• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제55권4호
• /
• pp.1540-1554
• /
• 2023

To use nuclear energy sustainably, spent nuclear fuel, classified as high-level radioactive waste and inevitably discharged after electricity generation by nuclear power plants, must be managed safely and isolated from the human environment. In Korea, the land area is limited and the amount of high-level radioactive waste, including spent nuclear fuels to be disposed, is relatively large. Thus, it is particularly necessary to maximize disposal efficiency. In this study, a high-efficiency deep geological repository concept was developed to enhance disposal efficiency. To this end, design strategies and requirements for a high-efficiency deep geological repository system were established, and engineered barrier modules with a disposal canister for pressurized water reactor (PWR)-type and pressurized heavy water reactor type Canada deuterium uranium (CANDU) plants were developed. Thermal and structural stability assessments were conducted for the repository system; it was confirmed that the system was suitable for the established strategies and requirements. In addition, the results of the nuclear safety assessment showed that the radiological safety of the new system met the Korean safety standards for disposal of high-level radioactive waste in terms of radiological dose. To evaluate disposal efficiency in terms of the disposal area, the layout of the developed disposal areas was assessed in terms of thermal limits. The estimated disposal areas were 2.51 km² and 1.82 km² (existing repository system: 4.57 km²) and the excavated host rock volumes were 2.7 Mm³ and 2.0 Mm³ (existing repository system: 4.5 Mm³) for thermal limits of 100 ℃ and 130 ℃, respectively. These results indicated that the area and the excavated volume of the new repository system were reduced by 40-60% compared to the existing repository system. In addition, methods to further improve the efficiency were derived for the disposal area for deep geological disposal of spent nuclear fuel. The results of this study are expected to be useful in establishing a national high-level radioactive waste management policy, and for the design of a commercial deep geological repository system for spent nuclear fuels.

• 터널과지하공간
• /
• 제33권6호
• /
• pp.435-444
• /
• 2023

핀란드에서는 고준위방사성폐기물 심층처분시스템 공학적방벽의 구성요소인 뒤채움재에 대해 기존 건설허가 신청 시 적용한 블록/펠렛 방식을 과립형 방식으로 변경하여 운영허가를 신청한 바 있다. 이에 따라 뒤채움에 대한 설계개념 수립을 위해 기존 뒤채움 방식의 문제점 및 대안 설계의 개선점을 확인하여 국내 적용성을 검토할 필요가 있다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드 심층처분시설 인허가 과정에서 처분터널 뒤채움 방식 변경과 관련하여 수행된 주요 연구사례를 검토하여 블록/펠렛 뒤채움 방식 적용 시 예상되는 문제점을 확인하였다. 또한, 이를 바탕으로 뒤채움 방식에 대해 기술적 및 운영적 측면에서 고려되어야 하는 요소항목을 도출한 후 2가지 방식에 대한 비교·평가를 수행하여 설계 변경의 종합적 우위성을 규명하였다. 이와 같은 결과는 향후 국내 고유 심층처분시설 개발과정에서 최적 설계안을 도출하기 위한 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 뒤채움 방식 선정을 위해 필수적으로 고려되어야 하는 세부 요소항목에 대해 추가 기술자료를 확보하여 적용 가능성을 사전에 검토해야 한다.

• Journal of Applied Biological Chemistry
• /
• 제56권4호
• /
• pp.229-234
• /
• 2013

석탄회는 B, Ca 등의 식물영양소를 함유하고 토양과 유사한 성분함량을 갖고 있어 농경지 토양의 비옥도 증가 및 개량을 위한 물질로 농업적으로 활용 가능성이 클 것으로 판단된다. 본 연구는 비산재를 과립형태로 제조하여 개량제로 시비하였을 때 논토양과 벼의 생육에 미치는 영향을 평가하였다. 시험구의 처리는 무처리구, 화학비료 처리구, 석탄회 시비구 2종으로 구성하였으며, 실제 농경지에 적용하였고, 벼 재배 후 토양의 특성 변화와 농작물의 수량 및 품질을 분석하였다. 벼 재배 후 개량제를 처리한 토양의 화학적 특성은 pH, EC 및 유기물 함량이 대조구와 큰 차이를 나타내지 않았다. 하지만 유효인산, 유효규산과 치환성 칼슘, 마그네슘의 함량은 대조구(127, $23mg\;kg^{-1}$; 1.18, $0.08cmol_+kg^{-1}$)보다 증가하여 유효인산과 유효규산은 최대 149와 $27mg\;kg^{-1}$, 치환성 양이온은 1.28과 $011cmol_+kg^{-1}$으로 관행시비와 비슷한 효율성을 나타냈다. 벼의 생육 측면에서 초장, 엽색도 분얼수는 개량제를 처리한 처리구에서 가장 높은 것으로 나타났고, 생산량 측면에서 통계적으로 유의성은 없지만 등숙률, 백미중이 개량제 처리에 따라 무비구에 비해 7% 수준 증가하였다. 또한 연구에서 사용한 화학적 첨가물을 함유한 개량제의 처리는 백미 중의 성분함량 중 T-N, $K_2O$ 및 $P_2O_5$ 함량을 증가시켰으며, 질소의 공급은 체내 단백질함량을 증가시키는데 도움을 준 것으로 나타났다. 토양 및 쌀 분석결과 유해중금속의 함량은 대조구와 비슷한 수준으로 나타나 안전성이 검증되었다. 본 연구의 결과를 토대로 석탄회를 농업 측면에서 재활용할 경우 토양과 작물에 유익한 환경을 제공할 수 있고, 자원의 재활용 측면에서 연구가치가 높을 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권3호
• /
• pp.217-224
• /
• 2008

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

• 자원환경지질
• /
• 제34권1호
• /
• pp.13-23
• /
• 2001

김포, 장기 및 포항분지의 기저역암에 협재되는 벤토나이트에 대하여 X-선회절분석, 주사전자현미경 관찰, 중광물 분석, 화학 분석, 양이온교환능, 산소 및 수소 동위원소 분석을 이용한 광물학적 특성을 고찰하였다. 중광물 분석 결과 세 지역에서 모두 화산암에서의 특징인 깨끗한 결정면을 가지고 있는 저어콘과 인회석, 각섬석 및 흑운모가 산출되었는데, 천북역암의 시료에서는 외형이 심하게 변질되고 깨져있는 흑운모가 관찰된다. 주사전자현미경으로 각 시료를 관찰한 결과 감포와 장기역암 시료에서는 불석광물이 자생하고 있는 모습과 화산재의 탈유리질화 작용으로 생간 몬모릴로나이트가 honey-comb 구조를 보이는 등 속성작용의 증거가 관찰된 반면, 천북역암에서는 점토입자편(clay flake)들이 조밀하고 불규칙하게 엉켜 있는 모습이 쇄설성 기원임을 지시한다. 구조식을 구해본 결과 스멕타이트 그룹중 이팔면체에 해당하는 몬모릴로나이트이며 층간의 양이온은 대부분이 2가의 $Ca^{2+}$ 와 $Mg^{2+}$ 임을 알 수 있었다. 천북역암의 몬모릴로나이트 구조식에서, 팔면체에 들어있는 Fe의 산화상태를 나타내는 $Fe^{2+}/Fe^{3+}$ 비가 다른 시료보다 훨씬 적은 것은 몬모릴로나이트의 생성온도를 이용하여 생성당시의 퇴적두께를 계산했을 때, 천북역암에서의 시료가 929~963 m로 이는 야외에서의 층후인 530~580 m를 초과하고 있다. 이상의 결과 천북역암의 벤토나이트는 다른곳에서 화산회의 속성작용에 의해 형성된 후 지표에 노출되어 이동, 재 퇴적되었을 가능성을 높이 시사한다. 정제시료에 대한 주 원소분석과 미량원소분석 결과와 구조식의 자료를 이용하여 판별분석을 실시한 바, 세 분지의 시료는 구분이 가능하였다. 이는 이들의 기원이 되는 화산회의 성분과 퇴적환경의 차이에서 비롯된 것으로서, $TiO_{2}/Al_{2}O_3$비와 호정원소(compatible elements)의 함량이 천북역암에서 가장 높고, 불호정원소(incompatible element)의 함량은 상대적으로 적은 것으로, 천북 역암의 것이 상대적으로 염기성인 화산회에서 유래되었음을 알 수 있고, Fe의 경우 천북역암의 것이 주 원소분석에서나 구조식내에서 모두 3가가 우세한 것으로 보아 이의 산화 환경에 의한 영향이 판별에 있어서 큰 역할을 했음을 지시해 준다.

• 자원환경지질
• /
• 제18권4호
• /
• pp.399-410
• /
• 1985

금광동지역(金光洞地域)의 제(第) 3 기(紀) 하부(下部) 마이오세司(世)의 장기층군중에서 산출되는 벤토나이트의 광물학적(鑛物學的) 및 성인적(成因的) 특성(特性)에 관(關)하여 연구(硏究)되었다. 벤토나이트는 장기암을 제외(除外)한 모든 장기층군의 구성(構成)멤버층(層)에서 산출된다. 그러나 중요(重要)한 벤토나이트 찬상(鑽床)은 주(主)로 눌대리응회암층(臺里凝灰岩層), 하부합탄층(下部合炭層) 및 현무암질응회암(玄武岩質凝灰岩)에 부존(賦存)되어 있다. 벤토나이트는 주(主)로 스멕타이트(주(主)로 몬모릴로나이트)와 그리고 소량(少量)의 석영(石英), 크리스토발라이트, 단백석(蛋白石), 장석(長石) 등(等)으로 구성(構成)되어 있고 곳에 따라 클리놀틸로라이트, 할로이사이트, 석제(石齊)가 수반(隨伴)된다. 벤토나이트에 대(對)하여 현미경관찰(顯微鏡觀察), X선교절분석(X線翹折分析), 열분석(熱分析), 외선분광분석(外線分光分析), 주사전자 현미경관찰(顯微鏡觀察), 층간화합반응(層間化合反應), 및 화학분석(化學分析) 등(等)의 방법(方法)으로 연구(硏究)되었다. 스멕타이트는 보통 특징적(特徵的)인 꾸부러진 연변부(緣邊部)를 갖는 불규칙(不規則)한 스폰지 모양으로 산출되지만 경우(境遇)에 따라서는 완만하게 만곡(彎曲)되거나 또는 평탄(平坦)한 얇은 엽상(葉狀)으로 산출되기도 한다. 대부분의 스멕타이트는 격자층문전(格子層聞電)가 0.25~0.42로서 전형적(典型的)인 몬모릴로나이트임을 지시(指示)해준다. 그러나 간혹 바이델라이트에 해당(該當)하는 격자열전하(格子閱電荷)를 보여 주는 시료(試料)도 있다. 결정화학적(結晶化學的) 자료(資料)로 볼 때 8면체구조층(面體構造層)에서는 $Fe^{3+}$가 $Al^{3+}$을 치환(置換)하고 있으며 4면체구조층(面體構造層)에서는 $Si^{4+}$가 다른 이온에 의(依)하여 별(別)로 치환(置換)되어 있지 않다. 층상격자문(層狀格子問)에는 주(主)로 $Ca^{2+}$가 존재(存在)한다. 따라서 이 지역(地域)의 스멕타이트는 dioctahedral 칼슘몬모릴로나이트이다. 벤토나이트의 산출상태와 조직(組織)은 스멕타이트, 크리스토발라이트 단백석(蛋白石) 및 비석(沸石)이 응회질(凝灰質) 물질(物質)로부터 속성작용(續成作用)에 의(依)하여 생성(生成)되었음을 지시(指示)하여 준다. 스멕타이트의 원암(原岩)은 조면암질(組面岩質) 또는 현무암질(玄武岩質) 응회암(凝灰岩)이며 조면암질보뢰회암(粗面岩質普雷灰岩)으로 으로부터 유래(由來)된 스멕타이트는 현무암질(玄武岩質) 응회암(凝灰岩)으로 유래(由來)된 것 보다 $Al_2O_3$를 높게 그리고 $Fe_2O_3$를 낮게 함유(含有)하고 있다.

• 한국환경농학회지
• /
• 제6권2호
• /
• pp.39-45
• /
• 1987

비소처리(砒素處理)에 의(依)한 수도(水稻)의 수분흡수양상(水分吸收樣相)을 구명(究明)하기 위하여 배양액(培養液)에 비소(砒素)를 0, 1, 5, 10, 15ppm 처리(處理)하고 수도(水稻)를 수경재배(水耕栽培)하여 비소처리별(砒素處理別) 수도(水稻)의 증산량(蒸散量)과 엽(葉)의 기공저항성(氣孔抵抗性), 공기유량(空氣流量), 엽(葉)의 온(溫), 습도(濕度) 및 식물체(植物體)의 비소함량등(砒素含量等)을 조사(調査)하여 얻어진 결과(結果)는 다음과 같다. 1. 증산량(蒸散量)은 배양액중(培養液中) 비소농도(砒素濃度)가 높아질수록 현저히 감소(減少)되었다. 2. 배양액중(培養液中) 비소농도(砒素濃度)가 높아질수록 엽(葉)의 기공저항성(氣孔抵抗性) 및 엽온(葉溫)은 높아지나 공기유량(空氣流量), 증산율(蒸散率) 및 엽내습도(葉內濕度)는 낮아졌다. 3. 엽(葉)의 공기유량(空氣流量), 증산율(蒸散率) 및 기공저항성(氣孔抵抗性)은 뿌리 및 경엽중(莖葉中) 비소함량(砒素含量)과 높은 상관(相關)을 나타내었으며 이들중 공기유량(空氣流量) 및 증산율(蒸散率)은 뿌리중 비소함량(砒素含量)과 기공저항성(氣孔抵抗性)은 경엽중(莖葉中) 비소함량(砒素含量)과 더 높은 상관(相關)을 나타내었다. 4. 수도(水稻)의 초장(草長), 분벽수(分蘗數), 엽폭(葉幅), 호중(蒿重) 및 근중(根重)은 배양약중(培養液中) 비소농도(砒素濃度)가 높아질수록 현저히 감소(減少)되었다. 5. 수도(水稻)에 대(對)한 비소피해증상(砒素被害症狀)은 뿌리가 갈변(褐變)하고 잎이 말리며 엽(葉)의 선단(先端)과 가장자리가 괴사(壞死)되었다.

• 한국지반환경공학회 논문집
• /
• 제22권6호
• /
• pp.17-26
• /
• 2021

일반적으로 각종 구조물 등의 침하 또는 안정성 검토 등에 사용하는 지반조사 및 결과분석은 사질토와 점성토에 따라 다르며, 세립토의 경우 주로 흙의 컨시스턴시를 이용하여 지반의 물리적 특성과 흙 분류, 공학적 거동을 평가하고 있다. 가장 일반적으로 액성한계를 분석하는 방법은 Casagrande로 비교적 간단하게 액성한계를 구할 수 있으나 사질토를 함유한 중간적인 성질을 가지는 흙에 적용하기에는 많은 어려움이 발생한다. 본 연구에서는 점토의 액·소성한계를 가지고 압축지수를 추정할 때 세립분 함유율에 따라 액성한계치를 수정하는 방안을 제안하고자 한다. 이를 위해 사질토를 함유한 중간토의 특성을 고려하여 양산, 광양, 부산지역의 점토와 사질토를 혼합한 중간토를 제작하여 컨시스턴시 한계시험을 수행하였으며, 컨시스턴시 보정 제안식을 활용하여 적용성 평가를 하였다. 중간토는 점토와 사질토의 혼합시료로써 중간토 제작을 위해 세립토 함유율(F_c)을 50%, 75%, 100%를 적용하였다. 중간토는 자연 상태의 점토 특성을 재현하기 위해 벤토나이트를 일정 비율로 혼합하여 시료를 성형 한 다음 물리적 특성 시험 및 컨시스턴시 시험을 수행하였으며, 기존 연구에서 제안된 컨시스턴시 보정식과 실험에 의한 컨시스턴시 결과치를 비교·분석하였다. 또한, 현장에서 채취한 시료의 컨시스턴시와 보정 제안식에 의해 수정된 컨시스턴시를 비교·분석하고, 보정된 컨시스턴시 값을 적용하여 사질토가 함유된 중간토의 압축지수 등 공학적 특성을 비교·분석함으로써 제안식의 적용성을 평가하였다.

• 자원환경지질
• /
• 제56권2호
• /
• pp.167-183
• /
• 2023

사용 후 핵연료(SNF: spent nuclear fuel) 지하 처분장에서 발생된 가스는 처분장 내에서 자체로 이동성이 클 뿐 아니라, 처분장 내 방사성핵종 거동에도 영향을 줄 수 있다. 지하 처분장 방벽 내에서 가스-핵종 발생 및 거동 기작에 대한 연구와 가스 거동이 처분장의 안전성에 미치는 영향에 대한 연구가 처분장 건설 이전에 충분히 수행되어져야 함에도 불구하고, 처분장 다중 방벽내 가스-핵종 거동에 대한 연구는 국내는 물론 국외에서 조차 매우 초보적인 단계이다. 본 연구에서는 지하 SNF 처분장 내 가스 발생과 거동 특성과 관련된 국내외 선행연구 결과들을 고찰하여, 가스 발생/거동 기작을 처분장의 수리지질학적 진화과정에 따라 분류하여 설명하였다. 처분장 내 가스 발생을 크게 SNF의 핵분열에 의한 방사성 가스 생성, SNF 저장 용기의 부식에 의한 가스 발생, 지하수의 산화-환원 반응에 의한 가스 생성, 미생물 활동과 천연 방벽 내 지화학적 반응에 의한 가스 생성 등 총 5가지 유형으로 구분하여 정리하였다. 처분장 다중 방벽 내 가스 거동과 관련된 선행연구 자료들을 정리하여, 방벽 내 가스 거동 시나리오를 다공성 매체에서 일어나는 거동 형태에 따라, 총 4가지 형태(① visco-capillary 흐름을 포함하는 공극 내 자유상 가스 이동, ② 공극 수 내 용존상 기체로서 이류 및 확산 이동, ③ 체적팽창에 의한 거동(dilatant pathway), ④ 가압파쇄에 의한 인장 절리 흐름 등)로 구분하여 제시하였다. 본 연구를 통해 고찰한 SNF 처분장의 다중 방벽 시스템 내 가스 발생 기작과 거동 특성자료들은, 향 후 지하 SNF 처분장 내 가스-핵종 거동관련 다양한 실험 및 모델링 연구를 계획하고, 국내 건설할 처분장의 안전성을 가스 거동관점에서 평가하는데 유용하게 사용될 것으로 기대한다.