1.서론

최근 국내 원전의 사용후핵연료 소내 습식저장시설이 2024년경 포화 될 것으로 예상되고 있으며 올해 5월에는 ‘국가 고준위 방사성폐기물 관리 기본계획’이 발표되었다. 이에 국내 방사성폐기물사업을 주관하는 한국원자력환경공 단에서는 사용후핵연료의 안전한 운반/저장 시스템개발을 목표로 금속 겸용용기 및 콘크리트 저장용기의 기술개발을 진행 중이다. 금속 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기는 정상조건 및 사고조건에서 방사선적 안전성을 확보하여야 하며, 안전성확보를 위해 각 용기별 기술기준에 부합하도록 설계되어야 한다[1-4]. 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계 시, 일반적으로 장전 대상연료들의 특성(연소도, 농축도 및 냉각기간이 반영된 선원항 등)을 분석하여 가장 보수적인 기 준연료를 채택하고 이를 대상으로 방사선차폐해석, 핵임계, 열 안정성 및 격납해석을 수행한다[5].

현재 한국원자력환경공단에서 개발중인 사용후핵연 료 금속 겸용용기(KORAD-21)는 WH형 및 CE형 연료에 대하여 운반/저장 겸용으로 설계되었다. 노심방출 연소도 45,000 MWD/MTU 이상의 고연소도 연료는 차폐성능 확보 를 위한 용기두께의 증가로 인하여 국내 상용원전에서 사용 중인 용기 크레인의 허용용량을 초과하므로 설계기준연료의 최대연소도는 그 이하로 설정하였다. 설계기준연료의 주요 특성은 Table 1과 같다.

그러나, 각 용기에 장전되는 사용후핵연료의 특성은 상 기와 같은 설계기준연료로 한정되지 않기 때문에, 국내원전 에서 발생한 사용후핵연료의 초기 농축도와 노심 방출 연소 도 범위를 최소냉각기간 조건과 연계하여 반복적인 방사선 차폐평가, 핵임계 평가 및 열전달 평가를 통해 결정된다. 그 리고 피복관이 손상되었거나 손상이 의심되는 핵연료집합체 는 금속운반용기로 운반되지 않으며, 운반되는 핵연료 집합 체는 동일한 타입의 21다발 연료만 허용된다.

본 연구의 목표는 공단에서 개발한 금속 겸용용기의 운 반/저장 운영절차 개발을 위하여 안전성해석 시 적용된 설계 기준연료 외 장전 가능한 사용후핵연료의 특성을 결정하기 위하여 미임계, 방사선 차폐 및 열 전달 성능 등의 연료장전 평가요소 중 가장 지배적인 영향을 나타내는 방사선 차폐평 가를 기준으로 다양한 특성을 가지는 사용후핵연료의 최소 냉각기간을 평가하기 위한 일련의 방사선원항 평가 및 차폐 평가를 포괄적으로 기술하였다[3].

2.해석방법 및 절차

2.1.사용후핵연료 발생 특성 분석

국내 PWR 사용후핵연료는 운영 중인 21기의 경수 로 원전에서 발생하며, 연료형태에 따라 WH형과 CE형으 로 구분된다. 2008년 12월 말 기준으로 11,121다발이 발 생한 것으로 조사되었으며, 연료형태별로 WH형 및 CE 형이 각각 7,921다발과 3,200다발로 구성된다. 국내에서 발생하는 사용후핵연료의 특성은 1990년대 초까지 농축 도 3.5wt%, 연소도 40,000 MWD/MTU가 주종을 이루었 다. 최근에는 원전의 경제성 향상을 위하여 핵연료의 효 율성을 높인 고농축/고연소도의 핵연료가 연구개발되어 실용화됨에 따라 원자로에 장전되어 연소된 고연소도의 사용후핵연료가 발생하는 추세이다. 농축도 및 연소도는 각각 3.0~4.5wt% 및 30,000~45,000 MWD/MTU에서 가장 많은 분포를 나타내고 있으며, 최대 농축도 및 최대연소도 는 각각 4.5wt% 및 57,853 MWD/MTU으로 분석되었다[6].

연소도 및 농축도에 따른 발생량 분포를 연료형태로 구 분하여 각각에 대한 분석결과를 Fig. 1에 나타내었다. 연 소도 및 농축도는 각각 55,000 MWD/MTU 및 4.5wt% 이 하에서 11,097다발로 99.8%를 차지하고 있으며, 설계기 준연료로 설정한 농축도 4.5wt% 이하 및 연소도 45,000 MWD/MTU 이하에서 9,471다발로 약 85.2%를 차지한다.

2.2.장전가능 연료집합체 범위 선정

서론에서 언급한 바와 같이 금속 겸용용기(KORAD-21) 의 설계기준연료는 초기 농축도 및 연소도가 각각 4.5wt% 이하 및 연소도 45,000 MWD/MTU 이하로 설정되었으 며 Fig. 1에서 보는 바와 같이 이러한 범위내의 사용후 핵연료 중 최소 10년 이상의 냉각기간을 갖는 연료들이 장전되도록 설계되었다.

감마선원항의 경우 설계기준연료가 기타 장전 가능한 사용후핵연료의 농축도 및 연소도에 따른 선원항에 비하여 모든 에너지 범위에서 보다 많은 선속을 나타내는 것은 아니 지만 총계값은 설계기준연료가 가장 큰 값을 나타낸다. 그 러나, 중성자의 경우 저농축도와 고연소도로 구성된 연료집 합체(예, 3.0wt%, 45,000 MWD/MTU의 연료)는 에너지 범 위별 중성자속 및 총계값이 설계기준 연료의 중성자속을 초 과한다. 이에 따라 이러한 사용후핵연료들로 구성된 21다 발의 금속겸용용기 운반조건에 대하여 방사선적 기술기준 을 만족하도록 차폐평가를 수행하여 최소 냉각기간을 결정 하여야 한다.

이를 수행하기 위해서 일차적으로 농축도 및 연소도의 증분에 따른 선원항 분석과 차폐평가가 요구되며, 차폐평가 에서 도출된 선량률이 기술기준에 부합여부를 판단하여야 한다. 이후 농축도 및 연소도별 최소냉각기간을 결정하기 위 해서 반복적인 선량률 평가가 수행되어야 한다. 본 논문과 유 사한 사례로서 미국의 AREVA-TN에서 개발한 MP-187 운반 용기는 장전 가능한 사용후 핵연료의 특성을 결정하기 위해 Fig. 2와 같이 0.1wt%의 농축도 증가분에 대하여 저, 중, 고 연소도 구간으로 구분하여 증분의 비율을 차등 적용하여 평 가하고 있다[7]. 최소냉각기간을 기준으로 Fig. 2와 같은 장 전 가능한 사용후핵연료의 특성 결정을 통해 발전사업자의 운영효율성을 증대 시킬 수 있다.

이에 따라 현재 개발중인 사용후핵연료 금속겸용용기 의 운반조건에 장전 가능한 연료의 농축도 및 연소도에 따 른 최소냉각기간을 결정하기 위해, AREVA- TN의 MP-187 운반용기를 포함한 여러 국외 운반용기에서 적용한 장전 가능 사용후핵연료의 최소냉각기간 평가방법을 검토하 여 농축도는 0.1wt%의 구간, 연소도는 저연소도(26,000~35,000 MWD/MTU)의 경우 3,000 MWD/MTU의 구간, 고 연소도(36,000~45,000 MWD/MTU)의 경우 1,000 MWD/ MTU의 구간으로 평가 조건을 설정하였다. 현재 개발중인 사용후핵연료 금속 겸용용기는 원전의 습식저장건물에서 사 용후핵연료를 인출하여 임의 저장시설의 저장구역까지 운반 되어 저장되는 연계 시스템으로 구성 되어있다. 따라서 금속 겸용용기에 장전되는 사용후핵연료 및 캐니스터는 상하부 충격완충체 제거 후 금속 저장용기로 연계되므로 운반용기 의 정상 운반조건에 대한 선량률 제한치를 기준으로 장전 가 능 연료의 최소 냉각기간을 평가하였다.

2.3.금속 겸용용기의 설계제원 및 형상

본 연구의 방사선적 안전성 평가를 위한 금속겸용용기 는 국내 표준형원전인 한빛 및 한울 3, 4, 5, 6호기에서 발 생한 Combustion Engineering (CE)형 CE 16×16 사용후 핵연료 집합체와 WestingHouse (WH)형 원전인 고리 1, 2 호기의 WH 14×14, 16×16 사용후핵연료 및 고리 3, 4 및 한빛/한울 1, 2호기의 WH 17×17 사용후핵연료를 21다발까 지 건식으로 운반/저장할 수 있도록 설계된 용기이다. 금속 겸용용기의 제원 및 형상을 Fig. 3과 Table 2에 나타내었다.

2.4.방사선원항

사용후핵연료의 방사선원항은 유효핵연료에서 방출되 는 감마선 및 중성자와 원자로 운전기간 중 핵연료집합체 구 조재의 방사화로 인해 생성된 ⁶⁰Co 방사성동위원소에서 방 출되는 감마선으로 구성된다. 이 중 1차 감마선과 자발핵 분열 및 (α, n)반응에 의한 중성자는 SCALE 5.1 전산코드 의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 사용하여 반응단면적 라이브 러리를 생성한 후 핵연료집합체의 연소도와 냉각기간을 반 영하여 평가하였다[8]. 그리고 방사화 물질에서 방출되는 감 마선은 SAS2H 모듈과 유효연료영역의 플럭스에 대한 각 구 조재 영역 플럭스의 상대적 분율을 나타내는 플럭스 보정인 자(Flux Scaling Factor)를 사용하여 계산하였다[9]. 또한 중 성자 포획반응에 의해 방출되는 2차 감마선의 경우, 별도의 방사선원항 계산과정 없이 차폐해석 시 전산해석 코드내의 적절한 옵션을 사용하여 반영하여 계산하였다.

2.4.1.설계기준연료 방사선원항

운반용기의 설계기준연료 유효핵연료에서 방출되는 감마 선 및 중성자선속을 각각 Table 3 및 Table 4에 나타내었으며, Table 5은 연료집합체의 구조재 방사화로 인한 ⁶⁰Co에서 방 출되는 감마선속을 나타낸다.

2.5.차폐평가를 위한 장전대상연료 단위 구간 선정

설계기준연료 외에 운반용기에 장전 가능한 사용후핵연 료의 농축도별 연소도에 따른 최소 냉각기간을 결정하기 위 한 차폐평가를 위하여 2.0~4.5wt%의 농축도 범위에서는 0.5wt% 단위구간별 방출연소도 및 냉각기간을 고려하였으 며, 3.0~4.5wt%의 농축도 범위는 0.1wt% 단위구간별 장전 대상연료에 대하여 방출연소도 및 냉각기간을 고려하였다. 국내 원전의 사용후핵연료 발생현황에 따른 농축도 전 구간 에 대한 장전연료 차폐평가는 Fig. 1에서 보는 바와 같이 평 가대상이 상당히 방대하므로 우선 Table 6과 같이 대략적 으로 농축도 0.5wt%의 단위구간과 연소도 2,000 및 3,000 MWD/MTU 로 구분하여 평가하였다. 이후 농축도 3.0wt% 이상의 사용후핵연료는 연소도 및 농축도에 따라 설계기준 연료에 해당하는 전체연료(9,421다발)의 약 81%에 해당하므 로 이 구간에 해당하는 연료에 대해서는 상세평가가 필요하 여 농축도 0.1wt% 및 연소도 1,000 MWD/MTU의 단위구간 별로 평가하였다.

상기의 내용을 바탕으로 금속겸용용기 운반조건에 장전 가능한 사용후핵연료 사양을 평가하기 위해 SCALE 5.1 전 산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 사용하여 방사선원항 을 평가하였다. 이후 선원항 평가결과를 차폐해석에 반영 하여 사용후핵연료 금속 겸용용기 정상운반조건에서 용기 로부터 2 m 이격지점에서의 선량률 제한치(0.1 mSv·h^-1) 에 부합하도록 차폐평가를 수행하여 최소 냉각기간을 도출 하였다. 운반용기 사고조건에 해당하는 기술기준 적용은 설 계기준연료에 대한 차폐평가 시 상당한 여유도(기술기준의 약 30%의 선량분포)를 나타내는 선행 결과를 반영하여 배 제하였다[10].

주요 평가 연료사양에 대한 유효핵연료에서 방출되는 감 마선 및 중성자에 대한 선원항 평가결과는 Table 7 및 Table 8과 같다.

2.6.방사선 차폐평가

사용후핵연료 운반용기 및 금속/콘크리트 저장용기의 장 전 가능연료 사양 결정은 앞서 언급한 바와 같이 운반용기에 대한 선량률 제한치를 기준으로 평가하였다. 운반용기에 대 한 선량률 제한치는 정상운반조건 및 운반사고조건으로 구 분되지만 본 평가에서는 기술기준에 가장 지배적인 정상운 반조건에서의 운반용기 표면 2 m 이격지점 선량률 제한치에 대한 부합성을 기준으로 평가하였다(운반용기 상하부에 대 한 선량률 평가 제외).

원자력안전위원회규칙 제14호,“방사선 안전관리 등 의 기술기준에 관한 규칙”및 원자력안전위원회고시 제 2014-50호,“방사성물질 등의 포장 및 운반에 관한 규정” 에 따르면 정상운반조건에서 운반용기 표면 2 m 이격지점 에서의 선량률 제한치는 0.1 mSv·hr^-1를 초과하지 않아야 한다[1, 11].

사용후핵연료 운반용기 운반조건에 대한 차폐해석 은 통계적 방법인 몬테카를로법을 사용하여 복잡한 3차원 의 기하학적 구조에 대해서도 실제상황과 매우 유사한 방 사선 수송해석을 가능하게 하는 MCNP5 전산코드를 사용 하였다[12]. 사용후핵연료 운반용기 운반조건 방사선 차 폐해석에 적용한 운반용기 모델링에 적용한 가정사항은 Table 9와 같으며 설계도면을 바탕으로 사용후핵연료, 캐니 스터 및 충격완충체를 포함한 운반용기에 대한 상세한 모델 링을 수행하였다.

금속겸용용기는 국내 경수로에서 발생한 WH형 및 CE 형 연료가 장전가능 하도록 공용으로 설계되었으므로, 이들 연료타입 중 가장 큰 선원항(감마선 및 중성자속) 결과를 나 타내는 WH 17×17 RFA 핵연료의 선원항 결과를 적용하였 으며, 해석모델에 적용된 연료집합체의 가로×세로 폭 및 높 이는 장전연료타입 중 각각 가장 큰 값의 연료집합체 사양 을 채택하였다.

MCNP5 전산코드의 2차원 Plotter를 이용하여 작성한 사 용후핵연료 금속 겸용용기 운반조건 모델링에 대한 수직/수 평 단면도는 Fig. 4와 같다. 금속 겸용용기의 운반조건 방사선 차폐해석의 목적은 용기 외부에서의 방사선량률을 계산하는 것이지만, MCNP 코드에는 직접적으로 선량률(mSv·hr^-1)을 평가할 수 있는 Tally가 존재하지 않는다. 따라서 우선적으로 FMESH 및 F5 Tally를 통해 측정지점에 가상의 구역을 설정 하여 해당 영역에 대한 평균선속(Flux)을 측정한 후, 선속-선 량률 환산인자(Flux to Dose Conversion Factor)를 입력함으 로써 출력 파일에 선량률이 표시되도록 하였다. 이러한 환산 인자는 ICRP-74의 자료를 사용하였다[13].

3.결과 및 토의

설계기준연료 외의 금속겸용용기 운반조건에 장전 가 능한 사용후핵연료의 사양 결정은 SCALE 5.1전산코드의 SAS2H/ORIGEN-S 모듈을 이용하여 초기 농축도, 연소도 및 필수 냉각기간의 다양한 조합에 대한 일련의 계산을 수 행한 후 중성자 및 감마선 방출률과 구조재의 방사화에 의 한 방출 감마선을 평가하여 결정하였다. 앞서 언급한 바와 같이, 장전 가능한 사용후핵연료의 특성 분석은 ➀ 대략적 으로 2.0~4.5wt%의 농축도 구간에서 0.5wt%의 단위구간 과 25,000~45,000 MWD/MTU의 연소도 구간에서 2,000 및 3,000 MWD/MTU 단위 연소도에 대하여 다양한 냉각기간 등을 고려하여 평가하였으며, ➁ 3.0wt%이상의 농축도에 해 당하는 사용후핵연료에 대해서는 0.1wt%의 단위 농축도구 간과 1,000 MWD/MTU의 단위 연소도구간에 대하여 다양한 냉각기간을 고려하여 평가하였다.

금속 운반용기에 장전 가능한 사용후핵연료의 사양은 반 복적인 차폐평가를 통해 결정되었다. 국내 기술기준에 따른 평가지점에서의 결과에 대한 상대오차는 10% 이내임이 확 인되었으며, 주요지점에서는 5% 이내로 나타났다. 최대연 소도 및 초기 농축도별 최소 냉각기간의 조합으로 결정된 운반용기에 장전 가능한 사용후핵연료의 대략적인 사양은 Table 10에 나타내었으며, 장전대상연료의 80%(전체 9,471 다발 중 7633다발)에 해당하는 농축도 3.0wt% 이상의 연 료에 대한 상세구간 적용을 통한 장전가능 연료의 사양은 Fig. 5에 나타내었다.

4.결론

본 연구의 결과를 바탕으로 Table 10 및 Fig. 5의 사용후 핵연료의 특성과 최저냉각기간을 만족하는 사용후핵연료는 금속 겸용용기로 장전 및 운반이 가능하며, 2008년까지 국내 원전에서 발생한 초기농축도 4.5wt% 이하, 연소도 45,000 MWD/MTU 이하, 최소냉각기간 10 년의 장전대상연 료 중 차폐평가를 통해 약 81%의(장전대상연료 9465다발 중 7690다발) 사용후핵연료를 금속겸용용기로 운반이 가능한 것으로 평가되었다.

본 연구를 통하여 향후 KORAD-21 금속 겸용용기를 이 용하는 대규모 중간저장시설로의 운반을 위한 사용후핵연료 장전 시 해당용기에 장전 가능한 사용후핵연료의 특성을 차 폐적인 측면에서 규정함으로써 운반/저장 용기 운영절차 개 발 시 방사선방호와 관련한 ALARA 요건에 부합하는 작업시 간, 작업절차, 작업자 수 등의 결정에 참고자료로 활용될 수 있을 것으로 판단된다. 또한 공단에서 개발한 금속겸용용기 는 사용후핵연료 장전 후 이중용접 및 밀봉된 캐니스터를 장 전하여 운반/저장하는 용기로써 사용후핵연료를 임의의 저 장시설로 운반 후 저장시설에 바로 저장이 가능하다. 그리하 여 원전 연료건물의 습식 저장조에서 사용후핵연료를 인출 하여 임의의 대규모 중간저장시설까지 운반되어 저장되는 연계시스템 마련을 위한 저장규모 산출 및 소요 용기수량의 파악을 통해 기술적, 경제적 측면의 효율성이 증대를 위한 자 료에 활용될 수 있을 것이다.