[논문자료]해체 시 발생하는 방사성폐기물 최소화

 

 

---

 

해체 시 발생하는 방사성폐기물 최소화를 위한 원자력압력용기와

원자로내부하부구조물 최적 절단에 관한 연구

 

원자력발전소 해체 시 발생하는 중•저준위 폐기물을 효과적으로 처리하기 위해 원자로압력용기와 원자로내부하부구조물의 절단 및 저장 방법에 대한 요건의 마련이 필요하다.

 

국내는 아직 상업 원자로의 해체 경험이 없기 때문에 선행 국가의 처분 방법 및 기술 등을 활용하여 본 연구를 수행하였다.

 

논물자료 -  https://scienceon.kisti.re.kr/srch/selectPORSrchArticle.do?cn=DIKO0016031349

 

국내에는 아직 정해진 폐기물 저장용기가 없기 때문에 선행 국가에서 이용한 중준위 저장용기 및 대형 저준위 저장용기 등을 도입하여 원자로 압력 용기와 원자로내부구조물을 절단하였다.

 

절단물의 크기, 두께, 절단 기술, 등을 고려하여 등분절단, 각도별 절단 시 발생하는 차이를 확인하였다. 원통형인 중준위 저장용기는 등분 절단의 경우 여유 공간이 발생하여 이러한 공간을 최소화 하고자 중심을 기준으로 각도별로 절단하였다.

 

위와 같은 방법의 결과를 바탕으로 저장용기의 수, 절단 길이, 절단 시간의 절감 효과를 확인하였다.

 

---

SSRT / SERT / CERT 시리즈

 

 

• 부식/균열/인장에 대한 특성을 측정하는 설비

원자력용기및배관및부속품들은 소재에 대한 철저한 검증이 필요하고, 부식에 의한 방사선 유출이나 오염 물질의 유출은 큰 문제를 일으키므로 설비에 사용되는 소재의 부식과 이에 따른 응력 변화에 대한 연구가 중요합니다.

고객 맞춤형 엔지니어링 / 고압용기 안전규정에 맞춘 설계 및 제작 / cs팀 보유로 신속한 대응력을 갖춘 일신 오토클레이브의 원자력발전설비는 이런 필요에 의해서 제작된 테스트 설비로 원자로 및 산업체 등에서 필요한 기계적특성을 측정하는 장비로 사용되어집니다.

 

• SERT / SSRT / CERT 시리즈 장비사양

Model Type	SERT Slow Extension Rate Test (일정 변형율)	SSRT Slow Strain Rate Test (일정 하중)	CERT Constant Extension Rate Test (반복 하중)
Max working Temp.(℃)	250 / 340 / 450
Max working Press.(Mpa)	20 / 35
Rod Speed (mm/min)	0.1 ~ 0.0000125 ( 1.25 x E5)
Rod Stroke (mm)	50 / 100
Capacity (Ton)	0.5 / 1 / 2 / 5 / 10
Vessel Material	STS316 / INC625 / HC276 / Ni200
Vessel Volume (liter)	3.78 / 5 / 7.56
Specimen type	Plate / Bar
Q’ty of Electrode	Reference / Count (-) / Working (+)
Cover Direction	Up / Down
Control	PLC & PC control, Graph, Data save

---