• 방사성폐기물학회지
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• 제12권2호
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• pp.135-151
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• 2014

상용의 GoldSim과 GoldSim 이동 모듈 (GoldSim Transport Module; GTM)을 이용하여 방사성폐기물 처분시스템과 같이 복잡한 질량 이동 시스템을 신뢰성 있고 효율적으로 모사할 수 있다. 그러나 GTM의 특성을 보다 정확하게 이해하여야 이를 사용하여 실제 처분시스템의 안전성 평가 프로그램을 개발할 때 발생할 수 있는 오류를 피할 수 있다는 것을 인지하는 것이 중요하다. 이를 위하여 GTM에서 다양하게 제공되는 요소 (element) 중, 질량 이동 모사에 유용한 Transport pathway의 특징에 대하여 소개하고, 방사성폐기물 처분시스템 안전성 평가를 위해 시스템 내 핵종의 거동과 같은 질량 이동 모사에서 이에 대한 올바른 활용 방안을 제시하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.29-38
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• 2021

The article summarises the status and competence of UJV Rez, a. s. (up to 2012, the Nuclear Research Institute Rez, Czech Republic) in the field of radioactive waste (RAW) management as a company managing of 95% of institutional radioactive wastes in Czech Republic. UJV Rez a. s. has been one of the Czech Republic's key research and engineering institutions in the field of nuclear energy production since 1955. The company processes and conditions prior to storage 95% of so-called institutional RAW and is the principal partner of the state with respect to the research support of the Czech deep geological repository development project. UJV Rez a. s. boasts its own accredited radiochemical analytical test laboratory, unique of its kind in the Czech Republic. Of equal importance is UJV Rez's active participation in a range of international organisations and associations and its involvement in wide range of international projects, and so as European projects. One of them is EU funded project PREDIS: Pre-disposal management of radioactive wastes, that has started at September 2020, focused on the field of low level radioactive waste (LLW) and intermediate level radioactive waste (ILW) pre-disposal.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.501-510
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• 2022

The nuclear criticality analyses considering burnup credit were performed for a spent nuclear fuel (SNF) disposal cell consisting of bentonite buffer and two different types of SNF disposal canister: the KBS-3 canister and small standardized transportation, aging and disposal (STAD) canister. Firstly, the KBS-3 & STAD canister containing four SNFs of the initial enrichment of 4.0wt% ²³⁵U and discharge burnup of 45,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years of SNFs were calculated to be 0.79108, 0.78803, and 0.78484 & 0.76149, 0.75683, and 0.75444, respectively. Secondly, the KBS-3 & STAD canister with four SNFs of 4.5wt% and 55,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years were 0.78067, 0.77581, and 0.77335 & 0.75024, 0.74647, and 0.74420, respectively. Therefore, all cases met the performance criterion with respect to the k_eff value, 0.95. The STAD canister had the lower k_eff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in k_eff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2604-2612
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• 2023

Spent nuclear fuel and long-lived radioactive waste must be carefully handled before disposing them off to a geological repository. After the pre-storage period in water pools, spent nuclear fuel is stored in casks, which are widely used for interim storage. Interim storage in casks is very important part in the whole cycle of nuclear energy generation. This paper presents the results of the numerical study that was performed to evaluate the thermal behavior of a metal-concrete CONSTOR RBMK-1500 cask loaded with spent nuclear fuel and placed in an open type interim storage facility which is under fire conditions (steady-state, fire, post-fire). The modelling was performed using the ANSYS Fluent code. Also, a local sensitivity analysis of thermal parameters on temperature variation was performed. The analysis demonstrated that the maximum increase in the fuel load temperatures is about 10 ℃ and 8 ℃ for 30 min 800 ℃ and 60 min 600 ℃ fires respectively. Therefore, during the fire and the post-fire periods, the fuel load temperatures did not exceed the 300 ℃ limiting temperature set for an RBMK SNF cladding for long-term storage. This ensures that fire accident does not cause overheating of fuel rods in a cask.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제24권6호
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• pp.451-464
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• 2022

고준위방사성폐기물 처분장은 심지층 처분시스템으로 사용후핵연료를 취급하는 특성상 고온, 방사선 및 지하수 등의 복합적인 환경조건에 노출되어 있다. 지속적인 노출에 의해 시간이 지남에 따라 구조물의 균열 및 열화가 발생할 수 있다. 한편 고준위방사성폐기물 처분장은 초장기 기대수명이 요구되며 이에 따른 장기적인 구조물 건전성 모니터링이 필수적이다. 구조물 건전성 모니터링에는 가속도계, 토압계, 변위계 등 다양한 센서들이 활용될 수 있으며, 이 중 일반적으로 피에조센서가 사용된다. 따라서 피에조센서의 내구성 평가를 바탕으로 고내구성 센서를 개발할 필요가 있다. 본 연구에서는 피에조센서의 내구성 평가 및 수명예측을 위한 가속수명시험을 설계하였다. 문헌연구를 바탕으로 단일 스트레스 인자에 대한 가속 스트레스 수준 수 및 각 수준 별 시료 수를 선정하였다. 또한 고준위방사성폐기물 처분장 환경조건에서 발생할 수 있는 피에조센서의 고장모드 및 고장메커니즘을 분석하였다. 온도 스트레스 인자에 대한 최대 가혹조건 탐색 실험을 두 가지 방법으로 제안하였으며 피에조센서의 신뢰도 높은 동작한계를 도출하였다. 이를 이용하여 가속수명시험의 합리적인 가속 스트레스 수준을 설정하였다. 본 연구에서 제시된 최대 가혹조건 탐색 실험방법은 경제적이며 실용적인 아이디어를 담고 있으며, 추후 피에조센서의 가속수명시험 설계에 널리 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.133-141
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• 2020

고준위방사성폐기물의 처분은 고심도 암반내에 처분시스템을 구축하는 심층 처분방법이 고려된다. 심층 처분은 처분용기, 완충재, 뒷채움재, 근계암반의 설계 요소인 공학적방벽과 천연 방벽으로 구성된다. 공학적방벽 중에서 벤토나이트 완충재는 암반으로부터 유입되는 지하수 흐름을 최소화하고 핵종 유출을 저지하는 기능을 한다. 지하수 유입으로 인한 완충재의 수리전도도 특성 규명은 처분장 공학적방벽의 안정성 및 건전성에 대한 성능 평가에 있어 중요한 사안이다. 본 연구에서는 경주 벤토나이트를 이용하여 다양한 건조밀도와 온도 조건에 따라 포화 수리전도도 실험을 수행하였으며, 120개의 실험 결과를 다중 회귀 분석을 통해 수리전도도 추정 모델을 제시하였다. 실험 결과에서는 건조밀도가 커질수록 수리전도도가 감소하는 경향이 나타났다. 또한, 온도가 증가할수록 수리전도도가 증가하였다. 이러한 실험 결과들을 종합한 다중 회귀 분석 결과에서는 수리전도도 추정식의 결정계수(R²)가 0.93으로 높게 나타났다. 본 연구에서 제시된 수리전도도 추정식은 벤토나이트 완충재의 성능과 연관된 건조밀도와 온도의 영향을 고려하여 처분시스템의 공학적방벽 설계에 활용 될 것으로 판단된다.

• 화약ㆍ발파
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• 제35권3호
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• pp.31-54
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• 2017

원자로가 운영되는 국가에서는 고준위방사성폐기물 처분을 위한 관련 기술개발은 지속적인 원자력에너지의 이용을 위해 시급한 해결해야할 중요한 사안으로 여겨지고 있다. 이미 중저준위처분장이 운영 중인 국내에서는 고준위방사성폐기물의 관리에 대한 관심이 높아지면서 현장실증 연구를 위한 지하연구시설 건설에 대한 관심도도 높아지고 있다. 지하심부 암반에 고준위방사성 폐기물 처분장을 건설, 운영하기 위해서는 암반 안정성이 보장되어야 한다. 암반손상대는 처분장 암반 안정성에 영향을 미치는 요소로써 해외 각국의 지하연구시설에서는 다양한 암반손상대 연구가 수행되었다. 처분 환경에서 암반손상대의 특성과 영향을 정확히 평가하기 위해서는 유사한 환경에서 기 수행된 연구 결과의 분석을 바탕으로 신뢰도 높은 조사 방법의 사용이 요구된다. 본 연구에서는 세계 각국에 건설된 지하연구시설의 현황과 암반손상대의 규모, 특성, 영향에 대한 연구 방법 및 주요 연구결과를 조사, 보고하였다. 이는 고준위폐기물 관리기술 개발을 위해 수행될 지하연구시설을 활용한 국내 관련 연구의 수행에 기여할 것으로 판단된다.

• 터널과지하공간
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• 제31권4호
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• pp.221-242
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• 2021

기존의 한국형 기준 처분시스템의 처분 효율을 높인 향상된 한국형 기준 처분시스템(Improved Korean Reference Disposal System, KRS⁺)의 열-수리-역학적 복합거동 성능평가를 위해 TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용한 수치모델링 연구가 수행되었다. 사용후핵연료 처분 이후 방사성 붕괴열에 의해 처분시스템의 온도가 상승하고, 방사성 붕괴열이 빠르게 감소함에 따라 온도가 감소하여 최대 온도가 설계기준 온도인 100℃를 넘지 않는 것으로 나타났다. 완충재의 초기 포화도는 온도 상승으로 인한 공극수의 증발로 인해 감소하였다가 주변 암반으로부터 지하수가 유입되어 처분 약 250년 후 포화 상태에 이르렀다. 암반에서는 완충재와 암반의 흡입력의 차이로 인해 암반에서 완충재로 지하수가 유입되어 처분 직후 포화도가 감소하다가 이후 원계 암반으로부터 지하수가 유입되어 포화 상태에 도달했다. 처분시스템 내 열응력과 팽윤압 발생에 의한 주변 암반의 파괴 가능성을 평가하고자 모어-쿨롱 파괴기준식과 스폴링 강도를 사용하였다. KRS⁺ 처분시스템의 처분공의 간격을 감소시키면서 처분시스템의 열적 거동 변화를 확인하였는데, 처분공 간격이 5.5 m 이하에서는 완충재의 설계 기준 온도를 초과하게 된다. 다만, 벤토나이트 완충재 부피의 56.1%의 온도는 90℃ 이하로 유지되었다. 본 연구에서 사용한 수치해석 기법은 향후 응력 모델, 지온 경사 및 입력 물성을 변화시킨 다양한 조건에서의 처분시스템의 THM 복합거동 성능평가에 활용할 수 있을 것으로 판단된다.

• 자원환경지질
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• 제56권5호
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• pp.515-532
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• 2023

벤토나이트는 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분 시스템에서 처분용기와 암반 사이를 메우는 완충재로 고려되는 팽창성 점토이다. 벤토나이트는 높은 양이온교환능과 비표면적을 가지고 있기 때문에, 처분용기로부터 핵종이 누출될 경우, 수착하여 암반으로의 유출을 지연시키는 역할을 한다. 본 연구에서는 여러 선행연구에서 8종류의 벤토나이트를 사용하여 수행된 U, Am, Se, Eu 핵종의 수착실험 및 모델 자료를 취합하고, 각 연구에서 설정된 실험 조건들을 기반으로 열역학적 수착모델의 특성을 평가하였다. 핵종과 벤토나이트 간의 수착 거동 해석에 중요한 역할을 하는 열역학적 수착모델은 벤토나이트의 광물학적 특성뿐만 아니라 핵종 농도, 용액의 이온강도, 주 양이온, 온도, 고액비, 용존 탄산 농도 등 세부적인 실험 조건과 밀접하게 연관되어 있는 것으로 확인되었다. 이러한 결과는 특정 실험 조건에서 수행된 수착실험 및 모델의 최적화로 제안되는 수착 반응식과 반응상수가 다양한 환경 조건에 적용하기에 불확실성이 크다는 것을 의미한다. 따라서, 심층처분 시스템에 적용가능한 열역학적 수착모델을 구축하기 위해서는 현장 조사 및 실험이 함께 수행되어야 한다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제32권2호
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• pp.75-86
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• 2019

원자력발전의 최대 걸림돌은 사용 후 핵연료인 고준위폐기물이다. 높은 방사능과 발생하는 열은 사용 후 핵연료의 안전한 처분을 어렵게 하고 있다. 현재 유일한 처리방법은 심지층 처분기술이다. 본 논문은 이와 같은 심지층 처분기술의 핵심기술 중의 하나인 처분용기의 구조안전성 설계문제를 다루고 있다. 특히 처분장에서 처분용기 처분 시 사고로 운송차량에서 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형에 대한 비선형구조해석을 수행하였다. 해석의 주된 내용은 심지층 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력을 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하고 이 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형을 유한요소 정적 구조해석 상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구한 것이다. 해석결과는 충돌 충격 시간 중 발생하여 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기, 특히 처분용기의 위 덮개 혹은 아래 덮개에 큰 응력과 대변형이 발생함을 보여주고 있다.