사용후핵연료 운반용기 방사선적 안전성평가에 관한 연구

Abstract

국내 중수로형 원전인 월성원전에서는 사용후핵연료 저장용량을 확보하기 위하여 노심에서 방출된 사용후핵연료를 일정기간 냉각 후 발전소 부지내 건식저장시설인 콘크리트 사일로 및 MACSTOR/KN-400 저장모듈에 임시보관하고 있다. 콘크리트 사일로의 경우 300기 모두 2010년에 저장 완료된 상태이며, 조밀건식저장시설인 MACSTOR/KN-400 저장모듈은 2010년에 7기가 건설되어 운영중에 있으나 2019년경에 포화상태에 도달할 것으로 예상되고 있다. 특히, 기존 형태와 동일한 7기의 MACSTOR/KN-400 저장모듈 추가건설을 추진하고 있으나, 이 역시 2029년경에 포화될 것으로 예상하고 있다. 이렇듯 발전소내에 임시저장중인 사용후핵연료에 대한 관리방안 모색이 시급한 실정인 가운데, 2016년 5월 산업통상자원부에서는‘고준위 방사성폐기물 관리 기본계획(안)’을 발표하여, 대략 2035년 이후부터는 사용후핵연료 중간저장시설 운영 및 관리를 시작한다는 정책을 발표하였다. 이에 따라 월성원전의 사용후핵연료 건식저장시설 및 각 호기별 습식저장수조에 임시보관중인 사용후핵연료를 중간저장시설로 운송하여야 할 필요성이 대두되고 있다. 월성원전에서 사용중인 HI-STAR 63운반용기(120다발 적재)는 운반용량의 한계로 인해, 중간저장시설로 운반에 사용할 용기로 활용하기에는 장시간의 취급절차 및 운반비용 증가 등 여러 측면에서 불리하여 이를 대체하기 위한 대형 운반용기가 개발되고 있다. 본 연구에서는 최근 개발중인 360다발 용량의 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기에 대하여 설계기준연료에 대한 방사선원항 평가를 수행하고 이에 따른 용기외부에서의 방사선량률 계산과 두께에 대한 민감도분석을 통해 적정 용기본체 두께를 도출하였다. 또한 상세 운반용기 구성품과 도출된 적정두께를 반영하여 방사선 차폐평가를 수해하였으며 국내외 방사선적 기술기준 부합여부를 판단하고 결과의 타당성을 제시하였다. 방사선원항으로 작용하는 설계기준연료 선정을 위해 월성원전에서 운영중인 사용후핵연료 운반용기 및 두 건식저장시설에 적용된 설계기준연료의 사양 및 특성을 조사하였다. 각 운반·저장 시스템별 설계기준연료의 연소도, 최소 냉각기간 및 중간저장시설로의 운반시점 등을 바탕으로 연소도 7,800MWD/MTU과 최소 냉각기간 6년을 설계기준연료로 설정하였다. 설계기준연료의 방사선원항은 유사 운반용기인 HI-STAR 63 평가에 적용된 SCALE4.4 전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 전산시스템과 최근에 발행된 동일 전산코드의 ORIGEN-ARP모듈을 이용하여 평가하였으며, 동일한 설계기준연료에 대하여 두 개의 상이한 전산프로그램에 의한 결과를 상호 비교하였다. 이후 보다 보수적인 결과를 개념설계 단계에서의 설계기준연료 방사선원항으로 적용하고자 하였으며, 평가결과 SCALE 전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S를 이용한 결과가 큰 값을 나타내어 이를 운반용기의 방사선원항으로 선정하였다. 운반용기의 방사선차폐평가는 MCNP6 전산코드를 이용하였으며, 기술기준에서 요구하는 운반용기 외부에서의 방사선량률 평가를 정상 및 사고조건으로 구분하여 수행하였다. 방사선량률 평가결과, 정상운반조건의 운반용기 표면 및 운반용기 표면 2m 이격지점에서 계산된 최대 방사선량률은 각각 0.300mSv/hr와 0.072mSv/hr로 도출되어 선량률 제한치인 2.0mSv/hr와 0.1mSv/hr를 모두 만족하는 결과를 도출하였다. 또한 운반사고조건하 운반용기 표면 1m 지점에서의 최대 방사선량률은 0.280mSv/hr로서 기술기준인 10.0mSv/hr 미만으로 평가되어, 개념설계 단계에서 대용량 중수로 사용후핵연료 운반용기는 방사선적 안전성을 확보하는 것으로 나타났다.