According to increase of operating nuclear power plants and ages of them, effective management for large amount of spent nuclear fuel became a important issue in the nuclear society of Korea. After 2016, spent nuclear fuel will be transported vigorously for permanent disposal or interim storage. And nowadays, because of lack of storage capacities, spent nuclear fuel assemblies discharged from nuclear reactors that had been operated long time transported to near unit facilities.
Spent nuclear fuel emits a lot of radiations and decay heat. For safe transport of them, radiation shielding performance, decay heat, containment, nuclear criticality and structural stability should be considered and sufficiently prepared for them.
CASTOR KN-12 is the third spent nuclear fuel transport cask that designed and manufactured in Korea. The cask had been designed to be able to contain 12 spent nuclear fuel assemblies of pressurized water reactor (PWR) and transport with dry or wet condition. Characteristics of transportable nuclear fuel assemblies should be lower initial enrichment than 5 weight percents, lower burn-up than 50,000 mega watt day per metric ton of uranium (MWd/MTU) and longer cooling time than 7 years.
In this study, it was considered that spent nuclear fuels with various burn-up were transported with CASTOR KN-12 in wet condition. Through the study, it was estimated that radiation shielding performance and minimum cooling time for transport with various burn-up conditions.
The study was conducted two stages. The first was a comparison between Monte carlo simulation results and measured data to verify modeling and simulation methods. The last was to calculate surface dose rates with various source terms.
The results showed that CASTOR KN-12 had good performance of radiation shielding. The minimum cooling time for transport was 3.9 years for low burn-up (32,000 MWd/MTU) and 23 years for high burn-up (58,000 MWd/MTU) spent nuclear fuel assemblies.
According to positions of the transport cask, surface radiation dose rate was very high at three points. Because there is no neutron shielding plate, neutron dose rate became dominant factor on the cask lid. On the contrary, because of thinner thickness of upper and lower impact limiters’ combining side surface, photon dose rate was dominant at that points. The drainage of 550 liters made cavity in upper part on the cask, and that made radiation dose rate higher at upper thinner point.
한국은 가동원전 호기수의 증가와 가동연수 증가에 따라서 발생하는 다량의 사용후핵연료에 대한 효율적인 관리가 원자력계의 중요한 이슈가 되고 있다. 향후, 2016년 이후에는 영구처분 또는 중간저장을 위하여 사용후핵연료의 운반이 본격적으로 이루어질 것으로 예측되고 있다.
이와는 별도로 가동연수가 오래된 원자로에서 발생되는 사용후연료의 경우 시설내 저장용량의 한계에 따라서 고리 1, 2호기를 시작으로 저장용량에 여유가 있는 인접 시설로의 운반이 이루어지고 있다.
사용후핵연료는 핵분열생성물과 이들의 붕괴에 따라 다양한 종류의 방사선을 다량 방출하게 된다. 아울러, 발생하는 붕괴열과 오염물질의 방출 가능성, 핵임계의 가능성 등이 종합적으로 고려되어 운반이 이루어지게 된다.
CASTOR KN-12는 국내에서 3번째로 설계 및 제작된 사용후핵연료 운반용기로써 가압경수로형 원자로에서 발생되는 12다발의 사용후연료를 동시에 내장하여 건식 또는 습식으로 운반할 수 있도록 설계되었다. 운반할 수 있는 연료의 제한치는 초기 농축도 5.0 %이하, 연소도 50,000 MWd/MTU 이하, 냉각기간 7년 이상인 연료이다.
이번 연구에서는 CASTOR KN-12를 이용한 사용후연료 운반이 습식으로 주로 진행되며, 다양한 연소도의 사용후연료가 발생되어온 점을 고려하여 연소도 조건에 따른 운반가능한 최소 냉각기간에 대한 고찰을 시도하였다. 이를 통하여 설계된 방사선차폐성능의 확인과 점차 장주기 운전이 진행됨에 따라 발생되는 고연소도 연료의 운반가능한 시점에 대한 고찰을 진행하였다.
연구는 MCNPX Code를 이용한 몬테칼로(Monte carlo) 모사결과와 실측치와의 비교를 통하여 모델링 및 전산모사의 적절성에 대한 확인과 연소도 및 냉각기간을 달리하는 방사선원항 조건에 따른 운반용기 외부표면 방사선량률의 변화를 확인하는 방법으로 진행되었다.
검토결과, 비교적 저연소도 조건인 32,000 MWd/MTU인 연료의 경우 약 3.9년의 냉각을 통하여 설계조건을 만족하게 되었다. 아울러, 고연소도 연료인 58,000 MWd/MTU 조건의 경우 외삽법 (extrapolation)에 의한 계산결과 23년 이상의 충분한 냉각이 필요하였다.
운반용기의 부위별로는 방사선량률이 높게 나타난 부위가 크게 3개소로 나타났다. 운반용기 뚜껑부위의 경우 용기 바닥면과는 달리 중성자 차폐체인 폴리에틸렌 판이 설치되지 않아 중성사 선량률이 크게 기여하는 것으로 확인되었다. 운반용기의 측면부위는 대체로 낮은 방사선량률을 나타내었다. 그러나, 충격완충체와 결합되어 측면 벽두께가 얇아지기 시작하는 부위의 경우 폴리에틸렌 봉에 의한 중성자 차폐효과는 유지되고 있는 반면 감마선에 의한 방사선량률이 높게 나타났다. 충격완충체와 결합되는 운반용기의 상부와 하부중 습식 운반시 냉각수 배수에 의해 비어있는 공간이 형성된 상부의 방사선량률이 높게 나타났다.
전체적으로 사용후핵연료의 연소도가 45,000 MWd/MTU 이하의 낮은 연소도 대역에서는 운반용기 상부의 충격완충체 결합을 위해 얇아지기 시작하는 부위의 감마선에 의한 방사선량률이 주요한 요소이었다. 이에 반하여 50,000 MWd/MTU 이상의 고연소도 부근에서는 운반용기 뚜껑부위의 중성자 선량률의 급속한 증가에 따른 방사선량률이 주요한 요소였다.
