Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.6
no.2
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pp.101-109
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2008
For the Kyungju bentonite which is considered as a candidate material for the buffer and backfill in the high-level waste repository, the thermal conductivities of compacted bentonite and a bentonite-sand mixture were measured. The thermal conductivities of the compacted bentonites with a dry density of 1.2 to $1.8\;Mg/m^3$ and the bentonite-sand mixture with a dry density of 1.6 and $1.8\;Mg/m^3$ were measured within the gravimetric water content range of 10wt% to 20wt% and the sand fraction range of 10 to 30wt%. The thermal conductivity of compacted bentonite and a bentonite-sand mixture increases with increasing dry density and sand weight fraction in the case of constant water weight fraction, and increases with increasing water weight fraction and sand weight fraction in the case of constant dry density. The empirical correlations to describe the thermal conductivity of compacted bentonite and a bentonite-sand mixture as a function of water fraction at each dry density were suggested. These correlations can predict the thermal conductivities of bentonite and a bentonite-sand mixture with a difference below 10%.
To obtain the input data for the design and long-tenn performance assessment of a high-level waste repository, the thermal conductivities of several granite rocks which were taken from the rock cores from the declined borehole were measured. The rock specimens were sampled at the various depths from the surface, and the thermal conductivity was measured under the dry and water-saturated conditions. Under the dry condition, the thermal conductivities of the granite rocks decrease with increasing porosity and range from 2.1 W/mK to 3.1 W/mK. The water-saturated rock samples showed greater thermal conductivities than the dry samples, and the thermal conductivities of the granite rocks range from 2.9 W/mK 3.6 W/mK. The anisotropy effects on the thermal conductivity of granite of the site seem to be insignificant.
Due to enhanced precision in uranium isotope measurements with MC-ICP-MS, there has been a surge in studies concerning the naturally occurring uranium isotope ratio (238U/235U) and its associated fractionation processes. Several researchers have highlighted that the 238U/235U ratio, previously assumed to be constant, can vary by several per mil depending on different natural fractionation processes. This review paper outlines the uranium isotope values (δ238U) for major terrestrial reservoirs and their variations. It discusses the range of δ238U values and uranium isotope fractionation seen in uranium ore deposits, based on deposit type and ore-forming conditions. In conclusion, this paper emphasizes the importance of studies on uranium ore deposits. Such deposits serve as natural simulation models vital for designing high-level radioactive waste repository sites.
Bentonite, predominantly consists of expandable clay minerals, is considered to be the suitable buffering material in high-level radioactive waste disposal repository due to its large swelling property and low permeability. Additionally, the bentonite has large cation exchange capacity and specific surface area, and thus, it effectively retards the transport of leaked radionuclides to surrounding environments. This study aims to review the thermodynamic sorption models for four radionuclides (U, Am, Se, and Eu) and eight bentonites. Then, the thermodynamic sorption models and optimized sorption parameters were precisely analyzed by considering the experimental conditions in previous study. Here, the optimized sorption parameters showed that thermodynamic sorption models were related to experimental conditions such as types and concentrations of radionuclides, ionic strength, major competing cation, temperature, solid-to-liquid ratio, carbonate species, and mineralogical properties of bentonite. These results implied that the thermodynamic sorption models suggested by the optimization at specific experimental conditions had large uncertainty for application to various environmental conditions.
Bentonite has been proposed as a buffer and backfill material for high-level radioactive waste repository. Under such repository environment conditions, bentonite is subjected to combined thermal, hydrological, mechanical, and chemical processes. This study evaluates the feasibility of applying X-ray CT technology on the characterization of bentonite under hydration conditions using a newly developed testing cell. The cylindrical cell is made of platic material, with a removable cap to place the sample, enabling to apply vertical pressure on the sample and to measure swelling pressure. The hydration test was carried out with a sample made of Gyeonju bentonite, with a dry density of 1.4 g/cm3, and a water content of 20%. The sample had a diameter of 27.5 mm and a height of 34 mm. During the test, water was injected at a constant pressure of 0.207 MPa, and lasted for 7 days. After one day of hydration, bentonite swelled and filled out the space inside the cell. Moreover, CT histograms showed how the hydration process induced an initial increase and later progressive decrease on the density of the sample. Detailed profiles of the mean CT value, CT standard deviation, and CT gradient provided more details on the hydration process of the sample and showed how the bottom and top regions exhibited a decrease on density while the middle region showed an increase, especially during the first two days of hydration. Later, the differences in CT values with respect to the initial state decreased, and were small at the end of testing. The formation and later reduction of cracks was also characterized through CT scanning.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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2005.06a
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pp.311-318
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2005
Transparency on the Total System Performance Assessment (TSPA) is the key issue to enhance the public acceptance for a permanent high level radioactive repository. To approve it, all performances on TSPA through Quality Assurance is necessary. The integrated Cyber R&D Platform is developed by KAERI using the T2R3 principles applicable for five major steps in R&D's. The proposed system is implemented in the web-based system so that all participants in TSPA are able to access the system. It is composed of FEAS (FEp to Assessment through Scenario development) showing systematic approach from the FEPs to Assessment methods flow chart, PAID (Performance Assessment Input Databases) showing PA(Performance Assessment) input data set in web based system and QA system receding those data. All information is integrated into Cyber R&D Platform so that every data in the system can be checked whenever necessary. For more user-friendly system, system upgrade included input data & documentation package is under development. Throughout the next phase R&D, Cyber R&D Platform will be connected with the assessment tool for TSPA so that it will be expected to search the whole information in one unified system.
Seungbeom Choi;Taehyun Kim;Saeha Kwon;Jin-Seop Kim
Tunnel and Underground Space
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v.33
no.3
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pp.109-125
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2023
Disposal repository for high-level radioactive waste secures its safety by means of engineered and natural barriers. The performance of these barriers should be tested and verified through various aspects in terms of short and/or long-term. KAERI has been conducting various in-situ demonstrations in KURT (KAERI Underground Research Tunnel). After completing previous experiment, a conceptual design of an improved in-situ experiment, i.e. K-COIN (KURT experiment of THMC COupled and INteraction), was established and detailed planning for the experiment is underway. Preliminary characterizations were conducted in KURT for siting a K-COIN test site. 15 boreholes with a depth of about 20 m were drilled in three research galleries in KURT and intact rock specimens were prepared for laboratory tests. Using the specimens, physical measurements, uniaxial compression, indirect tension, and triaxial compression tests were conducted. As a result, specific gravity, porosity, elastic wave velocities, uniaxial compressive strength, Young's modulus, Poisson's ratio, Brazilian tensile strength, cohesion, and internal friction angle were estimated. Statistical analyses revealed that there did not exist meaningful differences in intact rock properties according to the drilled sites and the depth. Judging from the uniaxial compressive strength, which is one of the most important properties, all the specimens were classified as very strong rock so that mechanical safety was secured in all the regions.
Park Jeong-Hwa;Lee Jae-Owan;Kwon Sang-Ki;Cho Won-Jin
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.4
no.2
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pp.117-131
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2006
A coupled T-H-M(Thermo-Hydro-Mechanical) analysis was carried out for KENTEX (KAERI Engineering-scale T-H-M Experiment for Engineered Barrier System), which is a facility for validating the coupled T-H-M behavior in the engineered barrier system of the Korean reference HLW(high-level waste) disposal system. The changes of temperature, water saturation, and stress were estimated based on the coupled T-H-M analysis, and the influence of the types of mechanical constitutive material laws was investigated by using elastic model, poroelastic model, and poroelastic-plastic model. The analysis was done using ABAQUS, which is a commercial finite element code for general purposes. From the analysis, it was observed that the temperature in the bentonite increased sharply for a couple of days after heating the heater and then slowly increased to a constant value. The temperatures at all locations were nearly at a steady state after about 37.5 days. In the steady state, the temperature was maintained at $90^{\circ}C$ at the interface between the heater and the bentonite and at about $70^{\circ}C$ at the interface between the bentonite and the confining cylinder. The variation of the water saturation with time in bentonite was almost same independent of the material laws used in the coupled T-H-M processes. By comparing the saturation change of T-H-M and that of H-M(Hydro-Mechanical) processes using elastic and poroelastic material mod31 respectively, it was found that the degree of saturation near the heater from T-H-M calculation was higher than that from the coupled H-M calculation mainly because of the thermal flux, which seemed to speed up the saturation. The stresses in three cases with different material laws were increased with time. By comparing the stress change in H-M calculation using poroelasetic and poroelasetic-plastic model, it was possible to conclude that the influence of saturation on the stress change is higher than the influence of temperature. It is, therefore, recommended to use a material law, which can model the elastic-plastic behavior of buffer, since the coupled T-H-M processes in buffer is affected by the variation of void ratio, thermal expansion, as well as swelling pressure.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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