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원자력발전소 사용후연료저장조(SFP) 내 기체 C-14 방출 메커니즘 및 저감방안 분석 : Analysis of Release Mechanism and Removal Method of Gaseous Carbon-14 In Nuclear Power Plant Spent Fuel Pool (SPF)

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Authors
이정욱
Advisor
심형진
Issue Date
2020
Publisher
서울대학교 대학원
Description
학위논문(석사)--서울대학교 대학원 :공학전문대학원 응용공학과,2020. 2. 심형진.
Abstract
기체 C-14 (Carbon-14, 14C) 방사성 핵종은 매우 약한 베타선만을 방출하기 때문에 신체 외부피폭에는 영향을 미치지 않으나, 비교적 긴 반감기(약 5,730±40년)와 생명체의 호흡기를 통해 흡수되는 특성 때문에 원자력 시설에서 외부로의 방출시 관리가 필요하다. 우리나라의 경우 2001년 1월부터 개별 방사성 핵종의 방출량 평가를 수행하도록 관련 고시가 개정되었다. 이에 따라 모든 원자력발전소에서 C-14의 방출량을 모니터링 하고 있으며, 현재 관련 고시(원자력안전위원회, 제2017-36호)에서 정한 주민선량기준을 모두 만족한 것으로 확인되었다.

원자력발전소에서 방출되는 개별 방사성 핵종의 방출량과 관련해서는 개별 원자력발전소의 인허가 제출서류에서 예상 방출량 값을 제시하고 있다.(예상 방출량 값은 참조값으로 실제 방출량 평가 기준은 원자력안전위원회 고시에 따라 평가를 수행함) 다만, C-14의 경우 발전소 노형과 관계없이 동일한 값(2.7E+11 Bq/year)을 제시하고 있고, 이는 1985년 발표된 미국의 10개 운영 원전에서 실제 측정된 C-14의 방출량을 평균한 값을 참고로 적용하고 있음을 확인하였다.

아울러 최근 상업운전을 시작한 신형원전(APR1400 노형)인 신고리3호기의 1주기 운전 이후 측정한 C-14의 방출량이 예상 방출량과 차이가 나는 것을 확인하여(실제 방출량은 원자력안전위원회 고시 등을 모두 만족함), C-14 핵종의 생성 및 방출 메커니즘에 대한 분석이 필요한 것으로 확인하였다.

이에 따라 국내 원자력발전소의 C-14 방출 메커니즘을 분석하고, 향후 운전년수 경과 및 해당 부지의 다수호기 운전에 대비하여 방출 저감방안을 검토하였다.

본 연구에서는 인허가 제출서류에서 설계사가 제시한 생성량 평가 방법에 영향을 미칠 수 있는 변수를 추가적으로 고려하였다. 이를 위해 기존에 설계사에서 계산한 내용을 분석하고, 원자로내 중성자속 및 반응 단면적에 대한 상세 분석을 통해 개선 필요사항 검토 및 차이점을 비교하여 생성량을 재평가 하였다. 아울러 비교검증을 위해 노심내 O-17 및 N-14의 중성자 반응을 몬테칼로 입자 수송해석모델(McCARD)을 이용하여 생성량 계산을 추가적으로 수행하였다.

또한 계통내의 운전을 통해 보조건물 내의 사용후저장조(SFP)로 이송되어 외부로 방출되는 기체 C-14의 양을 정량화하였다. 다만, 계산 결과가 실제 방출양과 비교하여 약 15% 정도 수준으로 평가되었으며, 이는 기존의 가정 중 일부가 당초 예상값을 초과할 것이란 판단이 가능하나, 이 부분까지 정량화하여 평가하기엔 데이터가 부족하여 가능한 시나리오만 검토하여 분석하였다.

현재 신고리3호기는 2주기 운전시 C-14 방출량 저감을 위한 단기 조치방안으로 운전절차 변경 등을 수행하였으며, 현재 진행중인 2차 계획예방정비 기간 이후 이에 대한 효과성 검증을 수행할 예정이다.

아울러 신고리4호기 가동(19. 8.29) 등을 통해 신형원전에 대한 4~5 주기 운전경험 축적 및 방출 경향이 추가로 확인된다면, 이를 토대로 본 논문의 방출량 평가 유효성에 대해 추가적으로 확인이 가능할 것으로 판단된다. 또한 N-14 설계치(냉각재 내 존재량)에 대한 재검증 및 운전변수 등을 종합적으로 고려해서 N-14 값 재검토 및 그간의 방출 추이를 토대로 하여 방출 매커니즘 재평가 한다면, 실제 방출량 예측의 정확성이 더 높아질 것으로 기대된다.
Gaseous C-14 Radioactive nuclides do not affect external exposure of the body because they emit only very weak beta rays, but due to their long half-life (approximately 5.730±40 years) and the nature of being absorbed through the breathing of life, management is needed at the time of release from nuclear facilities. In the case of Korea, the relevant Notice was revised to carry out the assessment of the emission of individual radionuclides from January 2001. Accordingly, it is assessed that all nuclear power plants are monitoring the emissions of C-14 and that all residents dose criteria set out in the relevant Notice (Nuclear Safety and Security Commission, No. 2017-36) are satisfied.
Regarding the amount of individual radionuclides emitted by nuclear power plants, the estimated emission values are given in the license submission documents of individual nuclear power plants.(the estimated emission value is a reference value and the criterion for assessing the actual emission quantity is performed in accordance with the Nuclear Safety and Security Commission Notice) However, C-14 presents the same values (2.7×1011Bq/year) regardless of plant type, which applies as a reference the average emissions of C-14 actually measured from the 10 U.S. operational plants announced in 1985.

In addition, it was confirmed that the emission of C-14 measured after the first cycle operation of Shin Kori Unit 3, the new plant (APR1400 model), which recently started commercial operation, was different from the expected emission (the actual emission is satisfied with all the Nuclear Safety and Security Commission Notices), and that it was necessary to consider the mechanism for the generation and release of the C-14 nuclear species.

Accordingly, the emission mechanism of domestic nuclear power plants was analyzed and the emission reduction method was considered in preparation for the passage of the number of years of operation and operation of multiple units at the site.

In this study, additional variables were considered that could affect the method of assessing the yield presented by the designer in the approval submission. To this end, the previous calculations from the designer were analyzed, and the detailed analysis of the neutron flux and response cross-sectional area in the reactor was conducted to review the need for improvement and compare differences to reevaluate the amount of generation. In addition, for comparative verification, neutron reactions of O-17 and N-14 in the core were additionally performed using the Monte Carlo neutron transport simulation Code(McCARD).

In addition, the amount of discharge was quantified through operation within the system to the Spent Fuel Pool (SFP) inside the Auxiliary Building. However, although the calculation results were assessed to be about 15% compared to the actual amount of emissions, it was possible to determine that some of the existing assumptions would exceed the original estimate, but only possible scenarios were considered due to lack of data to quantify and evaluate to this point.

Currently, Shin-Kori Unit 3 is a short-term measure to reduce C-14 emissions during the second cycle of operation, and the operation procedures have been changed, and the effectiveness of the operation will be verified after the second planned preventive maintenance period.

In addition, if the operation of Shin-Kori Unit 4 (19. 8.29) is further identified, it is deemed possible to verify the validity of the emission evaluation of this paper based on the fact that the trend of accumulation and release of operation experiences of the new plant is further confirmed.

It is also expected that the accuracy of the actual emission prediction will be higher if the emission mechanism is re-evaluated based on the N-14 value review and the emission trend based on comprehensive consideration of the re-verification of the N-14 design (the amount of presence in the coolant).
Language
kor
URI
http://dcollection.snu.ac.kr/common/orgView/000000160835
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