• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.227-228
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• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4120-4124
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• 2023

High-level radioactive waste produced by nuclear power plants are disposed subterraneously utilizing an engineered barrier system (EBS). A gap inevitably exists between the disposal canisters and buffer materials, which may have a negative effect on the thermal transfer and water-blocking efficiency of the system. As few previous experimental works have quantified this effect, this study aimed to create an experimental model for investigating differences in the temperature changes of bentonite buffer in the presence and absence of air gaps between it and a surrounding stainless steel cell. Three test scenarios comprised an empty cell and cells partially or completely filled with bentonite. The temperature was measured inside the buffers and on the inner surface of their surrounding cells, which were artificially heated. The time required for the entire system to reach 100℃ was approximately 40% faster with no gap between the inner cell surface and the bentonite. This suggests that rock-buffer spaces should be filled in practice to ensure the rapid dissipation of heat from the buffer materials to their surroundings. However, it can be advantageous to retain buffer-canister gaps to lower the peak buffer temperature.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.1041-1048
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• 2021

An engineered barrier system (EBS) for the disposal of high-level radioactive waste (HLW) is composed of a disposal canister with spent fuel, a buffer material, a gap-filling material, and a backfill material. As the buffer is located in the empty space between the disposal canisters and the surrounding rock mass, it prevents the inflow of groundwater and retards the spill of radionuclides from the disposal canister. Due to the fact that the buffer gradually becomes saturated over a long time period, it is especially important to investigate its thermal-hydro-mechanical-chemical (THMC) properties considering variations of saturated condition. Therefore, this paper suggests a new method of measuring thermal conductivity and water suction for single compacted bentonite at various levels of saturation. This paper also highlights a convenient method of saturating compacted bentonite. The proposed method was verified with a previous method by comparing thermal conductivity and water suction with respect to water content. The relative error between the thermal conductivity and water suction values obtained through the proposed method and the previous method was determined as within 5% for compacted bentonite with a given water content.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1191-1198
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• 2023

Bentonite buffer material is a critical component in an engineered barrier system (EBS) for disposing high-level radioactive waste (HLW). The bentonite buffer material protects the disposal canister from groundwater penetration and releases decay heat to the surrounding rock mass; thus, it should possess high thermal conductivity, low hydraulic conductivity, and moderate swelling pressure to safely dispose the HLWs. Bentonite clay is a suitable buffer material because it satisfies the safety criteria. Several additives have been suggested as mixtures with bentonite to increase the thermal-hydraulic-mechanical-chemical (THMC) properties of bentonite buffer materials. Therefore, this study investigated the geotechnical, mineralogical, and THMC properties of several candidate additives such as sand, graphite, granite, and SiC powders. Datasets obtained in this study can be used to select adequate additives to improve the THMC properties of the buffer material.

• 한국지반공학회논문집
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• 제35권7호
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• pp.41-50
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• 2019

국내 고준위폐기물처분장 공학적방벽(EBS)의 일부가 되는 완충재로 경주 벤토나이트가 우선적으로 고려되고 있다. 압축벤토나이트는 지하수침투로 인한 팽윤압과 처분용기에서 발산되는 열응력을 경험한다. 따라서 EBS의 성능평가를 위해서 역학적 물성의 산정이 중요하다. 본 논문은 탄성파를 이용하여 경주 압축벤토나이트의 변형특성 측정을 목표로 하였다. 두 개의 $1.59g/cm^3$와 $1.75g/cm^3$의 건조밀도를 가지는 압축벤토나이트 시편을 제작하였고, 자유단-자유단 공진주시험을 수행하여 구속압축파속도와 비구속압축파속도를 측정하였다. 측정된 압축파속도를 이용하여 미소변형에서의 탄성계수($E_{max}$), 구속탄성계수($M_{max}$), 감쇠비($D_{min}$), 포아송비를 측정하였다. 그 결과로 경주 압축벤토나이트의 변형특성을 산정 제시하여 선행연구 결과들과 비교 분석하였다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제37권4호
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• pp.19-26
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• 2021

원자력발전소에서 발생되는 고준위폐기물은 지하 수백 미터 깊이의 암반에 처분된다. 이러한 고준위폐기물은 인체에 유해하기에 공학적방벽시스템에 의해 안전하게 처분되어야 하며, 공학적방벽시스템은 처분용기, 뒤채움재, 완충재 등으로 구성된다. 고준위폐기물처분장에 이러한 공학적방벽시스템의 구성요소를 설치하게 되면, 처분용기 및 완충재 사이, 완충재와 자연 암반 사이 등에 갭이 존재하게 된다. 이러한 갭의 존재로 인해 공학적방벽재의 차수능과 열전달 효율이 떨어질 수 있기에, 갭 공간의 크기 및 갭채움재 특성 평가 등의 연구가 반드시 필요하다고 할 수 있다. 해외에 비해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간 및 갭채움재에 대한 연구는 아직 진행되고 있지 않는 상황이기에, 본 연구에서는 수치해석을 통해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간이 공기로 채워져 있는 조건하에서 갭의 크기에 따른 벤토나이트 완충재의 첨두 온도를 도출하였다. 처분용기와 완충재 사이의 갭 공간이 완충재의 첨두 온도에 미치는 영향은 미미하였으나, 완충재와 자연 암반 사이의 갭 공간에 따른 완충재의 첨두 온도는 최고 약 40%의 차이를 나타냈다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권1호
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• pp.23-32
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• 2011

한국형 기준 처분시스템의 공학적 방벽에서의 열-수리-역학 복합 현상을 실증하기 위한 공학적 규모 실증실험 장치인 KENTEX에서 얻은 열, 수리, 역학적 실험 데이터를 이용하여 벤토나이트의 포화공정을 해석하였다. ABAQUS를 사용한 모델계산의 함수율과 실험 결과의 비교에서 불포화 영역에서는 온도상승으로 인해 초기 수분이 감소하는 수분 재분포 공정을 모델에 포함시키지 않아 함수율의 차가 컸다. 포화 영역에서는 실험에서 초기 수분보다 낮은 함수율에서부터 지하수로 포화가 진행되지만 모델과 실험에서 얻은 함수율 값의 차이가 점점 감소해 완전포화에 도달할 때에는 두 함수율 값이 거의 비슷한 결과를 보여주였다. 포화도 약 95%에 이르는 시간은 실험결과와 계산 결과가 서로 비슷한 약 500일 정도로 예측할 수 있었다. 그리고 불포화 영역의 수분 재분포가 벤토나이트의 완전포화에 도달하는 시간에는 큰 영향을 미치지 않는 것으로 분석되었다. 따라서 본 해석기법을 사용하면 지하처분연구시설의 완충재인 벤토나이트의 포화시간을 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.29-36
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• 2019

원자력발전소를 운영하게 되면 사용후핵연료와 같은 고준위방사성폐기물이 필연적으로 발생한다. 이러한 고준위방사성폐기물을 처분하기 위해 심층처분방식이 가장 적합한 대안으로 알려져 있으며 고준위방사성폐기물은 공학적방벽과 천연방벽에 둘러 쌓여 지하 500~1,000 m 깊이의 심지층에 처분된다. 이 중 압축 벤토나이트 완충재는 공학적방벽의 가장 중요한 구성요소이다. 완충재는 처분용기와 자연 암반 사이에 위치해 있기에 주변 지하수 흐름으로부터 처분용기를 보호하고 처분 용기로부터 핵종이 유출되는 것을 저지하는 역할을 한다. 주변 지하수 흐름으로 인한 완충재의 불포화 함수특성 규명은 전체 공학적방벽의 성능을 평가하는데 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 실내 시험을 수행하여 국내 압축 벤토나이트 완충재의 건조밀도, 구속조건 여부, 그리고 건조 및 포화 이력에 따른 압축 벤토나이트 완충재의 함수특성곡선을 도출하여 분석하였다. 구속 조건하에서 건조밀도에 따른 함수특성곡선은 큰 차이를 보이지 않았다. 또한 비구속 조건이 구속 조건에 비해 보다 큰 수분흡입력을 나타냈으며, 아울러 포화 과정보다 건조 과정에서 보다 큰 수분흡인력이 측정되었다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제36권10호
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• pp.33-39
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• 2020

심층 처분 방식은 고준위폐기물을 처분하기 위한 가장 적합한 대안으로 고려되어지고 있다. 고준위폐기물은 공학적방벽시스템에 의해 지하 500~1,000m 깊이의 암반층에 처분된다. 공학적방벽시스템의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움재 및 갭채움재가 있다. 이 중 벤토나이트 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지하는 역할을 하기에 심층 처분시스템에 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 초기에는 처분용기로부터 발생하는 고온의 열량으로 인해 완충재의 포화도는 감소하지만, 그 후 주변 암반으로부터 유입되는 지하수로 인해 완충재의 포화도는 증가한다. 이렇듯 완충재의 불포화 거동 특성은 공학적방벽의 전체 안전성을 좌우할 수 있는 중요한 입력자료이다. 국내의 경우 경주에서 생산되는 벤토나이트가 완충재의 주요 후보물질로 고려될 수 있는데 국내 벤토나이트 완충재의 온도를 고려한 불포화 거동 특성에 대한 연구는 매우 미진한 상황이다. 따라서 본 연구에서는 국내 압축 벤토나이트 완충재의 온도 증가에 따라 함수비가 일정한 조건에서의 함수특성곡선을 도출하였으며, 시험 값과 온도가 고려된 수정 van-Genuchten 모델 값과의 상대오차는 약 2%를 나타냈다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1511-1518
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• 2021

In most countries, the thermal criteria for the engineered barrier system (EBS) is set to below 100 ℃ due to the possible illitization in the buffer, which will likely be detrimental to the performance and safety of the repository. On the other hand, if the thermal criteria for the EBS increases, the disposal density and the cost-effectiveness for the high-level radioactive wastes will dramatically increase. Thus, fundamentals on the thermal behavior of the buffer under the elevated temperatures is of crucial importance. Yet, the behaviors at the elevated temperatures of the bentonite under groundwater-saturated conditions have not been reported to-date. Here, we have developed an in-situ synchrotron-based method for the thermal behavior study of the buffer under the elevated temperatures (25-250 ℃), investigated dspacings of the montmorillonite in the Korean bentonite (i.e., Ca-type) at dry and KURT (KAERI Underground Research Tunnel) groundwater-saturated conditions (KJ-ii-dry and KJ-ii-wet), and compared the behaviors with that of MX-80 (i.e., Na-type, MX-80-wet). The hydration states analyzed show tri-, bi-, and mono-hydrated at 25, 120, and 250 ℃, respectively for KJ-ii-wet, whereas tri-, mono-, and de-hydrated at 25, 150, and 250 ℃, respectively for MX-80-wet. The Korean bentonite starts losing the interlayered water at lower temperatures; however, holds them better at higher temperatures as compared with MX-80.