• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
• /
• 2000.11a
• /
• pp.173-181
• /
• 2000

IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Geotechical Society Conference
• /
• 2010.03a
• /
• pp.791-800
• /
• 2010

This paper presents the construction status and the conceptual designs of midium and high level radioactive waste disposal facilities from all around world. For the midium radioactive waste, a shallow disposal using trench or a deep depth disposal are adopted. However, these are rather focusing on the social and cultural point of view than the technical. Meanwhile, the high level radioactive waste is basically disposed in the deep underground. The corresponding ground conditions are usually dense and composed of sedimentary and crystalline rocks mainly with low permeability. A barrier system is made of canister which consists of copper, titanium, and tin. The inner and outer side of the canister are composed of different materials respectively.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.617-620
• /
• 1997

In this paper, the thermal stress analysis of spent nuclear fuel disposal canister in a deep repository at 500m underground is done for the underground pressure variation. Since the nuclear fuel disposal usually emits much heat and radiation, its careful treatment is required. And so a long term safe repository at a deep bedrock is used. Under this situation, the canister experiences some mechanical external loads such as hydrostatic pressure of underground water, swelling pressure of bentonite buffer, and the thermal load due to the heat generation of spent nuclear fuel in the basket etc.. Hence, the canister should be designed to designed to withstand these loads. In this paper, the thermal stress analysis is done using the finite element analysis code, NISA.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
• /
• 2003.09a
• /
• pp.601-604
• /
• 2003

방사성폐기물 처분 연구의 일환으로 화강암지역내 500m 심도의 심부시추공이 착정되었으며, 다중패커시스템이 설치되어 장기적으로 심도별 지하수의 수리 및 화학특성이 모니터링 되고 있다. 지하수 수두값의 심도별 특성은 천부에서 심도 250m까지는 대체로 감소하는 경향을 보이며 250m이하에서 500m 심도까지는 증가하는 경향을 보여준다. 각 심도구간에서의 지하수 수두값은 장기적으로 일정한 값을 보여주지만, 장마기간동안 집중적으로 모니터링된 결과에 따르면 심도 370m 상부에서는 지하수 함양변화에 따라 지하수 수두가 변화되는 반면, 심부구간에서는 지하수 함양변화에 대하여 영향을 받지 않음을 보여준다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
• /
• 2003.09a
• /
• pp.587-591
• /
• 2003

방사성폐기물 처분연구의 일환으로 결정질 암반에서의 지하수의 함양특성을 알아보기 위하여 연구지역의 강수량, 지표유출량 및 지하수위 변동량을 시간별로 일정기간동안 모니터링하였고 채취된 강수, 지표수 및 지하수의 수소동위원소 분석을 수행하였다. 강수사건 (Rainfall event)에 따른 지표유출량과 지하수위는 급격히 증가되며, 지하수위는 약 1일경과 후 최대값을 갖는다. 연구지역 5개 시추공으로부터 모니터링된 지하수위결과는 강수사건에 따라 지하수위의 증감특성을 보여주나, 변화되는 양상은 시추공의 수리특성에 따라 다르게 나타난다. 지표수 및 지하수의 수소동위원소조성은 강수사건에 따라 상응하여 변화되고 있어, 강수, 지표수 및 지하수의 양적변화와 함께 동위원소결과의 해석은 지하수의 함양특성을 정량적으로 추정할 수 있을 것이다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
• /
• 2005.04a
• /
• pp.288-291
• /
• 2005

방사성폐기물 처분연구의 일환으로 단열 암반지역의 지하수 유동에 있어서 각 단열조의 투수량계수를 알아보기 위하여 연구지역에 설치된 3기의 시추공에서 초음파 검층, 정압주입시험 및 유동차원 해석을 수행하였다. 단열은 방향성, 틈의 크기 등의 그 분포 특성으로 인해 각 시험구간내의 지하수 유동에 있어서, 유동형태 및 단열투수량계수를 좌우하므로 일반적으로 수리특성에 널리 이용되는 다공성매질의 연속체 개념을 통한 해석의 적용에 신중성을 고려할 필요가 있다.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
• /
• 2011.04a
• /
• pp.404-405
• /
• 2011

원전구조물의 방사성 폐기물 처분시설의 경우 지하수에 해수가 유입되어 콘크리트에 염소이온 침투가 발생할 수 있으며, 콘크리트 내부에 존재하는 인장철근의 부식에 의한 내구성 저하 및 수명 단축이 주된 문제가 된다. 본 논문에서는 원전콘크리트 구조물에서의 확산에 의한 염소이온 침투에 대한 수학적 모델을 제시하였다. 콘크리트 중의 염소이온의 침투는 콘크리트의 노출환경, 습윤상태에 따라 확산(Diffusion), 대류(Absorption), 전기적 이동(Migration)에 의해 발생한다. 이러한 조건을 모두 고려하여 제시한 방정식에 의해 염소이온의 침투를 예측할 수 있다.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
• /
• 2001.04a
• /
• pp.259-266
• /
• 2001

This paper presents the results of a structural analysis to determine design variables such as the inner basket array type, and thicknesses of the outer shell and the lid and bottom of a spent nuclear fuel disposal canister. The canister construction type introduced here is a solid structure with a cast iron insert and a corrosion resistant overpack, which is designed for the spent nuclear fuel disposal in a deep repository in the crystalline bedrock, entailing an evenly distributed load of hydrostatic pressure from the groundwater and large swelling pressure from the bentonite buffer. Hence, the canister must be designed to withstand these large pressure loads. Many design variables may affect the structural strength of the canister. In this study, among those variables, the array type of inner baskets and thicknesses of outer shell and lid and bottom are attempted to be determined through a linear static structural analysis. Canister types studied here are one for the pressurized water reactor (PWR) fuel and another for the Canadian deuterium and uranium reactor (CANDU) fuel.

• Journal of the Korean Geotechnical Society
• /
• v.16 no.5
• /
• pp.129-140
• /
• 2000

최근들어 핵폐기물 지하처분장을 중심으로 터널굴착에 의한 주변 암반의 손상상태와 암반특성의 변화를 정량적으로 평가하기 위한 시도가 이루어지고 있다. 이는 암반의 지지력을 적극적으로 이용하는 NATM개념에 의해 터널을 시공할 셩우 안정성 해석과 최적 보강설계를 위해 필수적인 사항으로 고려된다. 그러나 현재까지 암반 손상영역을 평가하기 위해 제시된 여러 방법들은 아직까지 그 적용성과 타당성이 충분히 검증되지 못한 실정이다. 이 연구에서는 코어시추, 실험실시험, 발파진동측정, 보어홀 카메라 등의 여러 방법에 의해 손상영역을 정량적으로 평가하고자 하였으며 가 방법의 적용성을 검토하였다. 암반상태 및 발파조건을 달리하여 시험발파를 수행하였으며 발파 후에 터널벽면에 수직하게 시추를 하여 암석코어를 채취한 뒤 손상정도에 따른 암석의 물리적, 역학적 특성들？ 변화를 정량적으로 나타내고자 하였다. 코어 채취후 시축공에 보어홀 카메라를 사용하여 손상영역을 시각적으로 판별하고자 하였으며 발파진동 측정결과로부터 손상영역을 예측하고 채취한 암석시표에 대한 실험실시험 결과와 비교하여 적용성을 검토하였다.

• Journal of Korean Institute of Industrial Engineers
• /
• v.33 no.3
• /
• pp.312-321
• /
• 2007

We address a disposal issue of returned products in a product recovery system where a single product is stocked in order to meet a demand from customers who may return products after usage. Product returns occur randomly and can be accepted for remanufacturing or disposed of depending on the state of the system. We examine the structure of the optimal disposal policy for returned product that utilizes the information of the inventory of both serviceable and remanufacturable products. Numerical study indicates that it can be characterized by a monotonic threshold type of the curve. A disposal is allowed only when the remanufacturable inventory level exceeds a threshold which is the function of the inventory level of serviceable product and it is decreasing as the serviceable inventory level increases. Sensitivity analysis also indicates that the optimal disposal policy and the optimal profit have monotonic properties with respect to system parameters.