• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권3호
• /
• pp.231-236
• /
• 2005

원전에서 발생하는 건조폐수지를 함유한 고건전성용기(HIC, high integrity container)를 운반하기 위한 HIC 운반용기는 내용물의 높은 방사능으로 인하여 원자력법 및 IAEA의 안전수송규정의 B형 운반용기의 요건을 따라야 하고 정상운반 및 운반사고조건에 대하여 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 운반용기는 최대손상을 야기하는 위치에서 단단한 바닥면 위로 9 m 높이에서의 자유낙하충격 및 연강봉 위로의 1 m 높이에서의 낙하충격을 견디어야 한다. HIC 운반용기의 개념설계를 위하여 9 m 자유낙하 및 1 m 파열조건에 대하여 ABAQUS 전산코드를 이용한 3차원동적 구조해석을 수행하고 건전성을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권6호
• /
• pp.2230-2245
• /
• 2023

KANT (KAIST Advanced Nuclear Tachygraphy) is a PWR core simulator recently developed at Korea Advance Institute of Science and Technology, which solves three-dimensional steady-state and transient multigroup neutron diffusion equations under Cartesian geometries alongside the incorporation of thermal-hydraulics feedback effect for multi-physics calculation. It utilizes the standard Nodal Expansion Method (NEM) accelerated with various Coarse Mesh Finite Difference (CMFD) methods for neutronics calculation. For thermal-hydraulics (TH) calculation, a single-phase flow model and a one-dimensional cylindrical fuel rod heat conduction model are employed. The time-dependent neutronics and TH calculations are numerically solved through an implicit Euler scheme, where a detailed coupling strategy is presented in this paper alongside a description of nodal equivalence, macroscopic depletion, and pin power reconstruction. For validation of the steady, transient, and depletion calculation with pin power reconstruction capacity of KANT, solutions for various benchmark problems are presented. The IAEA 3-D PWR and 4-group KOEBERG problems were considered for the steady-state reactor benchmark problem. For transient calculations, LMW (Lagenbuch, Maurer and Werner) LWR and NEACRP 3-D PWR benchmarks were solved, where the latter problem includes thermal-hydraulics feedback. For macroscopic depletion with pin power reconstruction, a small PWR problem modified with KAIST benchmark model was solved. For validation of the multi-physics analysis capability of KANT concerning large-sized PWRs, the BEAVRS Cycle1 benchmark has been considered. It was found that KANT solutions are accurate and consistent compared to other published works.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제15권4호
• /
• pp.381-390
• /
• 2017

국내 원자력발전소의 사용후핵연료는 소내저장시설에 보관되어 있으나 저장시설의 용량 확장이 어려움이 있으며, 연구기관의 연구로에서 발생하는 고준위 방사성폐기물도 자체 보관중이나 영구적으로 저장할 수 없다. 또한 원전의 해체 시에도 고준위 방사성폐기물이 발생할 것으로 예상된다. 이에 따라, 본 연구에서는 현재 개발된 사용후핵연료 운반용기를 사용하여 고준위 방사성폐기물을 가상의 관리시설로 철도를 통하여 운반하는 경우에 대하여 작업자 및 운반경로 주변 일반인의 예상 피폭선량을 평가하였으며, 그 결과를 국내 법적기준치와 비교하였다. 또한, 고준위 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업자와 운반용기 간 거리와 운반사고 시 방사성핵종의 누출율의 변화에 따른 피폭선량의 변화에 따른 피폭선량 추이와 운반에 사용되는 열차의 구성에 따른 운반작업자의 피폭선량 변화를 분석하였다. 본 연구에서 설정한 모든 조건에서의 예상피폭선량은 국내 법적제한치 이하임을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권1호
• /
• pp.165-173
• /
• 2023

Various linear system solvers with multi-physics analysis schemes are compared focusing on the near-field region considering thermal-hydraulic-chemical (THC) coupled multi-physics phenomena. APro, developed at KAERI for total system performance assessment (TSPA), performs a finite element analysis with COMSOL, for which the various combinations of linear system solvers and multi-physics analysis schemes should to be compared. The KBS-3 type disposal system proposed by Sweden is set as the target system and the near-field region, which accounts for most of the computational burden is considered. For comparison of numerical analysis methods, the computing time and memory requirement are the main concerns and thus the simulation time is set up to one year. With a single deposition hole problem, PARDISO and GMRES-SSOR are selected as representative direct and iterative solvers respectively. The performance of representative linear system solvers is then examined through a problem with an increasing number of deposition holes and the GMRES-SSOR solver with a segregated scheme shows the best performance with respect to the computing time and memory requirement. The results of the comparative analysis are expected to provide a good guideline to choose better numerical analysis methods for TSPA.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권2호
• /
• pp.155-162
• /
• 2008

후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권2호
• /
• pp.141-154
• /
• 2015

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

• 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.

• 터널과지하공간
• /
• 제11권2호
• /
• pp.132-145
• /
• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후 핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다. 심지층 처분된 용기에 저장된 사용후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서, 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환 시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성 측면에서 제시해 보았다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권3호
• /
• pp.201-209
• /
• 2015

우리나라에서는 현재 23기의 원자력발전소를 운영 중에 있으며, 이들 원자력발전소로부터 발생하는 사용후핵연료를 처분대상으로 기준 심지층 처분시스템을 개발한 바 있다. 현재 이 기준 심지층 처분시스템은 초기농축도 4.5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU의 40 년 냉각된 사용후핵연료를 기준으로 하고 있다. 본 논문에서는 처분효율 및 경제성 향상 방안의 일환으로서 사용후핵연료의 종류 및 연소도 특성 등 발생특성을 검토하였다. 그리고 기준 사용후핵연료에 비하여 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 사용후핵연료에 대한 처분용기 개념을 도출하고 열해석을 수행하여 처분시스템 개념을 제시하였다. 또한, 이 처분시스템 개념과 기준 사용후핵연료 처분시스템 개념을 처분밀도, 처분면적 등의 처분효율 및 구리와 벤토나이트 소요량 등 경제성 관점에서 비교 분석한 결과 약 20% 이상 향상을 보이는 것을 확인하였다. 본 분석결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.437-445
• /
• 2019

고리1호기의 영구정지 이후 해체공정에 대해 관심이 집중되고 있다. 방사선관리구역 내부 방사화구조물의 해체는 2026년 이후 본격적으로 진행될 예정이다. 원자로와 내부구조물은 원자력발전소의 구조물 중 가장 높은 수준의 방사능을 갖고 있으며 1차측의 대표적인 중량물로, 절단해체 과정에서 방사선학적 측면과 산업안전 측면에서 주의가 요구된다. 효율적인 해체 폐기물 관리를 달성하기 위해 원자로와 내부구조물의 절단해체공정에 대한 연구가 수행되었다. 방사화 평가결과 내부구조물의 노심 측면부와 상/하부의 일부는 중준위 폐기물로 평가되었고 이외의 구성품은 저준위로 평가되었다. 상대적으로 방사화가 많이 되고 복잡한 형상을 갖는 내부구조물의 경우 작업자의 피폭을 저감하기 위해 수중에서 다양한 절단방법을 통해 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 19개의 극저준위/저준위 포장용기와 9개의 중준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다. 방사화 평가결과 원자로의 노심 측면부는 저준위 폐기물로 평가되었고 이외의 부분은 극저준위 또는 자체처분수준의 폐기물로 확인되었다. 상대적으로 방사화가 적게 된 원자로의 경우 열적절단 방법을 사용해 현재위치에서 인양하며 공기중에서 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 42개의 극저준위/저준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다.