Spent nuclear fuels are regarded as a high level radioactive waste and they will be disposed in a deep geological repository. To maintain the safety of the repository for hundreds of thousands of years, the spent fuels are encapsulated in a disposal canister and the canister containing spent fuels should have the structural integrity and the corrosion resistance below the several hundreds meters from the ground surface. In this study, the concept of the spent fuel encapsulation process and the process equipment fur deep geological disposal were established. To do this, the design requirements, such as the functions and the spent fuel accumulations, were reviewed. Also, the design principles and the bases were established. Based on the requirements and the bases, the encapsulation process and the equipment from spent fuel receiving process to transferring canister into the underground repository including hot cell processes was established. The established concept of the spent fuel encapsulation process and the process equipment will be improved continuously with the future studies. And this concept can be effectively used in implementing the reference repository system of our own case.
심부 처분환경조건에서 붕규산유리고화체의 장기침출거동을 규명하기 위하여 3종의 모의붕규산유리고화체에 대한 장기침출실험이 1997년에 착수되었다. 5년간의 침출결과는 붕소가 본 붕규산유리고화체의 장기침출지표물질로 사용될 수 있음을 확인시켜 주었고, 비록 고화체들의 조성은 약간씩 다르지만 초기 1년여 기간동안의 침출률을 제외한 장기침출률은 S/V에도 무관하게 $0.03g/m^2-day$에 근접함을 보여주고 있다.
지하 500 m의 화강암반내 단층지역에 위치한 지하 방사성폐기물 처분장의 구조거동을 이해하기 위하여 수치 해석을 수행하였다. 해석에는 2차원 해석코드인 UDEC을 사용하였다. 해석모델은 화강암반, 처분공내의 압축 벤토나이트로 둘러싸인 PWR 사용후 핵연료 처분용기 및 처분동굴내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 한 개의 단층이 처분동굴의 지붕과 벽이 만나는 지점을 33, 45, 및 $58^{\circ}$의 각도로 관통하는 세가지 다른 경우게 대한 구조거동을 비교, 분석하였다. 그리고 $45^{\circ}$단층의 경우에 대해서는 수리역학적, 열역학적, 및 열수리역학적 상호작용 거동을 해석하고 비교, 분석하였다. PWR 사용후 핵연료내의 방사성 물질로부터 나오는 시간의존 방사성 붕괴열에 의한 영향을 해석하였다. 지하수위는 지표면 아래 10 m로 가정하였고, 지하수해석은 정류 알고리즘을 사용하였다.
고준위폐기물처분장의 성능 및 안전성 향상을 위해서 공학적방벽(engineered barrier)에 대한 실증이 필요하다. 우리나라 기준처분시스템에 대한 엔지니어링 규모의 실험장치(KENTEX)를 제작 설치하고, 공학적방벽에서의 열-수리-역학적 거동 규명을 위한 실증실험을 수행하였다. KENTEX 실험은 2005년 5월 31일에 시작되어 현재 성공적으로 진행 중에 있으며, 지금까지 얻어진 실험결과로부터 공학적방벽에서의 열-수리-역학적 거동에 대한 중간결론을 얻을 수 있었다. 벤토나이트 블록 내 온도는 실험 시작 후 수 주 만에 정상상태에 도달하였고, 온도분포는 히터에 가까울수록 높고 멀어질수록 낮은 값을 보였다. 수분함량은 히터 쪽보다는 지하수가 유입되는 실린더 벽면 부근에서 높은 값을 가졌고, 건조-습윤 과정에 의한 벤토나이트 블록의 수화는 측정위치에 따라 달랐다. 실험기간 동안 벤토나이트 블록에 작용하는 압력은 블록의 포화도 (그 결과, 팽윤압)이 증가할수록 증가하였다. 히터 부근에서는 벤토나이트의 열응력이나 블록 공극 내 증기압도 중요한 역할을 하였다.
암반동굴 타입의 저준위방사성폐기물 처분장의 보수적인 안전성평가를 처분장 선원항 REPS 모델을 사용하여 수행하였다. 신뢰할만한 핵종별 침출율 예측을 위하여 REPS 모델에서 콘크리트 구조물의 열하시간, 부석의 형태와 부식율. 드럼표면의 부식면적 비, 그리고 핵종의 특성등이 고려되고 있다. 예비평가의 결과로 Cs-137, Ni-63, Sr-90등이 주요한 핵종임을 알 수 있다. 파라메타의 불확실성과 민감도분석을 위하여 라틴하이퍼큐브 샘플링과 Rank Correlation 기법이 사용되었다. 침입자 시나리오를 적용하였을 경우의 예상 피폭선량도 허용치 이하임과 처분장의 환경영향평가에 있어서 비교적 불확실성이 적은 Near Field의 중요성에 대한 인식이 새롭게 강조되어야 할 필요가 있음을 알 수 있었다.
이 논문에서는 쓰레기 매립의 표준화를 위한 일환으로 쓰레기 체적을 주기적으로 계산하는 알고리즘을 제시하였다. 안전하고 쾌적한 도시 환경을 조성하기 위해 폐기물 매립 시설은 필요하며 폐기물 부피 관리의 신뢰성 및 용량 정보의 정확성을 파악하는 것이 필요하다. 카메라 캘리브레이션 이후에 대상체의 표면에 대한 포인트 클라우드(point cloud)를 얻을 수 있었으며 이것을 물체의 체적 계산 알고리즘의 입력으로 선택하였다. 비균일 격자(uniformmeshing) 방법에 기초한 체적 계산 알고리즘을 제안하였으며 알고리즘의 타당성을 시뮬레이션과 실제 실험을 통해 입증하였다. 제시된 알고리즘은 쓰레기 매립의 체적 계산 뿐 만이 아니라 삼차원 객체의 일반적인 체적 계산을 위한 알고리즘으로도 사용될 수 있다.
In this study, the application of conventional cubic law to a deep depth condition was experimentally evaluated. Moreover, a modified equation for estimating the rock permeability at a deep depth was suggested using precise hydraulic tests and an effect analysis according to the vertical stress, pore water pressure and fracture roughness. The experimental apparatus which enabled the generation of high pore water pressure (< 10 MPa) and vertical stress (< 20 MPa) was manufactured, and the surface roughness of a cylindrical rock sample was quantitatively analyzed by means of 3D (three-dimensional) laser scanning. Experimental data of the injected pore water pressure and outflow rate obtained through the hydraulic test were applied to the cubic law equation, which was used to estimate the permeability of rock fracture. The rock permeability was estimated under various pressure (vertical stress and pore water pressure) and geometry (roughness) conditions. Finally, an empirical formula was proposed by considering nonlinear flow behavior; the formula can be applied to evaluations of changes of rock permeability levels in deep underground facility such as nuclear waste disposal repository with high vertical stress and pore water pressure levels.
고준위 방사성 폐기물 처분장의 경우 폐기물의 방사성 붕괴에 의해 발열 현상이 나타나게 되며, 암반을 통한 열전달에 의해 처분장 주변 환경이 변화됨으로써 처분장의 안전성에 영향을 미칠 수 있다. 그러므로 처분장의 안전성 확보를 위해선 적절한 처분장 내 환기장치가 필요하다. 적절한 환기시스템의 구축을 위해서는 암반 열물성치와 처분장 내 열전달계수의 산정을 통한 컴퓨터 시뮬레이션 연구가 핵심이라고 할 수 있다. 이에 본 연구에서는 KAERI Underground Research Tunnel(이하 KURT) 내부 환경 인자(건습구온도, 암반표면온도, 대기압)들의 측정을 통해 열전달계수를 산정하는 것에 초점을 맞추었다. KURT 내부 우측 연구모듈의 막장 벽면에 길이 2 m, 용량 5 kw의 히터가 $90^{\circ}C$로 암반 내부를 가열하고 있는 히터구간의 열전달계수 산정 결과, 태양의 위치에 따른 처분장 외부 대기의 온도변화에 의해 열전달계수의 수치 변화가 최대 7.9% 발생하였으며, 평균 열전달계수 h는 약 4.533 W/$m^2{\cdot}K$의 수치를 나타내었다.
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.
심층 처분방식은 고준위폐기물을 처분하기 위한 가장 적합한 대안으로 고려되어지고 있다. 심층 처분시설은 지하 500~1,000m 깊이의 암반층에 설치되며 심층 처분시스템의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움 및 근계 암반이 있다. 이 중 완충재는 심층 처분시스템에 있어 매우 중요한 역할을 한다. 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지한다. 처분용기에서 발생하는 고온의 열량이 완충재로 전파되기에 완충재의 열적 성능은 처분시스템의 안정성 평가에 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재에 대한 열전도도 추정 모델을 개발하고자 하였다. 압축 벤토나이트 완충재의 열전도도는 비정상 열선법을 이용하여 다양한 함수비와 건조밀도에 따라 측정하였으며, 총 39개의 실험 데이터를 토대로 회귀분석을 이용하여 경주 압축 벤토나이트의 열전도도 추정 모델을 제시하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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