• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4005-4012
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• 2022

As high-level radioactive waste (HLW) generated from nuclear power plants is harmful to the human body, it must be safely disposed of by an engineered barrier system consisting of disposal canisters and buffer and backfill materials. A gap exists between the canister and buffer material in a HLW repository and between the buffer material and natural rock-this gap may reduce the water-blocking ability and heat transfer efficiency of the engineered barrier materials. Herein, the basic characteristics and thermal properties of granular bentonite, a candidate gap-filling material, were investigated, and their effects on the temperature change of the buffer material were analyzed numerically. Heat transfer by air conduction and convection in the gap were considered simultaneously. Moreover, by applying the Korean reference disposal system, changes in the properties of the buffer material were derived, and the basic design of the engineered barrier system was presented according to the gap filling material (GFM). The findings showed that a GFM with high initial thermal conductivity must be filled in the space between the buffer material and rock. Moreover, the target dry density of the buffer material varied according to the initial wet density, specific gravity, and water content values of the GFM.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.313-319
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• 2019

A-KRS는 한국원자력연구원에서 개발한 파이로프로세싱 처리된 폐기물을 처분하는 개념이다. 고준위 방사성폐기물은 파이로프로세싱에 의하여 최소화되며, 최종 발생된 고준위 방사성폐기물은 모나자이트 세라믹 폐기물 형태로 제조된다. 모나자이트 세라믹 폐기물은 처분공에 영구 처분되어 열을 발생시킨다. 발생된 열은 폐기물을 보호하는 캐니스터 및 완충재의 온도를 상승시켜 설계 기준을 초과 시킬 수 있다. 온도는 처분공 간의 거리로 조절 가능하며 한국원자력연구원에서 해석한 바 있다. 한국원자력연구원에서 해석한 경계조건은 완벽 접촉을 가정한 것이기 때문에, 최초 처분 시에 발생하는 간격에 의해 발생하는 열 저항에 의한 온도 분포는 알 수 없다. 이를 보완하기 위하여, 본 논문에서는 최초 처분 시 존재하는 간격에 의한 열 전달 해석을 수행하였다. 또한 발열체와 캐니스터 간의 공극을 추가하여 온도 분포 해석을 수행하였다. COMSOL 전산해석 소프트웨어를 이용하여 열전달 해석을 수행하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.169-179
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• 2011

우리나라에서 운영하는 원자력발전소는 PWR형과 CANDU형 2종류가 있으며, 원자력발전에 의한 지속적인 에너지 공급을 위하여 이들로부터 발생하는 사용후핵연료에 대한 안전관리는 매우 중요한 인자이다. 사용후핵연료 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하여 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 개발하였으며, 현재는 개발된 기술에 대한 실증 및 처분시스템의 효율향상을 위한 연구를 진행하고 있다. 또한, PWR형 사용후핵 연료의 경우 사용후핵연료 재활용 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용하는 연구가 진행 중이므로, 이들 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안을 강구하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템의 처분효율을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 개선하여 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 개념을 도출하고, 열해석을 통하여 처분시스템 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족하는 처분터널 및 처분공 간격을 정하여 이들에 대한 처분시스템 개념을 도출하였다. 이렇게 설정된 개념들을 단위면적당 열효율, 우라늄밀도(U-density), 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량 측면에서 분석하여 처분효율이 가장 높은 방안을 제안하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 PWR 사용후핵연료 재활용공정으로부터 발생한 고준위폐기물 처분시스템과 함께 복합 처분장 설계에 활용될 것이다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권2호
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• pp.211-222
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• 2011

본 논문에서는 고준위폐기물 처분장에서 처분용기를 취급할 때 발생할 수 있는 운송차량에서 처분용기의 추락낙하 사고시 지면에 충돌할 때 지면으로부터 받는 충격력에 대하여 직경이 102cm인 가압경수로(PWR)용 처분용기에 대한 구조해석을 수행하여 처분용기의 구조적 안정성을 평가하였다. 이를 위하여 처분용기가 추락낙하하여 지면과 충돌 시에 처분용기가 받는 충격력을 구하기 위한 기구동역학해석을 상용 CAE 시스템인 RecurDyn을 이용하여 수행하였으며, 이와 같이 구한 충격력에 대하여 상용 유한요소해석 코드인 NISA를 이용하여 처분용기의 비선형구조해석을 수행하여 처분용기 내에 발생하는 응력 및 변형을 구하였다. 이를 바탕으로 처분용기가 처분장에서 취급 시 부주의로 운송차량에서 추락낙하 하는 경우 처분용기의 구조적 안전성을 평가하였다. 처분용기를 강체로 가정하고 기구동역학해석을 수행한 결과 처분용기는 지면과 두 가지 유형으로 충돌함을 알 수 있었고, 충돌 초기 지면으로부터 받는 충격력이 가장 크고 그 이 후 충돌 시에는 충격력이 점차로 감소함을 알 수 있었다. 안정적인 구조안전성 평가결과를 얻기 위하여 처분장에서 차량 운송 시 추락낙하 사고에서의 운송차량의 높이는 충분히 높은 5m로 가정하였다. 충격력에 대한 비선형구조해석은 추락낙하하여 가장 큰 값인 충돌 초기의 충격력의 크기를 가지고 비선형구조해석을 수행하였다. 해석결과 이송 중인 차량에서 추락낙하하는 경우 처분용기의 내부 주철삽입물에 주철의 항복응력보다 더 큰 응력이 발생하였으며, 이는 처분용기에 항복이 발생하여 경수로 처분용기의 구조적 안전성이 확보되지 못함을 보여주고 있다.

• 자원환경지질
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• 제29권2호
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• pp.215-225
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• 1996

All the radionuclides in high-level nuclear waste will decay to harmless levels eventually but for some radionuclides decay is so slow that their radiation remains dangerous for times on the order of tens or hundreds of thousands of years. At the present time, the most favorite disposal plan for high-level radioactive waste is a mined geological disposal in which canister enclosing stable solid form of radioactive waste is placed in mined cavities locating hundred meters below the surface. The chief hazard in such disposal is dissolution of radionuclides from the waste in the groundwater that will eventually carry the dissolved radionuclides to surface environments. The hazard from possible escape of the radionuclides through groundwater can be delayed by engineered and geologic barriers. The engineered barriers can become useless by unexpected geologic catastrophe such as volcanism, earthquake, and tectonic movement and by fraudulent work such as careless construction, improperly welded canisters within the first few decades or centuries. As a result, dangerously radioactive waste which is still intensively radioactive is directly exposed to attack by moving groundwater. All the more, it is almost impossible to control repositories for times more than 10,000 years. Therefore, naturally controlled geologic, barriers whose properties will not be changed within 10,000 years are important to guarantee the safety of repositories of high-level radioactive waste. In Sweden and France, the suitability of granite for the mined geological disposal of high-level waste has been studied intensively. According to the research in Sweden and France, granites has the following physio-chemical characteristics which can delay the transportation of radionuclide by groundwater. First, the permeabilities of granites decreases as the depth increases and is $10^{-8}{\sim}10^{-12}m/s$ at depth below 300 m. Second, groundwater at depth below 300 m has pH=7-9 and reducing condition (Eh=-0.1~0.4). This geochemical condition is desirable to prevent both canister and solid waste from corrosion. Third most radionuclides are not transported by low solubilities and some radionuclide with high solubility such as Cs and Sr are retarded by absorption of geologic media through which ground water flows. Therefore, if high-level waste is disposed at depth below 300 m in the granite body which has a low permeability and is geologically stable more than 10,000 years, the safety of repositories from the hazard due to radionuclide escape can guaranteed for more than 10,000 years.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.405-418
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• 2019

국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 방출시점 등 특성과 현재의 고준위 방사성폐기물 기본계획에 근거한 처분시나리오를 도출하여 기존 심층 처분시스템을 바탕으로 처분효율과 경제성을 향상시킨 개선된 처분시스템을 제안하였다. 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 길이에 따라 2종류의 처분용기 개념을 도출하고, 사용후핵연료 발생 년도와 현재의 기본계획에 근거한 처분 시나리오 설정에 따른 처분시점에서의 냉각기간을 고려하여 처분용기내 수용 가능한 붕괴열 량을 결정하였다. 그리고 2종류의 처분용기에 대한 처분시스템과 결정된 붕괴열을 바탕으로 열적 안정성 분석을 통하여 제안된 처분시스템의 설계요건에 대한 적합성 여부를 확인하고, 처분효율을 평가하였다. 개선된 처분시스템은 기존 처분시스템에 비하여 처분면적은 약 20% 감소되고 처분밀도는 약 20% 향상됨을 확인하였고, 처분용기와 완충재 재료도 상당량 절감됨을 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 사업을 위한 처분시스템 설계를 위한 자료로 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4120-4124
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• 2023

High-level radioactive waste produced by nuclear power plants are disposed subterraneously utilizing an engineered barrier system (EBS). A gap inevitably exists between the disposal canisters and buffer materials, which may have a negative effect on the thermal transfer and water-blocking efficiency of the system. As few previous experimental works have quantified this effect, this study aimed to create an experimental model for investigating differences in the temperature changes of bentonite buffer in the presence and absence of air gaps between it and a surrounding stainless steel cell. Three test scenarios comprised an empty cell and cells partially or completely filled with bentonite. The temperature was measured inside the buffers and on the inner surface of their surrounding cells, which were artificially heated. The time required for the entire system to reach 100℃ was approximately 40% faster with no gap between the inner cell surface and the bentonite. This suggests that rock-buffer spaces should be filled in practice to ensure the rapid dissipation of heat from the buffer materials to their surroundings. However, it can be advantageous to retain buffer-canister gaps to lower the peak buffer temperature.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.339-346
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• 2018

고준위폐기물을 처분하기 위한 심층처분시스템의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움 및 근계 암반이 있다. 이 중 완충재는 심층 처분시스템에 있어 필수적인 요소이다. 처분용기에서 발생하는 고온의 열량은 완충재로 전파되기에 완충재의 열적 특성은 처분시스템의 안정성 평가에 상당히 중요하다고 할 수 있다. 특히, 고온의 열량은 완충재의 열적 팽창을 야기하여 근계 암반에 열응력을 야기할 수 있기에 완충재의 열팽창 특성 규명은 반드시 필요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재(KJ-II)에 대한 열팽창 거동 특성을 실내 실험을 통해 분석하고 선형 열팽창계수에 대한 추정 모델을 제시하고자 하였다. 압축 벤토나이트 완충재의 선형 열팽창계수는 딜라토미터 장비를 이용하여 승온속도, 건조밀도, 온도 범위에 따라 측정되었으며 선형 열팽창계수 값은 대략 $4.0{\sim}6.0{\times}10^{-6}/^{\circ}C$ 로 측정되었다. 또한 실험 데이터를 토대로 비선형 회귀분석 방법을 이용하여 건조밀도에 따른 경주 압축 벤토나이트 완충재의 선형 열팽창계수를 추정할 수 있는 모델을 제시하였다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제37권10호
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• pp.5-11
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• 2021

압축 벤토나이트 완충재는 원자력발전소에서 발생하는 고준위폐기물을 처리하기 위한 공학적방벽시스템의 가장 중요한 요소 중 하나이다. 압축 벤토나이트 완충재는 외부 하중이나 지하수 침투로부터 처분 용기를 보호하기에, 열-수리-역학적인 요구 조건을 충족하여야 한다. 이러한 완충재의 열-수리 물성에 관한 연구는 많이 진행되어 왔지만, 역학 물성 규명에 관한 연구는 많이 부족한 실정이다. 이러한 이유로, 본 연구에서는 건조밀도와 함수비에 따른 다양한 국내 압축 벤토나이트 시료를 조성하여 이에 대한 일축압축강도시험을 실시하였으며, 일축압축강도, 탄성계수, 그리고 포아송비를 도출하였다. 압축 벤토나이트의 일축압축강도와 탄성계수는 건조밀도에 따라 증가하였으며, 포아송비는 건조밀도가 증가할수록 약간 감소하는 것으로 나타났다. 일축압축강도, 탄성계수 및 포아송비는 건조밀도와 큰 상관 관계를 보였으나, 함수비와는 특별한 상관성을 나타내지는 않았다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.270-275
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• 2003

고준위 폐기물 처분용기 개념설계의 일부분으로 열전달 해석을 수행하였다. 현재까지 진행된 처분개념인 지하 500m 암반 내 처분공에 4개의 PWR 사용후 핵연료 다발을 처분용기에 넣어 처분하였을 경우에 대해 온도 분포를 구하였다. 열전달 해석에는 유한요소법을 이용하는 NISA 프로그램을 이용하였다. 처분용기 내 핵연료의 열 발생에 의한 $\ulcorner$처분용기＋벤토나이트 버퍼＋처분터널＋암반$\lrcorner$ 복합시스템의 온도분포를 구하였다. 처분터널 사이의 간격이 40m 처분공 사이의 간격이 6m인 경우 처분용기 외곽 쉘과 완충재 사이의 온도는 처분 후 15-16년에 도달할 때 최대 $87.5^{\circ}C$까지 증가하다가 서서히 감소하였다.