원자력발전소에서 전기를 생산하고 난 후 발생하는 사용후핵연료 또는 이들 사용후핵연료의 재처리/재활용 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물은 인간환경으로부터 안전하게 장기간 격리시켜야 한다. 최근 심부시추공 굴착기술의 획기적인 발전으로 인하여, 방사성폐기물의 심부시추공 처분기술에 대한 연구가 의미 있게 진행되고 있다. 본 논문에서는 이러한 심부시추공을 활용하여 고준위 방사성폐기물을 지하 3~5 km 심도에 격리시키는 심부시추공 처분기술의 국내 적용 가능성을 분석하기 위하여 국내 심부 지하환경 특성에 대하여 예비분석 하였다 이를 위하여, 미국 및 유럽권 국가 연구사례와 기술개발 현황을 검토하고, 실제 국내의 심부 지질조건을 검토하기 위하여 고지열 분포지역에 개발 중인 지열 탐사공을 대상으로 3~4 km 심도까지의 암석, 지온 등 특성 자료를 수집, 분석하였다. 결정질 암반 심도 및 지온경사 등 분석 결과와 국내 발생 사용후 핵연료를 바탕으로 심부시추공 처분시스템 구성요소인 처분용기, 밀봉시스템 등에 대하여 예비단계의 개념을 제안하였다.
WIPP에서 가스로 인한 파괴의 가능성을 해석적 계산과 수치해석 및 실내실첩을 통하여 연구하였다. 우선 본 연구와 관련된 화학반응식을 조사한 결과, 폐기물 내의 철이 산화하면서 다량의 가스가 발생될 수 있음을 알았다. 또한 간단한 지하수 흐름의 계산결과, 투수성이 높은 파쇄영역이 존재하지 않는 경우 이 가스량은 암염 내부와 약한 수평면에 인장균열을 초래하기에 충분히 높은 압력을 야기시킬 것이다. 해석적 계산은 선형탄성파괴역학의 개념을 사용하여 수행하였고, 수치해석은 유한요소법을 사용하여 행하였다. 또한 실내실험은 발생가능한 파괴 메카니즘을 설명하기 위하여 행하였다. 해석결과 약한 경석고층에서 수평으로 균열이 증가된 뒤에 그 균열은 이 층을 뜰고나가 암염 위쪽으로 계속 전폭되어 지표면 쪽의 수평방향과 53$^{\circ}$경사각을 갖고 지표면에 도달된다. 이와 같은 후자의 현상을 방지하기 위하여 경석고는 암염의 인성보다 0.5590배가 적은 파괴인성을 가져야 하는 것으로 나타났다. 실험결과 세 가지 형태의 균열(radial vertical cracks, horizontal circular cracks and cone -shaped cracks)이 관찰되었다.
벤토나이트는 낮은 침투성, 높은 수착성, 자체밀봉특성, 내구성 등으로 인해 고준위 방사성 폐기물 처분을 위한 지하처분장에서 완충재 후보물질로 고려되고 있다. 적절한 처분장 조건에서 국내 Ca-벤토나이트에 대하여 지하수 침식에 의한 벤토나이트 입자의 발생 가능성과 발생된 벤토나이트 입자들의 영향에 대한 실험적 연구를 수행하였다. 실험결과 비록 벤토나이트의 팽윤압에 의한 암반 균열로의 벤토나이트의 침투는 적었지만 벤토나이트/화강암 경계에서 벤토나이트 입자가 발생될 수 있고 지하수 흐름에 의해 유동될 수 있음을 보였다. 압축된 벤토나이트 블록으로부터 이러한 벤토나이트 입자들의 유동화에는 각기 다른 과정들이 기여하고 있음을 확인하였다. 유량이 크면 클수록, 유출되는 벤토나이트 입자들의 농도가 높게 나타났다. 따라서 실험결과는 지하수 흐름에 의한 벤토나이트 표면의 침식은 침투과정과 함께 화강암 균열에서의 벤토나이트 입자들을 유동시키는 주요한 과정임을 보여준다.
고준위폐기물처분장의 설계 및 장기 성능평가를 위한 입력 자료를 확보하기 위해, 한국원자력연구원 지하처분연구시설 부지에서 실시된 경사시추에서 얻은 암석 코어를 이용하여 화강암의 열전도도를 측정하였다. 열전도도에 미치는 함수비의 영향을 조사하기 위해 여러 가지 함수비에서 화강암의 열전도도를 측정하였다. 화강암의 광물 조성, 결정구조 및 이방성의 영향을 고려하지 않고, 비교적 측정이 용이한 유효공극률과 함수비를 이용하여 화강암의 열전도도를 예측할 수 있는 간단한 실험적 관계식이 제안되었다. 이 관계식은 지하처분연구시설 부지에서 채취한 유효공극률 2.7% 이하인 화강암의 열전도도를 10% 오차 이내로 예측할 수 있다.
휴 폐광산지역은 복합지질재해지역으로 집중호우에 의해 토사재해와 산성광산배수를 발생시킨다. 본 연구는 폐석적치장 전반에 걸쳐 토사재해가 관측된 임기광산에 대해 지반공학적 유변학적 시험을 수행하고 얻어진 시험결과를 토대로 1-D 토석류 수치해석을 수행함으로써 토석류의 확산성을 조사하였다. 모래와 자갈로 구성된 광산폐석 시료의 유변학적 특성을 조사하기 위해 베인관입형 레오미터(Vane-penetrated rheometer)를 사용하였으며, 전단응력 제어를 통한 전단응력(${\tau}$)-전단속도(${\dot{\gamma}}$)와 점도(${\eta}$)-전단속도(${\dot{\gamma}}$) 간의 상관관계를 얻었다. 또한 광산폐석 시료에 대해 잘 알려진 유변학적 모델들(Bingham, Herschel-Bulkley, Power-law, bilinear 및 Papanastasiou 모델)을 적용함으로써 수치해석에 필요한 유변학적 매개변수(항복응력과 소성점도)를 결정하였다. 실험결과에 따르면, 체적농도에 무관하게 전형적인 전단담화(shear thinning) 거동이 관측되었으며, 함수비가 증가할수록 Bingham 유체처럼 거동하는 것으로 나타났다. 또한 사용된 모든 유변학적 모델들은 파괴 후 거동에 적합한 모델들로 밝혀졌다. 토석류 흐름특성을 조사하기 위해 실험결과를 토대로 토석류 크기(5 m, 10 m 및 15 m)와 항복응력(100 Pa, 200 Pa, 300 Pa 및 500 Pa)을 선정하여 1-D BING을 통해 수치해석을 수행하였다. 그 결과, 토석류 이동거리와 이동속도는 항복응력의 크기에 반비례한 것으로 나타났으며, 토석류 항복응력이 500 Pa 이하인 경우 대부분의 토사는 계곡부까지 흘러갈 수 있는 것으로 나타났다. 따라서 집중호우 기간에 산악지역에 방치된 광산폐석은 토사재해에 취약하고 2차적으로 인근 수계로 유입되어 환경적 문제를 야기시킬 수 있는 것으로 나타났다.
현재 기준개념으로 개발하여 상용화 단계에 있는 심층 동굴 처분기술에 대한 대안으로서 지질학적 조건이 더 안정적인 지하 3~5 km의 심도에 사용후핵연료를 포함한 고준위폐기물을 처분하는 심부시추공 처분기술의 국내 적용 가능성을 예비 평가 하였다. 이를 위하여 심부시추공 처분개념의 기술적 적용성 분석에 필요한 국내 기반암 분포특성 및 심부시추공 처분부지 적합성 평가 기술 분석과 대구경 심부시추기술을 평가하였다. 이들 분석결과를 바탕으로 심부시추공 처분시스템 설계 기준 및 요건에 적합한 심부시추공 처분용기 및 밀봉시스템 개념을 설정하여 예비 기준 심부시추공 처분 개념을 도출하였다. 그리고 도출된 예비 기준 처분시스템에 대하여 열적 안정성 및 그래픽 처분환경에서의 처분공정 모사 등 다양한 성능평가를 수행하고 이들을 종합하여 심부시추공 처분시스템의 국내 적용성에 대하여 다양한 관점에서의 예비평가를 수행하였다. 결론적으로, 심부시추공 처분시스템은 처분심도와 단순한 방법으로 인하여 안전성 및 경제적 타당성 측면에서 많은 장점이 있지만, 불확실성을 줄이고 인허가를 획득하기 위해서는 이 기술에 대한 현장실증이 필수적이다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리 국가정책 수립을 위한 공학적 근거자료로 활용이 가능하며, 심부시추공 처분기술에 관심을 갖는 방사성폐기물 관리 이해당사자들에게 필요한 정보자료로 제공될 수 있다.
본 연구에서는 암석폐재를 대상으로 직경이 60mm인 고화체를 얻을 수 있는 수열 hot press 장치를 개발하였고, 고형화를 위한 최적조건을 찾아내는 내용을 다루었다. 이어 고화체의 기계적 성질을 평가하였고, 고화기구와 미시적 파괴거동을 규명하기위하여 SEM관찰 및 음향방출실험을 실시하였다. 고형화를 위한 최적조건은 NaOH용액이 10wt%, 수열온도가 30$0^{\circ}C$이고, 유지시간이 1시간이었다. 또한 수열반응동안에 다양한 제 2화합물들이 생성되었으며, 이들은 고화체의 기계적 성질에 큰 영향을 미쳤다. 아울러 원석의 경우에는 AE Counts가 초기화중에서부터 나타났으나, 고화체는 초기하중에서 전혀 AE Counts가 검출되지 않았다. 이와같은 사실로부터 수열 hot press법에 의해 얻어진 고화체는 원석과는 다르게 암석 입자간의 결합이 보다 치밀하게 이루어지고 있음을 유추할 수 있다.
Contamination of subsurface results in degradation of geomaterials (i.e., soils and rock mass), in the long run. This is mainly due to the presence of chemical and/or radiological materials in undesirable concentrations and at elevated temperatures. However, as contaminant-geomaterial interaction is an extremely slow and complex process, which primarily depends on their physical, chemical and mineralogical properties, it is quite difficult to study this interaction under laboratory or in situ conditions. In such a situation, accelerated physical modeling, using a geotechnical centrifuge, and finite element/difference based numerical modeling techniques are found to be quite useful. This paper presents details of various modeling techniques developed by the researchers at the Indian Institute of Technology Bombay, Mumbai, India, for studying heat migration, flow and interaction (fate) of reactive and non-reactive contaminants in the geoenvironment, under saturated and unsaturated conditions. In addition, paper presents details of the technique that can be employed for determining susceptibility of a material to undergo physico-chemico-mineralogical alterations due to its interaction with contaminants.
Temporal variation of nutrients and dissolved major and trace elements have been studied in the Yeongsan River, Korea. There were significant temporal fluctuations in the concentrations of these elements depending upon the flow condition. $NH_4$, $PO_4$, Na, Mg, Ca, K, Mn, Cu, Ni, Zn, Co, As and U concentrations were inversely related to the flow; that is, they are the highest at low flow and the lowest at high flow. It indicates that these elements are derived from point sources such as rock weathering and/or human activities and then diluted by increasing flow. Meanwhile, Fe and Si concentrations varied proportionally to the flow indicating that they are derived from diffuse sources including reactions within soil. The concentration-flow relationships showed that hydrology of the river is the most important factor controlling the chemical composition of the Yeongsan riverwater, which was compatible of the results of R-mode factor analysis.
Using a two-dimensional numerical model, nuclide transport in the buffer between the canister and adjacent rock in a high-level radioactive waste repository is dealt with. Calculations are made for a typical case with a three-member decay chain, $^{234}$ U longrightarrow $^{230}$ Th longrightarrow $^{226}$ Ra. The solution method used here is based on a physically exact formulation by a control volume method directly integrating the governing equation over each control volume.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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