Estimation of Discharged Amounts of U and Pu Nuclides from the PWR Spent Fuels in Korea

국내 가압 경수형 원자로의 사용후 핵연료에서 잔류하는 U과 Pu핵종의 발생량 추정

As a part of tandem fuel cycle feasibility study, the residual U and Pu nuclide contents of PWR spent fuels are computed using ORICEN2 code for each Korea Nuclear Unit and batch to investigate the potential of utilizing them as CANDU fuels. The annual and accumulated discharged amounts of U and Pu nuclides are computed for the PWRs from KNU 1 through KNU 10. The results of computation show that the spent fuels having 0.7-0.8 w/o U-235 are dominant and considerable amounts of fissile Pu are produced. The enrichment of U-235 is less than the expected 0.8-0.9 w/o U-235 since the burnups offered by KEPCO are higher than those of other PWRs.

Tandem 핵연료 주기에 관한 연구의 일부로써 CANDU 원자로에 활용할 수 있는 우라늄과 플루토륨의 양을 추정하기 위해 국내 가압경수형 원자력 발전로에서 발생되는 사용후 핵연료속의 이들 핵종의 잔존량을 ORIGEN2 코드를 사용하여 각 호기별 각 batch별로 계산하여 연도별 발생량과 누적량을 구하였다. 1호기부터 10호기까지의 가압경수형 원자력 발전소를 대상으로 하였다. 계산결과 0.7내지 0.8w/o의 U-235가 주종을 이루며 또한 핵분열성 플루토늄도 상당량 배출되고 있다. 이것은 처음에 예상했던 0.8내지 0.9w/o보다 적은 값인데 이는 한전에서 제공한 연소도가 일반적인 경우보다 다소 높은 값을 나타내기 때문이다.