분과 상부 돔 부분으로 구분할 수 있다. 지하 사일로 구조의 벽체는 철근콘크리트 라이너이고, 두께는 약 1m이다. 본 논문에서는 지하 사일로 구조의 건설과정 및 운영과정의 단계별 유한요소해석을 수행하였다. SMAP-3D 프로그램을 사용하여 2차원 축대칭 유한요소해석을 수행하였다. 2차원 축대칭 유한요소모델의 신뢰성을 검토하고자 3차원 유한요소해석도 수행하였다. 본 논문에서는 지하 사일로 구조의 구조거동을 분석하고 구조적 안전성을 검토결과를 제시하였다.
사일로에 대한 국내의 기존 연구는 여러 분야에서 다양하게 이루어져 왔으나 사일로 자체에 대한 설계나 시공에 대한 연구는 활발하게 이루어 졌다고는 할 수 없으며 경제적인 사일로설계에 대한 접근은 이루어지지 않았다. 본 연구에서는 기업이나 설계업체 등에서 필요한 성능을 충족시키면서 가장 경제적인 사일로의 규모를 결정할 수 있는 기초 자료를 제시하고자 한다. 해석은 철근 콘크리트 구조에 국한하여 다양한 요인에 대하여 실시하였다. 각각 4종류 저장재료(밀가루, 과립생석회, 모래, 철광석), 5종류 용량(1만, 3만, 5만, 7만, 9만톤)의 콘크리트 사일로에 대하여 8종류의 H/D(0.5~4)와 3종류의 콘크리트 압축강도(30, 35, 40MPa)를 고려한 해석을 실시하였다. 일반적으로 재료의 종류에 따라 H/D가 1~3사이에서 사일로 설계가 이루어지고 콘크리트 강도(40Pa이상)를 높일 수 있다면 가장 경제적인(50%이상의 물량 및 인건비 절감 가능) 사일로가 구현될 수 있다고 판단된다.
최근 노후화와 기능적 요건을 만족시키지 못하여 사용이 불가능한 원통형 사일로 구조물의 해체 수요가 증가하고 있다. 이 연구는 원통형 콘크리트 사일로 구조물의 전도공법에 의한 발파해체를 위한 사전취약화와 관련된 연구이다. 기존의 발파해체를 위한 사전취약화 작업의 경우 시공기준의 부재로 인해 경험에 의해 시공되어 왔으며, 이러한 경험적 시공은 시공도중 구조물이 붕괴 또는 뜻하지 않는 기타 사고로 이어질 수 있는 위험성을 내포하고 있다. 따라서 이 연구에서는 이러한 현실적 상황을 고려 원통형 콘크리트 사일로 구조물의 사전취약화 설계의 과정을 소개하여 원통형 콘크리트 사일로 구조물 및 이와 유사한 형태의 구조물의 사전취약화와 관련된 설계지침을 마련하기 위한 기초자료를 제공하고자 하였다. 이를 위해 국내에 있는 원통형 콘크리트 사일로 구조물을 대상으로 시공계획 순서대로 사전취약화를 실시하였으며, 사전취약화에 따른 유한요소해석 및 구조 해석을 각각 실시하여 사전취약화에 따른 구조물의 안전성 및 공법의 적용가능성을 검토하였다.
In this study, the well-known non-destructive acoustic emission (AE) and electrical resistivity methods were employed to predict quantitative damage in the silo structure of the Wolsong Low and Intermediate Level Radioactive Waste Disposal Center (WLDC), Gyeongju, South Korea. Brazilian tensile test was conducted with a fully saturated specimen with a composition identical to that of the WLDC silo concrete. Bi-axial strain gauges, AE sensors, and electrodes were attached to the surface of the specimen to monitor changes. Both the AE hit and electrical resistance values helped in the anticipation of imminent specimen failure, which was further confirmed using a strain gauge. The quantitative damage (or damage variable) was defined according to the AE hits and electrical resistance and analyzed with stress ratio variations. Approximately 75% of the damage occurred when the stress ratio exceeded 0.5. Quantitative damage from AE hits and electrical resistance showed a good correlation (R = 0.988, RMSE = 0.044). This implies that AE and electrical resistivity can be complementarily used for damage assessment of the structure. In future, damage to dry and heated specimens will be examined using AE hits and electrical resistance, and the results will be compared with those from this study.
To ensure the safety of disposal facilities for radioactive waste, it is essential to quantitatively evaluate the performance of the waste disposal facilities by using safety assessment models. This paper addresses the development of the safety assessment model for the underground silo of Wolseong Low-and Immediate-Level Waste (LILW) disposal facility in Korea. As the simulated result, the nuclides diffused from the waste were kept inside the silo without the leakage of those while the integrity of the concrete is maintained. After the degradation of concrete, radionuclides migrate in the same direction as the groundwater flow by mainly advection mechanism. The release of radionuclides has a positive linear relationship with a half-life in the range of medium half-life. Additionally, the solidified waste form delays and reduces the migration of radionuclides through the interaction between the nuclides and the solidified medium. Herein, the phenomenon of this delay was implemented with the mass transfer coefficient of the flux node at numerical modeling. The solidification effects, which are delaying and reducing the leakage of nuclides, were maintained the integrity of the nuclides. This effect was decreased by increasing the half-life and the mass transfer coefficient of radionuclides.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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