• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.306-314
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• 2003

Engineered barrier test facility is specially designed to demonstrate the performance of engineered barrier system for the near-surface disposal facility under the domestic environmental conditions. Comprehensive measurement systems for the water content, temperature, matric potential are installed within each test cell. In this study, short-term monitoring of the behavior of multi-layered cover system is implemented with artificial rainfall system. The periodic measurement data are collected and analyzed by a dedicated database management system, and provide a basis for performance verification of the disposal cover design.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제21권4호
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• pp.501-518
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• 2019

심부 지하환경 조건에서 측정된 암석물성의 사용은 고준위폐기물처분장의 장기 안전성 평가 측면에서 해석의 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 본 연구는 지하처분연구시설(Korea atomic energy research institute Underground Research Tunnel, KURT)의 화강암(한국원자력연구원, 대전)을 대상으로 고준위폐기물 처분장에서 예상되는 복합환경 조건을 구현한 후 암석의 역학적 물성 변화를 측정하였다. 실험은 심지층 처분환경이 모사되도록 열-수리-역학적 복합 환경(Thermo-Hydro-Mechanical, THM)이 조절될 수 있는 실험장치를 제작하였다. 다양한 복합 실험조건(M, HM, TM, THM)을 구현하여 일축압축강도와 간접인장강도, 탄성계수, 포와송비 등의 암석물성을 측정한 후 그 결과를 분석하였다. 실험결과, 처분장 근계암반 예상 온도범위 내에서는 KURT 화강암의 역학적 물성이 온도의 영향 보다 포화유무에 따른 변화가 더 큰 것을 확인할 수 있었다. 또한, 동일한 온도 조건에서 포화 유무에 따른 일축압축시험 결과는 최대 약 20%의 상대적인 차이를 보였으며, 간접인장시험 결과는 최대 13%의 차이가 발생하였다. 따라서 처분장의 장기거동에 따른 성능평가 및 안전성 예측을 위해서는 기존의 상온 실내시험을 통해 도출된 암석물성을 사용하기보다 심부 지하환경을 반영한 암석의 복합물성을 활용하는 것이 해석의 신뢰도 향상에 기여할 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.876-883
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• 2023

Radioactive waste should be solidified before being disposed of in the repository to eliminate liquidity or dispersibility. Cement is a widely used solidifying media for radioactive waste, and cement solidified waste should satisfy the minimum compressive strength of the waste acceptance criteria of a radioactive repository. Although the compressive strength of waste should be measured by the test method provided by the waste acceptance criteria, the method differs depending on the operating repository of different countries. Considering the measured compressive strength changes depending on test conditions, the effect of test conditions should be analyzed to avoid overestimation or underestimation of the compressive strength during disposal. We selected test conditions such as the height-to-diameter ratio, loading rate, and porosity as the main factors affecting the compressive strength of cement solidified radioactive waste. Owing to the large variance in measured compressive strength, the effects of the test conditions were analyzed via statistical analyses using parametric and nonparametric methods. The results showed that the test condition of the lower loading rate, with a height-to-diameter ratio of two, reflected the actual cement content well, while the porosity showed no correlation. The compressive strength assessment method that reflects the large variance of strengths was suggested.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.279-291
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• 2005

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능평가를 위해 국내 역사시대 고분연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 봉분의 층상특성을 정리하였다. 국내 고분에 대한 봉토의 시료채취와 시료에 대한 수리전도도 측정 및 분석을 실시하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴조사보고서 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.

• 터널과지하공간
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• 제32권6호
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• pp.435-450
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• 2022

고준위방사성폐기물 심층처분을 위한 단계별 부지선정에 있어 기본조사부터 심부 시추조사를 통해 부지선정에 필요한 요소들을 획득할 예정이다. 터널이나 유류지하저장소 등과 같은 암반구조물의 지반조사와 달리 고준위방사성폐기물 처분과 관련된 지반조사는 매우 깊은 심도까지 수행될 뿐 아니라 높은 수준의 품질관리가 요구된다. 본 보고에서는 심부 지질특성화에 필요한 요소를 획득하기 위해 수행하였던 750 m급 심부 시추경험을 토대로 심부 시추에 대한 방법론과 심부 시추 전, 시추 중, 시추 후 획득하는 지질학, 지구물리학, 수리화학, 수리지질학, 암반공학 등 다학제적 지구과학적 조사에 대한 절차 등에 대해 간략하게 서술하였다. 암반공학분야의 핵심 평가인자 중 현지응력에 대해서는 고준위방사성폐기물 심층처분관련 국외 사례와 국내 사례를 통하여 심도에 따른 응력변화를 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.181-189
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• 2017

방사성금속폐기물의 관리 옵션들을 안전성, 경제성, 작업자 피폭, 부피 감용 등의 선별 기준을 적용하여 비교 평가하였다. 원전 해체로부터 발생하는 금속폐기물의 관리 옵션에는 무구속 방출, 제한적 재사용, 그리고 직접 처분이 있다. 고려된 각각의 옵션들은 금속폐기물의 절단과 용융에 의한 부피감용을 수반한다. AHP기법을 적용하여 각 옵션들의 순위를 부여하였다. 방사성금속폐기물을 용융하여 금속 잉곳을 제조한 후 제한적 재이용 또는 무구속 방출하는 방안이 가장 효율적인 옵션으로 도출되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.179-188
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• 2016

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.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제21권5호
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• pp.587-609
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• 2019

본 연구에서는 고준위폐기물 처분장 내 완충재 로 제시되고 있는 벤토나이트의 재료적인 측면에서 장 단기 처분 안정성을 분석하였으며, 처분효휼 향상을 위한 완충재 디자인 관련 대안개념에 대해 연구동향을 분석하였다. 일반적으로 $150{\sim}250^{\circ}C$ 사이에서 온도증가 및 증기발생 등으로 인해 완충재의 수리전도도와 팽윤능에 비가역적인 변화가 발생한다고 보고된다. 하지만 완충재의 최고온도가 최소한 $150^{\circ}C$를 초과하지 않는다면 온도가 벤토나이트 완충재의 재료적, 구조적 그리고 광물학적 안전성에 미치는 영향은 크지 않는 것으로 분석되었다. 완충재 최고온도 제한은 심층처분장 단위면적에 처분할 수 있는 폐기물의 양을 제한하여 처분효율을 결정하며, 나아가 처분부지의 확보 가능성에까지 영향을 미치는 중요한 설계 인자이다. 따라서 고온이 완충재의 성능에 미치는 영향을 규명함으로써 완충재의 최고온도 제한을 완화하고, 이를 통해 심층처분장의 처분밀도 향상과 처분장 설계의 최적화를 도모할 필요가 있다. 이와 더불어 처분효율을 극대화하기 위해서는 복합소재(흑연, 실리카 등) 및 다중구조(전도층, 절연층 등)의 고기능성 공학적방벽재 개발과 다층처분장(multilayer repository)으로 처분장 레이아웃을 변경하는 방법 등을 병행하여 검토할 필요가 있다. 이는 처분사업의 신뢰성 및 국민 수용성 확보에 큰 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.221-230
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• 2005

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능분석을 위해 국내 역사시대 고분을 이용한 국내 최초의 연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 고분의 봉분이 존재하며 유물이 발견된 고분과 봉분이 존재하지 않지만 유물의 보존이 양호한 고분으로 구분하고 봉분의 층상특성을 분석하여 정리하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴문헌 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.