• 터널과지하공간
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• 제29권4호
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• pp.215-229
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• 2019

본 기술보고에서는 세계 최초로 사용후핵연료의 지층처분장 건설에 착수한 핀란드의 방사성폐기물 처분사업과 연구현황을 기술하였다. 핀란드는 1977년 원자력발전을 시작하였고, 현재 4기의 원자력발전소를 운영 중에 있다. 1993년부터 상세 부지조사가 진행되어 2001년에 올킬루오토(Olkiluoto)가 지층 처분의 부지로 최종 확정되었으며, 2015년에 건설허가가 발급되었다. 2020년대에 정부에 의해 운영허가가 나면 세계 최초로 지층처분장을 운영하는 사례가 될 것이다. 올킬루오토 부지에 있는 부지특화 지하연구시설인 온칼로(ONKALO)에서는 처분장의 안전성 검증을 위한 다양한 연구들이 수행되었다. 핀란드의 사용후핵연료 처분 부지 암반은 결정암질로 KBS-3 처분개념을 사용하기에, 결정암질 암반이 주를 이루는 한국 또한 유사한 처분개념을 고려 중이다. 핀란드 내의 중저준위 폐기물 처분장 운영 현황과 현재까지 진행된 지층처분장 부지조사 및 선정단계를 포함한 전 과정을 소개하고, 현지 지하연구시설인 온칼로에서의 최신 암반역학 및 수리지질학적 실험 및 수치해석 등의 연구들을 정리하였다. 마지막으로 핀란드의 사례를 바탕으로 한국의 방사성폐기물 처분사업을 위한 방향을 제시한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권1호
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• pp.43-49
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• 2020

고준위폐기물을 심지층에 처분하기 위한 공학적방벽의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움재 등이 있다. 이 중 완충재는 처분용기와 근계암반 사이의 빈 공간에 설치되는 물질로써, 주변 지하수로부터 처분용기를 보호하며 방사성 핵종의 유출을 저지하는 등의 역할을 한다. 또한 처분용기에서 발생하는 고온의 열량은 완충재로 직접 전파되기에 완충재의 열전도도는 처분시스템의 안전성 평가에 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재의 열전도도 특성을 규명하였으며 실제 처분용기에서 발생되는 고온의 특성을 반영하여 상온에서 80~90℃까지의 범위에서 압축 벤토나이트의 열전도도를 측정하였다. 온도증가에 따라 압축 벤토나이트의 열전도도는 5~20% 가량 증가하였으며 초기 포화도가 클수록 열전도도 증가는 더 크게 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.17-36
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• 2010

In this study, we compare the mass release rates of radionuclides(1) from waste forms arising from the KIEP-21 pyroprocessing system with (2) those from the directly-disposed pressurized-water reactor spent fuel, to investigate the potential radiological and environmental impacts. In both cases, most actinides and their daughters have been observed to remain in the vicinity of waste packages as precipitates because of their low solubility. The effects of the waste-form alteration rate on the release of radionuclides from the engineered-barrier boundary have been found to be significant, especially for congruently released radionuclides. the total mass release rate of radionuclides from direct disposal concept is similar to those from the pyroprocessing disposal concept. While the mass release rates for most radionuclides would decrease to negligible levels due to radioactive decay while in the engineered barriers and the surrounding host rock in both cases even without assuming any dilution or dispersal mechanisms during their transport, significant mass release rates for three fission-product radionuclides, $^{129}I$, $^{79}Se$, and $^{36}Cl$, are observed at the 1,000-m location in the host rock. For these three radionuclides, we need to account for dilution/dispersal in the geosphere and the biosphere to confirm finally that the repository would achieve sufficient level of radiological safety. This can be done only after we have known where the repository site would by sited. the footprint of repository for the KIEP-21 system is about one tenth of those for the direct disposal.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.517-532
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• 2021

Safe geological disposal of spent nuclear fuel (SNF) requires knowledge of the deep hydrochemical characteristics of the repository site. Here, we conducted a set of deep hydrochemical investigations using a 750-m borehole drilled in a model granite system in Wonju, South Korea. A closed investigation system consisting of a double-packer, Waterra pump, flow cell, and water-quality measurement unit was used for in situ water quality measurements and subsequent groundwater sampling. We managed the drilling water labeled with a fluorescein dye using a recycling system that reuses the water discharged from the borehole. We selected the test depths based on the dye concentrations, outflow water quality parameters, borehole logging, and visual inspection of the rock cores. The groundwater pumped up to the surface flowed into the flow cell, where the in situ water quality parameters were measured, and it was then collected for further laboratory measurements. Atmospheric contact was minimized during the entire process. Before hydrochemical measurements and sample collection, pumping was performed to purge the remnant drilling water. This study on a model borehole can serve as a reference for the future development of deep hydrochemical investigation procedures and techniques for siting processes of SNF repositories.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.489-502
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• 2023

This article presents the crucial role played by the French underground research laboratory (URL) in initiating the deep geological repository project Cigéo. In January 2023, Andra finalized the license application for the initial construction of Cigéo. Depending on Government's decision, the construction of Cigéo may be authorized around 2027. Cigéo is the result of a National program, launched in 1991, aiming to safely manage high-level and intermediate level long-lived radioactive wastes. This National program is based on four principles: 1) excellent science and technical knowledge, 2) safety and security as primary goals for waste management, 3) high requirements for environment protection, 4) transparent and open-public exchanges preceding the democratic decisions and orientations by the Parliament. The research and development (R&D) activities carried out in the URL supported the design and the safety demonstration of the Cigéo project. Moreover, running the URL has provided an opportunity to gain practical experience with regard to the security of underground operations, assessment of environmental impacts, and involvement of the public in the preparation of decisions. The practices implemented have helped gradually build confidence in the Cigéo project.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.270-275
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• 2003

고준위 폐기물 처분용기 개념설계의 일부분으로 열전달 해석을 수행하였다. 현재까지 진행된 처분개념인 지하 500m 암반 내 처분공에 4개의 PWR 사용후 핵연료 다발을 처분용기에 넣어 처분하였을 경우에 대해 온도 분포를 구하였다. 열전달 해석에는 유한요소법을 이용하는 NISA 프로그램을 이용하였다. 처분용기 내 핵연료의 열 발생에 의한 $\ulcorner$처분용기＋벤토나이트 버퍼＋처분터널＋암반$\lrcorner$ 복합시스템의 온도분포를 구하였다. 처분터널 사이의 간격이 40m 처분공 사이의 간격이 6m인 경우 처분용기 외곽 쉘과 완충재 사이의 온도는 처분 후 15-16년에 도달할 때 최대 $87.5^{\circ}C$까지 증가하다가 서서히 감소하였다.

• 자원환경지질
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• 제56권4호
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• pp.421-433
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• 2023

원자력발전소의 사용후핵연료(Spent Nuclear Fuel: SNF)에 대한 최종처분은 지하 심부의 지질학적 저장소에서 이루어진다. 사용후핵연료를 감싸는 금속처분용기는 주철과 구리 등으로 제작되어 방사성핵종을 장기간 격리할 예정이며, 공학적방벽과 천연방벽으로 구성된 다중방벽처분시스템에 의해 보호를 받도록 설계된다. 지하 심부의 환경(심층처분환경)은 점차 무산소의 환원환경으로 바뀌게 되며, 이러한 환경에서 구리처분용기의 부식을 일으킬 수 있는 유력한 물질 중 하나는 황화물이다. 황화물에 의한 응력균열부식은 구리처분용기의 안정성을 크게 저하시켜 처분장의 장기안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 심층처분환경에는 황산염이 다양한 형태로 존재 또는 유입될 수 있으며, 황산염환원미생물에 의해 황화물로 전환되어 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 완충재와 뒤채움재의 유력한 후보물질인 벤토나이트에는 주로 석고(CaSO₄)와 같은 산화형태의 황산염 광물이 포함되어 있다. 심층처분환경 내에 미생물이 생장할 만한 공간이 있고 유기 탄소 등 전자공여체가 충분히 공급된다면 미생물 활동에 의해 황산염이 황화물로 환원될 수 있다. 하지만 근계영역에서 생성된 황화물과 지권으로부터 유입되는 황화물 중 대부분은 완충재에 의해 차단되어 극히 일부만이 처분용기에 도달할 것이다. 처분환경에서 존재가능한 황화철 광물 중 하나인 황철석은 용해과정에서 황산염을 발생시켜 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 하지만 황철석의 극히 낮은 용해도로 인해 산화 생성물의 양은 매우 적을 것이고 포화된 벤토나이트의 낮은 수리전도도로 인해 처분용기로 산화 생성물의 이동은 제한될 것이다. 우리는 심층처분환경에서 황산염의 존재와 환원 그리고 황화물과 황철석의 형성 및 거동 특성 등에 관한 주요 연구 사례 등을 종합적으로 분석, 정리하였고, 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안전성에 대한 황산염과 황화물의 영향을 이해하고자 하였다.

• 지능정보연구
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• 제27권2호
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• pp.33-54
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• 2021

최근 4차 산업혁명, 코로나로 인한 뉴노멀 시대의 도래 등을 계기로 인공지능, 빅데이터 연구와 같은 언택트 관련 기술의 중요성이 더욱 급상하고 있다. 각 종 연구 분야에서는 이러한 연구 트렌드를 따라가기 위한 융합적 연구가 본격적으로 시행되고 있으나 원자력 분야의 경우 자연어 처리, 텍스트마이닝 분석 등 인공지능 및 빅데이터 관련 기술을 적용한 연구가 많이 수행되지 않았다. 이에 원자력 연구 분야에 데이터 사이언스 분석기술의 적용 가능성을 확인해보고자 본 연구를 수행하였다. 원자로 연료로 사용된 뒤 배출되는 사용후핵연료 인식 동향 파악에 대한 연구는 원자력 산업 정책에 대한 방향을 결정하고 산업정책 변화를 사전에 대응할 수 있다는 측면에서 매우 중요하다. 사용후핵연료 처리기술은 크게 습식 재처리 방식과 건식 재처리 방식으로 나뉘는데, 이 중 환경 친화적이고 핵비확산성 및 경제성이 높은 건식재처리 기술인 '파이로프로세싱'과 그 연계 원자로 '소듐냉각고속로'의 연구개발에 대한 재평가가 현재 지속적으로 검토되고 있다. 따라서 위와 같은 이유로, 본 연구에서는 사용후핵연료 처리기술인 파이로프로세싱에 대한 언론 동향 분석을 진행하였다. 사용후핵연료 처리기술인 '파이로프로세싱' 키워드를 포함하는 네이버 웹 뉴스 기사 전문의 텍스트데이터를 수집하여 기간에 따라 인식변화를 분석하였다. 2016년 발생한 경주 지진, 2017년 새 정부의 에너지 전환정책 시행된 2010년대 중반 시기를 기준으로 전, 후의 동향 분석이 시행되었고, 빈도분석을 바탕으로 한 워드 클라우드 도출, TF-IDF(Term Frequency - Inverse Document Frequency) 도출, 연결정도 중심성 산출 등의 분석방법을 통해 텍스트데이터에 대한 세부적이고 다층적인 분석을 수행하였다. 연구 결과, 2010년대 이전에는 사용후핵연료 처리기술에 대한 사회 언론의 인식이 외교적이고 긍정적이었음을 알 수 있었다. 그러나 시간이 흐름에 따라 '안전(safety)', '재검토(reexamination)', '대책(countermeasure)', '처분(disposal)', '해체(disassemble)' 등의 키워드 출현빈도가 급증하며 사용후핵연료 처리기술 연구에 대한 지속 여부가 사회적으로 진지하게 고려되고 있음을 알 수 있었다. 정치 외교적 기술로 인식되던 사용후핵연료 처리기술이 국내 정책의 변화로 연구 지속 가능성이 모호해짐에 따라 언론 인식도 점차 변화했다는 것을 확인하였다. 이러한 연구 결과를 통해 원자력 분야에서의 사회과학 연구의 지속은 필수불가결함을 알 수 있었고 이에 대한 중요성이 부각되었다. 또한, 현 정부의 원전 감축과 같은 에너지 정책의 영향으로, 사용후핵연료 처리기술 연구개발에 대한 재평가가 시행되는 이 시점에서 해당 분야의 주요 키워드 분석은 향후 연구 방향 설정에 기여할 수 있을 것이라는 측면에서 실무적 의의를 갖는다. 더 나아가 원자력 공학 분야에 사회과학 분야를 폭넓게 적용할 필요가 있으며, 국가 정책적 변화를 고려해야 원자력 산업이 지속 가능할 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권1호
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• pp.1-8
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• 2023

The major concern in the deep geological disposal of spent nuclear fuels include sulfide-induced corrosion and stress corrosion cracking of copper canisters. Sulfur diffusion into copper canisters may induce copper embrittlement by causing Cu₂S particle formation along grain boundaries; these sulfide particles can act as crack initiation sites and eventually cause embrittlement. To prevent the formation of Cu₂S along grain boundaries and sulfur-induced copper embrittlement, copper alloys are designed in this study. Alloying elements that can act as chemical anchors to suppress sulfur diffusion and the formation of Cu₂S along grain boundaries are investigated based on the understanding of the microscopic mechanism of sulfur diffusion and Cu₂S precipitation along grain boundaries. Copper alloy ingots are experimentally manufactured to validate the alloying elements. Microstructural analysis using scanning electron microscopy with energy dispersive spectroscopy demonstrates that Cu₂S particles are not formed at grain boundaries but randomly distributed within grains in all the vacuum arc-melted Cu alloys (Cu-Si, Cu-Ag, and Cu-Zr). Further studies will be conducted to evaluate the mechanical and corrosion properties of the developed Cu alloys.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.195-202
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• 2018

원칙적으로, 지층 처분은 고준위 방사성 폐기물의 최종 처분을 위한 안전한 방법으로 간주된다. 그러나 사용후핵연료에 함유된 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$와 같은 일부 장수명 핵분열 생성물은 지하 환경에서 흡수성이 적은 음이온 핵종으로 이동성이 매우 크며 수백 keV 범위의 베타선 방출로 생태계에 피폭선량을 야기시킬 수 있다. 따라서 이 두 핵종을 효율적으로 분리하여 방사능으로 유해하지 않은 핵종으로 전환할 수 있다면 처분 안정성에 긍정적인 영향을 줄 수 있다. 이를 위한 하나의 방법은 이 두 가지 핵종을 원자로에서 수명이 짧은 핵종 또는 안정적인 핵종으로 변환하는 것이다. 이를 위해 두 핵종을 태우는 데 어느 원자로 유형이 더 효율적인지 평가하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 경수로(PWR), 중수로(CANDU) 및 고속로(SFR, MET-1000)의 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$의 핵 변환 시뮬레이션 결과를 비교하고 고찰하였다.