The saturation of South Korea`s at-reactor (AR) spent fuel storage pools has created necessity for additional spent fuel storage capacity. The Korea Hydro & Nuclear Power Company is planning to construct a MACSTOR-400 composed of reinforced concrete.
In concrete structures, cracks occur due to thermal stress, hydration heat, weather, load and other reasons, and shielding performance changes according to the crack width. However, there are no design criteria providing the allowable crack size for shielding. This research presents to estimate the effect of concrete cracking on gamma-ray shielding performance in MACSTOR-400. In order to estimate the crack effect on spent fuel storage facility, this research assume the two cases ; crack effect on surface dose rate and crack effect on dose rate in site boundary.
For estimating the surface dose rate according to the event by crack, two cases were assumed. One is a “Normal State,” which is based upon the assumption that crack is formed. The other is a “Abnormal State,” which assumes that spalling by reinforcement corrosion occurs.
Normal state is based on deduction of a correlation between intensity and crack width through experiments. For the experiment, the measuring system is designed and fabricated. With this system, test is carried out and the accuracy is estimated through comparing result of simulation with result of experiment. It is confirmed that result of simulation and experiment has a similar trend with 5% error. The surface dose rate increased logarithmically according to the increase in crack width. According to the results, if the thickness of shield is over 30cm and the crack width is 0.4mm, crack effect is under 10%. If the thickness of wall is 90cm and the crack width is 0.4mm in MACSTOR-400, because it is estimated that surface dose rate exceed the design criteria, the proper measures are demanded. The present results are used to formulate an attenuation equation for gamma rays in a concrete structure with collinear cracks.
In the case of abnormal state, the effect of spalling due to reinforcement corrosion on the shielding performance is estimated by numerical analysis. And because dry storage system for PWR is not decided yet, these effects applied to MACSTOR-400. In case that cover thickness is under 10cm, it is estimated that spalling will be formed. Nevertheless, if the thickness of wall in MACSTOR-400 is 100cm, it is estimated that surface dose rate will be maintained below the radiation safety standards.
Dose rate at Wolsung site boundary where MACSTOR-400 is located regarding the effect of concrete cracking was estimated. This estimation is based on experimental results as mentioned above.
This estimation is based on experimental results. In order to estimate dose rate at site boundary, the radiological effect of other facility in same site and the effect due to arrangement is considered. It is estimated that the dose rate increasing due to cracking is up to 25%. It seems that the additional shielding effect due to the `mutual shielding effect` will be expected about 55-60%. It is estimated that the contribution from NPPs to dose rate are the most dominant. Concrete silo has surface dose rate lower than that of MACSTOR, however, because the number of concrete silo is much more than MACSTOR, it is estimated that contribution from concrete silo is more that that of MACSTOR-400. Although operation time of NPPs, it is estimated that dose rate is maintained under criteria, regardless of crack formation.
The results of this study can be applied to assess the surface dose rate of concrete shield for collinear crack, and not irregular cracks with bends. However, they may be used to establish a standard for radiological safety in shielding structures, especially shielding margin. This study does not consider buildup factor. In order to be used in the industrial fields, a study on the effect of cracking on buildup is required. Hereafter, if further experiments are carried out with various concrete samples such as samples with various aggregate size and thickness exceeding 20cm thickness, etc., an improved attenuation law could be derived. And if detailed design for MACSTOR-400 is completed, more improved surface dose rate assessment will be carried out.
국내 사용후핵연료의 지속적인 발생으로 인해 사용후핵연료 저장조가 20016년부터 포화 될 것으로 예상되고 있다. 현재 정부는 2015년까지 총 27기의 원자력 발전소를 운영할 계획을 가지고 있으며, 이에 따라 사용후핵연료의 발생량도 증가할 것으로 예상된다. 이를 위하여 한국수력원자력주식회사(한수원)는 추가적인 사용후핵연료 저장시설로서 건식저장 방식을 고려하고 있으며, 특히 콘크리트 cask방식을 고려 중에 있다. 이미 사용후핵연료 발생량의 약 50%를 차지하는 CANDU형 원전으로부터 발생되는 사용후핵연료를 저장하기 위해 ACEL과 공동으로 강화콘크리트를 사용한 MACSTOR-400의 개발을 준비중에 있다. 콘크리트는 상대적으로 비용이 저렴하며, 차폐능력이 뛰어나기 때문에 오래 전부터 차폐를 위한 재료로서 사용되어 왔다. 그러나 콘크리트는 특성상 양생 및 운전기간 중, 소성수축, 침하, 건조수축, 열 응력, 콘크리트 중성화 및 염해에 의한 철근부식, 기상작용 및 외부하중 및 초과 하중 등으로 인해 균열이 발생하게 된다. 특히 사용후핵연료 저장시설의 경우 오랜 기간 고온 환경하에 놓이게 되는데 이는 콘크리트의 열화(degradation)를 가속시키게 되어, 일반 콘크리트 구조물 보다 더 많은 균열이 발생하는 것으로 알려져 있다. 일본의 중앙전력연구소(CRIEPI)와 미국의 idaho 국립연구소등의 연구에 따르면, 이러한 균열은 콘크리트의 차폐능력에 변화를 줄 수 있으며, 특히 균열의 폭과 주름등은 표면선량율의 변화에 직접적인 영향을 미치는 것으로 평가되었다. 그러나 균열의 경우 형상이 매우 불규칙 하여, 이들에 대한 표면선량율의 변화를 코드등을 이용한 수치적 해석으로 평가하기는 매우 어려우며, 일본의 경우 단순화된 모델을 통해 균열을 모사함으로써 정성적인 경향성을 보여준 것이 관련 연구의 전부라고 할 수 있다. 그러나 이는 표면선량율에 매우 큰 영향을 미치는 것으로 알려진 주름등에 대한 고려가 되지 않은 모델을 이용함으로써 높은 표면 선량율을 보이며, 이는 현실적이지 못한 것으로 평가되었다. 따라서 본 연구에서는 실험을 통해 실제 균열의 모양이 반영된 콘크리트 시편을 통해 균열에 의한 차폐효과를 반영함으로써 보다 현실적인 균열의 폭과 표면 선량율 간의 상관관계를 도출하고, 또한 균열로 인해 발생할 수 있는 기타현상들을 살펴보고 이것이 차폐능력저하에 미치는 영향을 평가해 보았다. 이를 현재 개발중인 MACSTOR-400에 적용함으로써 균열로 인한 표면선량 및 부지 경계에서의 선량증가를 예측해 보고자 하였다.
본 논문의 구성을 정리하면 다음과 같다. 1장에서는 연구의 배경과 목적, 연구범위를 설명하였으며, 2장에서는 균열의 원인과 발생 메커니즘에 대해 살펴보았다. 3장에서는 균열의 폭과 표면 선량율간의 관계를 정량화하기 위한 방법론과 실험수행을 위한 실험장치 구성 및 시편제작 원리를 설명하고, 실험을 통해 관계식을 도출하였다. 균열은 보수적인 관점에서 균열 내 bend가 없이 일직선에 가까운 관통균열을 고려하였으며, 실제적인 균열의 주름등을 고려할 수 있도록 콘크리트 시편을 제작하였다. 실험결과를 사용후핵연료 저장시설에 바로 적용 가능토록 하기 위하여 현재 운영중인 concrete silo의 시방서에 따라 콘크리트 배합을 수행하였다. 실험결과 균열의 폭에 따른 선량율의 증가는 log함수에 따라 증가하는 경향을 보이며, 30cm 미만의 콘크리트 차폐체에서는 10%이상의 차폐 능력저하가 있는 것으로 판단되었으나, 30cm 이상의 콘크리트 차폐체에서는 균열로 인한 차폐영향 변화가 크지 않은 것으로 판단되었다. 4장에서는 균열로 인해 발생할 수 있는 현상 중 spalling에 의한 차폐능력 저하에 대해서 살펴보았다. Spalling은 콘크리트 내 철근이 부식되면서 부피가 팽창함으로 인해 발생하는 압력증가 때문에 발생하는 표면 선량율의 증가에는 일반 균열보다 더욱 그 기여도가 높은 것으로 판단되었다. 이를 위하여 철근부식으로 인한 압력증가를 계산하기 위한 관련인자들을 조사하고 이들을 적용하여 ABAQUS코드를 이용하여 simulation함으로써 그 발생 경계조건을 살펴보았다. 사용후핵연료 저장시설에서 사용될 것으로 예상되는 25mm, 32mm의 반지름을 가지는 철근을 구조제로 사용할 경우 cover두께가 10cm 정도까지는 spalling이 발생할 수 있으나, 그 이상의 경우에는 철근주위에 균열이 구속되어 spalling이 발생하지 않는 것으로 판단되었다. 5장에서는 3-4장에서 도출된 결과들을 MACSTOR-400에 적용하여 표면선량율의 변화를 계산하였다. 차폐체의 두께가 98cm로 고려중인 MACSTOR-400에서는 일반 균열의 경우 표면선량율이 선량기준치를 초과하지 않는 것으로 나타났으며, spalling이 발생하는 경우 마찬가지로 표면선량율이 선량기준치를 초과하지 않는 것으로 계산되었다. 6장에서는 균열이 부지경계에서의 공간선량율의 변화에 미치는 영향에 관해 살펴보았다. 부지경계에서의 선량율 평가를 위해 과기부고시에 따라 월성부지 내 원전 및 원자력관련 시설 모두에 대한 선량을 평가하였으며, 균열 발생에 따른 부지에서의 공간선량율의 증가를 평가하였다. 균열의 발생으로 인해 사용후핵연료 저장시설에서 최대 25%의 선량증가가 예상되나, 부지 내 다른 원자력 시설들과 비교하여 매우 미미한 수준의 방사선을 방출함으로 전체 선량율 증가에는 크게 기여하지 않는 것으로 판단되었다. 7장에서는 결론과 본 방법의 제한점 및 적용시 고려 사항에 대해 언급하였다.
이 연구는 가장 보수적이라고 판단되는 균열을 가정하여 수행한 것으로 본 연구의 결과를 이용하여 실제 구조물 내 발생한 균열에서의 표면선량율을 예측하는 것은 적절치 못하다. 그럼에도 불구하고 최초로 균열과 표면선량율과의 관계를 실제 실험을 통해 제안했다는 점에서 그 의의를 찾을 수 있으며, 차폐설계 시 적절한 차폐margin을 제안할 수 있다는 점에서 의의가 있다 하겠다. 또한 균열로 인해 발생할 수 있는 차폐능력 저하 원인을 모두 살펴봄으로써 관련 data를 제공하여 국민수용성 증진에 크게 이바지 할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 본 연구가 더욱 정확성을 가지기 위해서는 다양한 두께의 시편과 다양한 모양의 균열 및 다양한 에너지 영역의 방사선원을 이용한 평가가 필요하며, MACSTOR-400의 상세설계가 이루어 진다면, 더욱 향상된 관련 결과들을 얻을 수 있을 것이라고 판단된다.
