국내 원자력발전소의 사용후핵연료 저장용량의 포화가 10년 이내에 예상되고 있으며, 소외중간저장방식을 관리 방안으로서 선정할 경우, 상당한 양의 사용후핵연료 운반이 해상 혹은 육로를 통해 매년 이루어져야만 한다. 본 논문에서는 4곳의 원자력발전소부지에 분산 저장되어 있는 사용후핵연료를 해안에 위치한 가상의 중간저장시설과 영구처분시설을 대상으로 사용후핵연료 운반물량을 효과적으로 분석할 수 있는 체계를 구축하였다. 각 발전소 부지, 중간저장시설, 영구처분시설의 저장고를 중심으로 사용후핵연료 물질 수지식을 세우고, 이에 대한 해를 VISUAL BASIC으로 구하여 운반 물량 분석이 용이하게 수행할 수 있는 컴퓨터 프로그램(CASK)을 개발하였다. 개발된 물량 분석 프로그램을 활용하여 4개 원자력 발전소 부지로부터 사용후핵연료 운반 물량을 분석하고, 운반물량 파라미터 분석을 통하여 본 프로그램의 활용도를 보였다. 개발된 사용후핵연료 운반 물량 분석 체계는 향후 운반비용 분석에도 유용하게 활용될 것이다.
원전에서 발생된 중$.$저준위 방사성 폐기물의 경우 처분장으로 이송되기 이전에 드럼에 대한 세부적인 정보 특히 핵종 재고량에 대한 평가가 수행되어야 한다. 그러나 드럼처리된 방사성폐기물의 경우 평가 대상 핵종 농도에 대한 예측이 어려운 것이 일반적이다. 따라서 이를 극복하고자 직접측정이 어려운 경우 척도인자 방법을 활용하고 있다. 국내의 경우 1996년부터 고리원전에서 척도인자 개념이 적용된 핵종분석장치를 운영해오고 있다. 그러나 고리원전에 적용된 척도인자의 경우 많은 개선의 여지가 남겨져 있다. 따라서 현재 척도인자의 향상을 위한 연구가 진행 중에 있다. 본 논문에서는 연구의 범위에 대한 개략적인 소개와 핵종 재고량 평가 방법 중 보다 신뢰할 수 있는 평가 방법을 찾고자 통계적인 척도인자 평가 방법을 비교 평가했으며 이를 통해 고리원전에 사용된 산술평균 방법을 기하평균 방법으로 바꾸는 것이 예측의 정확성을 향상시킬 수 있을 뿐만 아니라 드럼내 핵종 재고량의 과대평가를 막고 합리적인 보수성을 유지할 수 있음을 알수 있었다.
고준위방사성폐기물 처분장 부지선정을 위해서는 암종, 지질구조, 지진, 수리지질, 지구화학, 지질공학 및 지열 등과 같은 다양한 지질학적 인자들에 대한 고려가 필요하며, 특히 선형구조는 다양한 지질인자의 특성을 반영하기 때문에 원자력 발전소, 고준위방사성폐기물 처분장 등과 같은 국가 중요시설물의 후보부지 선정에 있어 매우 중요한 기초자료로 활용될 수 있다. 본 논문에서는 선형구조분석을 통해 고준위방사성폐기물 광역 처분부지 선정을 실시한 핀란드의 선형구조 분류 방법을 국내 선형구조 자료에 적용하여 살펴보았다. 이를 위하여 기존에 한국지질자원연구원에서 보유한 선형구조도와 신규로 구조지질학, 고지진학, 지형학 전문가들로부터 획득한 새로운 선형구조 자료를 분석에 이용하였다. 새로운 선형구조 분석 자료의 신뢰성 확보를 위해 한반도 지역을 최근에 촬영한 위성영상과 국토지리정보원에서 제공하는 수치표고모델로 제작한 고해상도의 음영기복도를 이용하였다. 취득한 자료들의 전체적인 방향성 분석 결과에서는 북북동-남남서 방향이 가장 우세하게 관찰되었지만, 분석자들의 판독기준의 차이에 따라서 동북동-서남서 및 북북서-남남동 방향의 선형구조들도 높게 판독 되었다. 핀란드의 분류 방법을 적용하여, 광역후보부지 선정에 사용되는 등급 1과 등급 2에 해당되는 선형구조들의 기하학적인 발달특성을 상호 비교해 보았다. 그 결과에서는 전체적으로 등급 1의 경우에는 공통적으로 북북동-남남서 방향이 가장 우세하였으며, 서북서-동남동 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 등급 2의 경우에도 북북동-남남서 방향의 선형구조가 가장 우세하게 발달하고 있으며, 분석자에 따라 서북서-동남동 또는 동북동-서남서 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 같은 자료를 바탕으로 실시한 선형구조분석에서도 상이한 판독 결과를 보이는 것은 판독자의 주관적인 경험 및 기준이 작용하였기 때문으로 여겨진다. 따라서 신뢰도 높은 한반도 광역선형구조도를 발간하기 위해서는 상이한 자료들을 통합하는 과정에서 명확한 통합 기준의 설정이 필요하며, 지구물리탐사자료와 같은 추가적인 데이터를 통한 분석이 요구된다.
방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.
매립은 원자력이용시설에서 발생된 비오염폐기물 또는 오염도가 미미한 폐기물의 규제해제 방법으로 가장 폭넓게 적용될 수 있는 대안으로, 본 연구에서는 영광원자력발전소의 매립장을 대상지역으로 작업자 및 거주자가 받을 수 있는 피폭선량을 평가하였으며, 구해진 선량을 토대로 규제해제 선량기준치인 10 $\muSv/y$를 만족시키는 핵종별 규제해제농도를 설정하였다. 연령군을 고려한 피폭선량평가 결과 매립층 상부에 거주하는 거주자의 경우 년간 1.02 $\muSv$, 매립부지에서 작업하는 작업자의 경우는 년간 0.471 $\muSv$의 피폭선량을 나타내었다. 또한 규제해제농도는 핵종별로 $1.33{\times}10_{-1}$ Bq/g에서 $2.85{\times}10^2$ Bq/g으로 계산되었다.
현재 국내의 수리시험 장비는 적절한 장비가 갖추어지지 않은 상태로 시행되고 있기 때문에 투수성 해석 자료의 신뢰성은 그리 높다고 볼 수 없다. 본 연구는 고도의 정밀성을 요구하는 고준위폐기물의 처분기술 개발을 위해서는 무엇보다도 자연방벽에 대한 특성 평가가 중요하므로 현행 시험 장비의 기술적 문제들을 해결하기 위한 목적으로 장심도 (1,000 m) 시추공에서 정밀한 수리시험이 가능한 장비를 성공적으로 구축하였다. 본 장비에서 가장 중요하게 반영된 기술사항은 공내 저류효과를 최소화시키기 위하여 H-DHSIV를 장착하고, 시험 자료의 품질을 향상시키기 위하여 실시간으로 시험 구간을 포함한 3개 구간의 압력 변화자료를 취득할 수 있는 DAS를 구축한 것이다. 본 연구의 결과로 구축된 심부 시추공에서의 정밀 수리 시험 장비는 국내 현장조사 기술력의 획기적인 향상을 선도할 것이며, 방사성폐기물 처분기술 개발을 위한 연구와 부지 특성평가에 직접 적용될 것이다.
중저준위 방사성폐기물 처분장 되메움재 후보물질로 제안되고 있는 국산 천연점토와 분쇄암석의 혼합물의 수리특성을 조사하였다. 혼합물의 수분함량 변화에 따른 혼합물의 밀도 변화를 조사하여, 동일 압축력 하에서 최대밀도를 얻을 수 있는 최적수분함량을 찾고자 하였으며, 혼합물 중의 점토함량에 따른 수리전도도 변화를 조사하였다. 혼합물 중 점토함량이 감소할수록 얻어 지는 최대밀도가 증가하였으며, 최적수분함량도 보다 명확해졌으나, 혼합물의 밀도는 수분함량에 그다지 민감하지 않았다. 혼합물의 수리전도도는 점토 함량이 감소할수록 증가하여 건조밀도 1.2 Mg/㎥ 일 때 100% 점토인 경우의 3 $\times$$10^{-12}$ m/s에서 25% 점토함량의 경우에는 7 $\times$$10^{-10}$ m/s로 증가하였으나, 건조밀도가 1.5 Mg/㎥ 일 때에는 25% 점토함량의 경우에도 5 $\times$$10^{-12}$ m/s 의 낮은 값을 유지하였다. 혼합물의 수리전도도 추장을 위한 유효점토건조밀도 개념이 제안되었으며. 이 개념은 다양한 건조밀도와 분쇄암석 함량을 가진 혼할물의 수리전도도를 잘 설명할 수 있었다.
핵폐기물 처분장 공학방벽재로서의 우리나라 제 3 기층에서 산출되는 벤토나이트와 제올라이트의 활용 가능성을 물리화학적 특성을 중심으로 평가하였다. 연일 및 감포일대 제 3 기층의 9개 대표적인 벤토나이트 광산과 6개의 제올라이트 광산에서 채취한 자연산 시료와 관련회사의 추천상품시료에 대해 X-선 회절 분석, 팽윤도 측정, 양이온교환능 측정, 비표면적 측정, 몬모릴로나이트의 함량계산, 유기탄소함량 분석, 시차 열분석(DTA), 편광현미경 관찰, 주사전자현미경(SEM)관찰 및 전자현미분석(EPMA)을 실시하여 각 분석항목을 비교 평가하였다. 연구결과를 종합하면 U-41 및 G-46의 광산에서 산출되는 벤토나이트와 대도 및 Y-1호 광산의 제올라이트가 인공방벽재료로 갖추어야할 물리화학적 특성이 최적인 것으로 평가된다.
본 연구는 원자력 시설 해체 시 발생되는 저준위 및 극저준위 폐토양, 점토와 산업부산물인 고로슬래그를 이용하여 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 비소성 시멘트의 제조 가능성을 평가하고 광물·형태학적 분석을 통하여 생성된 반응 물질에 대하여 고찰하였다. 본 연구에서는 (1) 폐토양, 점토 및 고로슬래그의 특성 분석, (2) 폐토양, 점토 및 고로슬래그를 고화재 및 성분조정제로 이용한 원전 해체 폐기물 담지를 위한 비소성 시멘트 제조 및 최적의 배합 비율 도출, (3) 제조된 비소성 시멘트 고화체의 수화반응 생성물질에 대하여 광물·형태학적 분석 등을 수행하였다. 비소성 시멘트 고화체의 광물·형태학적 분석 결과, 폐토양과 점토는 수화반응 생성물이 관측되지 않았으며, 고로슬래그의 경우 고화체의 강도를 발현시킬 수 있는 수화반응생성물질인 calcium silicate hydrate (CSH), 에트링가이트(ettringite)가 생성되는 것을 확인하였다. 폐토양, 점토를 고화재로 이용한 비소성 시멘트의 재령 28일 후 고화체는 최적의 배합 비율에서 약 3 MPa의 강도를 나타내 처분장 인수기준 압축강도인 3.44 MPa를 만족하지 못하는 것을 확인하였다. 그러나, 고로슬래그를 고화재로 이용한 비소성 시멘트는 모든 실험 조건에서 처분장 인수기준 압축강도를 만족하며, 최적의 배합 비율에서는 약 27 MPa로 높게 나타나는 것을 확인할 수 있었다. 이러한 결과를 통하여 비소성 시멘트 고화재로 고로슬래그, 방사성 핵종에 대한 흡착제 역할로 폐토양 및 점토를 이용한다면 방사성 폐기물 처분을 위한 최적의 비소성 시멘트를 제조할 수 있을 것으로 판단된다.
암반구조물의 파괴는 초기응력의 크기, 무결암의 강도 그리고 단층이나 절리와 같이 암반 내에 존재하는 불연속면의 상태에 의해 좌우된다. 일반적으로 고심도에 건설되는 암반구조물의 경우 높은 현지응력과 공동 굴착에 따른 유도응력으로 인해 공동 경계면에서 스폴링이나 슬래빙과 같은 취성파괴가 발생할 수 있다. 최근 고심도에 건설되는 암반구조물이 증가함에 따라 취성파괴의 발생사례가 증가하고 있으며, 더욱이 국내의 저심도 구간에서도 스폴링 현상이 보고되어 취성파괴에 대한 연구의 필요성이 요구되고 있다. 그러나 아직까지 취성파괴에 대해 명확하게 규명되지 않아 본 보고에서 취성파괴현상을 규명하기 위해 수행되었던 기존 연구결과를 중심으로 취성파괴와 그 특징에 대하여 요약정리하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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