국내 원자력발전소의 사용후핵연료 선원항 평가에 관한 연구 = A Study on the Evaluation of Source term for Spent Fuel of Nuclear Power Plant in Korea
우리나라에서도 원자력발전이 상용화된지 이십여년을 넘어서면서 원자력발전을 하고 있는 다른 나라와 마찬가지로 사용후핵연료 관리가 국가적인 문제로 심각히 대두되고 있다. 중간저장 시설은 1997년부터 운영예정이었으나 현재 그의 부지가 아직 확보되지 못한 상태에서 그 운전개시 시점이 불확실하다. 그리고 중간저장 이후의 사용후핵연료 정기관리 전략이 아직 마련되어 있지 못한 실정이다. 그러므로 발전소에서 발생되는 사용후핵연료 양과 그에 따른 선원항 평가는 반드시 선행되어야 할 것이다. 이제 본 연구에서는 국내 사용후핵연료 형태중 17×17에 대해서 농축도와 연소도 그리고 냉각시간별로 선원항 평가를 하였다. 사용후핵연료 선원항 평가를 위해 미국 Nuclear Regulatory Commission(NRC)의 인·허가 코드인 SCALE 코드를 이용하였다. 선원항 평가는 SCALE 코드의 모듈을 이용하였다. 선원항 평가 결과 농축도와 3.5 w/o와 연소도 35 GWD/MTU 일때 Cooling Time 0.3년은 7.5651E+16, 1년 2.8954E+16, 3년 9.8242E+15, 5년 5.4000E+15, 10년 3.0945E+15으로 계산되었으며, Cooling Time이 0.3년일때와 10년일때의 Source Term이 크게 차이가 남을 알 수 있었다. 방사선량율은 10 ㎝부터 500 ㎝ 까지 거리에 따라 선량율에 대하여 10 ㎝ 4.8365E+03(㏉/hr)에서 500 ㎝ 7.8456E+01으로 감소함을 알 수 있었다. 현재 국내 사용후핵연료에 대한 선원항 평가가 이루어지지 않았으며, Data Base 구축이 기초단계 이므로 이러한 기초자료는 추후 저장조가 건설되면 사용후핵연료 안전성과 관련하여 사용할 수 있는 것이고 기초 Data Base구축하는데 이용할 수 있을 것이다
As nuclear power has been used in our country over 20 years, spent fuel management is raised seriously as one of the national`s problems, which lies in similar situation to other countries having nuclear power plants. An interim storage facility has been planned to operate in 1997, it is highly uncertain whether this facility will start to operate by the time because the site has not been decided yet. After the intermediate storage, the spent fuel periodical management strategy has not prepared yet. Therefore it has to be preceded that the spent fuel quantity which is happening at the power station and the following source term. Now the main have evaluated the source term according to enrichment, burn-up, and cooling time for 17×17 of spent fuel form. I used the SCALE code which were certified by Nuclear Regulatory Commission(NRC) for the source term calculations of Spent Fuel. The source term was calculated, which reflected the feature of target nuclear fuel using ORIGEN-S, a module of the SCALE Code, and the exposure dose rates were calculated by using the QADS modules, considering the geometry. When the enrichment in the evaluated result of source term is 3.5 w/o and the burn-up is 35 GWD/MTU, the cooling time 0.3year is 7.561E+16(photon/second), 1year 2.8954E+16, 3year 9.8242E+15, 5year 5.400E+15, 10year 3.0945E+15 and found that the big difference in Photon Spectrum of cooling time 0.3year and 10year. I have found that radiation dose rate is decreased in 10㎝ 4.8365E+03(㏉/hr) into 500 ㎝ 7.8456E+01 for dose rate according to distance from 10 ㎝ to 500 ㎝. It is not made the source term evaluation on the domestic spent fuel, and since the data base construction is basic level, some time later, if the storage place is constructed, in connection with the safety, these basic data can be used and we can construct these basic data base.
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