• 터널과지하공간
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• 제33권6호
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• pp.445-471
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• 2023

수만년 이상의 기간동안의 장기 안전성을 확보하는 것이 처분장 건설에서의 최우선 조건이나, 건설 및 운영중 대심도 지하 사용후핵연료 처분장의 역학적 안정성 확보 역시 안전한 터널 공사 및 운영을 위해 필수적인 요소이다. 처분장의 장기 안전성에 중요한 요소인 벤트나이트 충전재 및 완충재의 차폐 성능을 저감시킬 가능성이 있는 숏크리트, 콘크리트, 그라우팅 등의 터널 지보공 및 차수공을 금지 내지는 제한하는 조건은 암반공학자 및 터널 기술자에게 매우 도전적인 과제로 판단된다. 본 연구에서는 처분장 부지 선정과정에서 올바른 처분장의 선정에 도움이 될 수 있는 대심도에 건설할 것으로 예상되는 처분장의 터널 네트워크, 처분 터널 및 처분공의 역학적 안정성을 확보하기 위한 제반 조건의 광범위한 탐색의 일환으로 지하 500 m 심도의 처분장을 무지보 상태로 건설할 경우 2차원 및 3차원 수치해석 검토를 통해 안정성의 확보 가능한 물성 범위를 탐색하고자 하였다. 예비 연구결과 처분장의 중앙터널과 처분터널 안정성 확보 가능 암반물성의 범위를 파악하였으며, 3차원 해석을 통해 수직구 주변 터널 네트워크의 안정성을 확인하여 처분장 건설을 위한 기초적인 암반 조건이 파악된 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.63-75
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• 2012

사용후핵연료 심지층처분장 부지선정과 최종 처분장부지의 처분적합성을 평가하는 업무는 시행-착오를 줄이고 기술적 신뢰성 확보와 합리적이고 효율적인 업무수행을 추구하여야 한다. 이에 선행하여, 우리나라에 적용 가능한 처분장부지의 지질환경 요건 설정을 위한 기본방향과 개별 인자의 처분적합성지표를 가능한 한 정량화하여 설정하고 업무에 적용하여야 한다. 사용후핵연료 처분장부지 선정과 최종처분장 부지의 안전성확보를 위한 처분요건과 관련하여 IAEA 및 OECD 회원국들과 처분연구 및 상용사업 수행 관련 선진국가들의 사례를 바탕으로 요건 별로 구분하여 현황을 분석하였다. 여기서는 사용후핵연료 처분장 부지로서 암석 암반이 갖추어야 할 충분 혹은 선호요건에 대한 이해 제고와 관련 세부 기술지침을 도출하는데 기여하고자 하였다. 이를 토대로 어떠한 암석 암반이 상대적으로 보다 유리한 조건을 가지는 선호요건으로 제시해야 하는지, 그리고 충분요건과 선호요건을 적용하여 후보부지 조사 선별평가 기간 동안 부지선정업무에 반영하고 평가하고 결정하여야 하는 방법론을 도출할 수 있도록 기본 골격을 제시하였다. 또한 처분안전성 확보를 위해 필요한 기본적인 사항을 검토하고 서술하였다. 본 논문에서 기술한 항목들은 처분안전성 확보를 위한 처분요건의 기술지침 구성 체계, 처분안전성 확보개념, 다중방벽 기능 조건, 천연방벽의 지질환경 기본요건, 그리고 우리나라에 적용 가능한 처분장부지 지질환경 기본요건(안) 등으로 구성된다. 우리나라의 사용후핵연료 심지층처분장 부지의 위치에 관한 사업자 기술지침 요건으로 제안하였다. 이와 관련하여 충분요건과 선호요건으로, 화산활동, 지진활동, 단층운동 융기 침강 운동 및 기후 해수면변동 등 장기지질안정성 요건을 비롯한 15개 충분요건과 48개 선호요건을 제안하였다. 이들 요건은 우리나라의 지질환경 특성을 충분히 반영하여 후속되는 각 부문별 특성에 적합한 정량적인 기술 기준 및 지침으로 개발되어야 할 것이다. 정량적 기술지침의 도출은 상용 처분장부지 선별평가과정 및 처분장 부지적합성평가 과정으로부터 확립될 수 있을 것이다. 또한 다양한 부문별 안전사례(safety case) 작성 혹은 연구용 지하처분연구시설 (underground research laboratory: URL)을 이용한 처분시스템의 실증과정 등을 통하여 객관적이고 신뢰성있는 정량적인 지침들이 확립될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3359-3366
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• 2021

An engineered barrier system (EBS) for the deep geological disposal of high-level radioactive waste (HLW) is composed of a disposal canister, buffer material, gap-filling material, and backfill material. As the buffer fills the empty space between the disposal canisters and the near-field rock mass, heat energy from the canisters is released to the surrounding buffer material. It is vital that this heat energy is rapidly dissipated to the near-field rock mass, and thus the thermal conductivity of the buffer is a key parameter to consider when evaluating the safety of the overall disposal system. Therefore, to take into consideration the sizeable amount of heat being released from such canisters, this study investigated the thermal conductivity of Korean compacted bentonites and its variation within a temperature range of 25 ℃ to 80-90 ℃. As a result, thermal conductivity increased by 5-20% as the temperature increased. Furthermore, temperature had a greater effect under higher degrees of saturation and a lower impact under higher dry densities. This study also conducted a regression analysis with 147 sets of data to estimate the thermal conductivity of the compacted bentonite considering the initial dry density, water content, and variations in temperature. Furthermore, the Kriging method was adopted to establish an uncertainty metamodel of thermal conductivity to verify the regression model. The R² value of the regression model was 0.925, and the regression model and metamodel showed similar results.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.217-224
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• 2008

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

• 한국지구물리탐사학회:학술대회논문집
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• 한국지구물리탐사학회 2003년도 Proceedings of the international symposium on the fusion technology
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• pp.206-213
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• 2003

Laboratory testing of representative rock specimens is of fundamental necessity for the successful design and/or assessment of facilities associated with many kinds of underground exploitation, including the geological disposal of radioactive nuclear waste. As a fundamental and systematic study, a series of measurements of the physical, mechanical and hydraulic properties of Inada granite and Shirahama sandstone, two rock types that are widely available in Japan, have been performed. This paper presents the results of a study of the effective porosity, density, compressive and shear wave velocity, unconfined compressive strength and permeability of the two rocks. The anisotropy and the effects of confining pressure on the permeability of the rocks, as well as the relationships among the physical, mechanical and hydraulic properties, are also investigated and discussed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.229-238
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• 2007

본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.151-159
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• 2017

고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 초과하지 않도록 시스템을 설계하는 것이다. 국내의 경우 전체 전력 소요량의 약 30% 정도를 차지하고 있는 원자력발전으로 발생되는 사용후핵연료의 양은 지속적으로 증가하여 누적되고 있어, 이들을 처분하기 위한 소요면적도 증가하고 있다. 따라서, 본 연구에서는 처분면적을 감소시킴으로써 처분효율을 향상시키기 위한 목적으로 다양한 복층처분 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로 중요한 처분시스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.

• 자원환경지질
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• 제56권5호
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• pp.565-580
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• 2023

본 연구에서는 고준위방사성폐기물 처분안전성 입증 및 신뢰성 향상을 위한 처분자연유사연구의 역할과 중요성을 개괄적으로 조사하였다. 아울러 지하 처분환경에서 복잡하고 다양한 핵종거동을 규명하고 해석하기 위한 우라늄광상을 이용한 국내외 자연유사연구 동향을 고찰하였다. 또한 국내 옥천변성대 우라늄광상을 포함하는 우라늄광상 지하수와 암석에서의 우라늄의 거동특성과 지질환경에서의 우라늄의 생지화학적 상호작용을 조사하였다. 비록 우라늄광상에서 획득한 우라늄 거동 특성 자료들은 처분안전성평가에 직접적으로 활용하는 데는 많은 제약과 불확실성을 내포하고 있지만, 우라늄광상을 통해 획득한 자료와 정보들은 처분안전성평가와 Safety Case 구축에 정성적으로 또는 일부 정량적으로 활용될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.219-228
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• 2012

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권6호
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• pp.23-38
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• 1999

This study addresses the reference spent fuel and its characteristics for developing a geological repository concept. As a disposal capacity of the reference repository system to be developed, spent fuel inventories were projected based on the basis of the Nuclear Energy Plan of the Long-term National Power Program. The reference spent fuel encompassing a variability in characteristics of all existing and future spent fuels of interest was defined. Key parameters in the reference fuel screening processes were the nuclear and mechanical design parameters and the burnup histories for existing spent fuels as of 1996 and for future spent fuels with the more extended burnup the initial enrichment and its expected turnup. The selected reference fuel was characterized in terms of initial enrichment, bumup, dimension, gross weight and age. Also the isotopic composition and the radiological properties are quantitatively identified. This information provided in this study could be used as input for repository system development and performance assessment and applied in fuel material balance evaluation for the various types of back-end fuel cycle studies.