Allowable Leakage Rate of Spent Fuel and Conditioned Spent Fuel in compliance with ISO 12807

ISO 12807에 따른 사용후핵연료 및 금속전환체의 허용 누설률

The confinement of a storage system to accommodate spent fuel and radioactive material must be designed and estimated so that the storage system is safe during a storage period. The confinement can be estimated by calculation of the allowable leakage rate in compliance with ANSI Nl4.5 or ISO 12807. Accordingly, the allowable leakage rate was estimated in compliance with ISO 12807 in the case of storage of 24 PWR spent fuels and 24-conditioned spent fuels. In the case of the 24 PWR spent fuel assemblies, the allowable leakage rate was estimated as $7.43{\times}10_{-11}m_3/s$, in the case of the 24 conditioned spent fuel assemblies, the allowable leakage rate was estimated as $1.80{\times}10_{-10}m_3/s$. Therefore, the confinement condition in the storage of the conditioned spent fuel is easier than that for the storage of the PWR spent fuel.

사용후핵연료 및 방사성물질을 저장하기 위한 저장시스템은 사용후핵연료를 저장하는 동안 안전성 문제를 야기하지 않도록 격납을 설계하고 평가하여야 하며, 격납 평가는 ANSI Nl4.5 또는 ISO 12807에서 규정하고 있는 절차에 따른 허용 누설률을 계산하여 평가할 수 있다. 따라서, ISO 12807에서 규정한 평가방법에 따라 PWR 사용후핵연료 24 다발을 저장하였을 경우와 금속전환체 24다발을 저장하였을 경우에 대한 허용 누설률을 평가하였다. OWR 사용후핵연료 24다발을 저장하였을 경우 허용 누설률은 $1.38{\times}10_{-10}m_3/s$로, 금속전환체 24다발을 저장하였을 경우 $4.46{\times}10_{-10}m_3/s$로 평가되었다. 따라서, 사용후핵연료를 저장하였을 경우보다 금속전환체를 저장하였을 경우 격납 조건이 수월해 짐을 알 수 있었다.