• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.157-178
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• 2013

사용후핵연료 최종처분을 위해 심층처분은 세계적으로 가장 선호되는 방법이다. 이를 위해 선진국들은 자국 여건에 가장 잘 부합되는 고유의 처분시스템 개발에 주력하고 있거나, 일부 확보하여 상용처분사업에 적용하고 있다. 현재까지 알려진 대부분의 심층처분시스템은 공학적 및 천연방벽으로 구성된 다중방벽시스템이다. 이들 처분시스템은 수 천 년 ~ 수 십만 년 이상의 성능기간이 대하여 성능 안전성의 입증이 확인되어야 후속 상용처분사업에 적용 가능하다. 입증 현안과제들은 처분시스템의 상능 안전성 확보를 위해 수행되는 모든 행위 즉, 조사, 분석, 해석, 평가, 설계, 건설, 운영 및 폐쇄에 이르는 전 과정에 있어서 추진 과정과 결과에 대한 실현 가능성과 실증에 필요한 내용들이 해당된다. 이를 위해 대부분의 선진국들은 자국내 분포하는 대표적인 선호암종 지역에서 지하연구시설(URL)을 건설하여 실증 시연프로그램을 수행하거나 완성단계에 있다. 이 과정과 결과들은 후속되는 최종처분장 부지선정 과정에 평가기준으로 활용될 것이며, 최종처분시설의 성능 안전성평가에 필수적으로 적용하게 된다. 지하연구시설은 또한 규제-일반대중-전문가 등 다양한 이해당사자들로 하여금 심층처분의 안전성 수준에 대한 이해제고와 토론의 마당으로서 핵심적인 역할과 기능을 할 것으로 기대된다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.55-62
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• 2012

고준위폐기물 처분과 관련하여, 최근 저장소 형태의 처분장 개념에 대한 대안으로 검토되고 있는 시추공 처분 개념에 대한 연구 현황을 정리하고 시추공 처분 개념의 국내 적용 가능성과 필요한 연구 항목에 대해 논의하였다. 현재 미국과 스웨덴을 중심으로 논의된 시추공 처분 개념은 심부시추공을 설치하여 지하 3 - 5km 구간에 고준위폐기물을 처분하는 것을 의미하며, 현재까지의 연구 결과에 의하면 이 처분 개념은 심부지하수의 층상구조, 작은 규모의 지표시설 등으로 인해 처분 및 비용 효율이 클 것으로 예상된다. 이에 반해 국내에는 축적된 심부 지질 자료가 없어 적용 가능성에 대한 논의할 여지가 없다. 이에 저장소 형태의 처분장 개념에 대한 대안으로 시추공 처분 개념을 검토하기 위해서는 향후 심지층 자료 확보, 공학적 방벽 연구, 수치모의모델 개발, 처분 기술 개발 등의 연구가 필요하다.

• Geomechanics and Engineering
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• 제22권5호
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• pp.375-384
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• 2020

In this study, the application of conventional cubic law to a deep depth condition was experimentally evaluated. Moreover, a modified equation for estimating the rock permeability at a deep depth was suggested using precise hydraulic tests and an effect analysis according to the vertical stress, pore water pressure and fracture roughness. The experimental apparatus which enabled the generation of high pore water pressure (< 10 MPa) and vertical stress (< 20 MPa) was manufactured, and the surface roughness of a cylindrical rock sample was quantitatively analyzed by means of 3D (three-dimensional) laser scanning. Experimental data of the injected pore water pressure and outflow rate obtained through the hydraulic test were applied to the cubic law equation, which was used to estimate the permeability of rock fracture. The rock permeability was estimated under various pressure (vertical stress and pore water pressure) and geometry (roughness) conditions. Finally, an empirical formula was proposed by considering nonlinear flow behavior; the formula can be applied to evaluations of changes of rock permeability levels in deep underground facility such as nuclear waste disposal repository with high vertical stress and pore water pressure levels.

• 지질공학
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• 제33권4호
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• pp.725-736
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• 2023

고준위방사성폐기물 심층처분시설의 안전목표치에 대한 부합성을 판단하기 위해서는 처분시스템의 시간적 변화에 따른 불확실성을 고려해야 한다. 이에 따라 심층처분시설의 폐쇄 이후 장기진화 특성에 대한 종합적 검토 및 분석을 통해 다중방벽 및 생태계에 미치는 영향을 규명해야 한다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드의 심층처분시설에 대한 운영허가 신청과정에서 처분시스템 장기 성능평가의 일환으로 검토된 폐쇄 초기단계 진화 특성을 분석하였다. 또한, 이를 토대로 공학적방벽 성능평가를 위해 고려되어야 하는 장기진화 현상 및 발생요인을 종합하여 한국형 고준위방폐물 심층처분시스템 개발 시 중요도(안)를 도출하였다. 이러한 결과는 향후 한국형 고준위방폐물 심층처분시설 개발을 위한 성능 평가 및 안전성 평가 수행과정에서 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 각 특성에 대한 보다 세부적인 현상학적 검토 및 평가를 위해서는 최종 처분부지 특성 및 시설 고유 설계자료 등을 확보하여 그 영향을 사전에 검토해야 한다.

• 터널과지하공간
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• 제33권6호
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• pp.435-444
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• 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 Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology
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• 제1권1호
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• pp.29-35
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• 2013

The United States Department of Energy (US DOE) is conducting research and development (R&D) activities under the Used Fuel Disposition Campaign (UFDC) to support storage, transportation, and disposal of used nuclear fuel (UNF) and wastes generated by existing and future nuclear fuel cycles. R&D activities are ongoing at nine national laboratories, and are divided into storage, transportation and disposal. Storage R&D focuses on closing technical gaps related to extended storage of UNF. Transportation R&D focuses on ensuring transportability of UNF following extended storage, and addressing data gaps regarding nuclear fuel integrity, retrievability, and demonstration of subcriticality. Disposal R&D focuses on identifying geologic disposal options and addressing technical challenges for generic disposal concepts in mined repositories in salt, clay/shale, and granitic rocks, and deep borehole disposal. UFDC R&D goals include increasing confidence in the robustness of generic disposal concepts, reducing generic sources of uncertainty that may impact the viability of disposal concepts, and developing science and engineering tools to support the selection, characterization, and licensing of a repository. The US DOE has also initiated activities in the Nuclear Fuel Storage and Transportation (NFST) Planning Project to facilitate the development of an interim storage facility and to support transportation infrastructure in the near term.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.321-329
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• 2016

가상의 심층처분 부지의 지하수 유동 모의 결과를 통해 처분 심도에 위치하는 처분공 지점에서의 지하수 유동량 및 해당 지점에서 지표 환경까지 지하수가 유동하는 경로의 거리와 경로를 통과하는데 걸리는 시간에 대한 수량적, 공간적 분포를 분석하여 그 결과를 처분공의 위치 결정에 이용할 수 있는 방안을 제시하였다. 지하수 유동량은 처분공 위치에서 계산된 지하수위를, 유동 거리와 경과 시간은 입자 추적 기법(particle tracking)을 이용하여 계산하였다. 지하수 유동량 및 유동 거리와 경과 시간의 공간적 분포를 이용하여 처분시설의 성능을 유지하는데 상대적으로 유리한 위치를 선별하고 특정한 제한 조건이 주어진 경우 제외되어야 하는 처분공 위치를 결정하여 처분공 배치에 이용할 수 있은 방안을 제시하였다. 또한 세 가지 정보를 함께 고려하여, 추가적인 처분공의 위치를 선정할 필요가 있을 경우 보다 유리한 확장 방향을 제시할 수 있는 방안도 논의되었다. 처분 심도에서의 지하수 유동 정보를 활용하여 처분공의 배치 방안을 결정하는 것은 처분시설의 성능 및 안전성 확보를 위해 기여할 수 있을 것으로 생각된다.

• 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.

• 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.