• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권12호
• /
• pp.4597-4606
• /
• 2023

Thermal analysis of the CANDU spent fuel dry storage canister is very important to ensure the integrity of the spent fuel. The analyses have been conducted using a conservative approach, with a particular focus on the peak cladding temperature (PCT) of the fuel rods in the canister. In this study, we have performed a realistic thermal analysis using a computational fluid dynamics (CFD) code. The canister contains 9 fuel bundle baskets. A detailed analysis of even a single basket requires significant computational resources. To overcome this challenge, we replaced each basket with an equivalent heat conductor (EHC), of which effective thermal conductivity (ETC) is developed from the results of detailed CFD calculations of a fuel bundle basket. Then, we investigated the effects of some conservative models, ultimately aiming at a realistic analysis. The results revealed: (i) The influence of convective heat transfer in the basket cannot be ignored, but it's less significant than expected. (ii) Modeling of the lifting rod is crucial, as it plays a decisive role in axial heat transfer at the center of the canister and significantly reduces the PCT. (iii) Convection within the canister is very important, as it not only reduces the PCT but also shifts its location upwards.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권3호
• /
• pp.359-370
• /
• 2023

The thermal integrity of spent nuclear fuels has to be maintained during their long-term dry storage. The detailed temperature distributions of spent fuel assemblies are essential for evaluating the integrity of their dry storage systems. In this study, a subchannel analysis model was developed for a canister of a single fuel assembly using the COBRA-SFS code. The thermal parameters affecting the peak cladding temperature (PCT) of the spent fuel assembly were identified, and sensitivity analyses were performed based on these parameters. The subchannel analysis results indicated the presence of a recirculation flow, based on natural convection, between the fuel assembly and downcomer region. The sensitivity analysis of the thermal parameters indicated that the PCT was affected by the emissivity of the fuel cladding and basket, convective heat transfer coefficient, and thermal conductivity of the fluid. However, the effects of the wall friction factor of the canister, form loss coefficient of the grid spacers, and thermal conductivities of the solid materials, on the PCT were predominantly ignored.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제10권2호
• /
• pp.105-115
• /
• 2012

월성원자력본부의 조밀건식저장시설인 MACSTOR/KN-400의 인허가 과정에서 사고조건에 대한 바스켓의 안전성 평가를 위한 실증시험의 필요성이 제기되었다. 실증시험을 위한 낙하시험시설을 한국원자력연구원에 설치하고 바스켓 낙하 실증시험을 수행하였다. 실증시험 결과 실린더 내 적재 바스켓의 상부 용접부가 낙하 바스켓과 충돌하여 파손되고 누설이 발생하였다. 기존 바스켓이 실증시험에서 누설율 성능요건을 만족하지 못함에 따라 바스켓의 설계 개선안 도출이 필요하게 되었다. 설계 개선을 위한 방향을 선정하고 이에 기초하여 6 종류의 설계 개선안을 도출하였다. 개별 설계 개선안에 대하여 구조해석 및 시편시험을 수행하였다. 구조해석 및 시편시험의 결과를 바탕으로 최종설계안을 확정하였다. 최종설계안은 바스켓의 중앙 포스트의 높이를 감소하여 낙하 바스켓과의 충돌속도를 감소시키는 설계안이었다. 최종설계안에 대한 시험모델을 제작하여 낙하실증시험을 재수행한 결과 모든 성능요건을 만족하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제7권4호
• /
• pp.229-236
• /
• 2009

우리나라에서 발생하는 사용후핵 연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵 연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵 연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선한 처분용기를 1개 처분공에 2단으로 처분하는 것으로서 이들 개념을 기존 한국형 처분시스템과 효율성 측면 에서 비교 분석하였다. 본 연구를 통하여 얻은 CANDU 사용후핵연료 처분개념은 단위면적당 열효율, U-density, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30~40 %까지 효율을 향상시킬 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권1호
• /
• pp.166-177
• /
• 1993

사용후 핵연료 건식 저장 캐니스터의 핵연료 바스켓 안에 있는 CANDU 37소자 핵연료 다발의 최대 온도를 계산하기 위한 단순화된 열해석 방법과 함께 대기 조건 인자들이 캐니스터 내부의 최대 핵연료 온도에 미치는 영향을 조사하기 위해 수행한 표본 해석 결과를 제시하였다. 3가지 모우드(mode)의 열전달이 공존하는 캐니스터 내부핵연료 다발의 복잡한 기하학적 구조에 대한 다차원열전달 문제를 풀기 위하여 건식저장 캐니스터에 저장된 CANDU 사용후 핵연료 다발들을 등가 및 동심의 핵연료 실린더(cylinder)로 대치하였다. 추가적인 입력 자료 및 열전달 상관식을 이용하여 등가 핵연료 실린더의 단순화된 축대칭, 2차원, 복수 모우드(multi-mode)의 열전달 문제를 기존의 컴퓨터 코드인 HEATING5로 해석하였다. 예측한 온도 분포와 식물 모형 실험 결과의 비교는 만족스러울 정도로 일치함을 보여주고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권11호
• /
• pp.3704-3710
• /
• 2021

The characteristics of the external radiation on the surface of the casks for spent nuclear fuel (SNF) storage by dry method are investigated for the case when the spatial distribution of SNF in the basket changes due to the destruction of the fuel rod claddings. The surface areas are determined, where the changes in fluxes of neutrons, produced by ²⁴⁴Cm actinide, and γ-quanta, produced by long-lived isotopes, are maximum in the result of the decrease in the height of the SNF area. Concrete (VSC-24) and metal (SC-21) casks are considered as examples. The procedure of periodic measurement of the dose rate of neutrons or γ-quanta at the specified points of the cask surface is proposed for identifying the fuel rod cladding destruction. Under normal operation, the decrease in the dose rate produced by neutrons as the function of SNF storage duration is determined by the half-life of ²⁴⁴Cm, and for γ-quanta - by the half-lives of long-lived SNF isotopes. Consequently, a stepwise change in the dose rate of neutrons or γ-quanta, detected by the measurements, as compared to the previous one, would indicate the destruction of the fuel rod claddings.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.313-313
• /
• 2002

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권2호
• /
• pp.119-128
• /
• 2008

본 연구에서는 사용후핵연료 회수성과 처분밀도를 향상시킨 새로운 CANDU 사용후핵 연료처분시스템의 열해석을 수행하였다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식 에서는 사용후핵연료의 회수성을 향상시키기 위해 일정 기간 동안 터널에 자연대류를 이용하여 저장하며, 처분밀도 향상을 위해 개선된 CAHDU 사용후핵연료 처분용기를 이용하고 있다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식의 열적 안전성을 검토하고자 ANSYS 10.0 CFX 코드를 사용하여 시스템 전체의 정상상태 열 해석을 2단계로 나누어 수행하였다. 1단계에서는 터널간격이 처분터널 내부 온도에 미치는 영향을 분석하기 위해 터널 간격에 따른 처분터널 내벽온도 변화를 계산하였다. 계산 결과 99%의 붕괴열이 대류에 의해 냉각되는 것을 확인하였고, 이로 인해 터널 간격은 처분터널 내부 온도에 거의 영향을 주지 않았다. 2단계 계산에서는 터널간격 60 m에서 환기 설비를 고려한 처분터널의 내벽온도를 계산하였고, 이 결과는 처분터널 내부 처분용기의 표면온도를 구하기 위해 사용되었다. 계산결과, 처분용기의 표면온도는 최대 $119^{\circ}C$, 평균 $79.9^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 최대온도에 따른 처분용기 내부 바스켓 피복재 최대온도는 $140.9^{\circ}C$로 계산하였으며, 이는 피복재 열적 특성을 고려하였을 때 충분한 열적 안전성을 가지고 있다고 판단되었다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제19권2호
• /
• pp.93-99
• /
• 1999

월성 1호기 원전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용 후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m 깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계 제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 둥에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제45권7호
• /
• pp.969-978
• /
• 2013

A full-sized model for the horizontally oriented metal cask containing 21 spent fuel assemblies has been considered to evaluate the internal natural convection behavior within a dry shield canister (DSC) filled with helium as a working fluid. A variety of two-dimensional CFD numerical investigations using a turbulent model have been performed to evaluate the heat transfer characteristics and the velocity distribution of natural convection inside the canister. The present numerical solutions for a range of Rayleigh number values ($3{\times}10^6{\sim}3{\times}10^7$) and a working fluid of air are further validated by comparing with the experimental data from previous work, and they agreed well with the experimental results. The predicted temperature field has indicated that the peak temperature is located in the second basket from the top along the vertical center line by effects of the natural convection. As the Rayleigh number increases, the convective heat transfer is dominant and the heat transfer due to the local circulation becomes stronger. The heat transfer characteristics show that the Nusselt numbers corresponding to $1.5{\times}10^6$ < Ra < $1.0{\times}10^7$ are proportional to 0.5 power of the Rayleigh number, while the Nusselt numbers for $1.0{\times}10^7$ < Ra < $8.0{\times}10^7$ are proportional to 0.27 power of the Rayleigh number. These results agreed well with the trends of the experimental data for Ra > $1.0{\times}10^7$.