• 한국지반공학회:학술대회논문집
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• 한국지반공학회 2010년도 춘계 학술발표회
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• pp.791-800
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• 2010

This paper presents the construction status and the conceptual designs of midium and high level radioactive waste disposal facilities from all around world. For the midium radioactive waste, a shallow disposal using trench or a deep depth disposal are adopted. However, these are rather focusing on the social and cultural point of view than the technical. Meanwhile, the high level radioactive waste is basically disposed in the deep underground. The corresponding ground conditions are usually dense and composed of sedimentary and crystalline rocks mainly with low permeability. A barrier system is made of canister which consists of copper, titanium, and tin. The inner and outer side of the canister are composed of different materials respectively.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.21-36
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• 2020

With respect to spent nuclear fuels, disposal containers and bentonite buffer blocks in deep geological disposal systems are the primary engineered barrier elements that are required to isolate radioactive toxicity for a long period of time and delay the leakage of radio nuclides such that they do not affect human and natural environments. Therefore, the thermal stability of the bentonite buffer and structural integrity of the disposal container are essential factors for maintaining the safety of a deep geological disposal system. The most important requirement in the design of such a system involves ensuring that the temperature of the buffer does not exceed 100℃ because of the decay heat emitted from high-level wastes loaded in the disposal container. In addition, the disposal containers should maintain structural integrity under loads, such as hydraulic pressure, at an underground depth of 500 m and swelling pressure of the bentonite buffer. In this study, we analyzed the thermal stability and structural integrity in a deep geological disposal environment of the improved deep geological disposal systems for domestic light-water and heavy-water reactor types of spent nuclear fuels, which were considered to be subject to direct disposal. The results of the thermal stability and structural integrity assessments indicated that the improved disposal systems for each type of spent nuclear fuel satisfied the temperature limit requirement (< 100℃) of the disposal system, and the disposal containers were observed to maintain their integrity with a safety ratio of 2.0 or higher in the environment of deep disposal.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제24권1호
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• pp.39-55
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• 2022

본 연구는 경주 중·저준위 지하 처분환경에서의 사일로 콘크리트의 음향방출(AE) 신호 감쇠계수(α)를 결정하기 위해 신호감쇠 실험을 수행하였다. 활용된 시료들은 경주 중·저준위 처분장 사일로에 사용된 콘크리트 배합비로 제작하였으며 28일간 수중 양생 후 처분환경에 맞도록 온도 및 포화유무에 따라 추가적으로 노출시켰다. 처분조건 별 각 3개씩의 공시체에 대하여 신호전달거리에 따른 AE 신호를 측정한 결과, 초기구간에서는 포화콘크리트의 AE 진폭과 절대에너지가 건조콘크리트의 경우보다 더 높게 나타났지만, α는 포화콘크리트의 경우가 더 높게 산정되었다. 또한, 포화유무와 상관없이 온도가 증가함에 따라 α는 감소하는 경향을 보였다. α는 온도조건보다는 포화유무에 따른 영향이 큰 것으로 분석되었으며, 이는 콘크리트 처분구조물의 감쇠신호 측정 시 포화여부를 고려한 판단이 중요하다는 것을 의미한다. 처분환경에서의 콘크리트 α는 균열이 발생한 위치에서의 실제 AE 특성 파라미터 값을 추정함으로써 경주 중·저준위 처분환경에서 사일로 콘크리트의 건전성을 예측하고 센서의 최적 배치를 결정하는 데 도움이 될 것으로 기대한다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제35권3호
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• pp.183-190
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• 2022

경주 방폐물 처분시설의 1단계 시설로 건설된 지하 사일로 구조는 2014년에 10만 드럼 규모로 완공되어 현재 운영중에 있다. 지하 사일로 구조는 지름 25m, 높이 50m로써 방폐물을 저장하는 실린더부분과 돔 부분으로 구성되어 있으며, 돔부분은 운영터널과 연결되는 하부 돔 부분과 상부 돔 부분으로 구분할 수 있다. 지하 사일로 구조의 벽체는 철근콘크리트 라이너이고, 두께는 약 1m이다. 본 논문에서는 지하 사일로 구조의 건설과정 및 운영과정의 단계별 유한요소해석을 수행하였다. SMAP-3D 프로그램을 사용하여 2차원 축대칭 유한요소해석을 수행하였다. 2차원 축대칭 유한요소모델의 신뢰성을 검토하고자 3차원 유한요소해석도 수행하였다. 본 논문에서는 지하 사일로 구조의 구조거동을 분석하고 구조적 안전성을 검토결과를 제시하였다.

• 터널과지하공간
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• 제23권2호
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• pp.141-149
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• 2013

경수로 사용 후 핵연료의 파이로 공정 처리를 통해 예상되는 고준위폐기물 처분시스템을 대상으로 열적 성능평가를 수행하였다. 처분방식으로 수평 처분터널 처분시스템을 고려하였다. 수평 처분터널 간격 25 미터와 처분공 간격 2미터를 대상으로 평가하였다. 세라믹폐기물 수평 처분터널 주변의 다양한 위치에 대해 장기간 동안 열 해석을 통하여 온도 변화를 해석하였다. 열 해석은 ABAQUS 프로그램을 이용하였다. 열 해석 결과에 의하면 처분시스템 중 어느 부분에서도 최고 온도가 $100^{\circ}$를 넘지 않아, 열적 성능 기준을 만족하였다. 열 해석 결과에 따르면, 처분시스템 중앙에 위치한 처분용기 주변이 외곽에 위치한 것의 주변보다 최고 온도 기준으로 약 $3^{\circ}$정도 높았다. 이것은 처분시스템 설계시 가능한 외곽에 위치한 처분용기가 많도록 설계하는 것이 처분밀도를 향상시킬 수 있음을 시사하였다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제22권4호
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• pp.419-434
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• 2020

본 연구에서는 처분장의 장기 건전성 평가모델을 확보하기 위해 한국원자력연구원 내 지하처분연구시설의 화강암을 대상으로 심층 처분복합환경을 모사한 암석시편의 Mazars 손상모델 상수를 측정하였다. 이를 위하여 실제 처분장 특성을 고려한 3가지 온도(15℃, 45℃, 75℃)와 건조/포화 조건에서 일축압축강도 및 간접인장강도 실험을 수행하였다. 최대유효인장변형률, A_t, B_t, A_c, B_c 등 주요 파라미터들은 콘크리트 대상으로 연구된 참고문헌의 값들과 차이를 보였으며 이는 암석과 콘크리트 시료의 탄성계수 차이 때문으로 판단된다. 시험결과 시료의 포화로 인해 B_t와 B_c의 값은 증가하였다. 또한 온도증가로 인해 최대 유효인장변형률과 B_t는 증가하였고 B_c는 감소하는 것을 확인하였다. 본 연구를 통해 도출된 손상모델은 한국원자력연구원 내에서 현재 개발 중인 Coupled Thermo-Hydro-Mechanical Damage 수치해석의 손상모델로 이용될 계획이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.561-574
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• 2006

This study presents the results of an economic analysis for a comparison of the single layer and double layer alternatives with respect to a HLW-repository. According to a cost analysis undertaken in the Korean case, the single layer option was the most economical alternative. The disposal unit cost was estimated to be 222 EUR/kgU. In order to estimate such a disposal cost, an estimation process was sought after the cost objects, cost drivers and economic indicators were taken into consideration. The disposal cost of spent fuel differs greatly from general product costs in the cost structure. Product costs consist of direct material costs and direct labor and manufacturing overhead costs, whereas the disposal cost is comprised of construction costs, operating costs and closure costs. In addition, the closure cost is required after a certain period of time elapses following the building of a repository.

• 화약ㆍ발파
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• 제23권2호
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• pp.1-14
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• 2005

한국원자력연구소는 현재 국내 원전에서 발생하는 고준위폐기물의 처분과 관련된 연구개발을 위해 지하연구시설을 계획 중에 있다. 본 논문은 캐나다 URL 에서의 건설에 적용된 굴착기법과 향후 국내의 유사한 지하연구시설과 향후에 추진될 고준위폐기물 처분장에 대한 적용에 대해 논의하고자 한다

• 터널과지하공간
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• 제29권4호
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• pp.215-229
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• 2019

본 기술보고에서는 세계 최초로 사용후핵연료의 지층처분장 건설에 착수한 핀란드의 방사성폐기물 처분사업과 연구현황을 기술하였다. 핀란드는 1977년 원자력발전을 시작하였고, 현재 4기의 원자력발전소를 운영 중에 있다. 1993년부터 상세 부지조사가 진행되어 2001년에 올킬루오토(Olkiluoto)가 지층 처분의 부지로 최종 확정되었으며, 2015년에 건설허가가 발급되었다. 2020년대에 정부에 의해 운영허가가 나면 세계 최초로 지층처분장을 운영하는 사례가 될 것이다. 올킬루오토 부지에 있는 부지특화 지하연구시설인 온칼로(ONKALO)에서는 처분장의 안전성 검증을 위한 다양한 연구들이 수행되었다. 핀란드의 사용후핵연료 처분 부지 암반은 결정암질로 KBS-3 처분개념을 사용하기에, 결정암질 암반이 주를 이루는 한국 또한 유사한 처분개념을 고려 중이다. 핀란드 내의 중저준위 폐기물 처분장 운영 현황과 현재까지 진행된 지층처분장 부지조사 및 선정단계를 포함한 전 과정을 소개하고, 현지 지하연구시설인 온칼로에서의 최신 암반역학 및 수리지질학적 실험 및 수치해석 등의 연구들을 정리하였다. 마지막으로 핀란드의 사례를 바탕으로 한국의 방사성폐기물 처분사업을 위한 방향을 제시한다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제25권2호
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• pp.175-186
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• 2023

처분공 내에 위치한 완충재는 사용후핵연료로부터 발산된 고온의 붕괴열과 지하수에 노출되며, 이와 같은 가열-수화를 포함한 처분환경 하의 완충재의 열-수리-역학-화학적 상호작용은 완충재의 장기적 성능과 건전성에 핵심적으로 작용하는 것으로 알려져 있다. 따라서 본 연구에서는 처분환경 조건에서 완충재의 가열-수화 특성 및 지하수 지화학 조건을 고려한 벤토나이트의 열-수리-역학-화학적(Thermal-Hydraulic-Mechanical-Chemical, 이하 THMC) 복합거동 특성 규명을 위한 실험실 규모의 Lab.THMC 실험시스템을 개발하였다. 본 실험시스템은 스페인 CIEMAT의 열-수리-역학 복합거동 실험장치를 토대로 개발되었으며, 화학적 특성을 달리한 지하수 주입 조건에서 벤토나이트 완충재의 가열-수화 특성을 파악하고 응력 변화를 계측함으로써 열-수리-화학적 변화에 따른 역학적 성능 변화 특성을 규명하는 것을 목표로 한다. 본 기술논문에서는 개발된 Lab.THMC 실험시스템의 설계 및 구성을 간략하게 소개하고, 장치 검토 및 주요 변수설정을 위해 수행된 예비실험 결과와 차후 연구계획에 대해 정리하였다.