KCI등재
SCOPUS
사용후핵연료 운반용기 방사선적 안전성평가에 관한 연구 = A Study on Radiation Safety Evaluation for Spent Fuel Transportation Cask
저자
최영환 ((주)코네스코퍼레이션) ; 고재훈 ((주)코네스코퍼레이션) ; 이동규 ((주)코네스코퍼레이션) ; 정인수 ((주)코네스코퍼레이션)
발행기관
학술지명
방사성폐기물학회지(Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (Korean))
권호사항
발행연도
2019
작성언어
Korean
주제어
등재정보
KCI등재,SCOPUS,ESCI
자료형태
학술저널
수록면
375-387(13쪽)
KCI 피인용횟수
0
DOI식별코드
제공처
소장기관
본 연구에서는 최근 개발중인 360 다발 장전용량의 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대한 설계기준연료의 방사선원항 평가와 용기외부에서의 방사선량률 계산을 수행하였다. 그리고 국·내외 방사선적 안전성평가와 관련한 기술기준 부합여부를판단하고 결과의 적합성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 운반용기 및 두 가지 방식의 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템 별 설계기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800 MWD/MTU와 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 SCALE 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2 m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.330 mSv·h-1와 0.065 mSv·h-1로 도출되어 선량률 제한치인2.0 mSv^hr-1와 0.1 mSv^hr-1를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1 m 지점에서의 최대방사선량률은 0.321 mSv·h-1로서 기술기준인 10.0 mSv·h-1 미만으로 평가되어, 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.
더보기In this study, the radiation dose rates for the design basis fuel of 360 assemblies CANDU spent nuclear fuel transportation cask were evaluated, by measuring radiation source terms for the design basis fuel of a pressurized heavy water reactor. Additionally, radiological safety evaluation was carried out and the validity of the results was determined by radiological technical standards. To select the design basis fuel, which was the radiation source term for the spent fuel transportation cask, the design basis fuels from two spent fuel storage facilities were stored in a spent fuel transportation cask operating in Wolsung NPP. The design basis fuel for each transportation and storage system was based on the burnup of spent fuel, minimum cooling period, and time of transportation to the intermediate storage facility. A burnup of 7,800 MWD/MTU and a minimum cooling period of 6 years were set as the design basis fuel. The radiation source terms of the design basis fuel were evaluated using the ORIGEN-ARP computer module of SCALE computer code. The radiation shielding of the cask was evaluated using the MCNP6 computer code. In addition, the evaluation of the radiation dose rate outside the transport cask required by the technical standard was classified into normal and accident conditions. Thus, the maximum radiation dose rates calculated at the surface of the cask and at a point 2 m from the surface of the cask under normal transportation conditions were respectively 0.330 mSv·h-1 and 0.065 mSv·h-1. The maximum radiation dose rate 1 m from the surface of the cask under accident conditions was calculated as 0.321 mSv·h-1.
Thus, it was confirmed that the spent fuel cask of the large capacity heavy water reactor had secured the radiation safety.
분석정보
연월일 | 이력구분 | 이력상세 | 등재구분 |
---|---|---|---|
2024 | 평가예정 | 해외DB학술지평가 신청대상 (해외등재 학술지 평가) | |
2021-07-28 | 학술지명변경 | 한글명 : 방사성폐기물학회지 -> Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology | KCI등재 |
2021-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (해외등재 학술지 평가) | KCI등재 |
2020-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (재인증) | KCI등재 |
2017-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (계속평가) | KCI등재 |
2014-08-07 | 학술지명변경 | 외국어명 : Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (Korean) -> Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology | KCI등재 |
2013-11-26 | 학술지명변경 | 외국어명 : Journal of the Korean Radioactive Waste Society -> Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (Korean) | KCI등재 |
2013-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2010-01-01 | 평가 | 등재학술지 선정 (등재후보2차) | KCI등재 |
2009-01-01 | 평가 | 등재후보 1차 PASS (등재후보1차) | KCI후보 |
2008-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 유지 (등재후보1차) | KCI후보 |
2006-01-01 | 평가 | 등재후보학술지 선정 (신규평가) | KCI후보 |
기준연도 | WOS-KCI 통합IF(2년) | KCIF(2년) | KCIF(3년) |
---|---|---|---|
2016 | 0.17 | 0.17 | 0.17 |
KCIF(4년) | KCIF(5년) | 중심성지수(3년) | 즉시성지수 |
0.15 | 0.16 | 0.409 | 0.08 |
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