장기 건식저장 조건에서의 사용후핵연료 거동 분석

국문 초록 (Abstract)

현재 국내 원자력발전소 임시저장시설의 저장용량의 포화로 인해 사용후핵연료 관리방안에 대해 마련해야하는 시점이다. 2024년을 기점으로 임시저장시설 포화가 예상되고 있으며, 전세계적으로 다수의 나라가 채택하고 있는 건식저장 방법을 채택할 경우, 건식저장용기안에 장입된 사용후핵연료의 거동을 예측할 수 있는 방안을 만들고자 본 연구를 수행하였다.
장기건식저장시 사용후핵연료의 거동을 분석하기 위해서는 연소이력에 따라 핵연료의 특징이 다양하기 때문에 이를 반영한 사용후핵연료 거동을 분석해야한다. 이를 위해 FRAPCON-4.0 코드를 활용하였다. FRAPCON-4.0 코드는 경수로 핵연료의 연소를 모사한 정보를 활용하기 위해 개발된 코드로서 연소된 핵연료 피복재 및 소결체의 변화를 계산이 가능하도록 되어 있다. 따라서 FRAPCON-4.0 코드의 연소된 핵연료 정보를 활용하는 것은 연소이력을 고려한 사용후핵연료의 거동의 변화를 예측 가능하게 하는 장점이 있다.
본 연구에서는 장기 건식저장조건에서 사용후핵연료의 피복재 온도, 후프응력, 수소분포를 계산하였으며, 피복재 온도는 COBRA-SFS 코드를 활용하여 건식저장용기 및 핵연료 집합체 구조 정보를 반영한 온도를 계산하였으며, 후프응력은 피복재 온도값을 활용하여 이상기체 방정식을 통하여 계산하였다. 마지막으로 수소 분포는 연소된 핵연료에서 수소화물의 형태가 아닌 피복재에 고용되지 않은 수소가 온도와 농도차에 의해 시간에 따라 확산되는 것을 수치해석 방법 사용하여 계산하였다. 또한 건식저장기간에 따른 사용후핵연료 거동을 모사 가능한 FRAPCON -4.0 코드를 수정 보완 하였으며, 이를 통해 건식저장시 사용후핵연료의 축 위치별 피복재 온도, 후프응력, 수소 농도 분포에 대해 예측이 가능하도록 하였다.
피복재 온도와 후프응력의 경우 건식저장 50년까지의 변화가 급격하게 일어났으며, 그 이후에는 변화의 정도가 작은것으로 나타났다. 하지만 50년 이후에는 피복재의 온도가 400K이하로 낮아지고 있기 때문에 피복재의 DBTT보다 낮아져 충격에 약해짐에 따라 세밀하게 관리해야 할 것으로 나타났다. 또한 수소 분포의 경우 저장기간이 길어질수록 사용후핵연료 상단과 하단부분으로 수소 농도가 높아지는 것으로 나타났다. 수소 농도가 높아진다는 것은 충격강도가 낮아진다는 것을 의미하며, 이는 충격에 취약하다는 것을 알 수 있다.
미국의 경우 당초에 20년의 건식저장시설 운영을 계획하였지만 유카마운틴 처분장 문제로 인해 40년 연장 승인을 하였으며, 향후 최종처분 계획에 대해서는 정확히 결정 된 바가 없다. 따라서 건식저장시설 운영 후 최종처분이나 건식저장기간 연장등을 고려할 때, 본 연구에서 수행한 건식저장용기내에 있는 사용후핵연료의 거동에 대한 분석은 사용후핵연료의 관리를 위해 매우 중요한 정보를 제공 할 수 있다.

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

The capability of on-site storage of used nuclear fuels generated in the domestic nuclear power plants in South Korea is projected to reach the limit from the year of 2024. It is needed to store spent nuclear fuels in dry condition. In addition, it may take a considerably long time to come to a social agreement on the construction and develop techniques for the operation of a final repository for used nuclear fuels. In this situation, it is urgently necessary to utilize dry storage casks for the interim storage of used nuclear fuels at near future. In addition, it is very important to develop the reliable methodology for safety evaluation and perform the accurate safety evaluation for a dry storage cask system. The aim of this research is to modify FRAPCON-4.0 to predict spent fuel integrity evaluation such as the axial cladding temperature, the hoop stress and hydrogen distribution in the dry storage. To analysis cladding temperature and hoop stress of spent fuel, FRAPCON4.0code and COBRA-SFS code were used. FRAPCON-4.0 code is the fuel performance code in reactor and also calculates the peak cladding temperature in the dry storage though spent fuel module. To predict accurately the axial and peak cladding temperature in the dry storage, COBRA-SFS code is used to reflect the geometry of dry storage cask and thermal transfer. WH 15 ⅹ15 and TN-24P dry cask were used. The cladding temperature is calculated by COBRA-SFS code with the burn up information which was calculated from FRAPCON-4.0 code. FRAPCON-4.0 code can calculate the axial burn up distribution and the average burn up. The axial burn up distribution is the important factor to predict the axial cladding temperature because it depends on operation. To calculate the hoop stress in dry storage, burned fuel information such as rod internal pressure, axial cladding temperature, hoop stress is used. It was calculated with ideal gas equation. The hydrogen concentration distribution of the cladding occurs for spent nuclear fuel with the variation of axial power. The degree of hydrogen diffusion varies with the concentration and temperature gradient. So, Numerical analysis method was used to calculate the degree of hydrogen diffusion according to the concentration and temperature depending on the dry storage period. To analysis, numerical method is used and confirm by COMSOL output. Up to 50 years of dry storage period, Cladding temperature and hoop stress is rapidly changed. After that, the degree of chane was small. But 50 years later, the temperature of the cladding is falling below 400 K. It will have to be carefully managed as it falls below the DBTT of the cladding and becomes vulnerable to impact. In addition, the hydrogen distribution showed that the higher the concentration of hydrogen to the top and bottom parts of spent nuclear fuel asthe storage period increased. Increasing the hydrogen concentration means lower impact strength, which is very weak for impact. Initially, The United States planned to operate a dry storage facility for 20years, but it was extended 40 years due to Yuka Mountain treatment problems and no specific decision was made on the future final disposal plan. In other words, the dry storage period is not set, considering the final disposal or extension of the dry storage period after operation of the dry storage facility. Therefore, when we consider final disposal after operation of the dry storage facility or the extension of the dry storage period, to analysis of the behavior of spent nuclear fuel within the dry storage container gives the important information for the safety of spent fuel.

목차 (Table of Contents)

• 제１장 서 론 1
• 제 1 절 연구 배경 및 필요성 1
• 제 2 절 연구 목적 4
• 제 3 절 기존 연구와의 차별성 5
• 제２장 이론적 배경 7
• 제 1 절 사용후핵연료 7
• 제 2 절 사용후핵연료의 저장방법 8
• 제 3 절 사용후핵연료 건식저장 규제요건 10
• 제 4 절 건식저장조건에서 사용후핵연료 중요 인자 11
• 제 3 장 FRAPCON-4.0을 활용한 사용후핵연료 거동 분석 17
• 제 1 절 FRAPCON-4.0 코드 17
• 제 2 절 분석 방법 21
• 제 3 절 연구 결과 26
• 제 4 장 결론 42
• 제 5 장 참고문헌 44