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벤토나이트 완충재 설계 기준 온도에 따른 고효율 처분시스템 처분 간격 및 암반 조건 산정을 위한 수치해석적 연구 (A Numerical Analysis to Estimate Disposal Spacing and Rock Mass Condition for High Efficiency Repository Based on Temperature Criteria of Bentonite Buffer)

  • 김광일;이창수;김진섭;조동건
    • 터널과지하공간
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    • 제31권4호
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    • pp.289-308
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    • 2021
  • 본 연구에서는 열-수리-역학적 복합거동 수치해석을 활용하여 국내 고준위방사성폐기물 처분장의 완충재의 설계 기준 온도가 100℃ 및 125℃인 경우, 처분 간격에 따른 처분시스템의 최고 온도를 계산하고, 역학적 안정성을 확보하기 위한 암반의 조건을 도출하였다. 완충재의 설계 기준 온도를 현재와 같이 100℃로 유지할 때, 처분터널 간격이 40 m, 처분공 간격이 5.5 m인 경우와 처분터널 간격이 30 m, 처분공 간격이 6.5 m인 경우, 처분용기와 완충재가 접하는 점에서 최고 온도가 각각 99.4℃ 및 99.8℃로 계산되었다. 완충재의 설계 기준 온도를 125℃로 향상시킨 경우, 처분터널 간격을 30 m, 처분공 간격을 4.5 m까지 감소시켜 처분 면적을 KRS+ 기반 처분시스템 대비 55%까지 감소시킬 수 있었다. 다양한 처분 간격에 대해 암반에서의 역학적 안정성을 평가한 결과, 암반파괴가 발생하지 않기 위해서는 KRS+ 기반 처분시스템은 암반의 RMR 분류법의 Good rock에 해당하는 RMR 72.4 이상의 조건이어야 했다. 처분 간격이 감소할수록 암반의 RMR이 더 높아야 했으며, 처분터널 간격 30 m, 처분공 간격 4.5 m인 경우에는 RMR 87.3 이상이 되어야 암반의 파괴를 방지할 수 있었다. 그러나, 처분 이후 지하수 유입 시 벤토나이트 완충재 및 뒤채움재의 팽윤에 따른 구속압에 의한 암반 강도의 증가를 고려하면, 해석을 수행한 모든 처분 간격에 대해 암반의 RMR이 75 이상이면 역학적 안정성을 확보할 수 있었다.

사용후핵연료 길이에 따른 심지층 처분시스템 분석 (An Analysis on the Deep Geological Disposal Concepts Considering the Spent Fuel Length)

  • 이종열;김현아;이민수;최희주;김건영
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제13권3호
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    • pp.201-209
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    • 2015
  • 우리나라에서는 현재 23기의 원자력발전소를 운영 중에 있으며, 이들 원자력발전소로부터 발생하는 사용후핵연료를 처분대상으로 기준 심지층 처분시스템을 개발한 바 있다. 현재 이 기준 심지층 처분시스템은 초기농축도 4.5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU의 40 년 냉각된 사용후핵연료를 기준으로 하고 있다. 본 논문에서는 처분효율 및 경제성 향상 방안의 일환으로서 사용후핵연료의 종류 및 연소도 특성 등 발생특성을 검토하였다. 그리고 기준 사용후핵연료에 비하여 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 사용후핵연료에 대한 처분용기 개념을 도출하고 열해석을 수행하여 처분시스템 개념을 제시하였다. 또한, 이 처분시스템 개념과 기준 사용후핵연료 처분시스템 개념을 처분밀도, 처분면적 등의 처분효율 및 구리와 벤토나이트 소요량 등 경제성 관점에서 비교 분석한 결과 약 20% 이상 향상을 보이는 것을 확인하였다. 본 분석결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

지하 동굴식 중-저준위 방사성 폐기물 처분장의 환기시스템 고찰 (A Study on Ventilation System of Underground Low-Intermediate Radioactive Waste Repository)

  • 김영민;권오상;윤찬훈;권상기;김진
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권1호
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    • pp.65-78
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    • 2007
  • 지하 동굴식 처분장의 건설, 운영 및 중-저준위 방사성폐기물을 처분한 이후 발생하게 되는 오염물질(Rn, CH CO, HS, Radiolysis에 의한 방사능 가스 등)은 적절한 공기량을 필요로 한 곳에 정확히 분배시킬 수 있는 환기시스템에 의해 통제되도록 하여야한다. 특히 지하 처분장은 여러 개의 진입 터널, 저장 터널, 공기 유입-배기 터널, 수직갱 등으로 이루어진 복잡한 회로망의 형태로 나타나기 때문에 이에 적절한 기술적 접근이 필요하다. 본 논문에서는 이러한 환기시스템 구축을 위한 기술적 접근을 위해 미국의 WIPP (Waste Isolation Pilot Plant)처분장과 스웨덴의 SFR (Slutforvar for Reaktoravfall) 중-저준위 처분장을 모델로 하여 두 처분장의 소요환기량을 선정하고 설계상 통풍로의 단면적, 길이, 표면 거칠기 등을 고려한 환기회로를 구성하였으며, 수학적으로 계산되는 각 회로의 저항에 대해 기술하였다. 또한 이를 바탕으로 적절한 선풍기의 용량과 수직갱 운용방안을 설계하였다. 두 처분장의 지형상의 규모 및 환기시설 비교 결과, SFR 처분장에 비해 WIPP 처분장에서와 같이 병렬구조가 많을수록 처분장 전체의 저항이 감소되며 이러한 결과로 환기시스템의 운용비 절감효과를 얻을 수 있다는 결론을 얻었다. 따라서 처분용량 증대를 위한 대단면의 SFR 처분장 구조와 전체 저항 감소를 위한 WIPP 처분장의 병렬구조를 조합한 형태가 가장 합리적이며 효율적인 환기가 이루어질 수 있을 것으로 사료된다.

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사용후핵연료 심지층 처분장 복층개념 분석 (Analyses of the Double-Layered Repository Concepts for Spent Nuclear Fuels)

  • 이종열;김현아;이민수;최희주;김경수
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제15권2호
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    • pp.151-159
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    • 2017
  • 고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 초과하지 않도록 시스템을 설계하는 것이다. 국내의 경우 전체 전력 소요량의 약 30% 정도를 차지하고 있는 원자력발전으로 발생되는 사용후핵연료의 양은 지속적으로 증가하여 누적되고 있어, 이들을 처분하기 위한 소요면적도 증가하고 있다. 따라서, 본 연구에서는 처분면적을 감소시킴으로써 처분효율을 향상시키기 위한 목적으로 다양한 복층처분 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로 중요한 처분시스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.

중수로(CANDU)용 고준위폐기물 처분용기의 구조적 안전성 평가 보완 해석 (A Complementary Analysis for the Structural Safety Evaluation of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister for the Canadian Deuterium and Uranium Reactor)

  • 권영주
    • 한국전산구조공학회논문집
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    • 제22권5호
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    • pp.381-390
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    • 2009
  • 본 논문에서는 중수로(CANDU Reactor)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 개발된 처분용기에 대하여 구조적 안전성 평가 보완 해석을 수행하였다. 기존에 설계된 중수로용 처분용기 모델은 내부에 33개의 고준위 폐기물 다발을 직경 122cm의 원통형 처분용기가 지탱하는 구조물로 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 중수로 처분용기모델을 경량화하는 방법에는 두 가지가 있는데, 첫째는 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건을 완화하는 방법이고, 둘째는 중수로 처분용기내의 고준위폐기물다발의 개수를 줄여 구조물 단면 형상을 최적화시키는 방법이다. 따라서 본 논문에서는 기존의 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 등에 대한 조건들을 완화하여 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(직경 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재수행하고, 동시에 기존 33개의 고준위폐기물 다발의 개수를 줄여서 용기의 여러 재원에 대하여 구조해석을 수행하여 최적의 경량화된 단면형상을 도출하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재산출하였다. 보완 해석결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 줄여 경량화시킬 수 있음이 확인되었다.

가압경수로 고준위페기물 처분용기에 대한 크립해석 (Creep Analysis for the Pressurized Water Reactor Spent Nuclear Fuel Disposal Canister)

  • 하준용;최종원;권영주
    • 한국전산구조공학회논문집
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    • 제17권4호
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    • pp.413-421
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    • 2004
  • 본 논문에서는 깊은 지하 500m에 처분된 가압경수로(PWR) 고준위폐기물 처분용기에 지하수압과 벤토나이트 팽윤압이 가해지는 동안 처분용기에 발생하는 크립변형을 예측하기 위하여 처분용기에 대한 구조해석을 수행하였다. 보통 이러한 크립변형은 처분용기에 추가적인 외력이 작용하지 않더라도 처분용기에 작용하는 압력과 내부의 높은 열에 의하여 발생될 수 있다. 처분용 기내부의 열분포의 복잡성 덴 시간의존성으로 인하여 일단 외부 지하수압 및 팽윤압만 고려하여 크립해석을 수행하였다. 이를 위하여 적당한 크립함수를 사용하였으며, 해석은 1억$(10^8)$초 동안 수행하였다. 해석결과 1억초 동안 발생하는 크립 변형률은 매우 작으며 주희 처분용기의 위아래 덮개에 발생함을 알 수 있었다. 그러나 처분용기의 구조강도에 중요한 내부 주철삽입물에는 훨씬 더 작은 미소한 변형률만 발생하여 처분용기에 발생하는 크립변형은 처분용기의 구조적인 안전성에는 큰 영향을 미치지 않음을 알 수 있었다. 해석 초기에 처분용기 내에 급격히 응력이 증가하여 최고치에 도달한 후 잠깐동안 이 응력 값을 유지하다가 그 이 후에는 급격히 응력 값이 감소하는 응력이완현상을 보이고 있기 때문에 발생 응력 측면에서도 전혀 처분용기의 구조적인 안전성에 문제가 없음이 확인되었다.

방사성 폐기물 지층 처분장과 암반의 역학적 특성 변화 - ANDRA의 예 - (Mechanical evolution of radioactive waste repository and rock mass - A review on ANDRA's case -)

  • 정소걸;신중호
    • 터널과지하공간
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    • 제18권3호
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    • pp.165-174
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    • 2008
  • 지하 500 m의 처분장 주위 암반이 수 십 만년 이상 장기적으로 지압과 열하중을 받음으로 인해 발생되는 역학적-열적-수리적-화학적 특성변화에 대한 프랑스의 연구 결과를 분석하고 우리나라의 방사성 폐기물 처분에 관련된 연구 방향 설정과 부지확보 등 기초자료를 도출하고자 하였다. 우리나라에서 방사성 폐기물 관련 사업을 수행함에 있어 선택의 폭을 넓히기 위해서는 첫째, 처분심도를 비롯한 처분 대상 지질매체(화성암 및 퇴적암)의 결정을 위한 데이터베이스의 구축이 시급하며, 특히 처분장 건설시에 갱도 혹은 처분 셀 주위에 발생되었던 파쇄 균열이 처분장을 장기간 운영하는 과정에서 치료되는 특성에 대한 규명이 필요할 것이다. 둘째, 장기적 EDZ 거동 변화에 대한 검증이 필요하며 처분 개념의 가역성(reversibility)에 대한 검토도 이루어져야 할 것으로 판단된다. 셋째, 한국형 방사성 폐기물 지층처분에 관한 타당성 검토와 개념설계를 바탕으로 구축된 지하실험실을 이용하여 처분장 설계 개념을 검증하는 연구 개발이 시급한 것으로 판단된다.

우라늄광상을 이용한 방사성폐기물 처분 자연유사연구와 우라늄의 지화학적 거동 (Natural Analogue Study on the Disposal of Radioactive Waste Using Uranium Deposits and Geochemical Behaviors of Uranium)

  • 백민훈;주여진;정다운;류지훈
    • 자원환경지질
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    • 제56권5호
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    • pp.565-580
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    • 2023
  • 본 연구에서는 고준위방사성폐기물 처분안전성 입증 및 신뢰성 향상을 위한 처분자연유사연구의 역할과 중요성을 개괄적으로 조사하였다. 아울러 지하 처분환경에서 복잡하고 다양한 핵종거동을 규명하고 해석하기 위한 우라늄광상을 이용한 국내외 자연유사연구 동향을 고찰하였다. 또한 국내 옥천변성대 우라늄광상을 포함하는 우라늄광상 지하수와 암석에서의 우라늄의 거동특성과 지질환경에서의 우라늄의 생지화학적 상호작용을 조사하였다. 비록 우라늄광상에서 획득한 우라늄 거동 특성 자료들은 처분안전성평가에 직접적으로 활용하는 데는 많은 제약과 불확실성을 내포하고 있지만, 우라늄광상을 통해 획득한 자료와 정보들은 처분안전성평가와 Safety Case 구축에 정성적으로 또는 일부 정량적으로 활용될 수 있을 것이다.

인터액티브한 FEAS 프로그램을 이용한 고준위 방사성 폐기물 처분장 안전성 평가 방안 (FEAS, Interactive Communication Tool to Understand Performance Assessment Approaches on Permanent HLW Disposal)

  • 황용수;서영웅;김성기;강철형
    • 한국에너지공학회:학술대회논문집
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    • 한국에너지공학회 2001년도 추계 학술발표회 논문집
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    • pp.331-336
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    • 2001
  • 한국원자력연구소에서는 고준위 방사성폐기물 처분 시스템의 안전성을 투명하게평가하기 위한 방안의 하나로 처분 안전성 관련 시나리오와 구성 요소들인 FEP, 그리고 각 시나리오 별 안전성 평가 방안들을 종합한 프로그램인 FEAS를 개발하고 있다. 고준위 방사성 폐기물 처분 연구는 관련 전문가 뿐 아니라 일반 국민들도 안전성에 관해 많은 관심을 표명하고 있는 바 현재 국내에서 고려하고 있는 처분 개념은 무엇이며 처분장 안전성 평가를 위해서 고려하고 있는 제 사건들은 무엇이며 이들 시나리오를 구성하는 세부 사건들은 무엇인가에 관한 합의를 도출하고 이와 관련된 기록들을 보존하고 각각 세부 사건들에 관해 현재의 평가 방안과 데이터 수집 현황 그리고 해외 사례 등을 체계적으로 정리하는 일은 중요하다. 현재 개발되고 있는 FEAS는 이와 같은 역할을 수행할 뿐 아니라 이 프로그램과 동시에 개발되고 있는 입력 자료 데이터 시스템, 웹을 기반으로 한 품질 보증 체제 및 안전성 평가 방안 등과 향후 연계되어 모든 국민들이 방사성 폐기물 처분장의 안전성을 쉽게 이해할 수 있는 수단으로 확장될 예정이다.

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소비자 처분행동 유형과 영향변수에 관한연구 -가사용 내구재의 처분행동을 중심으 로- (A study on the Patterns of Consumer Disposition Behavior and Influential Variables -Focusing on Durable Goods-)

  • 정주원
    • 가정과삶의질연구
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    • 제13권2호
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    • pp.22-34
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    • 1995
  • 본 연구의 목적은 이론적 고찰을 토대로 환경문제와 직결된 소비자들의 가사용 내 구재처분행동유형과 이에 영향을 미치는 제변수들과의 관계를 실증분석을 통해 파악하고자 함이다 연구대상은 분당.일산지역에 거주하는 주부600명이며 최종분석에 사용된 자료수는 512부이다 연구결과 재활용 처분행동중 이타적 처분행동이 많은 비율로나타났으며 가구류가 전자제품류부다 폐기율이 높은 것으로 나타났다 그리고 처분-행동유형은 인구통계적 변수 와 환경문제에 관한 의식과 의미있는 관련이 있음을 보였으며 개인적 가치성향중에는 익사 회적 성향이 재활용 처분행동과 가장 깊은 관련이 있는 것으로 나타났다

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