• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제50권5호
• /
• pp.794-800
• /
• 2018

The proliferation resistance (PR) of Th/U and Th/Pu fuels used in CANada Deuterium Uranium for the deep geological repository was assessed by combining the multiattribute utility analysis proposed by Chirayath et al., 2015 with the transport model of radionuclides in the repository and comparing with that of the used natural U fuel case. It was found that there was no significant advantage for Th/U and Th/Pu fuels from the viewpoint of the PR in the repository. It was also found that the PR values for used nuclear fuels in the repository of Th/U, Th/Pu, and natural U was comparable with those for enrichment and reprocessing facilities in the pressurized water reactor (PWR) nuclear fuel cycle. On the other hand, the PR values considering the transport of radionuclides in the repository were found to be slightly smaller than those without their transport after the used nuclear fuels started dissolving after 1,000 years.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제20권1호
• /
• pp.1-12
• /
• 2022

Bentonite is the most probable candidate to be used as a buffer in a deep geological repository with high swelling properties, hydraulic conductivity, thermal conductivity, and radionuclide sorption ability. Among them, the radionuclide sorption ability prevents or delays the transport of radionuclides into the nearby environment when an accident occurs and the radionuclide leaks from the canister, so it needs to be strengthened in terms of long-term disposal safety. Here, we proposed a surface modification method in which some inorganic additives were added to form NaP zeolite on the surface of the bentonite yielded at Yeonil, South Korea. We confirmed that the NaP zeolite was well-formed on the bentonite surface, which also increased the sorption efficiency of Cs and Sr from groundwater conditions. Both NaP and NaX zeolite can be produced and we have demonstrated that the generation mechanism of NaX and NaP is due to the number of homogeneous/heterogeneous nucleation sites and the number of nutrients supplied from an aluminosilicate gel during the surface modification process. This study showed the potential of surface modification on bentonite to enhance the safety of deep geological radioactive waste repository by improving the radionuclide sorption ability of bentonite.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권1호
• /
• pp.43-53
• /
• 2023

Sulfide concentrations critically affect worker safety and the integrities of underground facilities, such as deep geological repositories for spent nuclear fuel. Sulfide is highly sensitive to oxygen, which can oxidize sulfide to sulfate. This can hinder precise measurement of the sulfide concentration. Hence, a literature review was conducted, which revealed that two methods are commonly used: the methylene blue and sulfide ion-selective electrode (ISE) methods. Inductively coupled plasma optical emission spectroscopy (ICP-OES) was used for comparison with the two methods. The sulfide ISE method was found to be superior as it yielded results with a higher degree of accuracy and involved fewer procedures for quantification of the sulfide concentration in solution. ICP-OES results can be distorted significantly when sulfide is present in solution owing to the formation of H₂S gas in the ICP-OES nebulizer. Therefore, the ICP-OES must be used with caution when quantifying underground water to prevent any distortion in the measured results. The results also suggest important measures to avoid problems when using ICP-OES for site selection. Furthermore, the sulfide ISE method is useful in determining sulfide concentrations in the field to predict the lifetime of disposal canisters of spent nuclear fuel in deep geological repositories and other industries.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권4호
• /
• pp.451-463
• /
• 2023

With South Korea increasingly focusing on nuclear energy, the management of spent nuclear fuel has attracted considerable attention in South Korea. This study established a novel procedure for selecting safety-relevant radionuclides for long-term safety assessments of a deep geological repository in South Korea. Statistical evaluations were performed to identify the design basis reference spent nuclear fuels and evaluate the source term for up to one million years. Safety-relevant radionuclides were determined based on the half-life criteria, the projected activities for the design basis reference spent nuclear fuel, and the annual limit of ingestion set by the Nuclear Safety and Security Commission Notification No. 2019-10 without considering their chemical and hydrogeological properties. The proposed process was used to select 56 radionuclides, comprising 27 fission and activation products and 29 actinide nuclides. This study explains first the determination of the design basis reference spent nuclear fuels, followed by a comprehensive discussion on the selection criteria and methodology for safety-relevant radionuclides.

• 터널과지하공간
• /
• 제34권2호
• /
• pp.104-126
• /
• 2024

완충재 및 뒤채움재는 심지층처분시스템 공학적방벽 구성요소로 고준위방사성폐기물을 안전하게 격리하고 폐기물로부터 유출되는 방사성핵종의 누출을 지연시키는 데 필수적인 역할을 한다. 완충재 및 뒤채움재로는 팽윤특성을 보이는 벤토나이트 혼합물의 사용이 고려되고 있으며 주변 암반으로부터 과도한 지하수의 유입은 이러한 공학적방벽의 안정성과 효율성을 저하시킬 수 있다. 따라서, 심층처분장의 안전성 확보를 위해서는 완충재 및 뒤채움재의 엄격한 품질기준 및 현장관리 방안수립과 유입 지하수를 처리할 수 있는 기술이 요구된다. 본 고에서는 다양한 실험실 시험뿐만 아니라 스웨덴 Äspö Hard Rock Laboratory에서 수행된 처분터널 1/2 규모의 Steel Tunnel Test 사례를 심층 분석하여 완충재 및 뒤재움재의 설계 요구사항을 파악하고 현장실험 사례를 통해 파악된 품질관리 요소 및 방안을 소개하였다. 또한, 완충재 및 뒤채움재의 현장시공 안정성과 효율성을 확보하기 위한 처분갱도에서의 유입 지하수 처리방법에 대해 소개하고 벤토나이트 펠렛 채움 내의 지하수 저장능력과 토목섬유(geotextile) 사용 효과에 대한 검증 결과를 소개하였다.

• 방사선산업학회지
• /
• 제17권1호
• /
• pp.45-59
• /
• 2023

The transport calculation for a wide variety of radionuclides contained in high-level radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is computationally difficult, and input data collection for this also take a considerable amount of time. Accordingly, considering limited resources, it is possible to reduce the calculation time while minimizing impact on accuracy by including only radionuclides important to calculation result through applying some criteria among potential radiation source terms that may release into environment. In this paper, therefore, we reviewed and analyzed the screening process performed to select radionuclides to be considered in the safety assessment for the KBS-3 type repository in Sweden and Finland. In both countries, it was confirmed that a list of radionuclides was selected by comprehensively considering screening criteria such as radioactivity inventory, half-life, radiotoxicity, risk quotient, and transport properties, and etc. A comparison of radionuclides included in the radiological safety assessment in both countries suggests that most of nuclides are considered in common, and a few nuclides considered only in one country are due to differences in decay chain treatment or spent fuel types. As of now, since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined, it is necessary to comprehensively model release and transport of all radionuclides considered in Sweden and Finland when performing the radiological safety assessment. Based on these results, we derived the screening concept of selecting a list of radionuclides to be considered in the radiological safety assessment for the domestic KBS-3 type geological disposal facility, and this result is expected to be used as technical basis for confirming conformity with the safety objective. In a more detailed evaluation reflecting domestic characteristics in the future, it would be desirable to consider only radionuclides selected in accordance with the screening procedure. However, further research should be conducted to determine the quantitative limit for each criteria.

• 자원환경지질
• /
• 제56권6호
• /
• pp.887-897
• /
• 2023

스웨덴, 스위스, 영국 등 폐기물 처분 선도국들은 고준위방사성폐기물 심층처분시설의 계획, 부지선정, 건설, 운영, 폐쇄, 그리고 폐쇄 후 관리 전 단계에서 안전성평가를 수행하고 있다. 안전성평가는 각 단계에서 반복적으로 이루어지며, 장기간에 걸쳐 다양하고 방대한 양의 데이터를 생성하므로, 안전성평가 자료를 위한 데이터베이스를 구축하고 효과적으로 관리하기 위한 자료관리체계를 구축하는 것이 필수적이다. 본 연구에서는 폐기물 처분 분야에서 선도적인 국가의 안전성평가 자료관리체계를 1) 안전성평가 입력 및 참조자료, 2) 자료관리 지침, 3) 자료관리 조직, 그리고 4) 자료관리 전산시스템으로 구분하여 분석하였다. 각 국가는 특정 부분에서는 차이를 보였지만, 안전성평가 입력자료를 처분 시스템 구성 요소를 기반으로 분류하고, 이를 제공, 사용, 관리하는 조직을 설립하며, 지침 및 매뉴얼에 따라 품질관리 체계를 구현하는 등 공통적인 특성을 보이고 있다. 이러한 사례들은 고준위방사성폐기물 처분시설의 안전성을 확보하고 신뢰성을 향상시키기 위해 효과적으로 데이터 관리 시스템과 문서 관리 시스템을 구축하는 것이 중요하다는 것을 시사한다. 이를 위해서는 유연하게 활용 가능한 입력자료의 분류, 입력자료의 일관성과 추적성 보장, 그리고 입력자료와 문서관리를 위한 품질관리 체계를 수립하는 것이 필요하다.

• 터널과지하공간
• /
• 제33권6호
• /
• pp.435-444
• /
• 2023

핀란드에서는 고준위방사성폐기물 심층처분시스템 공학적방벽의 구성요소인 뒤채움재에 대해 기존 건설허가 신청 시 적용한 블록/펠렛 방식을 과립형 방식으로 변경하여 운영허가를 신청한 바 있다. 이에 따라 뒤채움에 대한 설계개념 수립을 위해 기존 뒤채움 방식의 문제점 및 대안 설계의 개선점을 확인하여 국내 적용성을 검토할 필요가 있다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드 심층처분시설 인허가 과정에서 처분터널 뒤채움 방식 변경과 관련하여 수행된 주요 연구사례를 검토하여 블록/펠렛 뒤채움 방식 적용 시 예상되는 문제점을 확인하였다. 또한, 이를 바탕으로 뒤채움 방식에 대해 기술적 및 운영적 측면에서 고려되어야 하는 요소항목을 도출한 후 2가지 방식에 대한 비교·평가를 수행하여 설계 변경의 종합적 우위성을 규명하였다. 이와 같은 결과는 향후 국내 고유 심층처분시설 개발과정에서 최적 설계안을 도출하기 위한 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 뒤채움 방식 선정을 위해 필수적으로 고려되어야 하는 세부 요소항목에 대해 추가 기술자료를 확보하여 적용 가능성을 사전에 검토해야 한다.

• 자원환경지질
• /
• 제57권4호
• /
• pp.397-416
• /
• 2024

본 연구에서는 국내 고준위방사성폐기물 심층처분용 천연방벽의 수리특성 안전 기준을 평가하기 위해 심부 지질환경 수리지질 특성 평가를 수행하였다. 특히, 국내 지질환경에 적합한 심도에 따른 수리전도도와 투수계수의 분포와 추세를 평가하였으며, 이를 위해, 지하수 개발 및 관리 목적으로 수집된 다양한 현장 수리시험 자료가 사용되었다. 국내 환경에 적합한 심도-수리특성 관계 모델을 개발하기 위하여 다양한 해외 연구사례를 검토하고 심도에 따른 수리전도도 및 투수계수 추세를 설명하는 대표 모델을 확보 및 연구에 적용하였다. 국내에 적합한 수리특성 관계 모델 개발에는 확보된 자료가 포함하는 다양한 요인의 불확실성을 고려하기 위하여 앙상블 회귀분석을 적용하였다. 연구 결과, 기존 해외의 심도-수리특성 관계 모델이 국내 지질환경의 수리지질 특성을 적절히 설명하는 것을 확인할 수 있었으며, 스웨덴, 독일, 캐나다 등의 해외 국가가 제시하는 선호 수리특성 기준을 고려하였을 때, 국내 환경 또한 이에 적합한 지질환경이 존재할 가능성이 높음을 확인하였다. 또한, 저투수환경을 지시하는 수리특성 기준을 적용하였을 때, 처분고 건설에 적합한 환경이 존재할 가능성이 300m 이상의 심도부터 증가함을 보여주었으며, 500m 이상의 심도에서 단열이 지하수 흐름에 미치는 영향력이 낮을 수 있음을 보여주었다. 본 연구는 국제 규제 지침에 맞춰 국내 천연방벽의 수리지질학적 안전 기준을 수립하기 위한 기초정보로 활용될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제20권4호
• /
• pp.501-510
• /
• 2022

The nuclear criticality analyses considering burnup credit were performed for a spent nuclear fuel (SNF) disposal cell consisting of bentonite buffer and two different types of SNF disposal canister: the KBS-3 canister and small standardized transportation, aging and disposal (STAD) canister. Firstly, the KBS-3 & STAD canister containing four SNFs of the initial enrichment of 4.0wt% ²³⁵U and discharge burnup of 45,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years of SNFs were calculated to be 0.79108, 0.78803, and 0.78484 & 0.76149, 0.75683, and 0.75444, respectively. Secondly, the KBS-3 & STAD canister with four SNFs of 4.5wt% and 55,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years were 0.78067, 0.77581, and 0.77335 & 0.75024, 0.74647, and 0.74420, respectively. Therefore, all cases met the performance criterion with respect to the k_eff value, 0.95. The STAD canister had the lower k_eff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in k_eff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.