• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4474-4480
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• 2022

Deep geological disposal using a multibarrier system is a promising solution for treating high-level radioactive (HLRW) waste. The HLRW canister represents the first barrier for the migration of radionuclides into the biosphere, therefore, the corrosion behavior of canister materials is of significance. In this study, the electrochemical behaviors of SS316L, Ti-Gr.2, Alloy 22, and Cu in naturally aerated KAERI underground research tunnel (KURT) groundwater solutions were examined. The corrosion potential, current, and impedance spectra of the test materials were recorded using electrochemical methods. According to polarization and impedance measurements, Cu exhibits relatively higher corrosion rates and a lower corrosion resistance ability than those exhibited by the other materials in the given groundwater condition. In the anodic dissolution tests, SS316L exposed to the groundwater solution exhibited the most uniform corrosion, as indicated by its surface roughness. This phenomenon could be attributed to the extremely low concentration of chloride ions in KURT groundwater.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.233-242
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• 2018

본 연구에서는 탄소강 심부시추공 처분용기가 가지는 고온에서의 물성 저하와 내부식성 문제 등을 해결하기 위하여, 열전도도가 우수한 SiC를 이용한 심부시추공 처분용기의 제작 가능성을 살펴보았다. 먼저 사용후핵연료 집합체 1다발을 수용할 수있는 심부시추공 처분용기를 설계하였으며, 설계된 처분용기는 내부 SiC 기밀용기와 취급 편의와 심부정치를 위한 외부 스테인리스 용기로 구성하였다. 그리고 SiC 세라믹 용기의 제작 가능성을 확인하기 위해, 1/3 규모의 소형 SiC 용기를 실제 제작하였다. 제작된 SiC 용기에서 시편을 추출하여 열전도도를 측정하였으며, KURT 지하 $70^{\circ}C$ 고온조건에서 3년간 내구성 시험도 실시하였다. 그 결과 SiC는 $100^{\circ}C$에서도 $70W{\cdot}m^{-1}{\cdot}K^{-1}$ 이상의 열전도도를 보였으며, 내구성 시험 후에도 변화가 전혀 보이지 않았다. 따라서 SiC는 높은 열전도도와 우수한 내부식성을 갖고 있어, 심부시추공 처분용기 재료로 적합하다고 보았다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.301-309
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• 2006

한국형처분시스템에 이용될 가압경수로형 사용후핵연료를 위한 KDC-1 처분용기를 개발하였다. 처분용기 안전성 평가의 일환으로서 처분용기에 대한 구조적 안전성을 평가하였다. 처분용기의 구조적 안전성은 처분조건과 취급조건 2가지로 구분하여 평가하였다. 처분조건에서는 3가지 하중 조건, 정상하중 조건, 비정상 하중 조건, 암반의 움직임을 고려하였다. 처분조건에서 평가 결과 3가지 조건에 대해 모두 안전계수가 설계기준보다 컸다. 취급조건에서는 처분용기 취급 중 구조해석과 처분용기 낙하 사고시 구조해석을 수행하였다. 취급장비 고장 시나리오 평가결과 1개 혹은 2개의 취급 장치가 고장을 일으켰을 때도 취급장비를 계속 운전하는 것이 가능하였다. 처분용기 낙하 시나리오에서는 계산결과 최대 응력은 0.762 MPa 이었으며, 이 값은 주철의 항복응력과 비교하면 거의 무시할 수 있는 값이었다. 본 논문에서 제안한 KDC-1 처분용기에 대한 처분조건 및 취급조건에서의 구조해석 결과, 한국형처분시스템에서 고려하고 있는 조건에서 그 구조적 안전성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.217-224
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• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.209-218
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• 2012

현재 한국원자력연구원에서는 국내에 축적된 사용후핵연료 문제를 해결하기 위해서 건식재처리공정(pyroprocess)을 개발 중에 있다. 건식재처리 공정에서는 상당량의 고준위 염폐기물이 발생되며, 이는 곧 세라믹 결합제로 고화된다. 고화된 세라믹 폐기물은 안전한 금속 처분용기에 밀폐된 후, 인간생활환경과 격리될 예정이다. 본문에서는 고준위 세라믹폐기물을 처분하기 위한 처분용기의 개발에 관한 전반적인 내용을 다루고 있으며, 특히 처분용기의 설계 요건, 용기의 구성, 용기의 제작, 용기의 부식저항성, 방사선 차폐, 구조적 안전성 등에 대해 논의하고자 한다. 완성된 처분용기는 오랜 기간 동안 방사성 핵종의 누출이 없이 열적, 기계적, 화학적, 생물학적 공격에도 안전한 것을 목적으로 한다.

• 터널과지하공간
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• 제23권2호
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• pp.141-149
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• 2013

경수로 사용 후 핵연료의 파이로 공정 처리를 통해 예상되는 고준위폐기물 처분시스템을 대상으로 열적 성능평가를 수행하였다. 처분방식으로 수평 처분터널 처분시스템을 고려하였다. 수평 처분터널 간격 25 미터와 처분공 간격 2미터를 대상으로 평가하였다. 세라믹폐기물 수평 처분터널 주변의 다양한 위치에 대해 장기간 동안 열 해석을 통하여 온도 변화를 해석하였다. 열 해석은 ABAQUS 프로그램을 이용하였다. 열 해석 결과에 의하면 처분시스템 중 어느 부분에서도 최고 온도가 $100^{\circ}$를 넘지 않아, 열적 성능 기준을 만족하였다. 열 해석 결과에 따르면, 처분시스템 중앙에 위치한 처분용기 주변이 외곽에 위치한 것의 주변보다 최고 온도 기준으로 약 $3^{\circ}$정도 높았다. 이것은 처분시스템 설계시 가능한 외곽에 위치한 처분용기가 많도록 설계하는 것이 처분밀도를 향상시킬 수 있음을 시사하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제32권2호
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• pp.75-86
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• 2019

원자력발전의 최대 걸림돌은 사용 후 핵연료인 고준위폐기물이다. 높은 방사능과 발생하는 열은 사용 후 핵연료의 안전한 처분을 어렵게 하고 있다. 현재 유일한 처리방법은 심지층 처분기술이다. 본 논문은 이와 같은 심지층 처분기술의 핵심기술 중의 하나인 처분용기의 구조안전성 설계문제를 다루고 있다. 특히 처분장에서 처분용기 처분 시 사고로 운송차량에서 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형에 대한 비선형구조해석을 수행하였다. 해석의 주된 내용은 심지층 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력을 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하고 이 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형을 유한요소 정적 구조해석 상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구한 것이다. 해석결과는 충돌 충격 시간 중 발생하여 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기, 특히 처분용기의 위 덮개 혹은 아래 덮개에 큰 응력과 대변형이 발생함을 보여주고 있다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권5호
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• pp.451-457
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• 2015

본 논문은 강체간의 충돌에 의한 충격력에 대한 수학적 정해 및 고준위폐기물 처분용기의 지면 추락낙하사고 시의 충돌충격에의 응용 논문으로 강체간 충돌에 의해 발생하는 충격력 특히 고준위폐기물 처분용기의 지면 추락낙하 충격사고 시 처분용기에 가해지는 충격력을 구하는 기구동역학 수치해석 연구를 수행하였다. 이를 통하여 고준위폐기물 처분용기의 구조안전성 설계과정에서 요구되는 처분용기 처분 시 사고로 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력을 수치적으로 구하였다. 수치해석 연구의 주된 내용은 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드를 이용하여 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력을 구하는 기술적인 방법에 관한 것이며 이를 토대로 지면과 충돌하는 처분용기에 발생하는 충격력을 구하는 문제를 수치적으로 다루었다. 이렇게 수치적으로 구한 충격력을 이론적으로 구한 값들과 비교하였다. 비교결과 이론값들과 잘 일치함을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.261-270
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• 2018

심부시추공 처분에서 정치기구와 처분용기 사이를 연결하는'J-slot joint'를 대체할 수 있는 새로운 접속장치를 개발하고자 하였다. 새로운 접속장치는 처분용기 쪽의 쐐기와 이를 체결할 수 있는 정치기구 쪽의 쐐기집으로 구성되었다. 새로운 접속 장치는 부품교체 없이도 체결과 분리가 자유롭고, Drill pipe 외에도 Wire-line이나 Coiled tubing 등의 정치기구와도 연결이 가능한 장점을 갖추었다. 새로운 접속장치의 실증을 위해, 1/3 크기로 새로운 접속장치(${\Phi}110mm$, H 148 mm), 처분용기 2단 행렬(${\Phi}140mm$, H 1,105 mm), 그리고 모의 시험공(${\Phi}150mm$, H 1,500 mm)을 설계 및 제작하였다. 새로운 접속장치의 실증시험용 머드로는 Na형 벤토나이트(MX-80)와 Ca형 벤토나이트(GJ-II)를 고형분 함량 7wt% 및 29wt%로 각각 제조하여 사용하였다. 실증시험 결과, 새로운 접속장치는 벤토나이트 머드와 순수 조건에 대해 $10m{\cdot}min^{-1}$ 속도에서 무리없이 작동하였다. 결론적으로, 심부시추공 처분을 위한 새로운 처분용기 접속장치는 정치와 회수를 위한 접속장치로 향후 유용하게 활용될 수 있다고 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.1041-1048
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• 2021

An engineered barrier system (EBS) for the disposal of high-level radioactive waste (HLW) is composed of a disposal canister with spent fuel, a buffer material, a gap-filling material, and a backfill material. As the buffer is located in the empty space between the disposal canisters and the surrounding rock mass, it prevents the inflow of groundwater and retards the spill of radionuclides from the disposal canister. Due to the fact that the buffer gradually becomes saturated over a long time period, it is especially important to investigate its thermal-hydro-mechanical-chemical (THMC) properties considering variations of saturated condition. Therefore, this paper suggests a new method of measuring thermal conductivity and water suction for single compacted bentonite at various levels of saturation. This paper also highlights a convenient method of saturating compacted bentonite. The proposed method was verified with a previous method by comparing thermal conductivity and water suction with respect to water content. The relative error between the thermal conductivity and water suction values obtained through the proposed method and the previous method was determined as within 5% for compacted bentonite with a given water content.