• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1511-1518
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• 2021

In most countries, the thermal criteria for the engineered barrier system (EBS) is set to below 100 ℃ due to the possible illitization in the buffer, which will likely be detrimental to the performance and safety of the repository. On the other hand, if the thermal criteria for the EBS increases, the disposal density and the cost-effectiveness for the high-level radioactive wastes will dramatically increase. Thus, fundamentals on the thermal behavior of the buffer under the elevated temperatures is of crucial importance. Yet, the behaviors at the elevated temperatures of the bentonite under groundwater-saturated conditions have not been reported to-date. Here, we have developed an in-situ synchrotron-based method for the thermal behavior study of the buffer under the elevated temperatures (25-250 ℃), investigated dspacings of the montmorillonite in the Korean bentonite (i.e., Ca-type) at dry and KURT (KAERI Underground Research Tunnel) groundwater-saturated conditions (KJ-ii-dry and KJ-ii-wet), and compared the behaviors with that of MX-80 (i.e., Na-type, MX-80-wet). The hydration states analyzed show tri-, bi-, and mono-hydrated at 25, 120, and 250 ℃, respectively for KJ-ii-wet, whereas tri-, mono-, and de-hydrated at 25, 150, and 250 ℃, respectively for MX-80-wet. The Korean bentonite starts losing the interlayered water at lower temperatures; however, holds them better at higher temperatures as compared with MX-80.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.469-477
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• 2021

Safe storage of spent nuclear fuel in deep underground repositories necessitates an understanding of the long-term alteration of metal canisters and buffer materials. A small-scale laboratory alteration test was performed on metal (Cu or Fe) chips embedded in compacted bentonite blocks placed in anaerobic water for 1 year. Lactate, sulfate, and bacteria were separately added to the water to promote biochemical reactions in the system. The bentonite blocks immersed in the water were dismantled after 1 year, showing that their alteration was insignificant. However, the Cu chip exhibited some microscopic etch pits on its surface, wherein a slight sulfur component was detected. Overall, the Fe chip was more corroded than the Cu chip under the same conditions. The secondary phase of the Fe chip was locally found as carbonate materials, such as siderite (FeCO₃) and calcite ((Ca, Fe)CO₃). These secondary products can imply that the local carbonate occurrence on the Fe chip may be initiated and developed by an evolution (alteration) of bentonite and a diffusive provision of biogenic CO₂ gas. These laboratory scale results suggest that the actual long-term alteration of metal canisters/bentonite blocks in the engineered barrier could be possible by microbial activities.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.197-207
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• 2006

고준위폐기물처분장의 공학적 성능은 공학적 방벽의 열적-수리적-역학적 거동에 의해 크게 좌우된다. 2002년에 제안된 기준처분시스템 완충재의 열적-수리적-역학적 거동 실증을 위해서, 엔지니어링 규모의 실증장치인 KENTEX를 제작설치 하였다. 이 실증실험은 2005년 5월 31일에 시작하여 현재 진행 중에 있다. 본 논문에서는 운전 중인 KENTEX시설과 이 시설에서 수행 중인실험 및 향후 연구내용을 소개하고, 또한 센서 설치 및 운전조건 결정을 위해 수행한 운전 전 T-H-M 모델 계산결과도 기술하였다. 한국형 기준처분시스템의 실증연구와 관련하여, KENTEX 실증실험은 향후 추진될 지하시험시설에서의 현장시험에 필요한 자료와 경험을 제공하고, 기준처분시스템의 열적-수리적-역학적 거동특성과 평가모델을 검증할 것이다. 실험적으로는 처분장 완충재로 사용되는 벤토나이트 블록의 제작 및 설치에 대한 엔지니어링 타당성을 보여 주는데 유용하게 활용될 것이다.

• 지질공학
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• 제7권3호
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• pp.229-245
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• 1997

대규모의 암반 공동을 이용하는 대표적 시설이 지하유류비축시설과 방사성폐기물처분시설은, 공히 암반이 갖는 천연적인 방벽기능과 안정성 확보를 위한 보장 조치로서 인공방벽시설을 설치한다느 공통점이 있다. 지하유류비축시설의 설계,건설 및 운영의 각 단계에서 모암에 분포한는 지질구조와 그들의 수리학적 특성이 시설이 안전성 및 성능에 가장 중요한 역할을 한다. 시설 설치가 가능한 규모의 암반 block 내에 분포된 단열체제는 고유의 기하학적 특성과 수리적 특성이 혼재되어 복합적인 수리체계를 형성하고 있기 때문에 이에 대한 정확하고 정량적인 조사.평가가 지하비축시설의 수리적 안정성을 좌우하게 된다. 본 논문은 지하유류비축시설의 성능평가에서 요구되는 자연방벽의 수밀성 기능을 평가하기 위하여 지하문체계의 해석과정에서 고려되어야 할 문제점들을 우선 검토하고, 시설의 안전한 운영을 위하여 다루어져야 할 수리 안정성관련 파라메테에 대한 조사 및 평가방법을 다룬다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.345-361
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• 2014

처분시설의 개발과정에서 안전성평가 문서관리는 체계적인 품질활동이 수반되어야 하며, 본 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 건설단계에 보완된 부지특성, 지하수특성, 최종설계내용 및 모니터링 입력데이터를 포함하여 Safety Case를 위한 안전성평가 입력데이터 품질보증체계를 설명하였다. 현장/실험결과데이터, 실제 설계데이터 및 적치계획, 콘크리트 물성데이터, 지하수, 기상, 지진에 대한 현장 모니터링데이터, 생태계데이터 및 핵종재고량데이터를 입력데이터 결정원칙에 따라 선별하고 안전성평가에 적용할 수 있는 데이터 관리체계를 확보하였다. 이는 향후 처분시설 안전성평가의 데이터 불확실성 저감 및 안전성 증진에 기여할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.21-36
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• 2020

With respect to spent nuclear fuels, disposal containers and bentonite buffer blocks in deep geological disposal systems are the primary engineered barrier elements that are required to isolate radioactive toxicity for a long period of time and delay the leakage of radio nuclides such that they do not affect human and natural environments. Therefore, the thermal stability of the bentonite buffer and structural integrity of the disposal container are essential factors for maintaining the safety of a deep geological disposal system. The most important requirement in the design of such a system involves ensuring that the temperature of the buffer does not exceed 100℃ because of the decay heat emitted from high-level wastes loaded in the disposal container. In addition, the disposal containers should maintain structural integrity under loads, such as hydraulic pressure, at an underground depth of 500 m and swelling pressure of the bentonite buffer. In this study, we analyzed the thermal stability and structural integrity in a deep geological disposal environment of the improved deep geological disposal systems for domestic light-water and heavy-water reactor types of spent nuclear fuels, which were considered to be subject to direct disposal. The results of the thermal stability and structural integrity assessments indicated that the improved disposal systems for each type of spent nuclear fuel satisfied the temperature limit requirement (< 100℃) of the disposal system, and the disposal containers were observed to maintain their integrity with a safety ratio of 2.0 or higher in the environment of deep disposal.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.135-147
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• 2016

심지층 처분시스템에서 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지하기 위한 중요한 방벽의 하나이다. 이에 완충재는 장기 건전성, 낮은 수리전도도, 낮은 유기물의 함량, 높은 핵종저지능, 높은 팽윤성, 높은 열전도도 등 기술적 요건을 충족시켜야 하며 이는 정량적 분석결과를 바탕으로 결정될 수 있다. 국내의 경우 한국원자력연구원에서는 1997년부터 경주지역에서 생산되는 벤토나이트를 완충재 후보물질로 연구를 지속하고 있다. 본 논문에서는 최근 동일 지역에서 생산된 벤토나이트(KJ-II)의 7가지 물리적 및 화학적 특성을 평가하였다. 분석 결과, 국내산 벤토나이트의 몬모릴로나이트 함량은 약 65% 정도이며, 벤토나이트는 Ca형 벤토나이트이다. 본 논문을 통해 완충재 후보물질의 성능평가 항목과 분석 방법에 대한 기준을 제시하고자 하였다.

• 터널과지하공간
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• 제29권1호
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• pp.38-51
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• 2019

Barcelona Basic Model(BBM)은 응력의 변화에 따른 부피변화뿐만 아니라 흡입력의 변화에 따른 팽윤거동을 설명할 수 있으며, 흡입력 변화에 따른 점착력과 선행압밀응력의 변화와 온도변화에 따른 선행압밀응력의 변화를 고려할 수 있다. 따라서, 고준위방사성폐기물 처분시스템에서 공학적방벽재로 고려되고 있는 벤토나이트 완충재의 열-수리-역학적 복합거동을 예측 및 분석하는 것에 많이 활용되고 있다. 그러나 우리나라의 암반 및 지반 공학자들에게 잘 알려져 있지 않기 때문에 BBM을 소개하고자 한다. BBM은 불포화 토질의 역학적 거동을 모사하기 위해 Modified Cam Clay(MCC) 모델을 확장하여 만들어 졌기 때문에 본 고에서는 먼저 MCC 모델을 간략하게 소개하고, 열-탄소성 모델인 BBM을 상세히 소개하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.199-208
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• 2012

방사성폐기물처분을 위한 부지특성평가 기술 개발을 위해 지질특성조사와 수리지질특성조사가 1997년부터 지표기반 조사, 시추공 조사, 터널조사를 포함하여 수행되었다. 특히, 2006년에는 지하처분연구시설 (KURT, KAERI Underground Research Tunnel)을 건설하여 지하 환경에서 심부지질환경에 대한 연구 뿐 만 아니라 용질이동특성, 미생물특성, 공학적 방벽 시스템 연구 등 방사성폐기물처분을 위한 다양한 수행하고 있다. 본 연구는 한국원자력연구원내 건설된 지하처분연구시설 주변 지역을 연구지역으로 부지특성모델 구축의 일환으로 수행되었다. 연구지역의 지질모델구축을 위해 선형구조분석, 시추공/터널 조사, 지구물리탐사를 포함한 다양한 연구를 수행하여, 암질모델과 지질구조모델을 구축하였으며, 현장수리시험의 결과를 이용하여 암질모델과 지질구조모델을 포함한 지질모델에 입력된 요소에 대한 수리지질특성이 평가되었다.