• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제22권5호
• /
• pp.381-390
• /
• 2009

본 논문에서는 중수로(CANDU Reactor)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 개발된 처분용기에 대하여 구조적 안전성 평가 보완 해석을 수행하였다. 기존에 설계된 중수로용 처분용기 모델은 내부에 33개의 고준위 폐기물 다발을 직경 122cm의 원통형 처분용기가 지탱하는 구조물로 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 중수로 처분용기모델을 경량화하는 방법에는 두 가지가 있는데, 첫째는 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건을 완화하는 방법이고, 둘째는 중수로 처분용기내의 고준위폐기물다발의 개수를 줄여 구조물 단면 형상을 최적화시키는 방법이다. 따라서 본 논문에서는 기존의 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 등에 대한 조건들을 완화하여 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(직경 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재수행하고, 동시에 기존 33개의 고준위폐기물 다발의 개수를 줄여서 용기의 여러 재원에 대하여 구조해석을 수행하여 최적의 경량화된 단면형상을 도출하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재산출하였다. 보완 해석결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 줄여 경량화시킬 수 있음이 확인되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제35권4호
• /
• pp.142-150
• /
• 2010

중수로 사용후핵연료의 처분 효율을 높이기 위하여 새롭게 제안된 처분 시스템에 대한 방사선량을 MCNPX를 사용하여 계산함으로써 이 시스템의 방사선 안전성을 예비적으로 평가하고자 하였다. 이를 위해서 처분시스템의 각 요소에 대한 구성, 제원, 재질 등을 분석하였으며, 그에 상응하는 모델링을 수행하였다. 선량평가는 주요 구성요소에 대하여 수행하였으며, 평가결과 내부 구성요소에 대해서는 방사선량이 높은 편이었으나, 최종적인 처분시스템은 방사선에 대한 안전성이 높은 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제25권2호
• /
• pp.89-96
• /
• 2000

원자력 정책에서 안전성과 운영실적, 환경보전, 경제성 등은 매우 중요한 인자이다. 핵주기의 선택은 에너지정책, 연료의 다양성, 공급의 안정과 관련된 모든 사회적, 환경적 영향에 있어 매우 중요하다. 특히, 원전의 고준위 방사성폐기물인 사용후 핵연료 관리는 높은 방사선준위 뿐만 아니라 장기적인 관리기간이 소요되는 어려운 사업이다. 본 연구는 사용후 핵연료 관리방안인 재처리와 직접 처분의 비용분석, 안전성, 대국민 용인 측면을 살펴보았다. 직접 처분이 재처리에 비해 약 7%정도의 경제성이 있고, 직접 처분의 사용후 핵연료는 재처리폐기물보다 높은 위험도를 갖는다. 대국민 용인측면에서는 두 가지 처리방법 모두 찬성하지 않는다. 결론적으로, 사용후 핵연료관리는 모든 사회/환경적 영향과 경제성을 고려한 핵주기 정책과 병행하여 지속적인 기술개발을 통한 안전성확보가 필요하다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권4호
• /
• pp.517-529
• /
• 2023

The objectives of this paper are: (1) to conduct the thermal analyses of the disposal cell using COMSOL Multiphysics; (2) to determine whether the design of the disposal cell satisfies the thermal design requirement; and (3) to evaluate the effect of design modifications on the temperature of the disposal cell. Specifically, the analysis incorporated a heterogeneous model of 236 fuel rod heat sources of spent nuclear fuel (SNF) to improve the reality of the modeling. In the reference case, the design, featuring 8 m between deposition holes and 30 m between deposition tunnels for 40 years of the SNF cooling time, did not meet the design requirement. For the first modified case, the designs with 9 m and 10 m between the deposition holes for the cooling time of 40 years and five spacings for 50 and 60 years were found to meet the requirement. For the second modified case, the designs with 35 m and 40 m between the deposition tunnels for 40 years, 25 m to 40 m for 50 years and five spacings for 60 years also met the requirement. This study contributes to the advancement of the thermal analysis technique of a disposal cell.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제20권2호
• /
• pp.157-164
• /
• 2007

고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분 시 폐기물에서 발생하는 열에 의하여 처분용기 및 처분용기를 감싸고 있는 주위 구조물(벤토나이트 버퍼, 암반 등)의 처분시간 경과에 따른 온포분포 변화를 알아내는 것은 처분장 설계를 위하여 매우 중요하다. 본 논문에서는 수치해석기법을 이용하여 고준위폐기물에서 발생하는 열에 의한 처분용기 및 벤토나이트 버퍼, 처분동굴을 포함하는 복합구조물의 온도분포 변화를 구하였다. 특히 처분 후 500년의 처분시간 경과에 따른 복합구조물의 온도분포 해석을 수행하여 온도분포 변화를 구하였다. 시간에 따른 온도분포 변화에 대한 해석결과를 분석한 결과 처분장 각 구성부분별로 차이는 있으나 처분초기부터 구성부분별로 각각 다르게 온도가 증가하는데 가장 늦은 부분은 150년까지 완만하게 온도가 증가하다가 그 이후에는 온도가 서서히 감소하는 것으로 나타났다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제5권3호
• /
• pp.229-238
• /
• 2007

본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
• /
• 한국전산구조공학회 2001년도 봄 학술발표회 논문집
• /
• pp.259-266
• /
• 2001

This paper presents the results of a structural analysis to determine design variables such as the inner basket array type, and thicknesses of the outer shell and the lid and bottom of a spent nuclear fuel disposal canister. The canister construction type introduced here is a solid structure with a cast iron insert and a corrosion resistant overpack, which is designed for the spent nuclear fuel disposal in a deep repository in the crystalline bedrock, entailing an evenly distributed load of hydrostatic pressure from the groundwater and large swelling pressure from the bentonite buffer. Hence, the canister must be designed to withstand these large pressure loads. Many design variables may affect the structural strength of the canister. In this study, among those variables, the array type of inner baskets and thicknesses of outer shell and lid and bottom are attempted to be determined through a linear static structural analysis. Canister types studied here are one for the pressurized water reactor (PWR) fuel and another for the Canadian deuterium and uranium reactor (CANDU) fuel.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제8권2호
• /
• pp.167-172
• /
• 2010

CANDU 사용후핵연료는 핵분열성 핵종의 농도가 비교적 낮아 장기적인 관리 방법으로서 재활용보다는 직접 처분을 고려하고 있으나 처분 부지 확보가 어려워 중간저장 정책이 단기적으로 고려되고 있다. 이와 관련하여 중간저장시설의 운영기간과 최적의 처분 착수시기에 대한 검토가 필요하다. 처분시점의 결정 요인으로는 크게 안전성, 경제성, 수용성을 설정하였다. 안전성은 크게 붕괴열과 핵비확산성 측면에서, 경제성은 각 시설의 관리비용 측면에서, 수용성은 회수성 개념 및 세대 간 책임 윤리 측면으로 나누어 검토하였다. 본 논문에서는 처분시점 결정 요인 분석 결과를 바탕으로 3가지 대안을 비교하고 최적 안을 제시하였다. 중요한 핵심 내용으로는 기술적 측면과 안전성 측면에서는 처분 시점이 빠를수록 좋다는 것과, 최적 CANDU 사용후핵연료 처분시점으로서 2041년 경을 제안하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제20권2호
• /
• pp.231-241
• /
• 2022

Several countries, including Korea, are considering the direct disposal of spent nuclear fuels. The radiological safety assessment results published after a geological repository closure indicate that the instant release is the main radiation source rather than the congruent release. Three Safety Case reports recently published were reviewed and the IRF values of seven long-lived radionuclides, including relevant experimental results, were compared. According to the literature review, the IRF values of both the CANDU and low burnup PWR spent fuel have been experimentally measured and used reasonably. In particular, the IRF values of volatile long-lived nuclides, such as ¹²⁹I and ¹³⁵Cs, were estimated from the FGR value. Because experimental leaching data regarding high burnup spent nuclear fuels are extremely scarce, a mathematical modelling approach proposed by Johnson and McGinnes was successfully applied to the domestic high burnup PWR spent nuclear fuel to derive the IRF values of iodine and cesium. The best estimate of the IRF was 5.5% at a discharge burnup of 55 GWd tHM^-1.