• 터널과지하공간
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• 제30권4호
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• pp.271-305
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• 2020

열-수리-역학-화학적 복합거동의 영향은 고준위방사성폐기물 심층 처분시스템의 성능평가 및 안전성 평가 측면에서 중요하기 때문에 이를 분석하고 예측하기 위한 해석모델과 수치해석 기법이 필요하다. 하지만, 장기간에 걸쳐 발생하는 열-수리-역학-화학적 복합거동에 관련된 다양한 현상들이 비선형적 거동을 보이고 그 구성방정식들의 상관관계가 명확하지 않기 때문에 이를 정확하게 해석하고 예측할 수 있는 수치모델과 모델링 기법을 개발하는 것은 매우 어렵다. 뿐만 아니라, 개발된 수치모델과 모델링 기법을 검증하기 위해서는 오랜 시간동안 수행되어야 하는 고비용의 실험실 시험과 현장시험이 필요하기 때문에 열-수리-역학-화학적 복합거동 분석과 예측을 위한 수치모델과 모델링 기법의 개발뿐만이 아니라 검증 역시 쉽지 않다. 이러한 문제를 해결하여 효과적인 수치모델 및 해석기법 개발과 실험실 시험 및 현장시험 데이터를 활용한 검증을 수행하기 위해 국제공동연구 DECOVALEX(DEvelopment of COupled models and their VALidation against EXperiment) 프로젝트가 1992년부터 시작되었다. 한국의 경우, 한국원자력연구원이 2008년부터 DECOVALEX-2011, DECOVALEX-2015, 그리고 DECOVALEX-2019에 참여하였다. 본 기술 보고에서는 지난 3단계의 DECOVALEX 프로젝트에서 수행된 모든 과제의 주요 내용을 국내 암반 및 지반공학자들에게 소개하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.191-198
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• 2014

가상의 심지층 처분 부지에서 이루어진 지하수 유동 모의 결과를 이용하여 처분 심도의 지하수 유량 분포를 분석하고 그 결과를 처분 안전성 평가에 이용할 수 있는 방안을 제시하였다. 처분 심도의 지하수 유동량은 가상의 처분 부지를 대상으로 한 광역 및 국지적 지하수 유동 모의 결과의 지하수두 분포를 이용하여 분석하였다. 지하수 유동량 분포를 이용하여 처분공 위치의 지하수 유동량을 분석하고 최대값을 기준으로 지하수 유동량을 표준화하여 처분공에서의 처분 용기 파손 가능성을 확률적으로 도시하였다. 확률적으로 제시된 처분 용기의 파손 가능성을 이용하여, 처분 용기로부터 누출이 일어날 것으로 가정된 위치에서 지표 환경으로 이동하는 방사성 핵종의 이동량에 대한 확률론적 기대값을 계산하여 결정론적으로 평가된 이전 연구 결과와 비교하였다. 이런 평가 방법은 현장 조건을 더욱 많이 반영할 수 있는 안전성 평가 방안 구축에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.37-46
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• 2006

본 연구에서는 심지층처분장에서 사용될 사용후핵연료 처분용기 개발을 위한 첫 시도로서 핵임계 및 방사선 안전성과 열역학적 구조안정성 관점에서 만족하는 처분용기 크기를 도출하였으며, 처분용기 구성요소의 적절한 배열과 안전한 처분조건 등을 설정하기 위한 기본정보도 수록하였다. 처분용기에 주어지는 외압에 대한 음력해석을 위한 안전계수를 2.0으로 하였을 때, 13cm의 사잇거리를 갖는 사용후핵연료 저장통을 둘러싸고 있는 내부충전물의 직경은 112cm로 평가되었으며, 저장통과 용기외부의 가장 얇은 부분의 최소두께는 15cm로 결정되었다. 이러한 크기를 갖는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료 집합체 4개 또는 중수로형 사용후핵연료는 297다발을 수용할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 향후 처분작업의 방사선적 안전성 확보를 위하여 용기의 상하단 부위에 대한 상세 방사선차폐해석이 필요하다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.321-329
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• 2016

가상의 심층처분 부지의 지하수 유동 모의 결과를 통해 처분 심도에 위치하는 처분공 지점에서의 지하수 유동량 및 해당 지점에서 지표 환경까지 지하수가 유동하는 경로의 거리와 경로를 통과하는데 걸리는 시간에 대한 수량적, 공간적 분포를 분석하여 그 결과를 처분공의 위치 결정에 이용할 수 있는 방안을 제시하였다. 지하수 유동량은 처분공 위치에서 계산된 지하수위를, 유동 거리와 경과 시간은 입자 추적 기법(particle tracking)을 이용하여 계산하였다. 지하수 유동량 및 유동 거리와 경과 시간의 공간적 분포를 이용하여 처분시설의 성능을 유지하는데 상대적으로 유리한 위치를 선별하고 특정한 제한 조건이 주어진 경우 제외되어야 하는 처분공 위치를 결정하여 처분공 배치에 이용할 수 있은 방안을 제시하였다. 또한 세 가지 정보를 함께 고려하여, 추가적인 처분공의 위치를 선정할 필요가 있을 경우 보다 유리한 확장 방향을 제시할 수 있는 방안도 논의되었다. 처분 심도에서의 지하수 유동 정보를 활용하여 처분공의 배치 방안을 결정하는 것은 처분시설의 성능 및 안전성 확보를 위해 기여할 수 있을 것으로 생각된다.

• 터널과지하공간
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• 제32권1호
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• pp.30-58
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• 2022

고준위방사성폐기물 심지층처분장은 공학적방벽과 천연방벽의 다중방벽으로 이루어져 있으며 각 방벽재 사이의 상호작용에 의해 처분시스템의 전반적인 장기 건전성이 영향을 받게 된다. 특히 공학적방벽재인 압축 벤토나이트 완충재와 천연방벽인 근계암반의 상호작용에 의한 완충재의 침식 및 파이핑 현상은 사용후핵연료의 붕괴열 발산, 지하수 유입 저지 및 핵종 이동 저지의 역할을 수행하는 완충재의 성능을 저하시키기 된다. 처분 초기에 벤토나이트 완충재가 흡수할 수 있는 물의 양보다 많은 유량이 근계암반의 절리로부터 유입되면 잉여 지하수로 인한 수압이 발생하고 이로 인해 완충재 자체 및 갭채움재 주변으로 파이핑 현상이 발생할 수 있다. 또한 지하수와 벤토나이트 완충재의 물리-화학적 상호작용으로 인하여 완충재의 표면의 팽윤 및 겔/졸화로 인하여 완충재의 표면에서 침식이 발생할 수 있다. 따라서, 이러한 침식 및 파이핑 현상이 발생하는 조건과 이로 인한 완충재의 건전성을 명확하게 평가하는 것이 처분장의 장기건전성 평가를 위해 반드시 필요하다. 처분선진국들에서는 주로 실내 및 공학규모 실험이 수행되고 있으며 일부 전산 모델 개발이 진행되고 있는 상황이지만 실험에서 관측된 현상들을 복합적으로 모사할 수 있는 전산 모델은 개발되지 않았다. 국내에서도 다양한 침식/파이핑 시나리오에 대한 연구나 열-수리-역학-화학적 복합거동을 고려한 연구는 수행되지 않았다. 본 기술 보고에서는 현재까지 수행된 국내외 벤토나이트 침식 및 파이핑 연구와 이들이 주로 고려한 영향인자를 파악하였다. 실험값을 검증하기 위해 제안된 전산 모델들을 소개하고 향후 완충재 침식 및 파이핑 현상 규명을 위한 연구 수행 방향에 대해 정리하였다. 본 논문에서 검토한 다양한 시험 및 모델링 사례를 바탕으로 향후 국내 심층처분장환경을 고려한 압축 벤토나이트 완충재 침식 및 파이핑 관련 연구가 필요하다고 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.169-179
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• 2011

우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다. 또한, PWR형 사용후핵 연료의 경우 사용후핵연료 재활용 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용하는 연구가 진행 중이므로, 이들 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안을 강구하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템의 처분효율을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 개선하여 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 개념을 도출하고, 열해석을 통하여 처분시스템 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족하는 처분터널 및 처분공 간격을 정하여 이들에 대한 처분시스템 개념을 도출하였다. 이렇게 설정된 개념들을 단위면적당 열효율, 우라늄밀도(U-density), 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량 측면에서 분석하여 처분효율이 가장 높은 방안을 제안하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 PWR 사용후핵연료 재활용공정으로부터 발생한 고준위폐기물 처분시스템과 함께 복합 처분장 설계에 활용될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.583-592
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• 2011

The radiological characteristics for waste classification were assessed for neutron-activated decommissioning wastes from a CANDU reactor. The MCNP/ORIGEN2 code system was used for the source term analysis. The neutron flux and activation cross-section library for each structural component generated by MCNP simulation were used in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. The specific activities of the relevant radionuclides in the activated metal waste were compared with the specified limits of the specific activities listed in the Korean standard and 10 CFR 61. The time-average full-core model of Wolsong Unit 1 was used as the neutron source for activation of in-core and ex-core structural components. The approximated levels of the neutron flux and cross-section, irradiated fuel composition, and a geometry simplification revealing good reliability in a previous study were used in the source term calculation as well. The results revealed the radioactivity, decay heat, hazard index, mass, and solid volume for the activated decommissioning waste to be $1.04{\times}10^{16}$ Bq, $2.09{\times}10^3$ W, $5.31{\times}10^{14}\;m^3$-water, $4.69{\times}10^5$ kg, and $7.38{\times}10^1\;m^3$, respectively. According to both Korean and US standards, the activated waste of the pressure tubes, calandria tubes, reactivity devices, and reactivity device supporters was greater than Class C, which should be disposed of in a deep geological disposal repository, whereas the side structural components were classified as low- and intermediate-level waste, which can be disposed of in a land disposal repository. Finally, this study confirmed that, regardless of the cooling time of the waste, 15% of the decommissioning waste cannot be disposed of in a land disposal repository. It is expected that the source terms and waste classification evaluated through this study can be widely used to establish a decommissioning/disposal strategy and fuel cycle analysis for CANDU reactors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2576-2581
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• 2021

The thermal stability and crystallization behaviors of La₂O₃ containing B₂O₃-CaO-Al₂O₃ glass waste forms were investigated to evaluate the stability of waste form during emergencies in deep geological disposal. For glasses containing 15% La₂O₃, LaBO₃ phases were observed as major crystals from 780 ℃ and exhibited needlelike structures. Al, Ca, and O were homogeneously distributed throughout the entire specimen, while some portions of B and La were concentrated in some parts. By differential thermal analysis at various heating rates, the activation energy for grain growth and the crystallization rate of LaBO₃ were calculated to be 12.6 kJ/mol and 199.5 kJ/mol, respectively. These values are comparable to other waste forms being developed for the same purpose.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1616-1622
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• 2022

Selenium has been identified as an element of interest for the safety assessment of a deep geological repository (DGR) for used nuclear fuel. In Canada, groundwaters at DGR depths in sedimentary rocks have been observed to have a high ionic strength. This paper examines the sorption behavior of Se(-II) onto illite, MX-80 bentonite, Queenston shale, and argillaceous limestone in Na-Ca-Cl solutions of varying ionic strength (0.1-6 mol/kgw (m)) and across a pH range of 4-9. Little ionic strength dependence for Se(-II) sorption onto all solids was observed except that sorption at high ionic strength (6 m) was generally slightly lower than sorption at low ionic strength (0.1 m). Illite and MX-80 exhibited the expected results for anion sorption, while shale and limestone exhibited more constant sorption across the pH range tested. A non-electrostatic surface complexation model successfully predicted sorption of Se(-II) onto illite and MX-80 using the formation of an inner-sphere surface complex and an outer-sphere surface complex. Optimized values for the formation reactions of these surface species were proposed.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제26권3호
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• pp.191-208
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• 2024

본 연구에서는 방사성폐기물 처분구조물의 안전성 및 건전성 평가를 위해 손상연동 수리-역학 복합 거동 해석 모델을 개발하였다. 콘크리트나 암반과 같은 취성재료의 파괴 모사에 널리 사용되는 Mazars 손상 모델을 선정하여 수리-역학 해석에 연동하였고, 예제 및 정해를 기반으로 개발된 해석 모델을 검증하였다. 개발된 해석 모델의 손상 입력 인자를 도출하기 위해 처분구조물 콘크리트 배합비로 제작한 시료를 대상으로 건조/포화 양생 조건에서 일축압축강도 및 간접인장강도 시험을 수행하였다. 실내 시험을 통해 도출한 입력 인자는 경주 월성 원자력 환경관리센터의 동굴처분 콘크리트 사일로를 모사한 2차원 유한요소해석에 적용하여 손상 고려 유무, 해석 기법 및 폐기물 하중 재하 조건에 따른 영향을 분석하였다. 연구를 통해 개발된 수리-역학-손상 모델은 향후 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분장의 장기 거동 및 안정성 해석에 적용할 계획이다.