사용후핵연료 건식저장 콘크리트의 고열과 방사선으로 인한 주요 열화거동 분석

• 영문명: State-of-Arts of Primary Concrete Degradation Behaviors due to High Temperature and Radiation in Spent Fuel Dry Storage
• 발행기관: 한국방사성폐기물학회
• 저자명: 김진섭 국동학 최종원 김건
• 간행물 정보: 『Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT)』Vol.16 No.2, 243~260쪽, 전체 18쪽
• 주제분류: 공학 > 공학일반
• 파일형태: PDF
• 발행일자: 2018.06.30

국문 초록

사용후핵연료 건식저장 시스템과 관련하여 고온 및 방사선으로 인한 콘크리트 손상과 열화특성에 대해 포괄적으로 문헌분석을 수행하였다. 고온에 의한 장기열화를 방지하기 위한 콘크리트의 임계온도는 일반적으로 95℃이며, 온도경사는 콘크리트 균열방지를 위해 60℃ 이하가 되도록 설정하고 있다. 열화정도는 노출온도와 노출시간에 비례하여 증가하는 경향을 나타내며, 압축강도에 비해 인장강도가 고온에 보다 민감한 특성을 보인다. 한편 방사선의 에너지가 1010 MeV·cm-2·s-1 이하일 경우에는 핵반응으로 인한 가열을 무시할 수 있다. 하지만 콘크리트가 1019 n·cm-2 이상의 중성자에 혹은 1010 rad를 초과하는감마선량에 노출된다면 콘크리트의 역학적 물성이 점차 감소하는 경향을 보이며, 그 손상정도는 콘크리트 구성재료의 특성에 의존적이다. 콘크리트에 대한 방사선 조사시 재료의 역학적 물성변화는 주로 온도상승으로 인한 콘크리트 내부 함수량의변화 및 재료간의 열적물성 차이로 인한 체적증가와 균열발생으로 발생한다. 따라서 건식저장과 관련된 기술의 조속한 확보및 인·허가를 위해서는 그 간의 선행연구 결과를 최대한 활용할 필요가 있으며, 본 연구결과는 향후 사용후핵연료 건식저장콘크리트 캐스크 관련 국내 자체기술 개발에 중요한 기초자료로 활용될 수 있을 것이다.

영문 초록

A literature review on the effects of high temperature and radiation on radiation shielding concrete in Spent Fuel Dry Storage is presented in this study with a focus on concrete degradation. The general threshold is 95℃ for preventing long-term degradation from high temperature, and it is suggested that the temperature gradient should be less than 60℃ to avoid crack generation in concrete structures. The amount of damage depends on the characteristics of the concrete mixture, and increases with the temperature and exposure time. The tensile strength of concrete is more susceptible than the compressive strength to degradation due to high temperature. Nuclear heating from radiation can be neglected under an incident energy flux density of 1010 MeV·cm-2·s-1. Neutron radiation of >1019 n·cm-2 or an integrated dose of gamma radiation exceeding 1010 rads can cause a reduction in the compressive and tensile strengths and the elastic moduli. When concrete is highly irradiated, changes in the mechanical properties are primarily caused by variation in water content resulting from high temperature, volume expansion, and crack generation. It is necessary to fully utilize previous research for effective technology development and licensing of a Korean dry storage system. This study can serve as important baseline data for developing domestic technology with regard to concrete casks of an SF (Spent Fuel) dry storage system.

키워드

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