• International Journal of Concrete Structures and Materials
• /
• 제9권3호
• /
• pp.295-306
• /
• 2015

Simulating natural leaching process for cementitious materials is essential to perform long-term safety assessments of repositories for nuclear waste. However, the current test methods in literature are time consuming, limited to crushed material and often produce small size samples which are not suitable for further testing. This paper presents the results from the study of the physical (gas permeability as well as chloride diffusion coefficient) and mechanical properties (tensile and compressive strength and elastic modulus) of solid cementitious specimens which have been depleted in calcium by the use of a newly developed method for accelerated calcium leaching of solid specimens of flexible size. The results show that up to 4 times increase in capillary water absorption, 10 times higher gas permeability and at least 3 times higher chloride diffusion rate, is expected due to complete leaching of the Portlandite. This coincides with a 70 % decrease in mechanical strength and more than 40 % decrease in elastic modulus.

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

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology
• /
• 제1권1호
• /
• pp.29-35
• /
• 2013

The United States Department of Energy (US DOE) is conducting research and development (R&D) activities under the Used Fuel Disposition Campaign (UFDC) to support storage, transportation, and disposal of used nuclear fuel (UNF) and wastes generated by existing and future nuclear fuel cycles. R&D activities are ongoing at nine national laboratories, and are divided into storage, transportation and disposal. Storage R&D focuses on closing technical gaps related to extended storage of UNF. Transportation R&D focuses on ensuring transportability of UNF following extended storage, and addressing data gaps regarding nuclear fuel integrity, retrievability, and demonstration of subcriticality. Disposal R&D focuses on identifying geologic disposal options and addressing technical challenges for generic disposal concepts in mined repositories in salt, clay/shale, and granitic rocks, and deep borehole disposal. UFDC R&D goals include increasing confidence in the robustness of generic disposal concepts, reducing generic sources of uncertainty that may impact the viability of disposal concepts, and developing science and engineering tools to support the selection, characterization, and licensing of a repository. The US DOE has also initiated activities in the Nuclear Fuel Storage and Transportation (NFST) Planning Project to facilitate the development of an interim storage facility and to support transportation infrastructure in the near term.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권3호
• /
• pp.363-372
• /
• 2020

Anionic radionuclides pose one of the highest risks to the long-term safety assessments of disposal repositories. Therefore, techniques to immobilize and separate such anionic radionuclides are of crucial importance from the viewpoints of safety and waste volume reduction. The main objective of this study is to design a separator with minimum pressure disturbance, based on the concept of a conventional cyclone separator. We hypothesize that the anionic radionuclides can be immobilized onto a nanomaterial-based substrate and that the particles generated in the process can flow via water. These particles are denser than water; hence, they can be trapped within the cyclone-type separator because of its design. We conducted particle tracking analysis using computational fluid dynamics (CFD) for the conventional cyclone separator and studied the effects due to the morphology of the separator. The proposed sandglass-like design of the separator shows promising results (i.e., only one out of 10,000 particles escaped to the outlet from the separation zone). To validate the design, we manufactured a laboratory-scale prototype separator and tested it for iron particles; the efficiency was ca. 99%. Furthermore, using an additional magnetic effect with the separator, we could effectively separate particles with ~100% efficiency. The proposed sandglass-like separator can thus be used for effective separation and recovery of immobilized anionic radionuclides.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권2호
• /
• pp.225-234
• /
• 2023

In the design of HLW repositories, it is important to confirm the performance and safety of buffer materials at high temperatures. Most existing models for predicting hydraulic conductivity of bentonite buffer materials have been derived using the results of tests conducted below 100℃. However, they cannot be applied to temperatures above 100℃. This study suggests a prediction model for the hydraulic conductivity of bentonite buffer materials, valid at temperatures between 100℃ and 125℃, based on different test results and values reported in literature. Among several factors, dry density and temperature were the most relevant to hydraulic conductivity and were used as important independent variables for the prediction model. The effect of temperature, which positively correlates with hydraulic conductivity, was greater than that of dry density, which negatively correlates with hydraulic conductivity. Finally, to enhance the prediction accuracy, a new parameter reflecting the effect of dry density and temperature was proposed and included in the final prediction model. Compared to the existing model, the predicted result of the final suggested model was closer to the measured values.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제22권2호
• /
• pp.105-115
• /
• 2024

In this study, we employed a small-scale experiment to demonstrate the introduction of a thin copper heat dissipation plate into a bentonite buffer layer of an engineered barrier system. This experiment designed for spent nuclear fuel disposal can effectively reduce the maximum temperature of the bentonite buffer layer, and ultimately, make it possible to reduce the area of the disposal site. For the experiment, a small-scale engineered barrier system with a copper heat dissipation plate was designed and manufactured. the thickness of the cylindrical buffer was about 2 cm, which was about 1/20 of KAERI Repository System (KRS). At a power supply of 250 W, the maximum buffer temperature reduced to a mere 1.8℃ when the thin copper plate was introduced. However, the maximum surface temperature reduced to a remarkable 9.1℃, when a U-collar copper plate was introduced, which had a good contact with the other barrier layers. Consequently, we conclude that the introduction of the thin copper plate into the engineered barrier system for spent nuclear fuel disposal can effectively reduce the maximum buffer temperature in high-level radioactive waste disposal repositories.

• 터널과지하공간
• /
• 제19권1호
• /
• pp.11-18
• /
• 2009

원자력 에너지를 이용할 때 필연적으로 방사성 폐기물이 발생된다. 방사성폐기물을 처분하기 위한 처분장은 주로 외부와 단절된 지하공간을 이용하며 방사성폐기물을 거치할 수 있는 Diagonal system을 기본으로 하며, 시스템에 발생된 열을 재기하기 위해서는 환기시설이 필수적이다. 따라서 본 연구에서는 Diagonal system에서 공기 조절기의 위치와 크기를 변화시켜 Diagonal branch로 흐르는 공기의 풍속을 측정하였다. 그 결과 Diagonal branch를 지나는 풍속은 중간에 위치한 공기 조절기의 크기에 관계없이 처음과 마지막 공기 조절기의 크기에 의해서 결정되었다. 따라서 일정한 유랑을 Diagonal branch에 주입하기 위해서는 처음과 마지막 공기 조절기를 설치하여 총 유량을 결정한 후 중간지점에 공기 조절기를 설치하여야 한다.

• 터널과지하공간
• /
• 제19권6호
• /
• pp.507-516
• /
• 2009

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.

• 터널과지하공간
• /
• 제22권3호
• /
• pp.173-180
• /
• 2012

본 연구에서는 방사성 폐기물 처분장 설계 시 필요할 수 있는 공기 유동 방향의 제어에 이점을 가진 Diagonal 환기 회로에 대해서 연구하였다. 연구 결과, Diagonal 환기 회로에서도 Diagonal 갱도(Branch)로 유입시킬 공기량과 공기 유동 방향을 미리 정한다면 다른 직 병렬 회로와 마찬가지로 수식이나 프로그램에 의한 공기량을 산정할 수 있음을 알 수 있었다. 이를 적용하기 위해 앞으로 처분될 고준위 방사성 폐기물의 추정 데이터를 통해 Diagonal 환기 회로와 병렬식 환기 회로가 적용된 고준위 방사성 폐기물 처분장의 설계안을 마련하였다. 마련된 설계안 별 비교 및 예상 운영 결과를 얻기 위해서 환기 네트워킹 프로그램인 Ventsim 프로그램을 통해 환기 네트워크 시뮬레이션을 수행하였다. 그 결과 저항 증가가 큰 수치로 발생할 것으로 예상되었던 Diagonal 처분장은 병렬식 환기 회로가 적용된 처분장과 비교하였을 때, 팬 압력은 1570 pa, 총 유량 84 $m^3/s$, 팬 효율 76.4%, 팬 소요 전력 181.2 kW 및 연간 팬 운영 비용 178,710,838원으로 압력과 유량값에서 최대 8% 정도의 차이를 보였고, 운영 비용 측면에서는 1.5%의 차이를 보였다.

• 자원환경지질
• /
• 제56권5호
• /
• pp.533-545
• /
• 2023

본 연구에서는 고준위 방사성 폐기물 심지층 처분장을 구성하고 있는 천연방벽의 장기안전성에 영향을 줄 수 있는 요소(Feature), 사건(Event), 및 공정(Process)에 대한 조사를 수행하여 FEP 목록을 작성하였다. FEP 목록 작성을 위해 NEA (Nuclear Energy Agency)의 IFEP 목록 3.0이 기초 자료로 활용되었으며, 국외 선도국에서 수행된 지질 조사 및 연구 결과들이 추가적으로 참고되었다. 천연방벽의 성능과 관련하여 총 49개의 FEP 목록이 작성되었으며, 각 인자에 대한 정의, FEP 분류, 장기 안전성에 미치는 영향, 국내 여건에서의 중요도, 정량화 가능 여부 측면에서의 결과가 작성되었다. 또한, 작성된 FEP 목록을 기반으로 처분시설의 장기 안전성에 위협이 될 수 있는 총 3가지의 시나리오를 개발하고 각 시나리오에 있어 천연방벽의 처분 성능에 영향을 주는 지질학적 인자들을 선별 및 관계를 가시화하였다. 본 연구를 통해 구축된 FEP 목록과 시나리오별 인자간 상호관계 가시화 결과는 심지층 처분장의 장기 안전성을 정량 평가하기 위한 수학적 모델 개발에 있어 필수적으로 고려해야 할 인자를 선별 및 구성하는데 중요한 기초 정보를 제공할 수 있을 것으로 판단되며, 방폐물 처분장 부지확정을 위한 천연방벽의 주요 성능과 관련된 기준안을 마련하는 데 유용하게 활용될 수 있을 것으로 보인다.