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가압경수로 고준위폐기물 처분용기의 열응력 해석
Thermal Stress Analysis of the Disposal Canister for Spent PWR Nuclear Fuels

권영주   (홍익대학교 기계정보공학과UU0001569  ); 하준용   (홍익대학교 대학원 기계설계학과UU0001569  ); 최종원   (한국원자력연구소CC0186830  );
  • 초록

    본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500 m에 처분 시 사용되는 처분용기의 기본 구조설계에 필요한 처분용기 구조물에 대한 열응력 해석을 수행하였다. 일반적으로 고준위폐기물 처분용기는 지하 수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데, 이 때 처분용기는 내부 바스켓에 채워진 사용 후 핵연료다발의 높은 온도에 따른 열발생에 의하여 내부 주철삽입물 및 외곽쉘에 발생하는 열응력에 견디어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기 내부의 핵연료 다발의 열발생을 고려한 열응력 해석을 수행하였다 해석 방법은 유한요소법을 사용하였다. 직접 유한요소해석코드를 작성하는 대신에 구조물의 복잡성 및 유한요소개수의 많음을 고려하여, 상용 유한요소해석 코드인 NISA프로그램을 이용하여 열응력 해석을 수행하였다 해석 결과 처분용기에 가해지는 심지층 지하수압 및 벤토 나이트 버퍼의 팽윤압에 추가하여, 고온의 내부 핵연료다발에 의한 열하중이 작용하더라도 처분용기의 내부 주철삽입물에 발생하는 응력은 주철의 항복응력 보다 여전히 작아 처분용기는 구조적으로 안전함이 확인되었다


    In this paper, the thermal stress analysis of spent nuclear fuel disposal canister in a deep repository at 500 m underground is carried out for the basic design of the canister. Since the nuclear fuel disposal usually emits much heat, a long term safe repository at a deep bedrock is used. Under this situation, the canister experiences the thermal load due to the heat generation of spent nuclear fuels in the basket. Hence, in this paper the thermal stress analysis is executed using the finite element method. The finite clement code Eot the analysis Is not written directly, but a commercial code, NISA, is used because of the complexity of the structure and the large number of elements required for the analysis. The analysis result shows that even though the thermal stress is added to the stress generated by the hydrostatic underground water pressure and the swelling pressure of the bentonite buffer, the total stress is still smaller than the yield stress of the cast iron. Hence, the canister is still structurally safe when the thermal loads we included in the external loads applied on the canister.


  • 주제어

    고준위폐기물 .   처분용기 .   열응력 .   가압경수로 .   지하수압 .   팽윤압 .   주철삽입물 .   벤토나이트 버퍼 .   외곽쉘 .   유한요소법.  

  • 참고문헌 (15)

    1. Choi, J. W., Choi, Y. S., Kwon, S. K., Kuh, J. E., and Kang, C. H., 'Technology Assessment of the Repository Alternatives to Establish a Reference HLW Disposal Concept,' Journal of the Korean Nuclear Society, Vol. 31, Number 6, 1999, pp.83-100 
    2. Kwon, Y. J., Kang, S. U., Choi, J. W., and Kang, C. H., 'Structural Analysis for the Determination of Design Variables of Spent Nuclear Fuel Disposal Canister,' KSME International Journal, Vol. 15, No. 3, 2001, pp.327-338 
    3. Raiko, H. and Salo, J. P., 'Design Report of the Canister for Nuclear Fuel Disposal,' Report POSIVA 96-13, Posiva Oy, Helsinki, ISBN 951-652-012-x, Finland, 1996 
    4. Vieno, T. and Nordman, H.,'Safety Sssessment of Spent Fuel Disposal Canister in Hastholmen', Kivetty, Olkiluoto and Romuvaara TILA-99, Report POSIVA 99-07 , Posiva Oy, Helsinki. 1999, pp.253 
    5. 강신욱, '심지층 고준위 핵폐기물 처분용기의 구조해석,' 석사학위 논문, 홍익대학교, 2000, pp.76 
    6. Anttila, M., 'Criticality Safety Calculations of the Nuclear Waste Disposal Canisters for Twelve Spent Fuel Assemblies,' Working Report 99-03, Posiva Oy, Helsinki, 1999, pp.20 
    7. Auerkari, P. and Holmstrom, S., 'Long-term Strength of EB Welds of the Canister for Nuclear fuel disposal,' Working Report 97- 35e, Posiva Oy, Helsinki, 1997, pp.21 
    8. Ahonen, L., 'Chemical Stability of Copper Canisters in Deep Repository,' Report YJT- 94-13, Nuclear Waste Commission of Finnish Power Companies, Helsinki, 1995, pp.101 
    9. Raiko, H. and Salo, J. P., 'Design Report of the Disposal Canister for Twelve Fuel Assemblies,' Report Posiva-99-18, Posiva Oy, Helsinki, Finland, 1999 
    10. Salo, J. P. and Raiko, H., 'The Copper/Steel Canister Design for Nuclear Waste Disposal,' TVO/KPA Turvallisuus ja tekniikka, Work Report 90-10, Rev. 1., Teollisuuden Voima Oy, Helsinki, Finland, 1990 
    11. Anttila, M., 'Criticality Safety Calculations for the Nuclear Waste Disposal Canisters,' Report POSIVA-96-11, Posiva Oy, Helsinki, 1996 
    12. Raiko, H. and Salo, J. P., 'The Design Analysis of ACP-Canister for Nuclear Waste Disposal,' Report YJT-92-05, Nuclear Waste Commission of Finnish Power Companies, Helsinki, Finland, 1992 
    13. Borgesson, L., 'Interaction between Rock, Bentonite buffer and Canister. FEM Calculations of Some Mechanical Effects of Canister in Different Disposal Concepts,' Technical report TR 92-20, Swedish Nuclear fuel and Waste Management Co.(SKB), Stockholm. pp.83+ appendixes, ISSN 0284-3757, 1992 
    14. Werme, L. and Eriksson, J., 'Copper Canister with Cast Inner Component,' Technical Report TR-95-02, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co.(SKB), Stockholm, Sweden, ISSN 0284-3757, 1995 
    15. 권영주, 김재희, '액체금속로 핵연료교환장치의 구조해석 I : 기구동역학해석,' 한국전산구조공학회 논문집, 제12권, 제4호, 1999, pp.573-581 
  • 이 논문을 인용한 문헌 (6)

    1. Choi, Jong-Won ; Kwon, Young-Joo 2007. "A Complementary Analysis for the Structural Safety Evaluation of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister for the Pressurized Water Reactor" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, 20(4): 427~433     
    2. Choi, Jong-Won ; Kwon, Young-Joo 2007. "A Study on the Temperature Distribution Change of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister and its Surrounding Structures due to the Spent Fuel Heat according to the Deposition Time Elapse" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, 20(2): 157~164     
    3. Kwon, Young-Joo 2009. "A Complementary Analysis for the Structural Safety Evaluation of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister for the Canadian Deuterium and Uranium Reactor" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, 22(5): 381~390     
    4. Kwon, Young-Joo 2010. "A Structural Analysis of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister with the Spent Nuclear Fuel Basket Array Change for the Pressurized Water Reactor(PWR)" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, 23(3): 289~301     
    5. Kwon, Young-Joo 2011. "Structural Analysis of PWR(pressurized water reactor) Canister for Applied Impact Force Occurring at the Moment of Falling Plumb Down Collision" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, 24(2): 211~222     
    6. Kwon, Young-Joo 2012. "A Structural Analysis of the SNF(Spent Nuclear Fuel) Disposal Canister with the SNF Basket Section Shape Change for the Pressurized Water Reactor(PWR)" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, 25(1): 37~49     

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    1. 1999 "액체금속로 핵연료교환장치의 구조 해석I: 기구동역학해석" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea 12 (4): 573~581    
    2. 1999 "액체금속로 핵연료교환장치의 구조해석II : 정적 휨변형해석" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea 12 (4): 583~589    
    3. 2000 "기계식 인공심장판막(MHV)에서의 혈액유동과 판막운동의 상호작용" 의공학회지 = Journal of biomedical engineering research 21 (5): 505~512    
    4. 2000 "MDO기법에 의한 새로운 구조해석 및 설계기법 고찰: 플랩 구동장치의 구조설계에의 적용" 한국CAD/CAM학회논문집 = Transactions of the Society of CAD/CAM Engineers 5 (2): 184~195    
    5. 2001 "기계식 인공심장판막의 경량화 구조설계를 위한 혈액유동과 상호작용하는 판막거동의 구조역학적 특성연구" 한국CAD/CAM학회논문집 = Transactions of the Society of CAD/CAM Engineers 6 (1): 59~68    
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    7. 2002 "MDO기법에 의한 임프란트설계에서 요구되는 저작시 상.하악골치아사이의 충격력 계산" 한국CAD/CAM학회논문집 = Transactions of the Society of CAD/CAM Engineers 7 (1): 27~33    
    8. 2003 "원자로용 수중탐상기의 구조해석" 한국CAD/CAM학회논문집 = Transactions of the Society of CAD/CAM Engineers 8 (1): 19~26    
    9. 2003 "고준위폐기물 처분장치 및 완충장치에 대한 탄소성해석 : 비대칭 암반력" 소성가공 = Transactions of materials processing : Journal of the Korean society for technology of plastics 12 (5): 479~486    
    10. 2003 "고준위폐기물 처분용기와 벤토나이트 버퍼로 이루어진 복합구조물에 대한 비선형 구조해석: 대칭 암반 전단력" 한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea 16 (4): 369~376    
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