• 제목/요약/키워드: Geological deep disposal

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WASTE CLASSIFICATION OF 17×17 KOFA SPENT FUEL ASSEMBLY HARDWARE

  • Cho, Dong-Keun;Kook, Dong-Hak;Choi, Jong-Won;Choi, Heui-Joo
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제43권2호
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    • pp.149-158
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    • 2011
  • Metal waste generated from the pyroprocessing of 10 MtU of spent fuel was classified by comparing the specific activity of a relevant radionuclide with the limit value of the specific activity specified in the Korean acceptance criteria for a lowand intermediate-level waste repository. A Korean Optimized Fuel Assembly design with a 17${\times}$17 array, an initial enrichment of 4.5 weight-percent, discharge burn-up of 55 GWD/MtU, and a 10-year cooling time was considered. Initially, the mass and volume of each structural component of the assembly were calculated in detail, and a source term analysis was subsequently performed using ORIGEN-S for these components. An activation cross-section library generated by the KENO-VI/ORIGEN-S module was utilized for top-end and bottom-end pieces. As a result, an Inconel grid plate, a SUS plenum spring, a SUS guide tube subpart, SUS top-end and bottom-end pieces, and an Inconel top-end leaf spring were determined to be unacceptable for the Gyeongju low- and intermediate-level waste repository, as these waste products exceeded the acceptance criteria. In contrast, a Zircaloy grid plate and guide tube can be placed in the Gyeongju repository. Non-contaminated Zircaloy cladding occupying 76% of the metal waste was found to have a lower level of specific activity than the limit value. However, Zircaloy cladding contaminated by fission products and actinides during the decladding process of pyroprocessing was revealed to have 52 and 2 times higher specific activity levels than the limit values for alpha and $^{90}Sr$, respectively. Finally, it was found that 88.7% of the metal waste from the 17${\times}$17 Korean Optimized Fuel Assembly design should be disposed of in a deep geological repository. Therefore, it can be summarized that separation technology with a higher decontamination factor for transuranics and strontium should be developed for the efficient management of metal waste resulting from pyroprocessing.

심층처분시스템 설계를 위한 경수로 사용후핵연료 현황 분석 (Investigation of PWR Spent Fuels for the Design of a Deep Geological Repository)

  • 조동건;김정우;김인영;이종열
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권3호
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    • pp.339-346
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    • 2019
  • 제8차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, $^{235}U$ 초기 농축도, 방출연소도, 냉각기간이다. 이들은 사용후핵연료 처분시스템을 설계하는데 필수적인 항목이다. 2082년까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 62,500 다발로 추정되었다. 2018년 말까지 발생한 사용후핵연료 중 상대적으로 길이가 짧은 웨스팅하우스형 원전연료가 약 60%, 상대적으로 길이가 50 cm 정도 긴 한국형 원전 연료가 약 40%를 차지하였다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 90%를 차지하였으며, 방출연소도는 98%의 물량이 55 GWd/tU 이하로 나타났다. 2077년을 기준으로 웨스팅하우스형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 50년 이상이 97% 정도를 차지하였으며, 본 논문에서 가정한 처분 완료시점인 2125년을 기준으로 한국형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 45년 이상이 98% 정도를 차지하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 바탕으로 효율적인 처분시스템 설계를 위해 기준 사용후 핵연료는 제원적 특성을 고려하여 두 가지 형태로 설정하였으며, 웨스팅하우스형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 KSFA, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 50년으로, 한국형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 PLUS7, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 45년으로 설정하였다.

다층 심지층처분장 열해석에 미치는 암반손상대의 영향 (Effects of Excavation Damaged Zone on Thermal Analysis of Multi-layer Geological Repository)

  • 조원진;김진섭;김건영
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권1호
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    • pp.75-94
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    • 2019
  • 현재 고려되고 있는 단층 심지층처분장 개념은 부지 소요면적이 지나치게 크기 때문에, 처분밀도를 향상시키기 위한 다층 심지층처분장 개념이 제안되고 있다. 심부암반에 건설된 다층 심지층처분장 주위에 형성된 암반손상대가 심지층처분장의 온도 분포에 미치는 영향이 분석되었다. 다층 심지층처분장의 열해석에는 완충재, 뒤채움재 및 암반에서 일어나는 재포화 현상을 고려한 열-수리 모델이 사용되었다. 암반손상대의 존재는 심지층처분장의 온도 분포에 큰 영향을 미치는 것으로 나타났으며, 손상대의 크기와 열전도도 저하 정도에 따라 복층 및 삼층 심지층처분장의 최고첨두온도를 각각 최대 $7^{\circ}C$$12^{\circ}C$까지 증가시킬 수 있다. 다층 심지층처분장의 첨두온도에 영향을 크게 미치는 인자는 암반손상대에서의 열전도도 저하이며, 처분공 주위에 형성된 암반손상대가 처분터널 주변에 형성된 암반손상대보다 첨두온도에 더 큰 영향을 미친다.

고준위방사성폐기물 처분장 모니터링용 피에조센서의 온도 스트레스에 관한 가속수명시험 설계 (Design of accelerated life test on temperature stress of piezoelectric sensor for monitoring high-level nuclear waste repository)

  • 황현중;박창희;홍창호;김진섭;조계춘
    • 한국터널지하공간학회 논문집
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    • 제24권6호
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    • pp.451-464
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    • 2022
  • 고준위방사성폐기물 처분장은 심지층 처분시스템으로 사용후핵연료를 취급하는 특성상 고온, 방사선 및 지하수 등의 복합적인 환경조건에 노출되어 있다. 지속적인 노출에 의해 시간이 지남에 따라 구조물의 균열 및 열화가 발생할 수 있다. 한편 고준위방사성폐기물 처분장은 초장기 기대수명이 요구되며 이에 따른 장기적인 구조물 건전성 모니터링이 필수적이다. 구조물 건전성 모니터링에는 가속도계, 토압계, 변위계 등 다양한 센서들이 활용될 수 있으며, 이 중 일반적으로 피에조센서가 사용된다. 따라서 피에조센서의 내구성 평가를 바탕으로 고내구성 센서를 개발할 필요가 있다. 본 연구에서는 피에조센서의 내구성 평가 및 수명예측을 위한 가속수명시험을 설계하였다. 문헌연구를 바탕으로 단일 스트레스 인자에 대한 가속 스트레스 수준 수 및 각 수준 별 시료 수를 선정하였다. 또한 고준위방사성폐기물 처분장 환경조건에서 발생할 수 있는 피에조센서의 고장모드 및 고장메커니즘을 분석하였다. 온도 스트레스 인자에 대한 최대 가혹조건 탐색 실험을 두 가지 방법으로 제안하였으며 피에조센서의 신뢰도 높은 동작한계를 도출하였다. 이를 이용하여 가속수명시험의 합리적인 가속 스트레스 수준을 설정하였다. 본 연구에서 제시된 최대 가혹조건 탐색 실험방법은 경제적이며 실용적인 아이디어를 담고 있으며, 추후 피에조센서의 가속수명시험 설계에 널리 활용될 수 있을 것으로 판단된다.