• 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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• 제33권6호
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• pp.445-471
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• 2023

수만년 이상의 기간동안의 장기 안전성을 확보하는 것이 처분장 건설에서의 최우선 조건이나, 건설 및 운영중 대심도 지하 사용후핵연료 처분장의 역학적 안정성 확보 역시 안전한 터널 공사 및 운영을 위해 필수적인 요소이다. 처분장의 장기 안전성에 중요한 요소인 벤트나이트 충전재 및 완충재의 차폐 성능을 저감시킬 가능성이 있는 숏크리트, 콘크리트, 그라우팅 등의 터널 지보공 및 차수공을 금지 내지는 제한하는 조건은 암반공학자 및 터널 기술자에게 매우 도전적인 과제로 판단된다. 본 연구에서는 처분장 부지 선정과정에서 올바른 처분장의 선정에 도움이 될 수 있는 대심도에 건설할 것으로 예상되는 처분장의 터널 네트워크, 처분 터널 및 처분공의 역학적 안정성을 확보하기 위한 제반 조건의 광범위한 탐색의 일환으로 지하 500 m 심도의 처분장을 무지보 상태로 건설할 경우 2차원 및 3차원 수치해석 검토를 통해 안정성의 확보 가능한 물성 범위를 탐색하고자 하였다. 예비 연구결과 처분장의 중앙터널과 처분터널 안정성 확보 가능 암반물성의 범위를 파악하였으며, 3차원 해석을 통해 수직구 주변 터널 네트워크의 안정성을 확인하여 처분장 건설을 위한 기초적인 암반 조건이 파악된 것으로 판단된다.

• 터널과지하공간
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• 제32권1호
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• pp.30-58
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• 2022

고준위방사성폐기물 심지층처분장은 공학적방벽과 천연방벽의 다중방벽으로 이루어져 있으며 각 방벽재 사이의 상호작용에 의해 처분시스템의 전반적인 장기 건전성이 영향을 받게 된다. 특히 공학적방벽재인 압축 벤토나이트 완충재와 천연방벽인 근계암반의 상호작용에 의한 완충재의 침식 및 파이핑 현상은 사용후핵연료의 붕괴열 발산, 지하수 유입 저지 및 핵종 이동 저지의 역할을 수행하는 완충재의 성능을 저하시키기 된다. 처분 초기에 벤토나이트 완충재가 흡수할 수 있는 물의 양보다 많은 유량이 근계암반의 절리로부터 유입되면 잉여 지하수로 인한 수압이 발생하고 이로 인해 완충재 자체 및 갭채움재 주변으로 파이핑 현상이 발생할 수 있다. 또한 지하수와 벤토나이트 완충재의 물리-화학적 상호작용으로 인하여 완충재의 표면의 팽윤 및 겔/졸화로 인하여 완충재의 표면에서 침식이 발생할 수 있다. 따라서, 이러한 침식 및 파이핑 현상이 발생하는 조건과 이로 인한 완충재의 건전성을 명확하게 평가하는 것이 처분장의 장기건전성 평가를 위해 반드시 필요하다. 처분선진국들에서는 주로 실내 및 공학규모 실험이 수행되고 있으며 일부 전산 모델 개발이 진행되고 있는 상황이지만 실험에서 관측된 현상들을 복합적으로 모사할 수 있는 전산 모델은 개발되지 않았다. 국내에서도 다양한 침식/파이핑 시나리오에 대한 연구나 열-수리-역학-화학적 복합거동을 고려한 연구는 수행되지 않았다. 본 기술 보고에서는 현재까지 수행된 국내외 벤토나이트 침식 및 파이핑 연구와 이들이 주로 고려한 영향인자를 파악하였다. 실험값을 검증하기 위해 제안된 전산 모델들을 소개하고 향후 완충재 침식 및 파이핑 현상 규명을 위한 연구 수행 방향에 대해 정리하였다. 본 논문에서 검토한 다양한 시험 및 모델링 사례를 바탕으로 향후 국내 심층처분장환경을 고려한 압축 벤토나이트 완충재 침식 및 파이핑 관련 연구가 필요하다고 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.75-94
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• 2019

현재 고려되고 있는 단층 심지층처분장 개념은 부지 소요면적이 지나치게 크기 때문에, 처분밀도를 향상시키기 위한 다층 심지층처분장 개념이 제안되고 있다. 심부암반에 건설된 다층 심지층처분장 주위에 형성된 암반손상대가 심지층처분장의 온도 분포에 미치는 영향이 분석되었다. 다층 심지층처분장의 열해석에는 완충재, 뒤채움재 및 암반에서 일어나는 재포화 현상을 고려한 열-수리 모델이 사용되었다. 암반손상대의 존재는 심지층처분장의 온도 분포에 큰 영향을 미치는 것으로 나타났으며, 손상대의 크기와 열전도도 저하 정도에 따라 복층 및 삼층 심지층처분장의 최고첨두온도를 각각 최대 $7^{\circ}C$와 $12^{\circ}C$까지 증가시킬 수 있다. 다층 심지층처분장의 첨두온도에 영향을 크게 미치는 인자는 암반손상대에서의 열전도도 저하이며, 처분공 주위에 형성된 암반손상대가 처분터널 주변에 형성된 암반손상대보다 첨두온도에 더 큰 영향을 미친다.

• 터널과지하공간
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• 제34권1호
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• pp.15-27
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• 2024

본 사례연구에서는 사용후핵연료 처분장 건설을 위한 굴착손상영역(EDZ) 평가 및 국내외 실증연구사례를 정리하고 조사하였다. 굴착손상영역은 사용후핵연료 처분장의 성능평가에 중요한 요소로 간주되며, 국내외 여러 국가에서 지하 연구시설 현장 및 실험실 시험을 통해 굴착손상영역의 특성 파악 및 그 범위를 정량적으로 판단하고자 하는 연구들이 수행되어왔다. 굴착손상영역에 대한 이해를 위하여 굴착손상영역의 정의, 역사를 시작으로 굴착손상영역에 영향을 주는 요인과 굴착손상영역으로 인한 영향을 정리하였다. 다음으로 굴착손상영역과 암반 특성에 관한 분석을 수행하였으며, 선행연구를 통해 도출한 일반화된 요약과 한계점, 향후 연구 방향을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권2호
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• pp.149-158
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• 2011

Metal waste generated from the pyroprocessing of 10 MtU of spent fuel was classified by comparing the specific activity of a relevant radionuclide with the limit value of the specific activity specified in the Korean acceptance criteria for a lowand intermediate-level waste repository. A Korean Optimized Fuel Assembly design with a 17${\times}$17 array, an initial enrichment of 4.5 weight-percent, discharge burn-up of 55 GWD/MtU, and a 10-year cooling time was considered. Initially, the mass and volume of each structural component of the assembly were calculated in detail, and a source term analysis was subsequently performed using ORIGEN-S for these components. An activation cross-section library generated by the KENO-VI/ORIGEN-S module was utilized for top-end and bottom-end pieces. As a result, an Inconel grid plate, a SUS plenum spring, a SUS guide tube subpart, SUS top-end and bottom-end pieces, and an Inconel top-end leaf spring were determined to be unacceptable for the Gyeongju low- and intermediate-level waste repository, as these waste products exceeded the acceptance criteria. In contrast, a Zircaloy grid plate and guide tube can be placed in the Gyeongju repository. Non-contaminated Zircaloy cladding occupying 76% of the metal waste was found to have a lower level of specific activity than the limit value. However, Zircaloy cladding contaminated by fission products and actinides during the decladding process of pyroprocessing was revealed to have 52 and 2 times higher specific activity levels than the limit values for alpha and $^{90}Sr$, respectively. Finally, it was found that 88.7% of the metal waste from the 17${\times}$17 Korean Optimized Fuel Assembly design should be disposed of in a deep geological repository. Therefore, it can be summarized that separation technology with a higher decontamination factor for transuranics and strontium should be developed for the efficient management of metal waste resulting from pyroprocessing.

• 터널과지하공간
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• 제31권3호
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• pp.167-183
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• 2021

고준위방사성폐기물 처분장의 장기 안전성 확보를 위해서는 공학적방벽 및 천연방벽 내에서 발생하는 복잡한 열-수리-역학-화학적(THMC) 복합거동 해석에 대한 이해가 필수적이다. 특히 고준위방사성폐기물에서 발생하는 열로 인해 암반 및 완충재 내의 지하수에서 압력 증가 및 상변화가 발생하게 되며, 지하수의 유입으로 인해 공학적방벽 내 포화도가 변화하게 된다. 또한 포화도의 변화는 완충재 내에서의 열전달 및 다상 유동 특성에 영향을 미치게 된다. 따라서 복합거동 특성의 복잡성으로 인해 수치해석은 처분시스템에서의 THMC 복합거동 평가와 예측 및 안전성 평가에 있어 강점을 지니고 있으며, DECOVALEX 국제공동연구는 THMC 복합거동에 대한 이해도 증진 및 해석기법 검증을 목적으로 1992년부터 시작되었다. 국내에서는 2008년부터 한국원자력연구원이 지속적으로 참여하여 연구를 수행하고 있으며, 본 기술보고에서는 현재 진행 중인 DECOVALEX-2023의 주요 연구내용을 국내 암반 및 지반공학자들에게 소개하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권4호
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• pp.323-338
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• 2007

방사성폐기물 심지층 처분 시스템의 성능과 안정성을 평가하기 위해서는 처분장 환경에서의 열적, 역학적, 수리적, 화학적 거동에 대한 이해와 함께 이들 상호간의 영향을 파악하여야 한다. 복잡한 수학 모델과 모델링 기법을 요하는 THMC 복합거동에 대한 해석을 보다 효과적으로 수행하기 위해 DECOVALEX 국제공동연구가 진행되고 있다. 1992년 이후 4단계에 걸친 국제공동연구를 통해 다양한 조건에서의 THMC 복합거동을 해석하는 기법이 개발되어 왔다. 본 연구에서는 DECOVALEX의 주요 내용 및 현황을 정리하고 향후 참여방안 및 참여효과에 대해 논의한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권2호
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• pp.119-132
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• 2001

본 연구에서는 IAEA, OECD/NEA, ICRP등과 같은 국제기구에서 제안하는 권고기준과 고준위폐기물 처분사업을 계획하고 있는 국가의 관련기준을 비교 분석하여 현재 우리가 추구하고 있는 '고준위폐기물 기준 처분개념 설정'을 위한 안전 및 기술기준으로 도출하였다. 이 기준은 처분 안전성을 위한 일반 원칙과 기준 그리고 처분시스템의 성능요건 등으로 구분하여 작성하였다. 본 연구에서 제시된 기준들은 향후 예상되는 국가적인 기준이나 규제사항 개발에 좋은 참고자료로 사용될 수 있을 것이다. 또한 이들은 향후 국내의 심부 지질환경에 대한 특성조사 및 안전성 분석 등을 통하여 얻어지는 자료를 근거로 계속 수정될 것이다. 고준위폐기물 처분시스템의 개발 경험이 없는 우리 실정에서는 외국의 처분시스템 개발과 인허가 및 기술적 요건들의 변화과정과 원인 등을 주시하면서 우리 환경에 맞는 독자적 기술기준을 개발해 나가는 자세가 지속되어야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1616-1622
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• 2022

Selenium has been identified as an element of interest for the safety assessment of a deep geological repository (DGR) for used nuclear fuel. In Canada, groundwaters at DGR depths in sedimentary rocks have been observed to have a high ionic strength. This paper examines the sorption behavior of Se(-II) onto illite, MX-80 bentonite, Queenston shale, and argillaceous limestone in Na-Ca-Cl solutions of varying ionic strength (0.1-6 mol/kgw (m)) and across a pH range of 4-9. Little ionic strength dependence for Se(-II) sorption onto all solids was observed except that sorption at high ionic strength (6 m) was generally slightly lower than sorption at low ionic strength (0.1 m). Illite and MX-80 exhibited the expected results for anion sorption, while shale and limestone exhibited more constant sorption across the pH range tested. A non-electrostatic surface complexation model successfully predicted sorption of Se(-II) onto illite and MX-80 using the formation of an inner-sphere surface complex and an outer-sphere surface complex. Optimized values for the formation reactions of these surface species were proposed.