한국형 기준 처분 환경에서의 PWR 사용후핵연료 처분용기의 구조적 안전성 해석

최희주,이양,최종원,권영주,Choi Heui-Joo,Lee Yang,Choi Jong-Won,Kwon Young-Joo 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.3

한국형처분시스템에 이용될 가압경수로형 사용후핵연료를 위한 KDC-1 처분용기를 개발하였다. 처분용기 안전성 평가의 일환으로서 처분용기에 대한 구조적 안전성을 평가하였다. 처분용기의 구조적 안전성은 처분조건과 취급조건 2가지로 구분하여 평가하였다. 처분조건에서는 3가지 하중 조건, 정상하중 조건, 비정상 하중 조건, 암반의 움직임을 고려하였다. 처분조건에서 평가 결과 3가지 조건에 대해 모두 안전계수가 설계기준보다 컸다. 취급조건에서는 처분용기 취급 중 구조해석과 처분용기 낙하 사고시 구조해석을 수행하였다. 취급장비 고장 시나리오 평가결과 1개 혹은 2개의 취급 장치가 고장을 일으켰을 때도 취급장비를 계속 운전하는 것이 가능하였다. 처분용기 낙하 시나리오에서는 계산결과 최대 응력은 0.762 MPa 이었으며, 이 값은 주철의 항복응력과 비교하면 거의 무시할 수 있는 값이었다. 본 논문에서 제안한 KDC-1 처분용기에 대한 처분조건 및 취급조건에서의 구조해석 결과, 한국형처분시스템에서 고려하고 있는 조건에서 그 구조적 안전성을 확인하였다.

글로벌 삼중수소 순환 모델을 이용한 삼중수소 환경 방사능 추정

최희주,이한수,강희석,이창우,Choi, Heui-Joo,Lee, Han-Soo,Kang, Hee-Suk,Lee, Chang-Woo 대한방사선방어학회 2003 방사선방어학회지 Vol.28 No.1

원자력 발전소에 대한 주기적 안전성 평가에서는 발전소 주변 환경감시 프로그램 적절성의 확보를 요구한다. 이를 위하여 고리 원자력발전소 주변에 대하여 과거에 측정된 삼중수소의 환경방사능 자료를 분석하고, 새로이 시료를 채취하여 농도를 측정하였다. 분석결과 고리 원자력 발전소 주변에서의 삼중수소 농도가 국내 자연 환경 방사능 농도와 유사하였다 국내 삼중수소 환경방사능 변화를 모델링을 통하여 추정하였다. 이 모델링에서는 NCRP 62에서 권고한 7격실 글로벌 삼중수소 순환 모델 중 지구 전체에 대한 것과 북반구에 대한 것을 비교하였다. 이들 모델식에 대한 수치해는 AMBER 프로그램을 이용하여 구하였으며, 대기 중으로 방출되는 삼중수소의 선원항으로 4가지 경우를 고려하였다. 계산결과, 지표수의 삼중수소 농도가 해수나 지하수의 농도보다 놀게 나타났고, 우주선에 의한 삼중수소 발생이 가장 중요한 삼중수소 발생원 이었으며, 핵실험에 의해 발생된 삼중수소는 많이 감소하였다. The periodic safety review of operational nuclear power plants requires that the plants should keep a well organized environmental monitoring program. The past records of environment monitoring data were analyzed. and the tritium concentrations of the samples in the surface and ground water around Kori site were measured. It was shown that the tritium concentrations around the Kori site were slightly higher than that of natural background. The change of background tritium concentration was estimated through a numerical modeling. Two different versions of 7 compartments model - the world and the northern hemisphere - defined in NCRP-62 were modeled for the global tritium cycling. The numerical solution of the model was obtained using a computer program, AMBER. The four cases of tritium source-terms into the atmosphere were considered. The results showed that the tritium concentration in the surface soil water was higher than that in sea water or surface stream water. Also, it was shown that the tritium produced by the interaction between cosmic rays and the gases were the major source of tritium, and the tritium produced by nuclear weapon test decreased considerably.

PWR 사용후핵연료 운반 물량 분석 프로그램 개발

최희주,차정훈,최종원,Choi, Heui-Joo,Cha, Jeong-Hun,Choi, Jong-Won 한국방사성폐기물학회 2008 방사성폐기물학회지 Vol.6 No.2

It is expected that the temporary storage facilities at the nuclear power plants will be full of the spent fuels within 10 years. Provided that a centralized interim storage facility is constructed along the coast of the Korean peninsula to solve this problem, a substantial amount of spent fuels should be transported by sea or by land every year. In this paper we developed a computer program for the analysis of transportation logistics of the spent fuels from 4 different nuclear power plant sites to the hypothetical centralized interim storage facility and the final repository. Mass balance equations were used to analyze the logistics between the nuclear power plants and the interim storage facility. To this end a computer program, CASK, was developed by using the VISUAL BASIC language. The annual transportation rates of spent fuels from the four nuclear power plant sites were determined by using the CASK program. The parameter study with the program illustrated the easiness of logistics analysis. The program could be used for the cost analysis of the spent fuel transportation as well.

루타일 및 아나타제 상 이산화티탄의 은 이온 광환원 및 흡착 특성 비교

최희주(Heui Joo Choi),강희석(Hee Suk Kang),이한수(Han Soo Lee) 大韓環境工學會 2002 대한환경공학회지 Vol.24 No.6

수평 터널방식 고준위폐기물 처분시스템 주변 열 해석

최희주(Heui-Joo Choi),김인영(In-Young Kim),이종열(Jong Youl Lee),김현아(Hyun Ah Kim) 한국암반공학회 2013 터널과지하공간 Vol.23 No.2

경수로 사용후핵연료의 파이로 공정 처리를 통해 예상되는 고준위폐기물 처분시스템을 대상으로 열적 성능평가를 수행하였다. 처분방식으로 수평 처분터널 처분시스템을 고려하였다. 수평 처분터널 간격 25 미터와 처분공 간격 2미터를 대상으로 평가하였다. 세라믹폐기물 수평 처분터널 주변의 다양한 위치에 대해 장기간 동안 열 해석을 통하여 온도 변화를 해석하였다. 열 해석은 ABAQUS 프로그램을 이용하였다. 열 해석 결과에 의하면 처분시스템 중 어느 부분에서도 최고 온도가 100℃를 넘지 않아, 열적 성능 기준을 만족하였다. 열 해석 결과에 따르면, 처분시스템 중앙에 위치한 처분용기 주변이 외곽에 위치한 것의 주변보다 최고 온도 기준으로 약 3℃정도 높았다. 이것은 처분시스템 설계시 가능한 외곽에 위치한 처분용기가 많도록 설계하는 것이 처분밀도를 향상시킬 수 있음을 시사하였다. The thermal analysis is carried out for a geological disposal system developed for the final disposal of a ceramic high-level waste from pyroprocessing of PWR spent fuel. The horizontal disposal tunnel type is considered with the distance of 2 m between the disposal canisters and the tunnel spacing of 25 m. The temperature distributions around the disposal canisters are calculated for the horizontal tunnel based on the conceptual design. The thermal performance analysis is carried out using a FEM program, ABAQUS. The performance analysis shows that the peak temperature in a disposal system outside the disposal canister is lower than 100℃, which meets the thermal criterion of the disposal system. According the analysis, the peak temperature for the disposal canister located boundary of the disposal system is lower by 3℃ than that for the canister at the central area. This implies the disposal density can be improved by locating more disposal canisters along the boundary.

공학적방벽 현장실증 시스템 (IN-DEBS) 개발을 위한 해외 실증연구 현황 분석

이민수,최희주,이종열,이창수,이재완,김인영,Lee, Minsoo,Choi, Heui-Joo,Lee, Jong-Youl,Lee, Changsoo,Lee, Jae-Owan,Kim, Inyoung 한국방사성폐기물학회 2014 방사성폐기물학회지 Vol.12 No.2

본 연구에서는 한국원자력연구원 부지 내 KURT 연구시설에 심지층 처분실증시험을 수행할 목적으로 사전 해외현황조사를 실시하였다. 고준위폐기물 심지층 처분을 목적으로 지하연구시설을 구축한 나라들을 대상으로 현재 수행되었거나, 수행이 진행 중인 공학적방벽 성능평가 시험들을 조사하였다. 주요 실증시험으로는, 스웨덴/프랑스 TBT, 스웨덴 LOT, 스위스 HEE, 벨기에 PRACLAY, 스페인 FEBEX, 일본 HORONOBE, 및 캐나다 BCE 등이었다. 각 실증시험에 대하여 시험의 목적, 시험체의 구성, 시험조건, 세부 구성도, 측정 항목, 측정기기, 및 도출된 결과 등을 구체적으로 조사하였으며, 시험결과보다는 시험목적 및 시험물의 구축방법 파악에 더 집중하였다. 왜냐하면, 각국의 공학적방벽 성능시험방법의 검토를 통해 향후 KURT에서 추진하게 될 공학적방벽 실증시설의 설계에 도움을 얻고, 다양한 성능시험을 동시에 수행할 수 있도록 하기 위해서였다. 향후 KURT 확장을 통해 공학적방벽 성능시험 터널을 확보하고, 중규모의 성능 시험시연을 추진하게 될 예정이다. 본 기술검토를 통해 이 때 추진할 시험내역과 시험체의 구성 및 크기 등의 상세 설계에 필요한 기초적인 지식을 얻고자 하였다. The worldwide Status-of-Art survey for the in-situ experiments of the engineered barrier system for HLW underground disposal was performed as a preliminary action for the design of the in-situ demonstration at KURT. Some nations, which have executed or is ongoing the in-situ experiments at their underground research facilities, were summarized in this review. The demonstration projects reviewed were TBT/Sweden-France, LOT/Sweden, HE-E/Switzerland, PRACLAY/Belgium, FEBEX/Spain, HORONOBE/Japan, and BCE/Canada. The investigated items for the projects were mainly their purposes, constitutional structures, test conditions, monitoring parameters and the measuring tools, and test results. In this review, the hardware design and the assembling of the test system were more concentrated rather than their experimental results, because the purpose of this review is to achieve the necessary information for the practical design of the in-situ experiment to be installed at KURT. A mid scale in-situ demonstration of EBS at KURT, that is called IN-DBES, will be launched right after the completion the expanding project of KURT in 2015. It is hoped that the structural design, installing methods, hardware equipments required in the establishment of IN-DEBS will be referred on this review.

사용후핵연료 지하 처분장 배치를 위한 처분공 및 처분터널 간격 분석

이종열,이양,최희주,최종원,Lee, Jong-Youl,Lee, Yang,Choi, Heui-Joo,Choi, Jong-Won 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.4

In design of a deep geological repository for the high level wastes, it is very important that the temperature of the bentonite block should not be over $100^{\circ}C$ to maintain the integrity of the bentonite buffer block from the decay heat. In this study, for the layout of the repository to meet the requirement, the analysis of the disposal tunnel and disposal pit spacing was carried out. To do this, based on the reference repository concept, several cases of cooling times and disposal tunnel and disposal pit spacing were compared. The thermal stabilities of the disposal systems were analyzed in terms of the cooling time and spacing. The results showed that it was more desirable to determine the layout of the repository in terms of disposal pit spacing than the disposal tunnel spacing. The results of these analyses can be used in the deep geological repository design. The detailed analyses with the exact site characteristics data will reduce the uncertainty of the results.

Ag₂O를 첨가한 압축 벤토나이트에 대한 요오드 이온의 확산 특성 관찰

임성팔,이지현,최희주,최종원,이처경,Yim, Sung-Paal,Lee, Ji-Hyun,Choi, Heui-Joo,Choi, Jong-Won,Lee, Cheo-Kyung 한국방사성폐기물학회 2011 방사성폐기물학회지 Vol.9 No.1

[ $Ag_2O$ ] 첨가한 압축 벤토나이트에 대하여 관통 확산법으로 요오드 이온의 이동 특성을 관찰하였다. $Ag_2O$를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트와 마찬가지로 $Ag_2O$를 첨가한 압축 벤토나이트에서도 요오드 이온은 확산에 의하여 이동하는데, $Ag_2O$를 첨가한 압축 벤토나이트는 $Ag_2O$를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트에 비하여 요오드 이온의 초기 누출 시간이 지연되는 것으로 나타났다. $Ag_2O$를 첨가한 압축 벤토나이트에서 요오드 이온의 초기 누출 시간 지연은 확산 용액으로 순수 요오드 이온 수용액을 사용하였을 때 뿐만 아니라 0.1 M NaCl-요오드 이온 수용액을 사용하였을 때에도 관찰되었다. 또한 $Ag_2O$를 첨가한 압축 벤토나이트의 겉보기 확산 계수는 $Ag_2O$를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트의 겉보기 확산 계수보다 낮은 값을 나타내었다. $Ag_2O$를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트의 유효 확산 계수는 기존 문헌에 보고된 값과 거의 일치하는 결과를 얻었으며, $Ag_2O$를 첨가한 압축 벤토나이트에서 요오드 이온의 유효 확산 계수는 $Ag_2O$ 첨가에 따라 대체적으로 감소하는 경향을 나타내었다. In the compacted bentonite containing $Ag_2O$, the transport of iodide ion was investigated by Through-diffusion method. It is confirmed that Iodide ion is transported by diffusion process in the compacted bentonite containing $Ag_2O$ as well as in the compacted bentonite without $Ag_2O$. However, the lag-time of iodide ion in the compacted bentonite containing $Ag_2O$ is larger than that in the compacted bentonite without $Ag_2O$. The increase of the lag-time was observed in pure iodide ion solution and also in 0.1M NaCl-iodide ion solution. The apparent diffusion coefficient of iodide ion in the compacted bentonite containing $Ag_2O$ has lower value than that in the compacted bentonite without $Ag_2O$. The effect of $Ag_2O$ on the effective diffusion coefficient was not clearly investigated in the compacted bentonite containing $Ag_2O$ while the values of effective diffusion coefficient of iodide ion in the compacted bentonite without $Ag_2O$ obtained in this study were similar to those in the compacted bentonite reported in the literature.

회수 가능 CANDU 사용후핵연료 처분터널에 대한 열 해석

차정훈,이종열,최희주,조동건,김상녕,윤범수,지준석,Cha, Jeong-Hun,Lee, Jong-Youl,Choi, Heui-Joo,Cho, Dong-Keun,Kim, Sang-Nyung,Youn, Bum-Soo,Ji, Joon-Suk 한국방사성폐기물학회 2008 방사성폐기물학회지 Vol.6 No.2

Thermal assessment of a new CANDU spent fuel disposal system, which improves the retrievability of the spent fuel and enhances the densification factor compared with the Korean Reference disposal System, is carried out in this study. The canisters for CANDU spent fuels are stored for long term and cooled by natural convection in the proposed disposal system for the retrievability. The steady state thermal analyses for proposed CANDU disposal system are carried out with the ANSYS 10.0 CFX code. The thermal analyses are performed through two steps. At the first step, the sensitivity of the disposal tunnel spacing is analysed. The differences of maximum temperatures by several tunnel spacings are calculated at three points in the disposal tunnel. The result shows that the differences of the temperature at the three points are almost negligible because 99% of the decay heat is removed by natural convection. At the second procedure, 60m tunnel spacing with a ventilation system instead of natural convection is considered. The result is applied to the calculation of the canister surface temperature in disposal tunnel as boundary conditions. Consequently, the average and the maximum surface temperature of disposal canisters are $79.9^{\circ}C$ and $119^{\circ}C$, respectively. The inner maximum temperature of a basket in the disposal canister is calculated as $140.9^{\circ}C$. The maximum temperature of the basket meets the thermal requirement for the CANDU spent fuel cladding.

심지층 처분을 일한 사용후핵연료 냉각기간 분석

이종열,조동건,최희주,최종원,이양,Lee, Jong-Youl,Cho, Dong-Geun,Choi, Heui-Joo,Choi, Jong-Won,Lee, Yang 한국방사성폐기물학회 2008 방사성폐기물학회지 Vol.6 No.1

The purpose of the HLW deep geological disposal is to isolate and to delay the radioactive material release to human beings and the environment for a long time so that the toxicity does not affect to the environment. The main requirements for the HLW repository design is to keep the buffer temperature below $100\;^{\circ}C$ in order to maintain its integrity. So the cooling time of spent fuels discharged from the nuclear power plant is the key consideration factors for efficiency and economic feasibility of the repository. The disposal tunnel/disposal hole spacing, the disposal area and thermal capacity required for the deep geological repository layout which satisfies the temperature requirement of the disposal system is analyzed to set the optimized spent fuels cooling time. To do this, based on the reference disposal concept, thermal stability analyses of the disposal system have been performed and the derived results have been compared by setting the spent fuels cooling time and the disposal tunnel/disposal hole spacing in various ways. From these results, desirable spent fuels cooling time in view of disposal area is derived. The results shows that the time reaching the maximum temperature within the design limit of the temperature in the disposal site is likely shortened as the cooling time of spent fuels becomes short. Also it seems that the temperature-rising and-dropping patterns in the disposal site are of smoothly varying form as the cooling time of spent fuels becomes long. In addition, it is revealed that a desirable cooling time of spent fuels is approximately 40-50 years when spent fuels are supposedly disposed in the deep geological disposal site with its structural scale under consideration in this study.