• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.1-8
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• 2010

Geological disposal is designed to provide safe containment of radioactive waste for very long times, with the containment provided by a combination of engineered and geological barriers. In the extreme long term, after many thousands of years or longer, residual amounts of long-lived radionulides such as Cl-36, but also radionuclides in the natural decay chains, may be released into the environment normally accessed and used by humans, termed here, the biosphere. It is necessary to ensure that any such releases meet radiation protection objectives through the development of a safety case, which will include assessment of radiation doses to humans. The design of such dose calculations over such long timeframes is not straightforward, because of the range of potentially relevant assumptions which could be made, concerning environmental change and changes in human behavior. These conceptual uncertainties are additional to those that more typically arise, for example, in the assessment of present day situations, but which also have to be addressed. The issue has therefore been subject to international cooperation for many years. This paper summarizes the evolution and results of that collaboration leading up to the present day, taking account of developments in international recommendations on radiation protection objectives and the more recent greater focus on preparation of site specific safety cases.

• 한국토양비료학회지
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• 제19권3호
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• pp.251-268
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• 1986

Selecting a site for the safe disposal of radioactive waste requires the evaluation of a wide range of geologic, mineralogic, hydrologic, and physicochemical properties. Although highly diverse, these properties are in fact interrelated. Site requirements are also diverse because they are influenced by the nature of the radionuclides in the waste, for example, their half-lives, specific energy, and chemistry. A fundamental consideration in site selection is the mineralogy of the host rock, and one of the most ubiquitous mineral groups is clay minerals. Clays and clay minerals as in situ lithologic components and engineered barriers may playa significant role in retarding the migration of radionuclides. Their high sorptivity, longevity (stability), low permeability, and other physical factors should make them a very effective retainer of most radionuclides in nuclear wastes. There are, however, some unanswered questions. For example, how will their longevity and physicochemical properties be influenced by such factors as radionuclide concentration, radiation intensity, elevated temperatures, changes in redox condition, pH, and formation fluids for extended periods of time? Understanding of mechanisms affecting clay mineral-radionuclide interactions under prevailing geochemical conditions is important; however, the utilization of experimental geochemical information related to physicochemical properties of clays and clay-bearing materials with geohydrologic models presents a uniquely challenging problem in that many assessments have to be based on model predictions rather than on experiments. These are high-priority research investigations that need to be addressed before complete reliance for disposal area performance is made on clays and clay minerals.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권4호
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• pp.439-455
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• 2020

Numerical model was developed that simulates radionuclide (3H and 14C) transport modeling at the 2nd phase facility at the Wolsong LILW Disposal Center. Four scenarios were simulated with different assumptions about the integrity of the components of the barrier system. For the design case, the multi-barrier system was shown to be effective in diverting infiltration water around the vaults containing radioactive waste. Nevertheless, the volatile radionuclide 14C migrates outside the containment system and through the unsaturated zone, driven by gas diffusion. 3H is largely contained within the vaults where it decays, with small amounts being flushed out in the liquid state. Various scenarios were examined in which the integrity of the cover barrier system or that of the concrete were compromised. In the absence of any engineered barriers, 3H is washed out to the water table within the first 20 years. The release of 14C by gas diffusion is suppressed if percolation fluxes through the facility are high after a cover failure. However, the high fluxes lead to advective transport of 14C dissolved in the liquid state. The concrete container is an effective barrier, with approximately the same effectiveness as the cover.

• 터널과지하공간
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• 제29권4호
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• pp.262-279
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• 2019

고준위방사성폐기물처분장의 공학적 방벽에서는 다양한 원인으로 인해 기체가 발생한다. 만약 기체 생성 속도가 기체 확산 속도보다 빠를 경우 기체의 압력이 증가하게 되고, 기체 유입 압력(gas entry pressure)을 넘어서게 되면 기체가 급격히 벤토나이트 완충재를 통과하는 기체 이동 현상(gas migration)이 발생하게 되며 이는 사람과 주변 환경을 방사능에 노출시킬 수 있기 때문에, 공학적 방벽의 장기 건전성 확보 측면에서 기체 이동 현상을 명확히 규명하는 것이 매우 중요하다. 특히 벤토나이트 완충재와 같이 점토 물질을 다량 함유한 매질에서만 나타나는 매우 중요한 기체 흐름 현상인 팽창 흐름에 대한 수리-역학적 메커니즘을 규명하고, 기체 이동 현상의 정량적 평가를 위한 새로운 수치 해석 기법 개발 및 검증이 필수적이다. 따라서 본 연구에서는 공학적 방벽에서의 기체 이동 현상을 모사하고자 역학 손상 모델 및 손상도를 고려한 2상 유동 모델을 개발하였으며, 일정 체적 경계 조건 하에서의 1차원 기체 주입 시험 모사를 통해 개발된 모델의 적용성을 검토하였다. 수치 해석 결과 공극 수압 및 응력, 기체 유출량이 팽창 흐름 발생 시 급격히 증가하는 현상을 모사할 수 있었다.

• 터널과지하공간
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• 제33권3호
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• pp.109-125
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• 2023

고준위방사성폐기물처분장은 공학적/천연 방벽 등을 통해 처분장의 안전성을 확보한다. 이러한 안전 수단은 다양한 방법을 통해 장/단기적 성능을 평가하고 검증되어야 한다. 한국원자력연구원은 원내에 위치한 지하연구시설인 KURT를 이용해 다양한 현장 실증실험을 수행해왔다. 선행 시험 종료 후, 개선된 형태의 실증실험인 K-COIN을 수행하기 위해 개념 설계안을 도출하고 상세 실험계획을 수립 중이다. KURT 내부에 K-COIN 실험부지 선정을 위한 예비 부지조사를 수행하였다. 연구 모듈(research gallery, RG) 세 구역에 약 20 m 심도의 시추공 총 15개를 시추하여 시추코어를 확보하고 암석 실내시험에 적합한 구간을 선정하여 무결암 시험편을 준비하였다. 준비된 시험편을 사용하여 물리적 특성 측정, 단축압축시험, 간접인장시험, 삼축압축시험을 수행했으며 이를 통해 무결암의 비중, 공극률, 탄성파 속도, 단축압축강도, 탄성계수, 포아송비, 간접인장강도, 점착력, 내부 마찰각을 측정하였다. 간단한 통계 처리를 수행한 결과, 시추 구역과 심도(상부 0~10 m, 하부 10~20 m)에 따른 무결암 물성의 차이는 크지 않은 것으로 확인되었다. 가장 대표적인 암석 물성인 단축압축강도를 바탕으로 판단하면, 모든 시추 구역과 심도에서 매우 강한 암석으로 분류되어 모든 후보 지역에서 역학적인 안전성을 확보한 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권7호
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• pp.593-606
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• 2008

In this study, data on radionuclide migration and retardation processes in the engineered and natural barriers of High-Level Radioactive Waste (HLW) repository have been reviewed and compiled for use in the performance assessment of a HLW disposal system in Korea. The status of the database on radionuclide migration and retardation that is being developed in Korea is investigated and summarized in this study. The solubilities of major actinides such as D, Th, Am, Np, and Pu both in Korean bentonite porewater and in deep Korean groundwater are calculated by using the geochemical code PHREEQC (Ver. 2.0) based on the KAERI-TDB(Korea Atomic Energy Research Institute-Thermochemical Database), which is under development. Databases for the diffusion coefficients ($D^b_e$ values) and distribution coefficients ($K^b_d$ values) of some radionuclides in the compacted Korean Ca-bentonite are developed based upon domestic experimental results. Databases for the rock matrix diffusion coefficients ($D^r_e$ values) and distribution coefficients ($K^r_d$ values) of some radionuclides for Korean granite rock and deep groundwater are also developed based upon domestic experimental results. Finally, data related to colloids such as the characteristics of natural groundwater colloids and the pseudo-colloid formation constants ($K_{pc}$ values) are provided for the consideration of colloid effects in the performance assessment.

• 터널과지하공간
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• 제30권4호
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• pp.359-381
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• 2020

벤토나이트 완충재에서의 열-수리-역학적 복합거동을 예측하기 위해 TOUGH2-MP/FLAC3D 시뮬레이터를 기반으로 개발된 Barcelona basic 모델(BBM) 해석모듈의 현장 적용성을 검토하고자 국제공동연구 DECOVALEX-2019 Task D에 참여하여 스위스 Grimsel Test Site의 현장시험(full-scale engineered barriers experiment, FEBEX) 모델링을 수행하고 현장시험에서 계측된 히터 파워, 온도, 상대습도, 응력, 포화도, 함수율 그리고 건조밀도를 계산 값과 비교하였다. 수치해석을 이용하여 시간에 따른 히터 파워와 온도 변화는 전반적으로 잘 재현되었지만, 히터 1과 히터 2에서의 파워 차이를 계산할 수는 없었으며 이를 개선하기 위해서는 FEBEX 터널 주변에 분포하는 황반암과 시험장치 및 벤토나이트 블록의 설치 공정을 반영할 필요가 있을 것으로 판단된다. 상대습도 변화와 분포 역시 전반적으로 잘 모사되었으나, 수치해석에서 히터 부근에서의 재포화과정이 상대적으로 빠르게 진행된 것으로 보아 수리모델에 대한 일부 수정이 필요할 것으로 보인다. 현장시험에서는 벤토나이트 완충재와 암반 사이에 틈이 존재하지만 수치해석에서는 완벽하게 접촉하고 있는 것으로 가정하였기 때문에 운영 초기의 응력 변화는 다소 차이를 보였지만, 전반적으로 유사한 경향을 보이는 것으로 나타났다. 해체 이후 측정한 포화도, 함수율, 그리고 건조밀도의 분포 역시 전반적으로 잘 재현되었지만, 건조밀도가 터널 중심과 히터부근에서 조금 크게 계산되어 벤토나이트 블록의 투수계수가 상대적으로 작은 값으로 반영되어 포화도와 함수율이 작게 계산된 것으로 보이며, 이를 개선하기 위해서는 건조밀도에 따른 투수계수 모델에 일부 수정이 필요할 것으로 판단된다. 본 연구의 결과를 토대로 수치모델을 수정하고 추가적인 연구를 수행한다면, 보다 나은 해석 결과와 벤토나이트 완충재에서의 THM 복합거동을 좀 더 현실적으로 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 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.

• 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.

• 자원환경지질
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• 제56권4호
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• pp.421-433
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• 2023

원자력발전소의 사용후핵연료(Spent Nuclear Fuel: SNF)에 대한 최종처분은 지하 심부의 지질학적 저장소에서 이루어진다. 사용후핵연료를 감싸는 금속처분용기는 주철과 구리 등으로 제작되어 방사성핵종을 장기간 격리할 예정이며, 공학적방벽과 천연방벽으로 구성된 다중방벽처분시스템에 의해 보호를 받도록 설계된다. 지하 심부의 환경(심층처분환경)은 점차 무산소의 환원환경으로 바뀌게 되며, 이러한 환경에서 구리처분용기의 부식을 일으킬 수 있는 유력한 물질 중 하나는 황화물이다. 황화물에 의한 응력균열부식은 구리처분용기의 안정성을 크게 저하시켜 처분장의 장기안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 심층처분환경에는 황산염이 다양한 형태로 존재 또는 유입될 수 있으며, 황산염환원미생물에 의해 황화물로 전환되어 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 완충재와 뒤채움재의 유력한 후보물질인 벤토나이트에는 주로 석고(CaSO₄)와 같은 산화형태의 황산염 광물이 포함되어 있다. 심층처분환경 내에 미생물이 생장할 만한 공간이 있고 유기 탄소 등 전자공여체가 충분히 공급된다면 미생물 활동에 의해 황산염이 황화물로 환원될 수 있다. 하지만 근계영역에서 생성된 황화물과 지권으로부터 유입되는 황화물 중 대부분은 완충재에 의해 차단되어 극히 일부만이 처분용기에 도달할 것이다. 처분환경에서 존재가능한 황화철 광물 중 하나인 황철석은 용해과정에서 황산염을 발생시켜 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 하지만 황철석의 극히 낮은 용해도로 인해 산화 생성물의 양은 매우 적을 것이고 포화된 벤토나이트의 낮은 수리전도도로 인해 처분용기로 산화 생성물의 이동은 제한될 것이다. 우리는 심층처분환경에서 황산염의 존재와 환원 그리고 황화물과 황철석의 형성 및 거동 특성 등에 관한 주요 연구 사례 등을 종합적으로 분석, 정리하였고, 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안전성에 대한 황산염과 황화물의 영향을 이해하고자 하였다.