• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권2호
• /
• pp.139-152
• /
• 2006

사용후핵연료 건식저장용기는 낙하사고조건에서 캐니스터의 건전성이 입증되어야 한다. 낙하사고조건은 캐니스터를 건식저장용기에 장입하기 위하여 저장용기의 상부에서 크레인으로 취급하는 도중에 캐니스터가 저장용기 내부의 받침대로 자유 낙하하는 조건이다. 저장용기 내부의 받침대는 이러한 조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 유지하도록 완충효과가 좋아야 한다. 본 연구에서는 다양한 저장용기 내부 받침대 에 대한 3차원 유한요소해석을 통하여 낙하사고조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 향상시킬 수 있는 구조를 결정하였다. 저장용기 내부 받침대는 탄소강으로 만들어진 원통 쉘의 내부에 콘크리트를 장입한 구조와 받침대 높이의 변화 없이 콘크리트 높이의 1/4정도에 탄소강과 폴리우레탄폼을 이용한 구조물을 사용하여 완충효과를 보완하고자 수정된 구조를 고려하였다. 완충체의 형상 및 구조를 결정하기 위하여 십자형상이나 원형의 탄소강 구조물을 받침대 상부에 위치하여 그 영향을 알아보았다. 이때 탄소강 구조물의 두께를 24 mm, 12 mm, 6mm로 변화를 주었다. 또한, 탄소강 구조물 사이에 충진하는 폴리우레탄폼의 밀도에 대한 영향을 알아보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권11호
• /
• pp.4146-4158
• /
• 2022

Ultra-high performance concrete (UHPC) has been widely utilized in military and civil protective structures to resist intensive loadings attributed to its excellent properties, e.g., high tensile/compressive strength, high dynamic toughness and impact resistance. At present, aiming to improve the defects of the traditional vertical concrete cask (VCC), i.e., the external storage facility of spent fuel, with normal strength concrete (NSC) shield, e.g., heavy weight and difficult to fabricate/transform, the feasibility of UHPC applied in the shield of VCC is numerically examined considering its high radiation and corrosion resistance. Firstly, the finite element (FE) analyses approach and material model parameters of NSC and UHPC are verified based on the 1/3 scaled VCC tip-over test and drop hammer test on UHPC members, respectively. Then, the refined FE model of prototypical VCC is established and utilized to examine its dynamic behaviors and damage distribution in accidental tip-over and end-drop events, in which the various influential factors, e.g., UHPC shield thickness, concrete ground thickness, and sealing methods of steel container are considered. In conclusion, by quantitatively evaluating the safety of VCC in terms of the shield damage and vibrations, it is found that adopting the 300 mm-thick UHPC shield instead of the conventional 650 mm-thick NSC shield can reduce about 1/3 of the total weight of VCC, i.e., about 50 t, and 37% floor space, as well as guarantee the structural integrity of VCC during the accidental drop simultaneously. Besides, based on the parametric analyses, the thickness of concrete ground in the VCC storage site is recommended as less than 500 mm, and the welded connection is recommended for the sealing method of steel containers.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
• /
• pp.187-187
• /
• 2009

Opening of fractures induced by shear dilation or normal deformation can be a significant source of fracture permeability change in fractured rock, which is important for the performance assessment of geological repositories for spent nuclear fuel. As the repository generates heat and later cools the fluid-carrying ability of the rocks becomes a dynamic variable during the lifespan of the repository. Heating causes expansion of the rock close to the repository and, at the same time, contraction close to the surface. During the cooling phase of the repository, the opposite takes place. Heating and cooling together with the, virgin stress can induce shear dilation of fractures and deformation zones and change the flow field around the repository. The objectives of this work are to examine the contribution of thermal stress to the shear slip of fracture in mid- and far-field around a KBS-3 type of repository and to investigate the effect of evolution of stress on the rock mass permeability. In the first part of this study, zones of fracture shear slip were examined by conducting a three-dimensional, thermo-mechanical analysis of a spent fuel repository model in the size of 2 km $\times$ 2 km $\times$ 800 m. Stress evolutions of importance for fracture shear slip are: (1) comparatively high horizontal compressive thermal stress at the repository level, (2) generation of vertical tensile thermal stress right above the repository, (3) horizontal tensile stress near the surface, which can induce tensile failure, and generation of shear stresses at the comers of the repository. In the second part of the study, fracture data from Forsmark, Sweden is used to establish fracture network models (DFN). Stress paths obtained from the thermo-mechanical analysis were used as boundary conditions in DFN-DEM (Discrete Element Method) analysis of six DFN models at the repository level. Increases of permeability up to a factor of four were observed during thermal loading history and shear dilation of fractures was not recovered after cooling of the repository. An understanding of the stress path and potential areas of slip induced shear dilation and related permeability changes during the lifetime of a repository for spent nuclear fuel is of utmost importance for analysing long-term safety. The result of this study will assist in identifying critical areas around a repository where fracture shear slip is likely to develop. The presentation also includes a brief introduction to the ongoing site investigation on two candidate sites for geological repository in Sweden.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제16권4호
• /
• pp.369-376
• /
• 2003

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500m에 처분 시 사용되는 처분용기 및 이를 보호하기 위하여 50㎝ 두께로 처분용기 주위를 감싸고 있는 벤토나이트 버퍼의 복합구조물에 지진 등의 지각 변동에 의하여 갑작스럽게 10㎝의 수평한 암반 전단력이 대칭적으로 가해졌을 때, 처분용기의 안전성(붕괴)을 예측하기 위하여 「처분용기+벤토나이트 버퍼」 복합 구조물에 대한 비선형 구조해석을 수행하였다. 복합구조물을 구성하고 있는 물질들은 탄소성체로 가정하였으며, 대변형 발생 시 항복을 예측하는 항복조건식으로는 처분용기를 구성하고 있는 금속물질(구리, 주철)에 대하여 von-Mises 항복조건식을, 벤토나이트 버퍼물질에 대하여는 Drocker-Prager 항복조건식을 적용하였다. 해석 결과들을 분석하면 비록 10㎝의 수평한 대칭 암반 전단력에 대하여 벤토나이트 버퍼에는 항복점을 훨씬 상회하는 대변형이 발생하였지만, 내부의 처분용기를 구성하고있는 주철 및 구리에는 여전히 매우 작은 탄성변형 및 항복응력보다 작은 응력이 발생하고 있음을 알 수 있었다. 따라서 갑작스런 10㎝의 수평한 암반 전단력에 대하여 50㎝ 두께의 벤토나이트 버퍼는 안전하게 내부의 처분용기를 보호하고 있음을 알 수가 있다. 해석결과는 또한 벤토나이트 버퍼의 전단변형에 의하여 처분용기에 휨변형이 발생함을 보여주고 있다.

• 지질공학
• /
• 제13권2호
• /
• pp.171-191
• /
• 2003

본 연구의 목적은 고준위 방사성폐기물을 지하 심부 불연속 화강 암반 내에 처분할 때 처분공동 주변 절리에서의 장기간(500년)에 걸친 열수리역학적 연성거동 변화를 분석하고, 앞으로 처분 개념 설정에 활용 하고자 하는 것이다. 해석모델은 포화된 불연속 화강 암반, 처분공내 압축 벤토나이트로 둘러 쌓인 PWR 사용후 핵연료 및 처분용기, 그리고 처분동굴 내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 해석모델 내에는 2개의 절리 세트가 존재하는 것으로 가정하였다. 절리세트1은 20m간격의 $56^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었고, 절리세트2는 절리세트1에 수직방향으로 20m간격의 $34^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었다. 해석은 2차원 해석 코드인 UDEC을 사용하였다. 특히 공동 주변 절리에서의 거동변화를 파악하기 위하여 Barton-Bandis 절리 모델을 사용하였고, PWR 사용후 핵연료로부터의 시간의존 방사성 붕괴열 영향 분석 및 steady state 유동 알고리즘을 이용한 수리해석을 하였다.

• 한국소성가공학회:학술대회논문집
• /
• 한국소성가공학회 2002년도 춘계학술대회 논문집
• /
• pp.98-102
• /
• 2002

As the nuclear power plant has been operated continuously and increased gradually, transportation and storage of spent fuel are seriously considered nowadays. The transportation cask which contains radioactive material needs to be inspected about structural safety. About safety verification, description of IAEA Safety Standards states that cask must withstand hypothetical accident conditions. In this paper, 9m free drop impact analysis was performed for transportation cask and impact limiter by using the finite element methods. Furthermore, we obtained the dynamic behavior of wood to as compared with safety test results, and verified the safety of transportation cask.

• 터널과지하공간
• /
• 제4권2호
• /
• pp.102-118
• /
• 1994

Thermomechanical analysis is conducted on the radioactive repository in deep rock mass considering the in-situ stress, excavation and thermal loading of a radioactive waste. Thermomechanical properties of a discontinuous rock mass are estimated by a theoretical method so called sequential analysis. Using the estimated properties as input for finite element analysis, the influence on temperature distribution and thermal stress is analyzed within the scope of 2-dimensional steady state and transient heat transfer and coupled thermal elastic plastic behaviour. Granitic rock mass is taken for this analysis. The analysis is done for two different rock mass conditions, i.e. continuous-homogeneous and highly jointed conditions, for the purpose of comparison. In the case of steady state, the extent of disturbed zone around the storage tunnel due to the heat production of the spent-fuel canister varies depending on the thermomechanical properties of the rock mass. In the case of transient analyses, the response of the jointed rock mass to the thermal loading after radioactive waste disposal varies significantly with time, resulting in dramatic changes in the both size and location of disturbed zone.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권3호
• /
• pp.217-224
• /
• 2008

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권1호
• /
• pp.77-85
• /
• 2006

한국원자력연구소에서는 현재 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위한 차세대관리 종합공정의 실증용 핫셀을 건설중에 있다. 이 핫셀에서 모든 물품의 반출입은 후면 차폐문을 통해 이루어지므로 차폐문의 사용빈도가 매우 크며, 따라서 후면 차폐문의 구조적 안전성 유지가 필수적이다. 본 논문에서는 핫셀의 후면 차폐문에 대한 구조적 안전성을 유한요소 해석을 통해 평가하였다. 후면 차폐문을 닫을 때 벽면의 차폐문틀과 충돌하면서 발생하는 구조적 변형 에 대한 안전성 평가를 위해 이 상황을 충돌-접촉 문제로 가정하고 동적 해석을 수행하였다. 또한 충돌시 반력에의한 후면 차폐문의 전도 가능성 및 이동중 갑작스럽게 정지할 경우 관성에 의한 전도 가능성에 대해서도 해석을 수행하였다. 해석 결과를 통해 차폐문과 차폐문틀 모두 충돌에 의한 구조적 변형에 대해 충분히 안전함을 확인할 수 있었으며, 여러 사고 조건에 대해서도 후면 차폐문의 전도가 일어나지 않고 안정성을 유지함을 보였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권1호
• /
• pp.17-24
• /
• 2006

한국원자력연구소에서는 현재 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위한 차세대관리 종합공정 (ACP)의 실증용 핫셀을 건설중에 있다. 본 논문에서는 핫셀 내부의 리어도어(rear door)와 만나는 부분에 설치될 작업대(working table)의 구조적 안전성을 유한요소 해석을 통해 평가하였다. 이 부분의 작업대는 물품들의 반출입을 위해 개폐식으로 설계되었기 때문에 다른 작업대에 비해 지지 부위가 적으므로 구조적 안전성 평가가 반드시 필요하다. 핫셀을 가동할 때 작업대 위에 공정 장치들을 반입하거나 핫셀 크레인을 사용해 적재하게 되므로, 안전성 평가를 위해 정적 구조 해석과 동적 구조 해석들 함께 수행하였다. 해석 결과를 통해 두 경우 모두에 대해 개폐형 작업대가 구조적으로 충분히 안전함을 확인할 수 있었다. 또한 50 cm 낙하 충돌의 경우에도 작업대의 파손이나 붕괴가 일어나지 않고 안전성이 유지되었다.