사용 후 핵연료 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재, KNS(Kaeri Neutron Shield)-101, KNS-102 및 KNS-103를 제조하였다. 기본물질은 에폭시수지이며, 첨가제로는 폴리프로필렌, 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 가압경수로 사용 후 핵연료 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다. 세가지 중성자 차폐재를 수송용기에 적용하여 ANISN 코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 10 cm 이상 일때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 $300{\mu}Sv/h$로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 $97{\mu}Sv/h$로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대허용 방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.
방사선물질을 수송하기 위한 용기는 가상 사고조건에서도 안전해야만 한다. 운반용기 설계요구조건은 실험 및 유한요소 해석을 통해 구조적 건전성을 확보하여야 한다. 최근에는 실험보다 유한요소해석을 이용한 방법이 상대적으로 비용이 적기 때문에 주로 사용된다. 그러나 기계적인 반응이 복잡하기 때문에 프로그램을 적용하는 사용자의 방법에 의해 결과가 결정되고 해석하는 동안 여러가지 문제를 발생시킬 수 있다. 본 논문에서, 유한요소해석은 LS-DYNA3D와 ABAQUS/Explicit을 이용하여 운반용기의 9m 자유낙하충격실험에 대한 해석기술과 여러가지 손상을 갖는 경우를 발견하기 위해 연구하였다. 운반용기의 각각의 경우를 비교하고 사용후 핵연료 운반용기의 낙하 실험에 대해서 신뢰할 수 있는 비교적 간단한 해석 기술을 제안하였다.
가압 경수로형 사용후 핵연료 4개를 수송할 수 있는 KSC-4 수송 용기에 대한 핵임계도 분석을 KENO-IV 전산 코드와 AMPX 전산 코드계로 부터 생산한 19군 핵단면적 자료를 써서 수행하였다. 핵임계도 계산은 10CFR71에서 제시한 기준에 따라 보수적인 계산을 위해 수송 용기내에 사용후 핵연료 대신 신핵연료로 가정하여 정상 수송 조건 및 가상 사고 조건에 대해 수행하였다. 그 결과, 핵임계도는 정상 수송 조건 및 가상 사고 조건시에 각각 0.85289 및 0.94185이었다. 따라서 KSC-4 수송 용기의 핵임계도는 10CFR71에서 규정하고 있는 미임계 요건을 만족하고 있다.
This paper describes dynamic finite element analyses performed to study the dynamic behaviors of a shipping container under the impact onto rigid target due to the accidental fall from the hight of 9 m. Using two and three dimensional techniques, the shipping container which gave the maximum damage, ten different drop orientations are considered ; at intervals of $5^{\circ}$ from $45^{\circ}$ to $90^{\circ}$ According to the present results, the orientation of the shipping container which gave the maximum damage is $85^{\circ}$ from horizontal for oblique drop in the primary impact. In the optimal design of the shipping container, the impact limiter material must be considered importantly because it's proper selection affects the weight and the manufacturing cost of the shipping container. The analysis of the shipping container in this paper demonstrated that the shipping container is structurally sound relative to the regulatory drop test requirements.
A simple preliminary analysis is often useful to check a validity of design alternatives before the detailed analysis phase in the viewpoint of efficiency. This paper describes a preliminary analysis procedure for the selection among basket design candidates for the spent fuel shipping cask of Korean standard nuclear power plant. As the cask should maintain the structural integrity in hypothetical accident condition, the case of 9 m drop is significantly considered as the worst scenario among the accident conditions in structural design viewpoint in this paper. As basket design options, totally four different types are considered and analyzed in the point of structural integrity at drop impact and weldability for fabrication. As a result, an insertion round plate type with densely spaced supports turns out to be the best in both of the viewpoints, though the weld plate type shows a bit more design margin.
본 논문에서는 샌드위치 복합재 패널로 제작되는 사용후 핵연료 수송용기 충격완충체의 유효등가 유한 요소모델을 제시하는데 목적을 둔다. 샌드위치 복합재 패널은 금속재 면재와 각각 우레탄 폼, 발사목 그리고 레드우드 심재로 구성되었다. 충격완충체의 유효등가 유한요소 모델은 샌드위치 복합재 패널의 저속충격 시험과 해석결과와의 비교를 통해 제시되었으며, LS-DYNA 3D를 사용한 동적 외연 유한요소해석에 의해 수행되었다. 시험과 해석 결과, 충격완충체 샌드위치 패널의 유한요소 모델은 적층쉘 요소의 면재와 솔리드요소의 심재를 사용한 기존의 혼합모델링 기법에 비해 면재와 심재 모두 솔리드 요소를 적용하는 방법이 더 정확한 결과를 나타냄을 확인하였다. 이때 발사목과 레드우드 심재는 요소제거 기능을 갖는 솔리드 요소로 모델링 되는 것이 추천되어진다.
본 논문의 목적은 사용후핵연료 수송용기 충격완충체의 완충재질로 고려되고 있는 발사목과 우레탄 폼 심재, 그리고 샌드위치 패널에 대한 저속충격거동 및 기계적 특성을 평가하는 것이다. 우레탄 폼은 등방성 재질로써 인장, 압축, 그리고 전단의 기본물성시험을 수행하였으며, 발사목은 서로 다른 직교방향에서 다른 물성을 갖는 이방성 재료이므로 아홉가지 방향에 대한 기계적 특성 평가를 하였다. 충격시험용 심재와 샌드위치 패널 시험편은 충격시험기를 사용하여 세가지 충격에너지 레벨(1J, 3J, 그리고 5J)에 대한 저속충격시험을 수행하였다. 시험 결과, 우레탄 폼과 성장방향을 제외한 발사목은 충격에너지 흡수율, 접촉하중, 그리고 손상영역에서 유사한 거동을 보였으며, 우레탄 폼 심재는 난연성과 비용절약이 우선시 되는 설계에서 완충재질로서 추천될 수 있고, 발사목 심재는 사용후핵연료 수송용기의 경량화를 위한 완충재질로써 우선 고려될 수 있다.
The package used to transport radioactive materials, which is called by cask, must be safe under normal and hypothetical accident conditions. These requirements for the cask design must be verified through test or finite element analysis. Since the cost for FE analysis is less than one for test. the verification by FE analysis is mainly used. But due to the complexity of mechanical behaviors. the results depends on how users apply the codes and it can cause severe errors during analysis. In this paper, finite element analysis is carried out for the 9 meters free drop and the puncture condition of the hypothetical accident conditions using LS-DYNA3D and ABAQUS/Explicit. We have investigated the analyzing technique for the free drop impact test of the cask and found several vulnerable cases to errors. The analyzed results were compared with each other. We have suggested a reliable and relatively simple analysis technique for the drop test of spent nuclear fuel casks.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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