• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.33-44
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• 2023

The deep geological repository of high-level radioactive waste shall be designed to meet the safety objective set in the form of radiation dose or corresponding risk to protect human and the environment from radiation exposure. Engineering feasibility and conformity with the safety objective of the facility conceptual design can be demonstrated by comparing the assessment result using the computational model for scenario(s) describing the radionuclide release and transport from repository to biosphere system. In this study, as the preliminary study for developing the high-level radioactive waste disposal facility in Korea, we reviewed and analyzed the entire list of FEPs and how to handle each FEP from a general point of view, which are selected for the geosphere region in the radiological safety assessment performed for the license application of the KBS-3 type deep geological repository in Finland and Sweden. In Finland, five FEPs (i.e., stress redistribution, creep, stress redistribution, erosion and sedimentation in fractures, methane hydrate formation, and salt exclusion) were excluded or ignored in the radionuclide release and transport assessment. And, in Sweden, six FEPs (i.e., creep, surface weathering and erosion, erosion/sedimentation in fractures, methane hydrate formation, radiation effects (rock and grout), and earth current) were not considered for all time frames and earthquake out of a total of 25 FEPs for the geosphere. Based on these results, an FEP list (draft) for the geosphere was derived, and the relative importance of each item was evaluated for conducting the radiological safety assessment of the domestic deep geological disposal facility. Since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined as of now, it is judged that all FEP items presented in Table 3 should be considered for the radiological safety assessment, and the relative importance derived from this study can be used in determining whether to apply each item in the future.

• 터널과지하공간
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• 제31권5호
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• pp.333-359
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• 2021

고준위방사성폐기물 처분시스템에서는 처분용기 인근에서 용기 금속 물질의 부식 등 여러 이유로 인해 수소, 라돈 등의 기체가 발생할 수 있다. 기체 발생 속도가 투수계수가 낮은 벤토나이트 완충재 공극에서의 기체 확산 속도보다 커질 경우, 형성된 기체가 축적된다. 기체 압력이 증가하여 유입 압력에 도달하면 완충재 내부로 기체의 팽창 흐름 및 이류가 발생하게 된다. 기체의 급격한 팽창 흐름 발생 시 방사성 핵종이 완충재 외부로 유출될 가능성이 있으므로, 처분시설의 설계 과정에서 점토 기반 물질에서의 기체 유동의 영향성 및 공학적방벽의 건전성을 평가하기 위해 기체 이동 현상에 대한 거동 특성을 명확하게 규명할 필요가 있다. 전세계적으로 벤토나이트 완충재 내 기체 이동 현상 규명을 위한 실험적 연구와 이를 모사할 수 있는 전산 수치 모델 개발 연구가 활발히 진행되고 있다. 본 기술보고에서는 현재까지 수행된 기체 주입 시험 및 전산 수치모델 관련 주요연구를 소개하고 향후 기체 이동 현상 규명을 위한 연구 수행 방향에 대해 정리하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.45-59
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• 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.

• 터널과지하공간
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• 제33권1호
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• pp.42-56
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• 2023

고준위방사성폐기물의 심층처분시스템에서 천연방벽은 처분시설을 물리적으로 지지함과 동시에 방사성 핵종의 이동을 지연시키는 역할을 최소 수십만년 이상 수행해야 한다. 천연방벽의 지구조적 장기진화평가를 위해서는 암반 절리의 장기거동 분석이 필수적이며, 여기에는 마찰회복 거동이 포함된다. 본 연구에서는 암반 절리의 수리-역학적 조건 하 마찰회복 거동을 슬라이드-홀드-슬라이드(slide-hold-slide, SHS) 실험을 통해 실험적으로 분석해 보고자 하였으며, 이를 위해 서로 다른 거칠기의 절리 시험편을 대상으로 역학적 및 수리-역학적 조건에서 SHS 실험을 수행하였다. 수리-역학적 조건에서 마찰회복률은 더 증가하는 경향을 보였으며, 이는 거칠기가 큰 시험편에서 더 분명하게 나타났다. 또한, 절리면에 작용하는 유효 수직응력이 작은 경우에 수리-역학적 조건의 영향이 더 크게 작용함을 확인할 수 있었다. 이러한 결과들은 천연방벽 암반 절리의 마찰회복 거동을 파악하는 데 유용한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.