본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.
정보기술의 발달과 웹 기술의 발전으로 인하여 정보의 양이 증가함에 따라 기존의 웹은 많은 문제점을 노출하고 있다. 소프트웨어 에이전트를 이용한 웹 서비스의 이용으로 그 한계점을 극복하고자 하였으나, 기존의 소프트웨어 에이전트는 사용자 요구사항에 의한 지식 제공이라는 패러다임에 있어서 만족스러운 결과를 제공하지 못하였다. 또한 최근의 소프트웨어 개발 형태는 CBD(Component Based Development)를 기초로 한다. 그러나 CBD를 이용하여 새로운 컴포넌트를 구축하기 위해서는 많은 비용으로 인해, 저비용으로 빠르고 정확하게 컴포넌트의 정보를 웹상에서 획득할 수 있는 모델이 요구되고 있다. 본 논문에서는 시멘틱 웹상에서 컴포넌트를 획득하고 관리하기 위한 저장소의 관리 시스템을 설계하고 기존 컴포넌트 저장소 관리 시스템들과의 비교 분석한 결과를 제시하였다. 그리고 기존 컴포넌트 저장소 관리 시스템의 한계점인 낮은 적중률과 검색어의 제한, 단어에 의한 높은 의존도, 제한된 화면상의 정보를 극복하고 컴포넌트를 위한 지식검색을 할 수 있는 방안을 제안하였다.
Integrating database views is an important step in the conceptual database design process. This paper develops a view integration support system by using a semantic object model. In order to determine the order of the integration, affinities among views and objects are analyzed by employing the vector space theory. Semantic conflicts such as naming and structural conflicts are then resolved. The resolution results are stored in a view repository. Objects and views are integrated and stored in this view repository until all views are considered. A prototype for the system is built and can be used in a client/server environment.
Adequate design of engineered barriers, including canister, buffer and backfill, is important for the safe disposal of high-level radioactive waste. Three-dimensional computer simulations were carried out under different condition to examine the thermal and mechanical behavior of engineered barriers and rock mass. The research looked at five areas of importance, the effect of the swelling pressure, water content of buffer, density of compacted bentonite, emplacement type and the selection of failure criteria. The results highlighted the need to consider tensile stress in the outer shell of a canister due to thermal expansion of the canister and the swelling pressure from the buffer for a more reliable design of an underground repository system. In addition, an adequate failure criterion should be used for the buffer and backfill.
경주 방폐장은 궁극적으로 80만 드럼의 폐기물을 수용하는 처분시설이다. 대부분 국외 처분시설의 경우도 정확히 완충의 의미가 아니더라도 관리의 정도를 차별하기 위하여 구역을 나누어 관리하는 것이 일반적이다. 국내 처분시설에서의 완충공간 설정에 대한 규제요건은 운영 중에는 원자력발전소와 크게 다르지 않아 운영중 정상운영 및 사고시 처분시설 제한구역 경계에서의 설계목표치나 성능목표치의 만족여부가 가장 주요한 요건이 된다. 폐쇄 후에의 완충공간의 의미는 제도적 관리기간 중에 부주의한 침입자가 침입하는 행위를 방지하는 최소한의 영역으로 설정될 수 있다. 부주의한 침입행위 중 직접적으로 피폭을 유발할 가능성이 가장 높은 우물이용 시나리오에 대한 안전성 평가결과가 운영중 평가결과를 바탕으로 설정된 완충공간에 적용하여도 충분히 성능목표치 만족함을 보임으로써 적합성을 확인한다. 현재 본격적인 건설을 앞둔 경주 처분시설의 완충공간 설정에도 동일한 절차와 개념이 적용되었고 규제요건과 방사선방어적으로 만족하는 구간이 설정되었다. 단, 처분시설의 활용면적은 향후 수십년간 점차로 증가하면서 그 형태가 변하게 될 것이다. 처분시설의 처분방식이나 처분용량이 달라지게 되면 10만 드림의 처분을 기준으로 설정한 제한구역이나 완충공간은 향후 변동될 것이 확실함에 따라 이에 대한 고려도 추후 반드시 필요하다.
본 연구는 복합저장소 구축 방법과 복합지식 프로세스 개발을 위한 기술적 방법을 제안하였다. 본 연구에서 제안한 복합지식 저장소에 저장되는 데이터 대상은 복합지식 메타데이터와 디지털 자원 모두를 포함하며, 사용목적에 따라 사용자 역할, 기능적 요소, 서비스 범주로 나눌 수 있다. 이 세 가지 요소는 저장소의 추상적 모델을 설명하는 기본적인 구성요소이다. 본 연구에서는 복합지식의 메타데이터를 2가지 요소로 구분하여 정의하였다. Component는 지식을 사용하고 생성하는 주체나 활동단위, 리소스 자체 등에 대한 속성을 나타내고, Context는 지식객체가 포함되어 있는 맥락을 나타낸다. 복합지식 프로세스 Agent는 복합지식의 분류와 등록, 검색, 패턴 정보 관리 등의 역할을 수행하고 복합지식 저장소와 사용자 사이의 데이터 흐름과 처리를 담당한다. 복합지식 프로세스 Agent는 데이터의 검색과 추출, 분산 환경에서 데이터 교환을 위한 데이터의 수집과 출력, 저장된 데이터의 추가, 변경 등이 발생한 것을 알려주는 경고, 데이터의 저장과 등록, 메타데이터 조회 후 원하는 물리적 자료를 요청하는 요청과 전달 등의 기능으로 구성하였다. 본 연구에서 개발하고자하는 추천시스템을 위한 복합지식저장소 구축은 산업 현장에서 적시에 다양한 콘텐츠를 사용자에게 제시함으로서 일과 학습이 동시에 일어날 수 있도록 하여 시의적절한 지식을 실시간 가시화함으로써 학습 생산성을 증대하는데 도움을 줄 수 있다.
With South Korea increasingly focusing on nuclear energy, the management of spent nuclear fuel has attracted considerable attention in South Korea. This study established a novel procedure for selecting safety-relevant radionuclides for long-term safety assessments of a deep geological repository in South Korea. Statistical evaluations were performed to identify the design basis reference spent nuclear fuels and evaluate the source term for up to one million years. Safety-relevant radionuclides were determined based on the half-life criteria, the projected activities for the design basis reference spent nuclear fuel, and the annual limit of ingestion set by the Nuclear Safety and Security Commission Notification No. 2019-10 without considering their chemical and hydrogeological properties. The proposed process was used to select 56 radionuclides, comprising 27 fission and activation products and 29 actinide nuclides. This study explains first the determination of the design basis reference spent nuclear fuels, followed by a comprehensive discussion on the selection criteria and methodology for safety-relevant radionuclides.
It is expected that a substantial amount of spent fuels will be transported from the four nuclear power plant (NPP) sites in Korea to a hypothetical centralized interim storage facility or a final repository in the near future. The cost for the transportation is proportional to the amount of spent fuels. In this paper, a cost estimation program is developed based on the conceptual design of a transportation system and a logistics analysis. Using the developed computer program, named as CASK, the minimum capacity of a centralized interim storage facility (CISF) and the transportation cost for PWR spent fuels are calculated. The PWR spent fuels are transported from 4 NPP sites to a final repository (FR) via the CISF. Since NPP sites and the CISF are located along the coast, a sea-transportation is considered and a road-transportation is considered between the CISF and the FR. The result shows that the minimum capacity of the interim storage facility is 15,000 MTU.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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