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ISSN : 1738-1894(Print)
ISSN : 2288-5471(Online)
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Vol.17 No.2 pp.167-181
DOI : https://doi.org/10.7733/jnfcwt.2019.17.2.167

International Research Status on Spent Nuclear Fuel Structural Integrity Tests Considering Vibration and Shock Loads Under Normal Conditions of Transport

JaeHoon Lim*, Sang Soon Cho, Woo-seok Choi
Korea Atomic Energy Research Institute, 111, Daedeok-daero 989beon-gil, Yuseong-gu, Daejeon, Republic of Korea
Corresponding Author. JaeHoon Lim, Korea Atomic Energy Research Institute, E-mail: jhlim85@kaeri.re.kr, Tel: +82-42-868-2232
December 13, 2018 February 26, 2019 March 20, 2019

Abstract


Currently, the development of evaluation technology for vibration and shock load characteristics and spent nuclear fuel structural integrity under normal conditions of transport is being conducted in the Republic of Korea. This is the first such research conducted in the Republic of Korea and, thus, previous international studies need to be investigated and will be referred to in the ongoing project. Before 2000, several studies related to measurement of vibration and shock loads on spent nuclear fuel were conducted in the US. US national research institutes conducted uniaxial fuel assembly shaker tests, concrete block tests, and multi-axis fuel assembly tests between 2009 and 2016. In 2017, multi-modal transportation tests including road, sea, and rail transport were also performed by research institutes from the US, Spain and the Republic of Korea. Therefore, test preparation procedures, acceleration and strain measurement results, and finite-element and multi-body dynamics analysis were investigated. Based on the measured strain data, the preliminary conclusion was obtained that the measured strain was too small to cause damage to spent nuclear fuel rods. However, this conclusion is a preliminary conclusion that only reviews part of the results; a detailed review is being conducted in the US. The investigation of international studies on spent nuclear fuel structural integrity tests considering vibration and shock loads under normal conditions of transport in the US will be useful data for the project being conducted in the Republic of Korea.



정상운반조건의 진동 및 충격하중을 고려한 사용후핵연료의 구조적 건전성 시험평가 해외연구현황

임 재훈*, 조 상순, 최 우석
한국원자력연구원, 대전광역시 유성구 대덕대로989번길 111

초록


최근 국내에서 육상 및 해상을 통한 소외 정상운반 시 진동 및 충격하중에 대한 사용후핵연료의 건전성 평가 기술 개발이 수 행되고 있다. 이와 관련된 국내 연구사례는 전무하여 기존에 진행된 또는 현재 수행중인 해외연구사례를 조사하여 국내 연 구에 참고하고자 한다. 2000년 이전 과거 미국의 사용후핵연료의 정상운반 시 진동 및 충격하중 측정 관련 연구현황을 조사 하였고 2009년부터 미국국립연구소 주관으로 실시한 단축가진시험, 콘크리트블럭 트럭운반시험, 다축가진시험에 대해서 조사하였으며 2017년 미국 SNL, 스페인의 ENSA, 한국이 공동으로 수행한 복합운반시험을 상세히 조사하였다. 시험 준비과 정, 절차, 가속도 및 변형률 측정결과, 유한요소 및 다물체동역학 해석과정 등이 조사되었다. 각 시험 별로 측정된 변형률 자 료를 바탕으로 사용후핵연료 피로곡선과 비교한 결과 손상을 일으키기에는 매우 미미한 정도의 변형률이 발생한다는 초기 결론을 얻었음을 확인하였다. 하지만 현재 결론은 일부 결과만을 검토한 예비 결론으로 상세한 검토가 현재 미국에서 진행 중이다. 미국에서 지금까지 수행한 사용후핵연료의 정상운반조건에서의 진동 및 충격하중 측정과 관련하여 조사된 내용은, 국내 운반환경에서 사용후핵연료의 정상운반시험을 수행할 때 참고할만한 유용한 자료라 판단된다.



    Ministry of Trade, Industry and Energy
    Korea Institute of Energy Technology Evaluation and Planning
    2018170201770
    © Korean Radioactive Waste Society. All rights reserved.

    This is an Open-Access article distributed under the terms of the Creative Commons Attribution Non-Commercial License (http://creativecommons.org/licenses/by-nc/3.0) which permits unrestricted non-commercial use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited.

    1. 서론

    국내에서 상업용 원자력 발전을 시작한 1978년부터 지금 까지 40여년을 지나오는 동안 여러 종류의 사용후핵연료가 발생되었고, 현재 원자력발전소 내 습식 사용후핵연료 저장 조에 임시저장되어 있다. 하지만, 이렇게 임시저장하는 용량 은 곧 포화될 것으로 예상되어 현재 이 문제를 해결하기 위한 가장 현실적인 대안으로 발전소 내부 또는 외부에 건식저장 하는 것이 유력한 방안으로 논의되고 있다. 따라서 발전소 내 임시저장되고 있는 사용후핵연료를 건식저장시설로 운반하 는 것이 근시일 내에 수행되어야 하는 상황이라 관련된 수송 작업 시 사용후핵연료의 건전성을 확보하는 것이 필요하다.

    국내외 사용후핵연료 관련 규제요건을 살펴보면 먼저 국 내에서는 원자력안전위원회 고시 제2017-64호에‘사용후핵 연료는 취급, 운반 시 기계적 건전성이 유지되도록 포장되 어야 하며, 운반용기는 운반 시 사용후핵연료에 손상이 가 지 않도록 건전성을 유지하여야 한다.’고 되어있다[1]. 한편 미국의 10CFR71 [2]에서는 정상운반조건에서는‘운반 중(도 로, 철도 등) 충격, 진동’요건이 구체적으로 명시되어 있으 며, 이 조건에서 사용후핵연료의 건전성이 유지되어야 한다 고 되어있다.

    사용후핵연료의 특수성과 국내의 지리적 여건을 감안 할 때 사용후핵연료의 운반은 육상과 해상을 거쳐 운반이 되어야 할 것으로 예상되지만 아직까지 사용후핵연료의 운반과정, 특히 진동 및 충격하중에 대한 사용후핵연료의 건 전성 평가에 관한 연구는 국내에서 수행된 사례가 전무한 실 정이다.

    유럽, 일본 등 국외에서도 주로 운반용기의 인허가를 목 적으로 한 인허가 요건과 관련된 시험만이 주로 수행되어, 실 제 정상운반조건에서 사용후핵연료에 작용하는 하중과 변형 률을 측정하는 연구는 거의 수행된 바가 없다. 주로 미국 국 립연구소 주관으로 운반 중 발생하는 하중측정이 2000년대 이전 주로 수행되었고, 최근 복합모드운반시험을 비롯하여 여러 관련된 시험이 수행되었다. 본 논문에서는 이러한 해외 연구사례를 요약하였으며 이는 국내에서 수행하는 시험에 기반자료로 활용할 수 있을 것으로 판단된다.

    2. 2000년 이전 미국의 연구사례

    미국에서는 사용후핵연료를 육상 및 철도로 운반할 때 발생하는 진동과 충격하중을 1970년대부터 꾸준히 측정해왔 다. 여기서 일반적으로 진동하중은 하중의 크기를 기준으로 하위 99%에 해당하는 것이며 상위 1%는 충격하중이라 가정 한다[3]. 진동하중은 일반적으로 가속도의 크기(amplitude) 를 주파수의 함수로 나타내어 그래프를 그리며 충격하중은 동일한 입력 신호를 부여했을 때 고유진동수가 다른 1자유도 스프링-질량 시스템 각각의 최대 가속도(peak acceleration) 를 도시화한 충격응답선도(shock response spectrum)를 도 시화하여 그 특성을 파악한다.

    사용후핵연료 운반용기는 Fig. 1에서와 같이 주로 트럭 또는 기차를 이용하여 운반되기 때문에, 운반용기는 트럭에 탑재하는 트럭용 운반용기(truck cask)와 기차용 운반용기 (rail cask) 2가지로 분류된다[3]. 미국 NRC 웹페이지[4]의 정 보에 따르면 Fig. 2에 나타난 것과 같이 트럭용 운반용기는 25톤 정도의 총 중량에 PWR 사용후핵연료 4다발 정도를 운 반하는 소형용기를 지칭한다. 한편 기차용 운반용기는 125 톤 정도의 총 중량에 PWR 사용후핵연료 26다발 정도를 운 반하는 대형용기를 지칭하는데, 과거에 사용되었던 운반용 기가 그러하였다는 것으로 분류체계가 명확하지는 않은 것 으로 보인다.

    1970년도부터 2000년 이전까지 수행된 사용후핵연료 운 반용기의 진동 및 충격하중 측정과 관련된 연구 대부분은 운 반용기와 운송수단(트럭 또는 기차)의 경계(interface)에서 측정되는 가속도를 기록하였다[3]. 이러한 문헌에서는 운반 용기가 완전히 강하게 체결되지 않았으므로 운반용기와 운 송수단의 경계에서 측정된 가속도가 운반용기에서 측정된 것 보다 보수적일 것이라 예상하였다[3].

    2000년 이전 사용후핵연료 운반용기를 트럭 및 기차로 운반할 때 진동 및 충격하중을 측정한 연구들이 Table 1에 정리되어 있다. Table 1에서 수행된 연구를 살펴보면 트럭과 철도 운반조건에 대해 운반용기 중량이 4.5톤에서 64톤에 이 르기까지 다양한 조건에서 시험이 수행되었음을 확인할 수 있다. 하지만 변형률은 측정되지 않고 운반용기와 운송수단 연결부의 가속도가 주로 측정되었기 때문에 조건에 따른 진 동 및 충격하중의 경향은 파악할 수 있으나, 사용후핵연료의 건전성을 평가하기는 어렵다는 한계가 있다. 참고문헌 [3]에 서는 측정된 시험자료로 사용후핵연료 해석모델을 개발하여 해석을 수행한 결과도 포함되어 있다. 해석 결과 최대인장응 력은 155 MPa, 최대 spacer grid의 pinch force는 80.1 N 이 라고 나타나 있다.

    3. 2000년 이후 미국의 연구사례

    최근 미국에서 고연소도 사용후핵연료를 정상운반 할 때의 건전성을 확인하기 위한 프로그램이 2009년부터 미국 에너지국(Department of Energy, DOE) 주관으로 시작되었 으며 지금까지 수행된 연구들을 Table 2에 정리하였다.

    미국에서는 이러한 연구들을 수행하기 이전에 현재 보유 한 기술은 무엇이고 필요하지만 아직 준비되지 않은 기술들 은 어떤 것인지를 조사하였고 그 결과 정상운반조건에서의 사용후핵연료 건전성 평가기술이 우선수위가 높은 연구 항 목으로 조사되었다[6, 7].

    먼저 미국 샌디아국립연구소(Sandia National Laboratories, 이하 SNL)는 도로 운반을 모사하는 모의 핵연료집합체 의 단축가진시험을 2013년에 수행하였고, 모의 핵연료집합 체와 바스켓, 운반용기 무게의 콘크리트를 트럭에 싣고 실 제 도로를 주행하여 지면으로부터 발생되어 핵연료집합체에 전달되는 진동 및 충격 하중자료를 2014년에 취득하였다. 오 크리지국립연구소(Oak Ridge National Laboratory, ORNL) 에서는 조사된 연료봉의 핫셀 내 피로시험을 수행하여 연소 도별로 핵연료봉이 견딜 수 있는 최대변형률의 크기를 평가 하고, 위의 SNL의 실제 정상운반시험에서 얻은 진동 및 충격 하중자료를 바탕으로 핵연료집합체의 건전성을 평가하였다.

    이러한 시험결과를 기반으로 해석적으로 검증하고 비 교 평가하는 연구가 퍼시픽노스웨스트국립연구소(Pacific Northwest National Laboratory, 이하 PNNL) 에서 수행되었 는데, 도로, 트럭, 지지대, 운반용기, 바스켓, 핵연료집합체로 하중이 전달되는 과정에서 지면으로부터 발생된 운반하중이 증폭되거나 감소될 수 있다는 것이 확인되었다.

    미국 DOE 주관으로 SNL, PNNL, 스페인 ENSA 및 한국 원자력연구원이 협력하여 상용 사용후핵연료 운반용기를 이용한 복합운반시험(Multi-modal Transportation Test)을 2017년에 수행하였다. 경수로 모의 핵연료집합체를 장입한 스페인 ENSA의 상용 사용후핵연료 운반용기 ENUN 32P를 지지대 위에 장착하여 도로, 철도, 해상으로 운반하며, 이 과 정에서 발생하는 진동 및 충격하중이 운반플랫폼에서 운반 용기를 거쳐 모의 핵연료집합체로 어떤 경로로 얼마나 전 달되는지를 파악하였고, 측정된 모의 핵연료집합체의 변형 률 데이터와 핫셀에서 측정된 사용후핵연료의 피로곡선을 바탕으로 사용후핵연료의 건전성을 실험적으로 평가하였다.

    3.1 단축가진시험

    2013년 미국 SNL에서는 NUREC/CR-0128 [8]에 포함된 시 험을 통해 측정된 하중자료를 이용한 단축가진시험이 수행 되었다[9, 10]. 기존에 측정된 하중자료를 바탕으로 수직방향 으로의 가진 함수를 생성하여 이를 사용후핵연료 집합체에 부과하여 도출되는 가속도 및 변형률을 측정하였다.

    시험은 Fig. 3과 같은 SNL에서 보유한 단축가진시험장치 를 이용하여 수행되었으며, 17×17 모의 경수로 사용후핵연 료 집합체를 제작하여 시험이 수행되었다. PWR (경수로) 사 용후핵연료를 시험 대상으로 선정한 이유는 미국에서 BWR (중수로) 사용후핵연료에 비해 경수로 사용후핵연료가 수량 이 월등히 많고 일반적일 뿐 아니라, PWR 사용후핵연료가 BWR 사용후핵연료에 비해 길이가 길고 유연(flexible)하기 때문에 정상운반조건에서 보다 큰 변형률을 나타낼 것으로 예상되었기 때문이다.

    핵연료집합체는 Fig. 4에서와 같이 연료봉(fuel rod)과 안내관(guide tube) 그리고 제어봉(instrument tube)으로 구 성되며 지지격자(spacer grids)에 의해 고정된다. 그 중 연료 봉은 외곽을 둘러싸는 환형 피복관(cladding)과 피복관 내부 에 위치하는 핵연료(UO2) 펠렛으로 구성된다. 이상적으로는 고연소도이면서 사용후핵연료 저장조에서 오랜 기간 동안 저장된 사용후핵연료 집합체를 사용하는 것이 가장 적절하 지만, 이는 방사성 물질이기 때문에 작업자 등의 피폭을 방 지하기 위해서 핫셀 내에서 시험이 수행되어야 하기에 천문 학적인 비용을 필요로 한다. 따라서 해당 시험에서는 실제 사 용후핵연료와 유사한 질량과 강성을 가진 모의 사용후핵연 료집합체를 별도로 제작하여 시험이 수행되었다. 본 단축가 진시험에는 Fig. 5와 같이 납(lead)으로 제작된 봉(rod)으로 펠렛을 모사하였고 피복관은 대부분 구리로 모사하였으며 3 개의 연료봉(Fig. 5에서 좌측 상단, 하단, 중앙에 위치한 연료 봉)만 실제 피복관 재질인 Zircaloy로 모사하였다.

    사용된 하중자료는 700 mile (1,127 km) 동안 가속도계 로 측정된 진동 및 충격 하중으로 시험 1은 56,000 lbs (25,400 kg), 시험 2는 44,000 lbs (19,960 kg) 하중으로 시험이 수행되었으며 샘플링 주기(sampling rate)는 충격하중시험 의 경우 6,400 Hz, 진동하중의 경우 12,800 Hz이었고 운행속 도는 0 ~ 55 mph (0 ~ 88.5 km·h-1) 이었다.

    시험 결과 측정된 변형률은 35 ~ 213 μm·m-1이었으며 이 는 Fig. 6에서와 같이 사용후핵연료의 파손을 일으키기에는 매우 작은 수준의 변형률이라고 기술되어 있다. 하지만, 사 용후핵연료가 아닌 운반시스템에서 측정된 충격 및 진동 하 중을 바탕으로 입력가진을 생성하여 시험을 수행하였기 때 문에, 운반시스템-운반용기-내부구조물-사용후핵연료집합 체로 전달되는 하중 경로의 영향을 반영하지 못하였다는 한 계가 있다.

    3.2 콘크리트블럭 트럭운반시험

    3.1절의 단축가진시험에서 사용된 것과 동일한 17×17 PWR 모의 사용후핵연료 집합체를 이용하여 Fig. 7과 같이 콘크리트블럭 트럭운반시험이 수행되었다[11]. 해당 시험에 서는 Zircaloy-4 연료봉이 1개만 사용되었다. 실제 트럭 위 에 운반용기의 질량을 모사한 대형 콘크리트 블록을 싣고 그 위에 바스켓과 모의 사용후핵연료 집합체를 Fig. 8에서와 같 이 볼트로 결합하여 운반시험을 수행하였다. 운반시험은 미 국의 Albuquerque지역에서 총 40.2 mile (65 km)의 거리 동 안 진행되었다.

    3.1절에서 소개된 단축가진시험과 3.2절에서 소개된 콘 크리트블럭 트럭운반시험과 관련하여 PNNL에서 모델링과 해석을 수행하였다[12]. 여러 매개변수의 민감도 분석을 수행하여 결과에 크게 영향을 미치는 항목과 그렇지 않은 항 목을 Table 3에서와 같이 정리하였다. 그리고 이 시점까지 수행된 연구로는 평가하지 못한 항목에 대해서도 아래와 같 이 정리하였다.

    • - 지지대(cradle)의 하중 전달성

    • - 지지대 설계의 영향

    • - 지지대의 모드해석

    • - 지지대가 하중을 증폭하지 않는다는 가정하에 진행된 점

    또한 콘크리트블록 트럭운반시험 결과를 유한요소해석 결과와 비교하였다. 그 결과 대부분의 해석결과가 시험결 과와 비교하여 변형률 50 μs 이내임을 확인하였으며, 최 대 200 μs 정도 차이를 보였다. 하지만, 이는 시험결과 측정 된 변형률이 유한요소해석의 최소 오차범위인 ±350 μs 이 내이기 때문에 해석의 정확도를 논의하기는 어렵다고 기술 되어 있다[13].

    콘크리트블록 트럭운반시험의 결과로 도출된 가속도와 단축가진시험의 자료가 Fig. 9에 나타나 있다. 0 ~ 25 Hz 범 위에서는 단축가진시험에서 도출된 가속도가 콘크리트블록 트럭운반시험에서 발생한 가속도보다 큰 값을 가짐을 확인 할 수 있다.

    한편 핵연료봉의 관점에서는 1 ~ 100 Hz 범위의 주파수 의 가진력이 중요하다. Fig. 10의 (a)와 같은 운반용기-지지 대 구조물의 경우 50 Hz 정도의 고유진동수를 가지는데 비 해 (b)와 같은 콘크리트질량모델의 경우 300 Hz 이상의 고 유진동수를 가진다[13]. Fig. 11에 각각의 주파수응답함수가 나타나 있는데, 이를 살펴보면 두 모델의 해석결과는 상당 한 차이를 보일 것으로 예상된다[14]. 예를 들어 Fig. 12에서 와 같이 50 Hz로 가진력이 발생한다면 콘크리트질량모델에 서는 입력 가진력 이하로 가진되지만, 운반용기-지지대 구 조물의 경우 가진력이 3배 이상으로 증폭되게 된다. 따라서 콘크리트질량모델의 경우 하중전달경로에 따른 하중의 증폭 또는 감소를 적절히 반영할 수 없다는 한계가 있다.

    국내에서 수행되는 시험에서는 이러한 영향을 적절히 반 영할 수 있도록 시험모델을 제작해야 할 것으로 사료된다.

    3.3 다축가진시험

    미국에서는 철도를 통한 운반을 주된 운반경로로 여 기고 있기 때문에 레일운반하중에 대한 가진시험을 추가 로 수행하였다[15]. 기존의 SNL에서의 단축가진시험은 트 럭에서 측정된 하중 중 수직방향하중만 고려하여 시험을 수행하였지만 다축가진시험에서는 기존의 트럭운반하 중에 레일운반하중까지 고려하였으며, 수직방향뿐 아니라, 병진운동 3방향, 회전운동 3방향의 6자유도로 가진하여 집합 체의 가속도 및 변형률을 측정하였다. Fig. 13

    미국 DCL (Dynamic Certification Laboratory)의 6축 가진시험장치를 이용하여 수행하였으며, 트럭하중은 단축가 진시험과 동일하게 NUREC-0128의 하중자료를 사용하였으 며 레일의 경우 FCRD-UFD-2013-000325 [12] 보고서에 기 술된 레일운반하중을 LS-DYNA로 유한요소해석을 수행하 여 집합체에 가해지는 하중을 구하여 사용하였다. SNL의 단 축가진시험의 경우 3 Hz 이상의 가진주파수만 적용 가능하 였지만, DCL의 다축가진장치는 1 Hz 이상의 가진주파수가 적용이 가능하였다. 기존에 수행된 시험에서는 사용후핵연 료봉의 펠렛을 단순히 납봉으로만 모사한 것에 비해 본 다 축가진시험에서는 봉이 아닌 실제로 펠렛을 Molybdenum 과 납(lead)으로 모사하여 시험하였다. 추가적으로 열차 차량을 연결 할 때 발생하는 충격(rail coupling shock event) 와 관련된 시험 또한 수행하였지만, 이는 정상운반조건에 관한 시험은 아니다. Fig. 14

    다축가진시험 수행 결과 이전의 수행된 시험에서와 마 찬가지로 주어진 하중이 사용후핵연료의 건전성에 영향을 주지 않는다는 결론을 얻었다. 펠렛을 모사한 것과 그렇지 않은 것의 결과 차이는 명확하게 나타나지 않았다. 하지만, 다축가진시험 역시 하중전달 경로의 영향을 반영하지 못하 였다는 한계가 있다.

    3.4 복합모드운반시험 (MMTT, Multi-Modal Transportation Test)

    미국의 DOE의 주관으로 SNL, PNNL 및 스페인의 ENSA 가 협력하여 상용 사용후핵연료 운반용기를 이용한 복합 모드운반시험(Multi Modal Transportation Test, MMTT)이 2017년에 수행되었다. ENSA에서 제공한 ENUN 32P 운반용 기에 경수로 모의 핵연료집합체를 장입하여 도로, 철도, 해 상으로 운반하여 이 과정에서 발생하는 진동 및 충격하중에 대한 모의 핵연료집합체의 건전성을 실험적으로 평가하였다.

    본 프로젝트의 추진 배경으로는 크게 2가지가 있다. 첫 번째는 사용후핵연료는 처분 이전 상당 기간 동안 건식저장 될 것이며 그에 따라 열화(aging)가 진행되어 연료봉의 열화 가 발생할 것이라는 점, 그리고 두 번째로 최근에는 저장 전 원자로내에서 더욱 높은 연소도로 연소되기 때문에 기존보다 연료봉의 열화가 더욱 심하게 발생될 것이라는 점이다. 이러 한 요인을 고려하여 최근 미국에서는 고연소도 사용후핵연료 가 저장 전 건조될 때, 장기 저장될 때 그 특성이 어떻게 변하 는지를 파악하기 위한 연구와 과연 사용후핵연료가 정상운반 조건에서 건전성을 유지를 확인하는 연구가 수행되고 있다.

    미국(SNL), 스페인(ENSA), 한국(한국원자력연료에서 모의 핵연료봉 제공)의 모의 핵연료집합체가 ENSA ENUN 32P 운반용기에 탑재되었다. 나머지는 dummy 핵연료집합 체로 채워졌다. ENSA의 ENUN 32P 운반용기는 현존하는 NRC에서 승인 받은 TN-32 운반용기와 유사하다. 미국 SNL 과 PNNL은 전반적인 시험준비와 계측을 담당하였으며 스페 인의 ENSA는 운반용기를 제공하였다. 바스켓, 운반용기, 지 지대, 플랫폼(트럭, 기차)의 가속도가 측정되었으며 복합모 드운반시험에 대한 개략적인 정보가 Table 4에 나타나 있다.

    3.4.1 운반용기

    Fig. 15와 같은 ENUN 32P [16]가 사용되었는데 이는 현 존하는 NRC에서 승인 받은 운반용기들과 그 크기 및 특성이 유사하다. 적재하중(loaded weight)은 120톤이며 충격완충 체를 포함하면 137톤에 이른다. 충격완충체를 제외한 총 길 이는 2.65 m이다.

    3.4.2 데이터 계측 시스템

    2개의 40채널 Siemens사의 DAQ를 사용하여 운반 시험 중 발생한 진동 및 충격하중을 계측하였다. 가속도계 40채널과 변형률측정게이지 37개, 총 77채널에서 데이터가 측정되었다. 전원이 공급되지 않는 환경에서의 원활한 데이 터 계측을 위해 대용량의 배터리기반 전원공급시스템도 함 께 제작되었다. 배터리의 중량은 약 4,000 lbs (1,814 kg), 배터리와 데이터계측시스템의 연결, 데이터계측시스템과 운 반플랫폼, 운반용기, 내부구조물, 모의 사용후핵연료집합체 에 설치된 77개의 가속도 및 변형률 센서를 연결하는 케이 블의 총 길이는 약 1.17 mile (1.88 km) 에 달하였다. 운반 용기와 각국의 모의 사용후핵연료집합체, 운반시스템에 부 착된 변형률 및 가속도센서의 부착위치가 Fig. 16에 나타 나 있다. 각국에서 핵연료봉에 부착한 변형률측정게이지와 가속도계의 수량은 Table 5에 나타나 있다.

    3.4.3 전체시험경로

    시험의 전체 시험경로가 Fig. 18에 나타나 있다[17]. 가 장 먼저 스페인 ENSA에서 운반용기조작시험(cask handling test)을 수행하였고, 스페인에서 도로트럭운반시험(heavyhaul truck test)을 수행하였다. 그리고 스페인에서 벨기에까 지 해상으로 운송하는 연안항해시험(coastal sea shipment) 을 수행하였으며 벨기에에서 미국 볼티모어로 해상 운송하 는 대서양항해시험(ocean transport)이 진행되었다. 그리고 미국에서는 철도를 통해 TTCI (Transportation Technology Center Inc.)까지 운반하는 기초철도운반시험(preliminary rail transport)이 수행되었으며 TTCI에서 각종 철도운반관 련 시험 즉 심화철도시험(testing at TTCI)이 수행되었다. 그 후 다시 역순으로 ENSA에 도착하였다. Fig. 17

    3.4.4 운반용기조작시험

    처음 수행한 시험은 운반용기를 수직 위치에서 중간저장 패드에 위치시키는 것을 모사하는 것으로 운반용기거치대 (cradle)에 올려 놓는 운반용기조작시험을 시험하였다. 3명의 서로 다른 크레인 작업자에 의해 시험이 수행되었으며 콘크 리트 패드에 운반용기가 놓일 때 그 힘의 크기를 다르게 하 여 시험을 수행하였다.

    그 결과 운반용기에서 측정된 최대 가속도는 0.15 g, 최대 변형률은 87 μm·m-1이었다. 운반용기조작시험(cask handling test) 이후 운반용기는 배터리와 데이터계측시스템 에 연결되었으며 가속도계가 바스켓, 운반용기, 운반용기 거 치대, 운반시스템 및 모의 핵연료집합체에 설치되었다.

    3.4.5 도로트럭운반시험(Heavy-haul truck test)

    육상운송시험을 위해 16개의 축이 있는 110 ft (33.5 m) 길이의 트럭에 운반용기를 거치하였다. 트럭 트레일러에는 3세트의 3축 가속도계를 부착하였다.

    트럭은 ENSA가 위치한 북스페인 Maliano에서 출발하여 Burgos를 거쳐 돌아왔다. 3일, 400 km의 여정이었다. 그 결 과 3일 동안 353 GB의 ASCII 데이터가 생성되었으며 이 때 집합체에서 측정된 최대 가속도는 0.74 g, 최대 변형률은 86 μm·m-1이다.

    3.4.6 쩨브뤼헤(Zeebrugge, 벨기에) 향 연안항해시험

    도로트럭운반시험 이후 운반용기 및 거치대는 스페인의 Santander 항구에서 Autosky 호에 선적되었다. 트럭으로부 터 선박 플랫폼으로 이동 시 운반용기 조작시험을 추가로 수 행하였다. 그 결과 4일 동안 471 GB의 ASCII 데이터가 생 성되었으며 측정 결과 집합체에 작용하는 하중은 0.3 g 이 하, 변형률은 20 μm·m-1 이하로 매우 작은 크기의 변형률과 가속도가 측정되었다.

    3.4.7 볼티모어(Baltimore, 미국) 향 대서양항해시험

    미국 볼티모어에 도착해서 1.3 TB의 데이터를 다운로드 하고 30시간 정도 시간을 소요하여 베터리를 충전하였다. 벨 기에 쩨브뤼헤항에서 Tarago 호에 선적하여 미국 볼티모어 에 도착하였다. 시험 결과 집합체에 작용하는 하중은 0.2 g 이하, 변형률은 20 μm·m-1 이하로 매우 작은 크기의 변형률 과 가속도가 측정되었다.

    3.4.8 시험 별 측정결과 요약

    각 시험별로 측정된 가속도 및 변형률 결과를 Table 6 에 요약하였고 그 결과를 사용후핵연료봉 피로곡선[18]과 비교한 것이 Fig. 19에 나타나 있다[19. 20]. 그래프 아래 쪽 수평으로 그려진 선이 정상운반시험 중 측정된 최대변 형률에 해당하는 응력값인데, 이 값이 Zircaloy-4 사용후핵 연료 피복관의 피로곡선에 비해 현저히 낮은 값임을 확인 할 수 있다. 따라서, 정상운반과정에서 측정된 변형률은 사 용후핵연료 피복관에 손상을 일으키기에는 매우 미미한 정 도의 변형률임이 확인되었다. 하지만 현재 결론은 일부 결 과만을 검토한 예비 결론으로 측정 데이터에 대한 추가적인 세부검토가 진행 중이며 재료열화연구, 사용후핵연료봉의 피로곡선개발 연구 등 또한 현재 미국에서 진행 중이다.

    3.4.9 시험결과분석 및 추가수행연구

    복합모드운반시험 수행결과 측정된 가속도 및 변형률 자 료를 바탕으로 운반시스템을 통한 하중전달경로분석, 사용후 핵연료봉의 피로 손상도 검토 등이 수행중이다[21, 22]. 하중 전달경로분석결과 대체적으로 운반시스템 플랫폼에서 운반 용기 거치대(cradle), 운반용기로 갈수록 전달되는 하중의 크 기가 감소하지만, 운반용기에서 내부구조물, 바스켓, 집합체, 모의 사용후핵연료집합체로 갈수록 하중의 크기가 증폭됨이 확인되었다[21]. 또한 철도운반시험을 수행할 때에 거치대와 운반용기 사이에 적용한 고무패드의 영향을 확인하기 위해 가진시험이 추가로 수행되었다[22]. 향후에는 운반시스템의 설계가 변경되어도 현재 도출된 결론인‘정상운반조건에서 사용후핵연료봉의 건전성이 유지된다’는 결론이 유효한지를 확인하는 연구가 수행될 계획인 것으로 확인되었다[22].

    미국의 경우에는 주요 운반모드로 철도를 고려하고 있기 때문에, 기초철도운반시험결과와 TTCI에서의 수행한 심화 철도시험 결과를 중점적으로 분석 중이다. 국내에서는 아직 운반모드가 결정되지 않았지만, 지리적 여건에 따라 도로 또 는 해상으로 운반할 것으로 예상되기 때문에 국내 정상운반 시험 수행 및 데이터 분석 시 이러한 점을 고려하여 연구를 수행할 필요가 있을 것으로 판단된다.

    4. 결론 및 시사점

    최근 국내에서 육상 및 해상을 통한 소외 정상운반 시 진 동 및 충격하중에 대한 사용후핵연료의 건전성 평가 기술 개 발이 수행되고 있다. 이와 관련된 국내 연구사례는 전무하여 본 논문에서는 최근 진행된 해외연구사례를 조사하여 국내 연구에 참고하고자 하였다.

    2000년 이전 과거 미국의 사용후핵연료 정상운반 시 진동 및 충격하중 관련 연구현황을 조사하였고, 최근 미국 SNL, 스페인 ENSA, 한국연구팀이 공동으로 수행한 복합운 반시험에 대하여 자세히 기술하였다. 데이터 계측시스템을 구성하고, 어떤 절차에 의해 시험을 수행하였으며 시험결 과는 어떠하였는지를 기술하였다. 현재 초기 시험결과분석 결과를 살펴보면 정상운반시험에서 발생하는 하중에 의해 사용후핵연료봉에 발생하는 변형률은 피로 파괴를 발생시키 기에는 매우 미미한 수준이다. 하지만 현재 미국에서 그 결과 에 대한 세부검토가 진행되고 있으며 사용후핵연료봉의 피 로곡선개발과 관련된 연구도 수행되고 있는 것으로 보이므 로 향후에도 지속적으로 미국의 연구결과 발표를 관찰해야 할 것으로 판단된다.

    본 논문에서 기술된 내용은 국내에서 수행할 예정인 정 상운반시험에 유용한 기반자료로 활용될 수 있을 것으로 여 겨지며 미국 연구팀이 겪었던 시행착오를 최소화할 수 있을 것으로 예상된다.

    감사의 글

    본 연구는 산업통상자원부(MOTIE)와 한국에너지기술평가 원(KETEP)의 지원을 받아 수행한 연구 과제입니다. (No. 2018170201770)

    Figure

    JNFCWT-17-2-167_F1.gif

    Classification of spent nuclear fuel transportation cask [3].

    JNFCWT-17-2-167_F2.gif

    Truck and rail cask [4].

    JNFCWT-17-2-167_F3.gif

    Uniaxial fuel assembly shaker test [10].

    JNFCWT-17-2-167_F4.gif

    Structure of general PWR spent nuclear fuel [10].

    JNFCWT-17-2-167_F5.gif

    Surrogate spent nuclear fuel assembly and location of Zircaloy tubes [10].

    JNFCWT-17-2-167_F6.gif

    Stress-strain curve of Zircaloy-4 rod and result of uniaxial fuel assembly shaker test [10].

    JNFCWT-17-2-167_F7.gif

    Over-the-road truck test [11].

    JNFCWT-17-2-167_F8.gif

    Connection between concrete block and surrogate spent nuclear fuel assembly [11].

    JNFCWT-17-2-167_F9.gif

    Result comparison between over-the-road test and uniaxial fuel assembly shaker test [13].

    JNFCWT-17-2-167_F10.gif

    Cask-cradle structure and fuel assembly with concrete block [13].

    JNFCWT-17-2-167_F11.gif

    Frequency response function of cask-cradle structure and fuel assembly with concrete block [14].

    JNFCWT-17-2-167_F12.gif

    Acceleration of cask-cradle structure and fuel assembly with concrete block with 50 Hz excitation [14].

    JNFCWT-17-2-167_F13.gif

    Fuel assembly with basket on multi-axial fuel assembly shaker [15].

    JNFCWT-17-2-167_F14.gif

    Surrogate pellet and rod [15].

    JNFCWT-17-2-167_F15.gif

    ENSA ENUN 32P Cask [16].

    JNFCWT-17-2-167_F16.gif

    Established data acquisition system for MMTT [17].

    JNFCWT-17-2-167_F17.gif

    Sensor location on surrogate spent nuclear fuel assembly and transportation system [17].

    JNFCWT-17-2-167_F18.gif

    MMTT route [17].

    JNFCWT-17-2-167_F19.gif

    Magnitude of the measured stress (s-n curve for Zircaloy-4 rod) [18, 21].

    Table

    Studies on shock and vibration load during normal transport of spent nuclear fuel in the United States before the year 2000 [3]

    Studies on shock and vibration load during normal transport of spent nuclear fuel in the United States since the year 2000

    Parameter sensitivity analysis result [12]

    Basic information of MMTT

    Number of channels per location of transportation system

    Measured data during MMTT

    Reference

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