KR101726974B1 - 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물 - Google Patents

피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물 Download PDF

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Abstract

본 발명은 사용후핵연료용기의 임시 보관건물에 관한 것으로 그 구성은 측벽부와 지붕부로 이루어진 건물몸체; 상기 건물몸체 내에 형성되어 운반된 사용후핵연료용기를 검사 및 보수하는 인수구역; 상기 인수구역을 거친 사용후핵연료용기를 보관구역으로 이송하는 견인수단; 및 상기 보관구역 내에 배치되어 사용후핵연료용기의 온도 방사능을 측정하는 측정수단;을 포함하며, 상기 건물몸체에는 내부 공기를 순환하기 위한 순환라인이 형성된다.

Description

피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물{A after applying the Passive cooling storage facility of light water reactor spent nuclear fuel container}
본 발명은 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 사용후핵연료용기를 외부로부터 격리된 상태를 유지하며 안전하게 보관할 수 있게 하고 사용후핵연료용기로부터 방출될 수 있는 방사선을 효과적으로 저감할 수 있게 하며 방사선 저감을 위한 별도의 설비를 운영하지 않아도 되는 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물에 관한 것이다.
원자력 발전소에서 소정 기간 사용된 후 연소를 종료하여 사용할 수 없게 된 핵연료를 사용후핵연료라 한다. 사용후핵연료는 냉각 과정을 거쳐 재처리 시설이나 저장소로 운반되는데, 사용된 핵연료라 해도 다량의 방사선과 붕괴열을 방출하는 방사성 물질이므로, 이를 수송 또는 저장하기 위해서는 외부의 충격에 대해 내용물을 안전하게 보호할 수 있으면서 방사선을 차폐하고 붕괴열을 원활히 방출할 수 있는 구조로 이루어진 전용의 용기를 필요로 한다.
통상적인 사용후핵연료 수송 또는 저장용 용기는 대략 원통형으로 형성된 캐스크의 내부에 바스켓조립체가 수용된 구조로 이루어지며, 바스켓조립체는 사용후핵연료가 수납된 다수의 바스켓이 격납부재에 의해 서로 소정 간격 이격되어 배열된 구조를 가진다.
사용후핵연료용기는 캐스크의 주재료에 따라 금속 용기와 콘크리트 용기로 구분된다. 이 중에서 금속 용기의 캐스크는 두꺼운 금속 벽체로 이루어진 캐스크 본체를 소정 두께의 중성자차폐재가 감싸는 구조를 갖으며, 상기 중성자차폐재는 캐스크본체의 외부를 감싸도록 이격되어 설치된 외부케이싱부의 내측 공간에 충전된 방식으로 구비되는 것이 일반적이다.
하지만 국내뿐만 아니라 전세계적으로 원자력발전소에서 만들어지는 방사성 폐기물의 량이 상당한데다 이를 수용할 수 있는 시설은 턱없이 부족한 실정이기 때문에 이러한 문제를 해결하기 위한 시설로 지하 보관 시설이 대두되고 있으며, 지하 보관 시설에 대한 다양한 연구와 더불어 현재 준비 중인 시설도 존재하고 있다.
그러나 이러한 지하 보관 시설의 경우 최적의 위치와 깊이 환경에 미치는 영향 등 고려해야할 사항이 많기 때문에 단시간에 보관 시설을 확충하기 힘드므로 이러한 시설을 확충하기 전에 임시로 사용후핵연료용기를 보관할 수 있는 공간이 절실히 필요한 실정이다.
또한 단순히 야적장 등에 보관할 경우 자연재해 등에 의해 사용후핵연료용기가 손상될 우려가 존재하기 때문에 이를 방지하기 위한 시설이 절실히 필요한 실정이다.
즉, 많은 량의 사용후핵연료용기를 장시간 보관하기 위한 건물이 필요한 실정이다.
본 발명의 목적은 상기한 바와 같은 종래의 특성을 개선하기 위하여 제안된 것으로서, 사용후핵연료용기를 외부로부터 격리된 상태를 유지하며 안전하게 보관할 수 있게 하고 사용후핵연료용기로부터 방출될 수 있는 방사선을 효과적으로 저감할 수 있게 하며 방사선 저감을 위한 별도의 설비를 운영하지 않아도 되는 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 보관건물을 제공함에 있다.
본 발명은 앞서 본 목적을 달성하기 위하여 다음과 같은 구성을 가진다.
본 발명의 사용후핵연료용기의 저장건물은, 측벽부와 지붕부로 이루어진 건물몸체; 상기 건물몸체 내에 형성되어 운반된 사용후핵연료용기를 검사 및 보수하는 인수구역; 상기 인수구역을 거친 사용후핵연료용기를 보관구역으로 이송하는 견인수단; 및 상기 보관구역 내에 배치되어 사용후핵연료용기의 온도 방사능을 측정하는 측정수단;을 포함하며, 상기 건물몸체에는 내부 공기를 순환하기 위한 순환라인이 형성된다.
그리고 상기 건물몸체는 콘크리트 구조물로 이루어진다.
또한 상기 건물몸체 벽 두께는 60Cm 이상 100cm 미만으로 이루어지는 것이 바람직하다.
그리고 상기 건물몸체에는 방사능 차폐재가 포함된다.
또한 상기 순환라인은 측벽부에 형성되는 유입라인과 지붕부에 형성되는 배출라인으로 구분되며, 상기 유입라인에는 제1필터가 구비되고, 상기 배출라인에는 제2필터가 구비된다.
그리고 상기 유입라인은 측벽부의 상부에서 하부로 공기가 유입되도록 배치된다.
또한 상기 제1필터는 유입 공기 내에 포함된 오염물을 제거토록 한다.
그리고 상기 제2필터는 건물몸체 내의 오염물이 외부로 방출되는 것을 방지토록 한다.
또한 상기 제2필터는 방사능 필터를 포함한다.
본 발명에 따른, 사용후핵연료용기를 외부로부터 격리된 상태를 유지하며 안전하게 보관할 수 있게 하고 사용후핵연료용기로부터 방출될 수 있는 방사선을 효과적으로 저감할 수 있게 하며 방사선 저감을 위한 별도의 설비를 운영하지 않아도 되는 효과가 있다.
도 1은 본 발명에 따른 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 보관건물을 나타내는 사시도.
도 2는 본 발명에 따른 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물건물을 나타내는 단면 사시도.
도 3은 본 발명에 따른 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물건물을 나타내는 횡단면도.
도 4는 본 발명에 따른 피동형 냉각방식을 적용한 경수로 사용후핵연료용기의 저장건물건물을 나타내는 평단면도.
이하, 본 발명의 바람직한 실시 예들을 첨부된 도면을 참고하여 더욱 상세히 설명한다. 본 발명의 실시 예들은 여러 가지 형태로 변형될 수 있으며, 본 발명의 범위가 아래에서 설명하는 실시 예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 안 된다. 본 실시 예들은 당해 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자에게 본 발명을 더욱 상세하게 설명하기 위해서 제공되는 것이다. 따라서 도면에 나타난 각 요소의 형상은 보다 분명한 설명을 강조하기 위하여 과장될 수 있다.
제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 구성요소들은 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로만 사용된다.
본 출원에서 사용한 용어는 단지 특정한 실시 예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 출원에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 명세서상에 기재된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
도 1 및 도 2에 도시된 바에 의하면, 본 발명의 사용후핵연료용기의 저장건물(100)은 측벽부(111)와 지붕부(112)로 이루어진 건물몸체(110); 상기 건물몸체(110) 내에 형성되어 운반된 사용후핵연료용기를 검사 및 보수하는 인수구역(120); 상기 인수구역(120)을 거친 사용후핵연료용기를 보관구역(130)으로 이송하는 견인수단(140); 및 상기 보관구역(130) 내에 배치되어 사용후핵연료용기의 온도 방사능을 측정하는 측정수단(150);을 포함하며, 상기 건물몸체(110)에는 내부 공기를 순환하기 위한 순환라인(131)이 형성된다.
상기 건물몸체(110)는 콘크리트 구조물로 이루어지고, 벽 두께는 60cm 이상 100cm 미만으로 이루어지는 것이 바람직하다. 이는 벽의 두께가 너무 얇을 경우 방사능이 외부로 방출될 가능성이 있기 때문이며 필요 이상 두껍게 할 경우 건물 시공에 소요되는 비용이 상승하기 때문이다.
또한 상기 건물몸체(110)를 이루어는 측벽부(111)와 지붕부(112) 각각에는 방사능 차폐재가 더 포함되며, 방사능 차폐재로는 납을 이용하는 것이 바람직하다.
즉, 도면상에 도시하고 있지는 않지만 측벽부와 지붕부에서 외측과 내측의 사이에 방사능 차폐재를 배치함으로써 내부의 방사능이 외부로 방출되는 것을 방지할 수 있게 하는 것이다.
상기 인수구역(120)은 외부로부터 사용후핵연료용기가 이송되면 이송된 사용후핵연료용기의 이상 상태를 확인하는 검사구역(121)과, 사용후핵연료용기가 이상 상태가 있을 경우 이를 보수하기 위한 보수구역(122)으로 구분되며, 상기 보수구역에는 사용후핵연료용기를 제염하기 위한 설비가 포함된다.
상기 순환라인(131)은 도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이 측벽부(111)에 형성되는 유입라인(131a)과 지붕부(112)에 형성되는 배출라인(131b)으로 구분되며, 상기 유입라인(131a)에는 제1필터(131c)가 구비되고, 상기 배출라인(131b)에는 제2필터(131d)가 구비된다.
상기 유입라인(131a)은 측벽부(111)의 상부에서 하부로 공기가 유입되도록 배치되는 것이 바람직하다. 이는 보관구역(130) 내에 보관되는 사용후핵연료용기(spent nuclear fuel container, SNFC)에서 방출되는 열을 효율적으로 방출시킬 수 있도록 외부 공기가 자연스럽게 사용후핵연료용기 측으로 유도될 수 있게 하는 것이고, 사용후핵연료용기를 거친 공기는 사용후핵연료용기의 열에 의해 데워져 공기는 대류현상을 통해 상부로 상승하여 상부에 배치된 배출라인을 통해 자연스럽게 자연 배출될 수 있게 하기 위함이다.
상기 유입라인(131a) 측에 배치되는 제1필터(131c)는 유입 공기 내에 포함된 오염물을 제거토록 하는 구조를 하고 있으며, 제1필터로는 프리필터, 헤파필터 등을 이용할 수 있으나 유입 공기로부터 오염물을 제거할 수 있는 것이면 어떠한 것도 가능하며, 유입 공기의 효율적인 필터링을 위해서 유입라인 측으로 따라 복수개 설치하는 것도 가능하다.
상기 지붕부(111)의 배출라인(131b)에 배치된 제2필터(131d)는 상기 제1필터(131c)와 같은 필터를 사용하지만 유입라인(131a) 통해 유입된 공기가 사용후핵연료용기를 거치며 방사능을 포함할 수 있기 때문에 이를 제거할 수 있도록 방사능 필터를 포함하는 것이 바람직하다. 방사능 필터로는 울파필터, 카본필터 등을 이용할 수 있으며, 방사능이 포함된 공기를 필터링할 수 있는 것이면 어떠한 것도 포함할 수 있다.
또한 상기 제2필터(131d)는 상기 배출라인(131b) 상부 방향으로 복수개가 적층 설치될 수도 있다.
상기 견인수단(140)은 상기 보관구역(130) 내에 배치되며, 트레일러(143)가 가로 방향과 세로 방향으로 이동할 수 있도록 가로레일(141)과 세로레일(142)에 안착되어 있다.
즉, 상기 세로레일(142)은 상기 가로레일(141)을 따라 동작하고, 상기 트레일러(143)는 상기 세로레일(142)을 따라 동작하도록 구성하여 트레일러가 가로 방향과 세로 방향으로 동작할 수 있게 하는 것이다.
또한 상기 보관구역(130)은 제1구역(미도시)과 제2구역(미도시)으로 구분되며, 상기 측벽부와 지붕부에 배치된 유입라인과 배출라인 또한 제1구역과 제2구역 각각에 배치되어 개별적으로 외부 공기가 유입, 배출될 수 있게 하고 있다.
한편 상기 보관구역(130) 내에는 보관된 사용후핵연료의 상태(온도, 방사능 정도)를 검출하기 위한 측정수단(150)이 배치되며, 상기 측정수단(150)은 케이블을 이용해 상기 사용후핵연료용기 각각에 설치되거나 주변 또는 유입라인 및 배출라인 측에 설치될 수 있으며, 상기 측정수단은 인수구역 내에서 확인하도록 하는 것이 바람직하며, 상기 인수구역에는 측정수단으로부터 검출되는 데이터를 보관 또는 감시하도록 하는 제어실(미도시)이 배치될 수도 있고, 검출되는 데이터를 데이터망을 이용해 외부의 별도 시설에서 감시하도록 하는 것도 가능하다.
예컨대 본 발명의 사용후핵연료용기의 보관건물은 사용후핵연료용기의 냉각 등을 위해 별도의 설비를 설치하기 않은 상태에서 운영할 수 있도록 하는 것이며, 측정수단을 통해 보관된 사용후핵연료용기 및 내부 설비의 상태를 실시간으로 감시하고 감시된 데이터를 모니터링 또는 보관할 수 있게 하고, 보관된 사용후핵연료용기의 상태에 따라 내부에서 유지보수할 수 있게 하는 것이 가능하게 하는 것을 통해 보관건물의 운영에 소요되는 경비 및 보관된 사용후핵연료의 안전성을 확보할 수 있게 하는 것이다.
이상, 본 발명을 바람직한 실시예를 통해 설명하였으나, 이는 본 발명의 기술적 내용에 대한 이해를 돕고자 하는 것일 뿐 발명의 기술적 범위를 이에 한정하고자 함이 아니다.
즉, 본 발명의 기술적 요지를 벗어나지 않고도 당해 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 다양한 변형이나 개조가 가능함은 물론이고, 그와 같은 변경이나 개조는 청구범위의 해석상 본 발명의 기술적 범위 내에 있음은 말할 나위가 없다.

Claims (9)

  1. 측벽부와 지붕부로 이루어진 건물몸체;
    상기 건물몸체 내에 형성되어 운반된 사용후핵연료용기를 검사 및 보수하는 인수구역;
    상기 인수구역을 거친 사용후핵연료용기를 보관구역으로 이송하는 견인수단; 및
    상기 보관구역 내에 배치되어 사용후핵연료용기의 온도 방사능을 측정하는 측정수단;을 포함하며,
    상기 건물몸체에는 내부 공기를 순환하기 위한 순환라인이 형성되고, 상기 순환라인은 측벽부에 형성되는 유입라인과 지붕부에 형성되는 배출라인으로 구분되며, 상기 유입라인에는 제1필터가 구비되고, 상기 배출라인에는 제2필터가 구비되고,
    상기 유입라인은 측벽부의 상부에서 하부로 공기가 유입되도록 배치되며, 상기 제1필터는 유입 공기 내에 포함된 오염물을 제거토록 하고, 상기 제2필터는 건물몸체 내의 오염물이 외부로 방출되는 것을 방지토록 하며, 상기 제2필터는 방사능 필터를 포함하는 것을 특징으로 하는 사용후핵연료용기의 저장건물.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 건물몸체는 콘크리트 구조물로 이루어진 것을 특징으로 하는 사용후핵연료용기의 저장건물.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 건물몸체 벽 두께는 60Cm 이상 100cm 미만으로 이루어진 것을 특징으로 하는 사용후핵연료용기의 저장건물.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 건물몸체에는 방사능 차폐재가 포함된 것을 특징으로 하는 사용후핵연료용기의 저장건물.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58132899U (ja) * 1982-03-04 1983-09-07 株式会社明電舎 放射性廃棄物の貯蔵庫
JPH11109085A (ja) * 1997-10-06 1999-04-23 Sumitomo Metal Mining Co Ltd 使用済核燃料用貯蔵庫

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58132899U (ja) * 1982-03-04 1983-09-07 株式会社明電舎 放射性廃棄物の貯蔵庫
JPH11109085A (ja) * 1997-10-06 1999-04-23 Sumitomo Metal Mining Co Ltd 使用済核燃料用貯蔵庫

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102081004B1 (ko) 2018-10-30 2020-04-23 한국원자력환경공단 사용 후 핵연료 전용용기 처분 전 매립형 장기보관시설

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