건식저장용기시스템의 연소도이득 핵임계해석 및 핵연료봉을 고려한 열해석 :

윤형주

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자료유형: 학위논문

저자정보: 윤형주 (경희대학교, 경희대학교 대학원)

지도교수: 박광헌

발행연도: 2017

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이용수4

이 논문의 연구 히스토리 (2)

2017

건식저장용기시스템의 연소도이득 핵임계해석 및 핵연료봉을 고려한 열해석

윤형주 원자력공 2017.01 학위논문

2016

연소도가 다른 사용후핵연료를 저장한 건식저장용기시스템에 대한 핵임계안전성평가

윤형주 , 홍서기 , 최우용 외 4명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2016.01 학술대회자료

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국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 소내저장능력이 2024년부터 한계에 도달할 예정이다. 최악의 경우, 누적된 사용후핵연료의 소내저장능력의 과포화상태로 인해 원자력발전소의 운전이 불가능해지는 상황이 올 수 있다. 게다가 최종처분장의 건설에 대한 사회적 합의를 이끌어내고 운영에 대한 기술을 개발하기 위해 상당한 시간이 소요될 수 있다. 이러한 상황에서, 가까운 미래에 사용후핵연료의 임시 저장을 위한 건식저장용기를 활용하는 것이 절실히 필요하다. 또한 건식저장용기시스템에 대한 신뢰성 있는 안전성 평가 방법을 개발하고 정확한 안전성 평가를 수행하는 것이 매우 중요하다. 본 연구에서는 건식저장용기시스템에 대해 연소도이득을 고려한 핵임계해석과 사용후핵연료봉을 고려한 열해석을 수행하였다. 연소도이득을 고려한 핵임계해석에 대해, 첫번째로, 국내 사용후핵연료를 저장한 GBC-32 건식저장용기시스템에 대한 핵임계해석의 계산 체계를 구축하여, 그 계산 체계에 따라 핵임계해석을 수행하였다. GBC-32 건식저장용기에 저장했던 PLUS7 16X16 사용후핵연료는 한빛원자력발전소 3호기 6주기 이후에 방출한 다음에, 습식 저장하지 않거나 20년 또는 30년 동안 습식 저장하는 것으로 가정하였다. 그 GBC-32 건식저장용기시스템에 대한 유효증배계수 keff 값을 계산하였고, 규제 요건 이하로 미임계성을 유지하는지를 평가하였다. 두번째로, 통계학적인 가설검증법을 통해 핵연료 연소 평가에 대한 keff 총 불확실도를 합리적으로 평가하는 방법론을 개발하였다. 그 방법론은 Monte Carlo 불확실도 샘플링 방법과 이원분산분석법의 F-test을 이용한 통계학적 검증법으로 이루어져 있다. 본 연구의 결과로, 국내 PLUS7 사용후핵연료를 저장한 GBC-32 건식저장용기시스템의 핵연료 연소 평가에 대한 keff 총 불확실도를 기존 연구보다 통계학적으로 더욱 합리적이고 효율적으로 평가하였다. 사용후핵연료봉을 고려한 열해석에 대해, 첫번째로, COMSOL Multiphysics 프로그램을 통해 웨스팅하우스 15X15 사용후핵연료를 저장한 TN-24P 건식저장용기의 열해석을 수행하여, 그 계산체계를 구축하였다. 특히, 웨스팅하우스 15X15 사용후핵연료집합체의 기하학적 형상을 모든 사용후핵연료봉으로 비균질하게 모델링하였다. TN-24P 용기의 backfill 조건이 헬륨 기체이거나 질소 기체로 채운 열해석 시뮬레이션은 고체와 액체에서의 열전달과 자연대류 유체유동을 결합한 복합열전달모델로 수행하였다. Backfill 조건이 진공 상태인 열해석 시뮬레이션은 전도, 대류, 복사에 대한 열전달모델로 수행하였다. 웨스팅하우스 15X15 사용후핵연료를 저장한 TN-24P 용기의 실제 열성능시험의 측정온도분포를 기준으로, 헬륨 기체이거나 질소 기체, 진공 상태의 backfill 조건에 대한 TN-24P 용기의 열유동 시뮬레이션을 검증하였다. 본 연구의 결과로, 웨스팅하우스 15X15 사용후핵연료집합체를 비균질하게 모델링한 열해석 시뮬레이션이 기존 연구보다 더욱 현실적이고 정확한 계산을 수행하였다. 두번째로, 열해석 시뮬레이션에서 TN-24P 용기의 다양한 구성요소의 중요도를 민감도계수를 통해 정량적으로 평가하였다. 그 민감도계수를 비교하여, 가장 정확하게 고려해야 하는 구성요소를 결정하였다.

The capability of on-site storage of used nuclear fuels generated in the domestic nuclear power plants in South Korea is projected to reach the limit from the year of 2024. In the worst case, it may be impossible to operate nuclear power plants due to the overflow of the accumulated used nuclear fuels over the capacities of the on-site storage. In addition, it may take a considerably long time to come to a social agreement on the construction and develop techniques for the operation of a final repository for used nuclear fuels. In this situation, it is urgently necessary to utilize dry storage casks for the interim storage of used nuclear fuels at near future. In addition, it is very important to develop the reliable methodology for safety evaluation and perform the accurate safety evaluation for a dry storage cask system. In this study, the criticality analysis with burnup credit and the thermal analysis down to fuel rod elements for a dry storage cask system were performed. For the criticality analysis with burnup credit, first, the calculation system for the analysis was established to perform the criticality analysis for the GBC-32 dry storage cask system with domestic used nuclear fuels. It is assumed that The PLUS7 16x16 used nuclear fuels stored in the GBC-32 dry storage cask had been discharged after Cycle 6 of Hanbit nuclear power plant Unit 3 and then not stored in the used fuel pool or stored during 20 or 30 years. The effective neutron multiplication factor keff values for the GBC-32 dry storage cask system were evaluated to check whether the system maintained subcriticality below the regulation requirement. Second, the methodology to evaluate the reasonable keff total uncertainties for the depletion calculations of nuclear fuels using the statistical hypothesis testing method was developed. The methodology was made up of the Monte Carlo uncertainty sampling method and the statistical F-tests in the two-way analysis of variance. As a result of this study, the keff total uncertainties for the fuel depletion calculations of the GBC-32 dry storage cask system with domestic used nuclear fuels were evaluated more reasonably and efficiently than the previous study. For the thermal analysis down to fuel rod elements, first, the calculation system for the analysis was established to perform the thermal analysis for the TN-24P dry storage cask system with the Westinghouse 15X15 used nuclear fuels using COMSOL Multiphysics program. In particular, the geometry of the Westinghouse 15X15 used nuclear fuel was modelled heterogeneously with all used nuclear fuel rods. The thermal analysis simulations with the TN-24P cask’s backfill condition of helium or nitrogen gas were performed by the conjugate heat transfer model coupling with the heat transfer in solids and fluids and the natural convection fluid flow. The thermal analysis simulation with the backfill condition of vacuum was performed by the heat transfer of conduction, convection, and radiation. Heat and Fluid Flow simulations of TN-24P cask with the backfill condition of helium or nitrogen gas, vacuum were verified on the basis of the temperature distributions measured by the actual heat transfer performance testing of TN-24P cask with the Westinghouse 15X15 used nuclear fuels. As a result of this study, the thermal analysis simulations that were modelled heterogeneously with all used nuclear fuel rods were performed more realistically and accurately than the previous study. Second, the importance levels for the various components of TN-24P cask to perform thermal analysis simulations were evaluated quantitatively by means of their sensitivity coefficients. The component that should consider most accurately was determined in comparison with the sensitivity coefficients.

#건식저장용기 #연소도이득 #핵임계해석 #COMSOL Multiphysics #열해석

표목차 iv
그림목차 v
요약 viii
SUMMARY x
제1장 서 론 1
제1절 연구 배경 및 필요성 1
제2절 연구 목적 7
제3절 기존 연구와의 차별성 8
1. 연소도이득을 고려한 핵임계해석 8
2. 사용후핵연료봉을 고려한 열해석 8
제4절 활용 코드 프로그램 10
제2장 연소도이득을 적용한 핵임계해석 14
제1절 방법론 및 계산체계 14
제2절 연소도이득 핵임계해석의 계산과정 및 결과 17
1. 사용후핵연료의 평균연소도와 높이 방향의 연소도 분포 평가 17
2. PLUS7 사용후핵연료의 핵반응단면적라이브러리 생성 21
3. 핵연료 연소평가 및 시스템 핵임계평가 24
4. 시스템의 미임계성을 가지는 초기농축도 평가 35
제3장 핵연료 연소평가의 불확실도에 대한 통계학적 평가 41
제1절 방법론 및 계산체계 41
1. Monte Carlo 불확실도 샘플링 방법 41
2. 이원분산분석법의 F-test 통계학적 검증방법 49
제2절 핵연료 연소계산의 불확실도의 계산과정 및 결과 57
1. Major actinide 핵종의 편차와 편차 불확실도 평가 57
2. 표준정규분포를 가지는 랜덤 수의 생성 59
3. 기준 농도와 관련된 기준 초기농축도 평가 60
4. 건식저장용기시스템의 keff 총 불확실도 평가 62
5. keff 총 불확실도에 영향을 끼치는 핵종 선정 70
6. 통계학적 가설검증법을 통한 keff 총 불확실도의 합리적 결정 74
제4장 핵연료봉을 고려한 열해석 77
제1절 열해석의 계산체계 77
제2절 TN-24P 건식저장용기의 실제 열성능시험 81
제3절 COMSOL Multiphysics 프로그램의 시뮬레이션 89
1. 핵연료봉을 비균질하게 모델링한 기하학적 형상 89
2. 기하학적 형상에 적용한 주요 구성물질의 물성치 91
3. 열전달모델과 유체유동모델에 대한 조건 98
4. 시뮬레이션의 결과 및 검증 100
5. 기존 연구와의 차별성 116
6. 시뮬레이션에 영향을 끼치는 주요 인자 분석 118
제5장 결 론 123
제6장 참고문헌 127

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