건식저장조건에서의 경수로 사용후핵연료의 열화평가

Abstract

원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료는 소내 습식저장조에 저장되고 있으나 2024년 이후 습식저장조의 포화가 예상됨에 따라 정부는 경수로 사용후핵연료 수용을 위해 임시 건식저장시설을 운영하기로 하였고, 이를 위해 많은 연구와 기술을 개발하고 있다. 건식저장은 저장용기 내부에 사용후핵연료를 밀봉상태에서 장기간 저장하는 특징이 있다. 특히 사용후핵연료는 건식저장기간동안 지연수소화균열, 수소화물재배열, SCC, creep 등의 다양한 열화현상을 겪게 되며 이로 인해 사용후핵연료의 건전성이 악화되기 때문에, 사용후핵연료에 대한 장기저장기간 동안의 건전성 평가가 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사용후핵연료의 열화평가 코드인 DATING 코드를 수정, 보완하여 기존보다 다양한 연소도를 평가할 수 있도록 EPRI, ANL 모델을 적용하였으며, 수소에 의한 크립거동을 평가하기 위해 Yamanaka의 모델을 적용하여 코드를 개선하였다. EPRI, ANL 모델과 기존의 DATING 코드의 온도모델을 비교하였으며, 그 결과 3가지 모델의 온도가 감소하는 정도에는 차이가 있으나 저장 초기 50년간 온도가 꾸준히 감소하는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 대표연료로 선정한 핵연료들에 대하여 3가지 온도 모델 중 가장 온도감소량이 적은 EPRI 모델을 적용하여 핵연료 피복관의 크립거동을 평가하였다. 27,000 MWd/MtU 핵연료는 1주기에서 가장 많이 연소한 3-2-1 핵연료의 크립 변형률이 0.259%로 가장 컸으며 damage fraction도 0.452로 가장 큰 값을 보였다. 다른 핵연료들과의 변형률 차이는 0.01%p 정도로 아주 작은 차이를 보였다. 42,000 MWd/MtU 핵연료는 3주기가 가장 많이 연소한 1-2-3과 2-1-3 핵연료가 0.4% 이상의 변형률을 가지는 것으로 나타났다. 55,000 MWd/MtU 핵연료 역시 3주기가 가장 많이 연소한 2-1-3과 1-2-3 핵연료가 규제기준인 변형률 1% 를 넘는 1.296%와 1.31%의 변형률을 가지는 것으로 나타났다. 또한 본 연구를 통해 수소에 의한 영향 및 보수적인 온도모델을 통해 평가한 결과와 기존의 DATING 코드의 평가결과를 비교하였다. 3가지 연소도 모두 기존의 DATING 코드보다 더 높은 크립변형률과 damage fraction을 보였으며, 55,000 MWd/MtU 핵연료의 경우 일부 핵연료가 기존 DATING 코드로 평가하였을 때는 규제기준치를 넘지 않았지만, 수정된 코드를 통해 평가한 결과로는 규제기준을 넘는 것으로 나타났다. 이 결과에 대해서는 추가적인 논의와 평가가 필요하겠지만, 수소에 의한 크립거동 변화, 다양한 온도모델을 통해서, 사용후핵연료의 크립에 의한 변형, 파단을 좀 더 보수적으로 평가할 수 있었다.; Spent nuclear fuel is stored in the wet storage pool at reactor. Since the wet storage tank is expected to be saturated after 2024, the government decided to operate the temporary dry storage facility for LWR spent nuclear fuel. Characteristic of dry storage is that spent nuclear fuel is sealed in cask and stored for long period. In particular, spent nuclear fuel undergoes degradation mechanism such as delayed hydride cracking, hydride reorientation, SCC, and creep in dry storage environment. Therefore, to assess integrity of spent nuclear fuel is very important and necessary. In this study, DATING code is revised to assess creep behavior. EPRI and ANL temperature model is applied to evaluate creep strain of various burnup fuel. Yamanaka model is applied to evaluate change of creep strain by hydrogen concentration. EPRI and ANL model is compared with original DATING code model. As a result, the temperature decreased s during first 50 years. In this study, the creep behavior of the fuel cladding tube is evaluated by applying the EPRI model which has the lowest temperature decrease among three temperature decay model for the representative spent fuel. 27,000 MWd/MtU fuel has the largest creep strain of 0.259% and the highest damage fraction of 0.452 for 3-2-1 fuel which burned mostly in first fuel cycle. The strain difference is very small, about 0.01% p. 42,000 MWd/MtU fuel has strain of more than 0.4% for 1-2-3 and 2-1-3 fuel which burned mostly in third fuel cycle. 55,000 MWd/MtU fuel has a strain of 1.296% and 1.31 for 2-1-3 and 1-2-3 fuel which burned mostly in third cycle also. And this result is compared with result from original DATING code. Nuclear fuel which has different burnup shows higher creep strain and damage fraction than original DATING code data. Damage fraction of 2-3-1 fuel in 55,000 MWd/MtU fuel group does not exceed regulatory guideline with original DATING code but exceeds regulatory guideline with modified DATING code which consider hydride effect and apply more conservative temperature decay model. Therefore, it is possible to evaluate creep strain and damage fraction of spent nuclear fuel by applying hydride effect on creep havior and various temperature decay model.