경수로 사용후핵연료 저장조 열부하 평가를 위한 연소조건 인자 민감도 분석

• 영문명: Sensitivity Analysis of Depletion Parameters for Heat Load Evaluation of PWR Spent Fuel Storage Pool
• 발행기관: 한국방사성폐기물학회
• 저자명: 김인영 이은철
• 간행물 정보: 『Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT)』Vol.9 No.4, 237~245쪽, 전체 9쪽
• 주제분류: 공학 > 공학일반
• 파일형태: PDF
• 발행일자: 2011.12.31

국문 초록

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

영문 초록

As necessity of safety re-evaluation for spent fuel storage facility has emphasized after the Fukushima accident, accuracy improvement of heat load evaluation has become more important to acquire reliable thermal-hydraulic evaluation results. As groundwork, parametric and sensitivity analyses of various storage conditions for Kori Unit 4 spent fuel storage pool and spent fuel depletion parameters such as axial burnup effect, operation history, and specific heat are conducted using ORIGEN2 code. According to heat load evaluation and parametric sensitivity analyses, decay heat of last discharged fuel comprises maximum 80.42% of total heat load of storage facility and there is a negative correlation between effect of depletion parameters and cooling period. It is determined that specific heat is most influential parameter and operation history is secondly influential parameter. And decay heat of just discharged fuel is varied from 0.34 to 1.66 times of average value and decay heat of 1 year cooled fuel is varied from 0.55 to 1.37 times of average value in accordance with change of specific power. Namely depletion parameters can cause large variation in decay heat calculation of short-term cooled fuel. Therefore application of real operation data instead of user selection value is needed to improve evaluation accuracy. It is expected that these results could be used to improve accuracy of heat load assessment and evaluate uncertainty of calculated heat load.

키워드

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