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Verification of MCNP/ORIGEN-2 Model and Preliminary Radiation Source Term Evaluation of Wolsung Unit 1
Verification of MCNP/ORIGEN-2 Model and Preliminary Radiation Source Term Evaluation of Wolsung Unit 1
Journal of the Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology. 2015. Mar, 13(1): 21-34
Copyright © 2015, The Korean Radioactive Waste Society
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  • Received : January 29, 2015
  • Accepted : March 09, 2015
  • Published : March 30, 2015
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경호 노
창주 하
changhah@kings.ac.kr

Abstract
원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.
Keywords
1. 서 론
고리 1호기가 1978년 상업운전을 시작한 이후로 우리나라는 지난 40여 년간 원자력발전소를 성공적으로 운영해왔다. 현재 우리나라에는 23기의 원전이 가동 중이며, 5기의 원전이 건설 중에 있다. 최근 몇 년 사이 몇 기의 발전소의 최초 허가된 운영허가기간이 만료되었다. 고리 1호기의 경우 2007년에 30 년의 운영허가기간이 만료되었고, 주요기기 교체와 설비개선을 통하여 운영허가기간을 10 년 연장하여 운영 중이다. 1983년 상업운전을 시작한 월성 1호기의 경우, 2012년에 최초 허가된 운영허가기간이 만료되었으며, 대규모 기기교체와 설비개선 이후 현재 운영허가연장을 기다리고 있는 상태이다 [1] . 고리 1호기, 월성 1호기뿐만 아니라 앞으로 다가올 후속호기들의 운영허가기간 만료를 대비하기 위하여 우리나라도 원자력발전소 해체를 준비해야 할 시점이다.
국제원자력기구(IAEA)에 따르면 2013년 12월 기준, 전세계적으로 149기의 원자로가 영구정지 하였다. 이들 중 19기가 해체 완료되었고, 52기의 원자로가 해체를 진행 중이며, 59기의 원자로가 지연해체전략을 선택하여 최종 해체 단계의 시작을 기다리고 있으며, 나머지 원자로들은 특별한 해체전략을 수립하지 못한 채 해체전략 수립을 기다리고 있다 [2] . 미국의 경우, 15기의 원전을 해체하여 가장 경험이 많으며, 특히 사고로 가동을 중지한 원자로, 정상적으로 운전 기한을 마친 원자로 등 다양한 해체 경험을 가지고 있다. Table 1 은 해체가 완료된 미국 원전들 중 5기의 원전들의 원자로 용량, 상업운전 기간, 해체 기간을 보여준다. 5기의 원전들은 모두 PWR 노형이며, 상업운전 종료 후 즉시 해체를 수행하였다. 이들 중 Trojan 원전의 경우는 원자로 일체 해체 및 처분 방안이 적용되었으며, 그 외의 원전에서는 원자로 내부를 용기로부터 분리한 후 원자로 용기와 내부를 따로 처분하는 방법이 적용되었다 [3 , 4 , 5 , 6 , 7] .
Example of decommissioned nuclear power plant
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Example of decommissioned nuclear power plant
해외의 사례에서 볼 수 있듯이 원자로 해체 시 즉시해체, 지연해체와 같은 해체시점에 대한 전략과 원자로 일체 해체, 분리 해체와 같은 처분방법에 대한 전략 등 다양한 전략을 적용할 수 있다. 선원항 평가는 이러한 해체전략 수립 시 필요한 정보를 제공할 수 있다. 선원항 평가를 통해 해체 폐기물의 분류 결과를 예측할 수 있으며 이를 통한 비용평가가 가능하다. 또한 해체 폐기물의 선원항 평가를 통해서 얻은 핵종별 재고량 정보를 통해 시간에 따른 폐기물의 방사능 감쇄 수준을 예측하고 이를 통해 적절한 해체 방법과 최적의 해체 시작시점을 찾는데 도움을 줄 수 있다 [8] .
선원항 평가를 위해서는 중성자속 계산코드와 방사화 계산코드가 필요하다. 중성자속 계산코드로계산한 중성자 선속 및 에너지 스펙트럼을 이용하여 핵반응단면적 정보를 생산하며, 방사화 계산코드로 중성자속 계산코드에서 생산된 정보를 이용하여 방사화 핵종 생성량을 결정한다. 중성자속 계산코드에는 결정론적 방법을 사용하는 코드와 확률론적 방법을 사용하는 코드가 있다. 단순한 기하학적 형태에 대해서는 ANISN나 XSDRNPM 같은 일차원적 코드를 사용할 수 있는데 이들은 결정론적 방법의 하나인 각 분할법을 사용한다. 복잡한 기하학적 형태에 대해서는 DOT/DORT나 TWODANT 같은 2차원 중성자 수송 코드나 TORT와 같은 3차원 중성자 수송 코드를 사용할 수 있다. 매우 복잡한 형태에 대해서는 MCBEND, MORSE, KENO5, MCNP 및 TRIPOLI 와 같은 몬테칼로 방법에 근거한 확률론적 방법의 코드를 사용할 수 있다. 방사화 계산을 위하여 가장 많이 사용되는 코드는 ORIGEN 코드이다. ORIGEN 코드는 여러 가지 버전으로 개발되었으며, 대표적으로 ORIGEN-2와 ORIGEN-S 코드가 있다.
월성 1호기의 선원항 평가를 수행한 기존 연구 [9 , 10 , 11] 에는 WIMS-AECL [12] 를 사용하여 핵연료 연소도에 따라 핵종 수밀도를 계산한 반면 본 연구에서는 MCNPX [13] 를 사용하여 핵종 수밀도를 계산하여 MCNP [14] 전노심 모델에 사용하였다. 월성 1호기 설계자료를 토대로 MCNP 모델링을 수행하였고 MCNP 계산을 통하여 노심내 중성자 스펙트럼 및 핵반응단면적을 계산하였다. MCNP 계산결과인 유효증배계수와 채널별 출력분포를 월성 1호기 실측치와 비교하여 MNCP 노심모델의 타당성을 검증하였다. MCNP 로 계산한 중성자 스펙트럼으로 보정된 핵반응단면적 라이브러리를 이용하여 ORIGEN-2 코드 [15] 로 압력관, 칼란드리아관 및 칼란드리아 동체에 대한 선원항 평가를 수행하였다. MCNP/ORIGEN-2 선원항 평가 모델의 타당성은 참고문헌 [9] 에서 수행한 압력관 시료의 선원항 측정값을 이용하여 검증하였다. 본 연구에서는 노심 운전이력과 중성자 스펙트럼이 선원항 계산에 미치는 영향을 분석하여, 이를 바탕으로 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분가능성을 살펴보았다.
2. MCNP/ORIGEN-2 모델
- 2.1 대상 발전소 정보
월성 1호기는 우리나라에서 첫 번째로 지어진 가압중수형 원자로로서 천연우라늄을 핵연료로 사용하기 때문에 냉각 재, 감속재, 반사체로 중수를 사용한다. 월성 1호기는 1983 년 4월 22일 최초로 상업운전에 돌입하여 2012년 10월 운전 정지 할 때까지 30년 동안 출력운전을 하였다. 월성 1호기의 열출력은 2,061 MW th 이다.
- 2.2 선원항 평가 절차
월성 1호기에 대한 선원항 평가 절차는 Fig. 1 과 같다. MCNP 노심 모델링에 필요한 자료는 칼란드리아 동체 내부의 다양한 구조물의 상세 제원 및 재질의 성분비와 핵연료 다발의 연소도에 따른 핵종 수밀도이다. MCNP로 구한 중성자 스펙트럼을 이용하여 ORIGEN-2의 라이브러리를 수정한 후, ORIGEN-2 코드로 방사화 계산을 수행한다. 이를 위하여 월성 1호기가 2012년 운전정지 할 때까지 30년간의 운전이력을 조사하였다. 수집된 자료를 바탕으로 MCNP 코드를 사용하여 노심의 중성자속을 계산하였고 ORIGEN-2 코드를 사용하여 방사화 핵종의 재고량을 평가하였다.
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Source term calculation process.
ORIGEN-2는 자체 핵반응단면적 라이브러리인 CANDUNAU.LIB를 방사화 계산에 이용할 경우 중성자 스펙트럼 변화에 따른 핵반응단면적의 변화를 반영할 수 없다. 따라서, MCNP 코드를 사용하여 노심의 중성자 스펙트럼이 반영된 1군 핵반응단면적을 계산하였고, 이를 ORIGEN-2의 핵반응단면적 라이브러리인 CANDUNAU.LIB에 적용하여 방사화 계산을 수행하였다.
선원항 평가의 정확성에 영향을 줄 수 있는 요인으로는 해당 원자로의 생애 운전 이력, 중성자 스펙트럼의 영향이 있다. 원자로의 생애 운전이력을 방사화 계산에 적용하기 위하여 두 가지 방법을 검토하여 선원항 결과를 비교하였다. 방사화 계산에서의 중성자 스펙트럼의 영향을 분석하기 위하여 ORIGEN-2의 자체 핵반응단면적 라이브러리와 MCNP로 계산된 핵반응단면적을 비교하였고, ORIGEN-2 핵반응단면적 라이브러리 수정 전, 후의 계산된 방사화 핵종 재고량을 상호 비교하였다.
- 2.3 MCNP 노심 모델
- 2.3.1 핵연료 채널 모델링
MCNP 코드를 사용하여 칼란드리아 동체 내부에 존재하는 핵연료 채널들을 모델링 하였다. 노심 내에는 380개의 핵연료 채널이 있으며, 각 핵연료채널은 핵연료다발, 압력관, 칼란드리아관으로 구성되어있다. 하나의 연료다발은 37개의 연료봉들로 구성되며, 봉단 접합판에 의해서 지지된다. 하나의 채널에는 12개의 연료다발이 장전되며 연료채널 격자의 길이는 28.575 cm이다 [15] . Fig. 2 에서 MCNP를 통해 모델링 된 핵연료 채널의 단면 및 측면구조를 확인할 수 있다.
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MCNP fuel bundle model.
- 2.3.2 MCNP 노심 모델링
- 2.3.2.1 노심 구조물 모델
노심 내에는 반응도를 제어하기 위하여 반응도 제어장치들이 설치되어있다. 노심의 반응도 제어장치는 크게 정지봉, 흡수봉, 조절봉, 액체영역제어기 등으로 구성된다. 정지봉과 흡수봉은 정상운전 시 거의 인출되어있는 상태이므로, 정지봉 및 흡수봉의 삽입과 인출을 위한 안내관들만 전 노심 모델에 반영하였다. 조절봉은 정상운전 시 노심 내에 삽입되어 운전되며, 노심 과도상태 발생 시 노심의 잉여반응도를 제거하는 것이 주목적이다. 노심 내에 21개의 조절봉이 삽입되어 있으며, 모두 전 노심 모델에 반영하였다. 액체영역제어기는 노심영역에 경수 수위를 조절함으로써 노심의 반응도를 제어한다. 14개의 액체영역제어기가 노심 내에 설치되어있으며, 모두 전 노심 모델에 반영하였다. 반응도 제어장치들은 노심 하부의 지지구조물들에 의해서 지지된다. 지지구조물들 또한 노심 총 반응도 및 중성자속 분포에 미치는 영향을 고려하기 위하여 전 노심 모델에 반영하였다 [16] . Fig. 3 에서 MCNP 전 노심 모델을 확인할 수 있다.
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MCNP full-core model.
- 2.3.2.2 노심 연소도 모델
월성 1호기에 대한 기존 연구 [9 , 10 , 11] 는 핵연료 다발의 연소도별 핵종 수밀도를 WIMS-AECL을 사용하여 구하였고 이를 MCNP 전 노심 모델에 사용하였다. 이에 반해 본 연구에서는 MCNPX로 단일 채널을 모델링하여 핵연료 다발의 핵종수밀도를 연소도별로 구하여 MCNP의 전 노심 모델에 사용하였다. 2차원 무한 배열의 집합체를 묘사하는 WIMS-AECL과는 달리, MCNPX의 단일채널 모델은 3차원 모델로 핵연료 채널 양 끝에 진공경계조건을 사용하여 실제 노심에 가까운 중성자 스펙트럼이 연소 계산에 사용되어진다. MCNP 전 노심모델에는 총중량비가 99% 이상이 되고 거시흡수단면적이 큰 순서대로 6종류의 악티나이드와 19종류의 핵분열 생성물을 사용하여 기존 연구 [9] 보다 많은 핵종을 사용하였다. Fig. 4 는 MCNPX로 계산한 연소도별 악티나이드 핵종 및 핵분열 생성물의 재고량으로 MCNP 전 노심 모델에 사용한 핵종들을 보여주고 있다.
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Nuclide inventories of fission product with different burn-up.
- 2.3.3 MCNP 노심 모델 검증
본 연구에서는 노심 평균 연소도 8041 EFPD(Effective Full Power Day)에서의 평형노심을 모델링 하였다. 정상 노심은 임계노심을 유지하고 있으므로 MCNP를 통하여 계산된 유효증배계수 결과도 1.0에 근사한 값을 가져야 한다. 각 핵연료다발의 연소도를 고려하여 핵연료다발에서의 악티나이드 핵종 및 핵분열 생성물 재고량을 MCNPX로 계산 하였으며, 이를 MCNP 모델에 반영하였다. 연소도가 반영된 MCNP 모델을 이용하여 KCODE로 계산한 유효증배계수는 1.00054±0.00002로 초과반응도가 54 pcm으로 나타나 기존 연구 [11] 의 최적 모델(15 pcm)에 가까운 값을 보여준다. Fig. 5 는 월성 1호기의 연소도 8041EFPD에서 Reactor Fuelling Simulation Program (RFSP)으로 계산한 노심채널 출력이며, Fig. 6 는 8041 EFPD에서 MCNP 구동을 통하여 계산한 노심채널 출력값과 RFSP로 계산한 노심채널 출력값의 % 오차를 보여준다. 그림에서 확인할 수 있는 것과 같이 최대 오차는 노심하부에서 14.9% 이며, RMSE(Root Mean Square Error) 값은 5.7%로 전체적으로 참고문헌 [17] 과 유사한 오차(최대오차 16.9%, 평균오차 4.1%)를 가지는 것을 확인할 수 있다. 따라서 8041 EFPD에서의 평형노심모델이 실제 노심을 유사하게 묘사하고 있다고 말할 수 있다. 하지만 MCNP 노심모델링을 하는데 있어, 복잡한 하부구조물과 반응도제어기의 정확한 상태를 상세하게 묘사할 수 없는 한계가 있어 대체적으로 노심하부와 상단에서 상대적으로 큰 출력오차가 발생하였다.
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Channel power distribution at 8041EFPD.
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% Error in Channel Power Distribution between MCNP and RFSP.
- 2.4 ORIGEN-2 모델
MCNP/ORIGEN-2 선원항 평가 모델을 검증하기 위하여 참고문헌 [9] 에 있는 월성 1호기의 방사화 압력관 시편에서 측정한 방사화 핵종 재고량과 본 연구의 MCNP/ORIGEN-2 선원항 평가 모델을 이용하여 계산한 방사화 핵종 재고량을 비교하였다. 비교 대상은 1994년 월성 1호기 노심 내 E11과 O08 채널의 압력관이다. 시편이 수집된 압력관의 위치는 Fig. 7 Fig. 8 에서 확인할 수 있다 [9] . Fig. 8 의 EP와 OP는 각각 E11와 O08 채널의 압력관 시편 수집 위치를 나타낸다. 해당 압력관들은 1982년 12월 21일부터 조사가 시작되었으며 3,463 EFPD 동안 조사되었다. 수집된 시편은 2010년 6월 1일에 KAERI에서 분석이 수행되었다. 조사기간은 11.4 년, 수집 후 분석 시까지 냉각기간은 15.1 년이다. ORIGEN-2 계산 결과에 영향을 미치는 요인으로는 원자로 생애 운전이력과, 노심내 중성자 스펙트럼으로 볼 수 있다.
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Location of E11 and O08 channels [9].
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Sampling location of each pressure tube fragment [9].
- 2.4.1 선원항에 대한 월성 1호기 운전이력의 영향
운전이력은 중성자 총 조사량을 결정하는 것으로, 중성자속 준위 또는 출력 준위와 원자로 운전/정지 기간이 이를 결정한다. Table 2 은 지난 30 년간의 월성 1호기의 이용률을 보여준다. 30 년간의 평균이용률은 79.6%로 나타났다. 2009년부터 2011년까지는 설비개선을 위한 대규모의 정비기간으로 상대적으로 이용률이 낮게 나타났다. 이 기간을 제외하면 평균이용률은 85.8%가 된다.
Capacity factor of Wolsong unit 1
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Capacity factor of Wolsong unit 1
실제 원자력발전소의 운전이력은 매우 복잡하다. 원자력 발전소의 경우, 기저부하의 역할을 하므로 대부분 100% 출력운전 상태를 유지하지만 계획예방정비나 기기이상에 의한 발전정지 시 장기간 출력이 없는 상태로 유지되기도 한다. 또한 기기 점검이나 정비 시 출력이 감발된 상태로 운전을 하기도 한다. 이러한 자세한 발전소 운전이력을 그대로 방사화 계산에 적용하는 것은 매우 어렵다. Fig. 9 에서 보이는 바와 같이 발전소의 생애 운전이력을 방사화 계산에 적용하기 위한 두 가지 방법을 검토하였다. A방법은 연단위로 100% 출력운전과 정지를 반복하는 방법이다. 이때 정지기간은 평균 이용률값을 이용하여 계산하였다. B방법은 시편 위치의 중성자속에 이용률을 곱하여 계산된 중성자속으로 연속적으로 조사하는 방법이다. A방법은 실제 원자로의 운전이력과 유사하게 운전이력을 적용할 수 있는 장점이 있고, B방법은 입력문 작성이 간단하다는 장점이 있다.
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Plant operation history.
압력관에 대한 방사화 계산 결과를 비교하여 A와 B 방법에 대한 민감도 분석을 수행하였다. EP4 및 OP5 위치에서 15 년간 중성자를 조사한 후 비방사능을 계산하여 비교하였다. 압력관에 조사되는 중성자속은 각각 9.4512×10 13 #/cm 2 •sec 와 3.6649×10 14 #/cm 2 •sec이며, 계산결과는 Table 3 에 정리하였다. 결과에서 볼 수 있듯이 95 Zr이나 97 Zr과 같은 단반감기 핵종의 경우에는 운전이력 적용방법에 따라 비방사능 값이 크게 차이를 보였지만, 60 Co이나 94 Nb과 같은 장반감기 핵종의 경우에는 운전이력 적용방법과 관계없이 비슷한 비방사능값을 얻을 수 있었다. 따라서 지연 해체를 할 경우, 장반감기 핵종은 중성자 총 조사량이 같다면 거의 같은 비방사능 값을 보여줌을 알 수 있다.
Specific activity results with different operation history
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Specific activity results with different operation history
- 2.4.2 선원항에 대한 중성자 스펙트럼의 영향
중성자 스펙트럼은 노심의 상태, 연소도, 노심의 기하학적 형태 및 구조물의 재질 등의 영향을 받는다. 따라서, 방사화 계산의 대상이 되는 각각의 구조물들은 서로 다른 중성자 스펙트럼을 가진다. 뿐만 아니라 같은 구조물이라고 하더라도 노심내 위치에 따라 서로 다른 중성자 스펙트럼을 가질 수 있다. Fig. 10 은 채널 EP3 (연소도 44.58 MWD/kg)에서 압력관, 칼란드리아관 및 칼란드리아관에서 MCNP로 계산된 중성자 스펙트럼을 보여준다. 압력관과 칼란드리아관의 경우, 노심 내의 위치가 서로 비슷하고 재질의 구성비가 서로 유사하기 때문에 유사한 형태의 중성자 스펙트럼을 가짐을 확인할 수 있다. 반면에 칼란드리아 동체의 경우에는 노심내의 위치가 중심부로부터 멀리 위치하고 재질 또한 압력관이나 칼란드리아관과는 차이가 있기 때문에 상이한 중성자 스펙트럼을 가짐을 확인할 수 있다.
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Neutron spectrum calculated by MCNP simulation for each structure at EP3.
중성자 스펙트럼은 중성자 에너지군 축약 시 핵반응 단면적에 영향을 준다. ORIGEN-2는 자체 핵반응단면적 라이브러리를 가지고 있지만, 핵종 별로 단일한 핵반응 단면적 값을 가지고 있기 때문에 이를 방사화 계산에 사용하게 되면 각각의 구조물에 따라, 혹은 노심 내 위치에 따라 달라지는 중성자 스펙트럼의 영향을 고려할 수 없다. Table 4 에서 ORIGEN-2 자체 라이브러리와 MCNP 계산에 의해 구해진 각 구조물에서의 94 Nb의 (n, γ ) 반응 핵반응 단면적을 비교해 보았다. 노심내부 구조물(압력관과 칼란드리아관)일 경우, MCNP의 중성자 스펙트럼으로 계산한 핵반응 단면적은 핵연료다발의 연소도에 따라 큰차이를 보여주지 않는다. 그러나 구조물 위치에 따라 중성자 스펙트럼의 분포가 달라 압력관(PT), 칼란드리아관(CT), 칼란드리아 동체별(Calandria Tank)로 각각 다른 값을 보여주고 있다. 이에 반해 ORIGEN-2의 자체 라이브러리를 사용할 경우 모든 구조물에 동일한 핵반응단면적을 적용하게 된다. 칼란드리아 동체에서 계산된 핵반응 단면적의 경우 ORIGEN-2 라이브러리의 핵반응 단면적값과 30% 정도 차이를 나타내었다.
(n,γ) reaction cross-section of94Nb at various location (Unit : barn)
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MCNP Revised XS at Calandria Tank : 12.21 barn
본 연구에서는 해체폐기물 분류에 중요한 핵종들 중 59 Ni, 63 Ni, 60 Co 및 94 Nb의 (n, γ ) 반응단면적 뿐만 아니라 Fig. 11 에 박스 표시된 핵종의 핵반응단면적을 수정하여 이 핵종들의 재고량 계산하였다. 이들 핵종들은 중•저준위 폐기물 분류에 중요한 핵종들이다.
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Example of decay chain.
3. MCNP/ORIGEN-2 모델 검증 및 예비 선원항 계산 결과
- 3.1 MCNP/ORIGEN-2 선원항 평가 모델 검증 결과
Table 5 는 압력관에서 94 Nb의 비방사능 측정값과, ORIGEN-2 자체 라이브러리로 계산한 값, MCNP/ORIGEN-2 코드 체계로 계산한 결과를 보여준다. MCNP/ORIGEN-2 모델 검증을 위해 94 Nb의 계산값을 참고 문헌 [9] 에 수록된 94 Nb 측정값과 비교하였다. Table 5 에서 ORIGEN-2로 표시된 값은 라이브러리(CANDUNAU.LIB)를 수정하지 않고 얻은 계산값의 오차이며, MCNP/ORIGEN-2로 표시된 값은 라이브러리(CANDUNAU.LIB)를 수정한 후에 계산된 값의 오차이다. WIMS-AECL의 값은 참고문헌 [9] 에서 계산한 값의 오차 이다. 계산결과에서 볼 수 있듯이 중성자 스펙트럼의 효과를 고려하지 않고 ORIGEN-2 라이브러리의 핵반응단면적을 그대로 사용한 경우 전체적으로 20% 이상의 오차가 발생하는 것을 볼 수 있다. 반면에, 중성자 스펙트럼의 효과를 고려하여 MCNP로 계산한 핵반응단면적을 사용한 경우에는 노심 외곽을 제외한 부분에서 오차가 10% 내외로 비교적 정확하게 계산되어 참고문헌 [9] 와 유사한 결과를 보여주고 있다. EP4에서 상대적으로 큰 오차를 보여주는 것은 노심외곽에 위치한 EP4의 중성자속 준위가 상대적으로 낮게 예측된 것에 기인한 것으로 추정한다. 참고문헌 [9] 에서도, EP4에서 가장 큰 오차를 보여주고 있으며 이는 핵연료 채널 양끝에 반사체 역할을 하는 핵연료 채널 외부 구조물( Fig. 8 )을 MCNP 모델에서 생략 또는 단순화하여, 중성자의 누출이 과도하게 예측된 까닭으로 추정한다. 이러한 현상은 다른 핵종에서도 관찰 되어졌다.
Comparison of specific activity of94Nb in irradiated pressure tube (unit: Bq/g)
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Relative Error* = (Calculated Result – Measured Data)/(Measured Data) x 100
- 3.2 예비 선원항 계산 결과
Table 5 에서 보듯이 상대 중성자속이 낮을수록 비방사능값이 낮으므로, 중성자속이 가장 낮은 위치인 V06 위치의 압력관, 칼란드리아관, 칼란드리아 동체의 비방사능 값을 계산하여 이후 경주 방폐장에 처분이 가능한지 알아보았다. 압력관과 칼란드리아관의 경우 노심 채널별 출력분포가 가장 낮은 V06 채널의 첫 번째 핵연료번들을 선택하였다. V06의 위치는 Fig. 12 에서 볼 수 있다. 칼란드리아 동체의 경우 칼란드리아 동체 끝단 10 cm 영역에서 자료들을 수집하였다.
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Position at which the neutron flux were obtained.
예비 선원항 계산에 대한 기본적인 정보들은 Table 6 에서 볼 수 있다. 압력관, 칼란드리아관 및 칼란드리아 동체의 재질은 각각 Zr-Nb 2.5%, Zircaloy-2, ASME SA240 304L이다. 현재 월성 1호기 노심 내의 압력관과 칼란드리아관은 2010년 설비개선 시 교체된 것으로 조사시간은 운영허가 연장기간을 고려하여 5/15/25 년으로 가정하였다. 칼란드리아 동체의 경우 중성자 조사기간을 30/40/50 년으로 계산하였다.
Basic information for source term calculation at fuel channel V06
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Basic information for source term calculation at fuel channel V06
해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분가능성을 알아보기 위해서는 방사성폐기물 분류기준을 살펴볼 필요가 있다. 폐기물이 저준위 폐기물로 분류되기 위해서는 폐기물의 방사능 농도가 원자력안전위원회가 정하는 방사능농도 값 미만이어야 한다. 저준위 방사성폐기물의 방사능 농도 제한치는 Table 7 에서 볼 수 있다 [18] . 본 연구에서는 해당 핵종 중 재질의 성분비와 방사화 계산 결과를 검토한 후 저준위 폐기물 분류가능성을 살펴보기 위하여 60 Co, 59 Ni, 63 Ni 및 94 Nb에 대한 비방사능 농도를 계산하였다.
The Radioactivity limit for LLW disposal in Korea
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The Radioactivity limit for LLW disposal in Korea
Table 8 에서 선원항 계산 결과를 요악하여 나타내었다. 압력관의 경우 가장 짧은 5 년의 중성자 조사기간에서도 94 Nb의 비방사능 제한치를 초과하는 것으로 나타났다. 이는 압력관의 위치가 핵연료와 매우 가깝기 때문에 높은 중성자속의 영향으로 짧은 조사기간에서도 많은 방사화가 일어난 것으로 보인다. 또한 압력관의 경우 재질 속에 Nb이 2.5% 포함되어 있기 때문에 비슷한 중성자속을 가진 칼란드리아관보다 높은 94 Nb 비방사능 농도를 가진다고 말할 수 있다. 칼란드리아관의 경우는 5 년 이하의 중성자 조사기간에 대해서는 부분적으로 저준위 방사성폐기물로 처분이 가능할 것으로 보인다. 하지만 본 계산이 중성자속이 낮은 지역에서 계산이 수행된 점을 감안한다면 앞으로 이에 대하여 보다 자세한 연구가 필요할 것으로 판단된다. 칼란드리아 동체의 경우는 30년의 중성자 조사기간에서도 59 Ni과 63 Ni의 비방사능 농도 제한치를 초과하는 것으로 나타났다. 이는 재질 속에 Ni이 10% 정도 포함되어있으며, 30 년이라는 긴 기간 동안의 중성자 조사에 의한 것으로 판단된다.
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Results of preliminary source term calculation at V06
4. 결론
본 연구에서는 월성 1호기에 대하여 비방사능 측정값과 계산값을 비교하여 MCNP/ORIGEN-2의 선원항 평가 모델을 검증하고 원자로 해체시 노심구조물의 저준위 방사성폐기물 처분 가능성을 살펴 보았다. 선원항 평가에 영향을 미치는 요인으로, 생애운전이력은 중성자 총조사량이 같을 경우 장반감기 핵종에 영향을 거의 미치지 않으나, 중성자 스펙트럼은 원자로 구조물의 선원항 평가에 중요한 요소임을 알 수있었다. EP4의 결과에서 보듯이 중성자 반사체 역할을 하는 핵연료다발 외부구조물( Fig. 8 )이 선원항 평가에 영향을 주는 것으로 판단되므로 정확한 노심 구조물을 묘사하는 것이 선원항 평가에 중요하다. 또한 노심 연소도 분포를 실제 평형노심과 가깝게 구현하기 위해, MCNPX 연소계산을 수행하여 핵연료의 핵종 수밀도를 구하였고 이를 선원항 평가에 사용하였다.
또한 2010년도에 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체의 저준위 방사성폐기물 처분가능성을 살펴보기 위하여 노심내부에서 중성자속이 가장 낮은 위치인 V06의 첫 번째 핵연료 다발을 선정하여, 저준위 방사성폐기물 분류기준의 핵종별 비방사능 농도를 방사화 계산 결과와 비교하였다. 결과를 살펴보면 압력관과 칼란드리아 동체은 94 Nb, 59 Ni, 63 Ni의 비방사능 농도 제한을 만족하지 못하기 때문에 저준위 방사성폐기물로 처분될 수 없는 것으로 나타났다.
예비 선원항 계산 결과에서 볼 수 있듯이 압력관, 칼란드리아관, 칼란드리아 동체와 같이 노심에 가까운 구조물들은 높은 중성자속과 장기간의 중성자 조사에 의해서 방사화가 많이 진행되었음을 알 수 있다. 또한 장반감기 핵종들을 포함하고 있기 때문에 저준위 방사성폐기물로 처분되기 힘든 것을 알 수 있었다.
Acknowledgements
본 연구는 산업통상자원부의 재원으로 한국에너지기술 평가원의 지원을 받아 수행되었다.
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