Since the spent fuel pool will be saturated in the near future, spent fuel storage facilities are urgently needed. Because of high radiation and decay heat, spent fuel management is difficult and important. In this study, the shielding thickness of MACSTOR-400 that satisfies the general surface dose rate limit has been investigated. And the radiation shielding safety at site boundary has also been evaluated.
IAEA recommends the safety series as a guideline and the U.S. follows the NUREG guide for spent fuel storage facility design. In Japan, the regulation for internal transfer is applied to the spent fuel storage. In Korea, the ACT notification for radiation protection is considered. As a shielding design requirement, it is stated that the occupational exposure dose rate must not exceed 1 mSv/week. From this value, it is assumed that the surface dose rate limit is 25 μSv/hr. And for multi unit operation in same site, the dose rate limit at the controlled area boundary is 0.25 mSv/yr.
MCNP code and Microshield program were used for calculating the surface dose rate and the dose rate at site boundary respectively. The shielding should be at least 90 cm thick except the air inlet to follow the surface dose rate limit. Additional shielding is needed on air inlet because the dose rate on air inlet is higher than the dose rate on concrete surface. Without the shielding structure, the shielding thickness should be at least 127 cm. In order to satisfy the surface dose rate limit with maintaining the same concrete thickness on air inlet, shielding structure is required on air inlet. The optimum shielding structure has been proposed in this study.
The allowable number of MACSTORs with considering other nuclear facilities in Wolsung site is calculated at 60. It is expected that the required number of MACSTORs are 28 in order to store the total amount of spent fuel generated during NPP operation in Wolsung. Therefore, it seems to be safe in radiation point at site boundary. When the assessment of the dose rate at the site boundary is applied to the real situation, further data such as life extension which has not been decided yet are need to be considered.
원전의 운전 연수가 증가함에 따라 발전소 내 사용후핵연료 저장조의 용량이 빠른 시일 내에 포화될 것으로 예상된다. 따라서 추가적인 사용후핵연료 저장시설의 건설이 시급한 상황이다. 원자력 시설의 건설 및 운영을 위해서는 규제기관의 인허가가 필요하며, 이러한 인허가를 위해서는 많은 기초자료의 개발이 필요하다. 사용후핵연료는 원자로에서 인출된 이후에도 높은 방사선과 붕괴열을 방출하기 때문에 안전하게 관리하는 것이 매우 중요하다. 본 연구에서는 표면선량률 제한치를 만족시킬 수 있는 MACSTOR-400의 차폐체 두께를 구하고 MACSTOR-400이 건설될 경우 월성 부지 경계에서 선량률 제한치를 만족하는지 확인하였다.
IAEA에서는 사용후핵연료 저장시설에 준수되어야 할 원칙은 다른 원자력시설에 대해서도 일반적으로 적용되는 것이어야 한다고 권고한다. 우리나라의 경우, 과기부 고시 방사선방호 등에 관한 기준의 방사선 작업종사자 선량한도(1 mSv/week)로부터 표면선량률 제한치 $(25 \mu Sv/hr)$ 를 정하였다. 또 동일부지 내에 다수의 원자력관계시설을 운영하는 경우에는 부지 경계에서의 연간 선량이 0.25 mSv를 넘지 않아야 한다고 규정하고 있다.
선량률 계산에는 MCNP 코드와 Microshield 프로그램이 사용되었다. 계산 결과 표면선량률 기준치를 만족하기 위해서는 MACSTOR-400의 차폐체 두께가 공기 입구를 제외하고 90cm 이상이어야 하는 것으로 판단되었다. 공기입구의 경우는 radiation streaming효과 등으로 인해 선량률이 콘크리트 벽면에서의 선량률보다 높은 값을 보이기 때문에 공기 입구에 추가적인 차폐가 필요한 것으로 계산결과 나타났다. 공기입구에 추가적인 차폐 구조물을 설치하지 않기 위해서는 벽면 차폐체의 두께가 127 cm 이상이어야 기준치를 만족하는 것으로 나타났으며 공기 입구 주위 벽면과 동일한 차폐체 두께를 유지하기 위해서는 공기 입구에 격자 모양의 stainless steel 구조물을 설치함으로써 선량률 기준치를 만족시킬 수 있는 것으로 계산되었다. 또한 본 연구에서는 격자 구조물의 최적 형태를 제시하고자 하였다.
부지 경계에서의 선량률의 경우 부지 내 다른 원자력 시설로부터의 영향을 함께 고려하여 MACSTOR-400이 건설된 이후에도 선량률 기준치를 만족시킬 수 있는지 평가하였다. 평가 결과 월성에서 원전이 운영되는 기간 동안에는 MACSTOR가 건설된 이후에도 부지 경계에서의 선량률 기준치를 만족시킬 수 있을 것으로 판단된다. 그러나, 부지 경계에서의 선량률 평가를 실제 MACSTOR-400의 차폐설계에 적용하기 위해서는 원자로의 수명연장이나 추가 사일로 건설 여부 등이 결정된 후 이들에 대한 추가적인 고려가 요구된다.
