• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.29-40
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• 2013

Two different kinds of nuclear power plants produce a substantial amount of spent fuel annually in Korea. According to the current projection, it is expected that around 60,000 MtU of spent fuel will be produced from 36 PWR and APR reactors and 4 CANDU reactors by the end of 2089. In 2006, KAERI proposed a conceptual design of a geological disposal system (called KRS, Korean Reference disposal System for spent fuel) for PWR and CANDU spent fuel, as a product of a 4-year research project from 2003 to 2006. The major result of the research was that it was feasible to construct a direct disposal system for 20,000 MtU of PWR spent fuels and 16,000 MtU of CANDU spent fuel in the Korean peninsula. Recently, KAERI and MEST launched a project to develop an advanced fuel cycle based on the pyroprocessing of PWR spent fuel to reduce the amount of HLW and reuse the valuable fissile material in PWR spent fuel. Thus, KAERI has developed a geological disposal system for high-level waste from the pyroprocessing of PWR spent fuel since 2007. However, since no decision was made for the CANDU spent fuel, KAERI improved the disposal density of KRS by introducing several improved concepts for the disposal canister. In this paper, the geological disposal systems developed so far are briefly outlined. The amount and characteristics of spent fuel and HLW, 4 kinds of disposal canisters, the characteristics of a buffer with domestic Ca-bentonite, and the results of a thermal design of deposition holes and disposal tunnels are described. The different disposal systems are compared in terms of their disposal density.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.253-262
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• 2004

Construction of tunnels in a deep crystalline host rock for a potential High-Level Radioactive Waste(HLW) repository inevitably generates an excavation disturbed zone (EDZ). There have been a series of debates on whether a permeability in an EDZ increases or not and what would be the maximum depth of an EDZ. Recent studies show mixed opinions on permeability. However, there has been an international consensus on the thickness of an EDZ; 30 cm for TBM and 1 meter for controlled blast. One of the impacts of an EDZ is on determining the distance between adjacent deposition holes. The void gap by the excavation hinders relaxation of temperature profiles so that the current Korean reference designing distance between holes should be stretched out more to keep the maximum temperature in a buffer region below 100 degrees Celsius. The other impact of an EDZ is on the long-term post closure radiological safety. To estimate the impact, the reference scenario, the well scenario, is chosen. Released nuclides diffuse through a bentonite buffer region experiencing strong sorption and reach a fracture surrounded by a porous medium. Inside a fractured porous region, radionuclides migrate by advection and dispersion with matrix diffusion into a porous medium. Finally, they reach a well assumed to be a source of potable water for local residents. The annual individual dose is assessed on this well scenario to find out the significance of an EDZ. A profound sensitivity study was performed, but all results show that the impact is negligible. Even though the role of an EDZ turns out to be limited on overall safety assessment, still it is worthwhile to study the chemical role of an EDZ, such as a potential source for natural colloids, potential sealing of an open fracture by fine clay particles generated by the process of an EDZ, and alteration of a sorption mechanism by an EDZ in the future.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권2호
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• pp.196-202
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• 2004

KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) is at present preparing a preliminary performance assessment to set up the HLW disposal concept of Korea. The solubility of the radionuclides contained in HLW is necessary as a source term in order to predict their potential migration in both the near and far fields. The solubility of actinides (Th, Am, U, Np and Pu) for a reference deep groundwater of Korea has been calculated using a geochemical code with thermodynamic data selected by a peer review of existing thermodynamic databases and literature. The solubilities from the experimental study and/or field observations from natural analogue studies are compared. The sensitivity of solubility to the variability of three main parameters of groundwater (pH, Eh, and carbonate concentration) is also investigated. The results of the sensitivity analysis show that the solubility of actinides strongly depends on the parameters considered. Within the range of parameter values studied (pH=7 to 10, Eh=-0.4 to -0.1V, and carbonate concentration=1.E-5 to 1.E-2 mol/L), the solubility of each actinide exists between 1.4E-10 and 1.6E-6 mol/L for Am, 4.9E-9 and 2.8E-6 mol/L for Th, 3.2E-9 and 5.7E-4 mol/L for U, 1.1E-9 and 1.0E-7 mol/L for Np, and 4.0E-11 and 2.8E-6 mol/L for Pu, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.557-566
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• 2011

A cold spray coating (CSC) of copper was studied for its application to a high-level radioactive waste (HLW) disposal canister. Several copper coatings of 10 mm thick were fabricated using two kinds of copper powders with different oxygen contents, and SS 304 and nodular cast iron were used as their base metal substrates. The fabricated CSC coppers showed a high tensile strength but were brittle in comparison with conventional non-coating copper, hereinafter defined to as "commercial copper". The corrosion behavior of CSC coppers was evaluated by comparison with commercial coppers, such as extruded and forged coppers. The polarization test results showed that the corrosion potential of the CSC coppers was closely related to its purity; low-purity (i.e., high oxygen content) copper exhibited a lower corrosion potential, and high-purity copper exhibited a relatively high corrosion potential. The corrosion rate converted from the measured corrosion current was not, however, dependent on its purity: CSC copper showed a little higher rate than that of commercial copper. Immersion tests in aqueous HCl solution showed that CSC coppers were more susceptible to corrosion, i.e., they had a higher corrosion rate. However, the difference was not significant between commercial copper and high-purity CSC copper. The decrease of corrosion was observed in a humid air test presumably due to the formation of a protective passive film. In conclusion, the results of this study indicate that CSC application of copper could be a useful option for fabricating a copper HLW disposal canister.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권2호
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• pp.183-202
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• 2019

고준위방사성폐기물의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하고 처분시스템의 성능을 평가하기 위해서는 열-수리-역학적인 복합 거동 변화에 대한 이해가 반드시 필요하고 이를 반영하여 해석해야만 한다. 하지만 한국형 기준 처분시스템에서의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하기 위해 수행된 기존의 연구들은 이러한 복합거동 특성을 반영하지 않고 열 해석 결과만을 근거로 처분시스템을 설계하였다. 따라서 본 연구에서는 열-수리-역학적인 복합거동 특성을 반영하여 한국형 기준 처분시스템의 성능을 TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용하여 평가하였다. 고준위방사성폐기물이 처분된 이후 방사성 붕괴열에 의해 처분시스템의 온도는 급격히 증가하다가 붕괴열의 감소로 온도는 서서히 감소하였으며, 해석 기간 1,000년 동안 벤토나이트 완충재의 최고 온도는 설계 기준인 $100^{\circ}C$ 이하로 유지되는 것으로 나타났다. 처분용기와 벤토나이트 완충재의 계면에서의 최고 온도는 약 3.21년이 지난 시점에 용기의 중간 지점에서 약 $96.2^{\circ}C$로 나타났으며, 암반에서의 최고 온도는 폐쇄 후 약 17년이 지난 시점에서 약 $68.2^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 부근 벤토나이트 완충재는 처분 초기에 온도 변화에 따른 건조현상이 발생하여 포화도가 감소하지만, 시간이 지남에 따라 주변 암반으로부터의 지하수 유입에 의해 포화도가 증가하는 것으로 계산되었다. 이후, 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재 모두 약 266년 이후 완전히 포화되는 것으로 계산되었다. 처분시스템에서의 온도 변화에 따른 열응력 그리고 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재의 팽윤압으로 인한 응력 변화가 처분장 주변 암반에 미치는 영향을 평가하고자 수치해석에서 계산된 응력을 스폴링 강도(spalling strength)와 Mohr-coulomb 파괴 기준식과 비교하였다. 계산 결과 일축압축강도와 스폴링 강도에 도달하지 않는 것으로 나타나 처분시스템이 스폴링에 의한 파괴는 나타나지 않을 것으로 판단되며, Mohr-coulomb 파괴 기준 역시 충족하는 것으로 나타났다. 본 연구에서 사용된 수치해석 코드와 방법론은 다양한 조건에서의 한국형 기준 처분시스템에 대한 성능평가뿐만 아니라, 복층 처분시스템에 대한 설계와 성능평가에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2000년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.173-181
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• 2000

IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2004년도 추계학술대회 논문집
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• pp.1013-1016
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• 2004

High level radioactive wastes, such as spent fuels generated from nuclear power plant, will be disposed in a deep geological repository. To maintain the integrity of the disposal canister and to carry out the process effectively, the emplacement process for the canister system in borehole of disposal tunnel should be well defined. In this study, the concept of the disposal canister emplacement process for deep geological disposal was established. To do this, the spent fuel arisings and disposal rate were reviewed. Also, not only design requirements, such canister and disposal depth but also preliminary repository layout concept were reviewed. Based on the requirements and the other bases, the canister emplacement process in the borehole of the disposal tunnel was established. The established concept of the disposal canister emplacement process will be improved continuously with the future studies. And this concept can be effectively used in implementing the reference repository system of our own case.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2001년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.331-336
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• 2001

한국원자력연구소에서는 고준위 방사성폐기물 처분 시스템의 안전성을 투명하게평가하기 위한 방안의 하나로 처분 안전성 관련 시나리오와 구성 요소들인 FEP, 그리고 각 시나리오 별 안전성 평가 방안들을 종합한 프로그램인 FEAS를 개발하고 있다. 고준위 방사성 폐기물 처분 연구는 관련 전문가 뿐 아니라 일반 국민들도 안전성에 관해 많은 관심을 표명하고 있는 바 현재 국내에서 고려하고 있는 처분 개념은 무엇이며 처분장 안전성 평가를 위해서 고려하고 있는 제 사건들은 무엇이며 이들 시나리오를 구성하는 세부 사건들은 무엇인가에 관한 합의를 도출하고 이와 관련된 기록들을 보존하고 각각 세부 사건들에 관해 현재의 평가 방안과 데이터 수집 현황 그리고 해외 사례 등을 체계적으로 정리하는 일은 중요하다. 현재 개발되고 있는 FEAS는 이와 같은 역할을 수행할 뿐 아니라 이 프로그램과 동시에 개발되고 있는 입력 자료 데이터 시스템, 웹을 기반으로 한 품질 보증 체제 및 안전성 평가 방안 등과 향후 연계되어 모든 국민들이 방사성 폐기물 처분장의 안전성을 쉽게 이해할 수 있는 수단으로 확장될 예정이다.

• 한국지하수토양환경학회:학술대회논문집
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• 한국지하수토양환경학회 2001년도 추계학술발표회
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• pp.41-46
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• 2001

요오드나 세순 같은 핵종들은 고용해도 핵 종들로서 사용 후 핵연료 내 피복관 이나 연료 결정 경계면에 위치하고 있다가 고준위 방사성폐기물 처분 후 지하수가 용기를 부식시키고 용기 내부로 침투하면 고용해도를 가지고 유출된 후 공학적, 천연 방벽을 통해 최종적으로 유출되게 된다. 본 연구에서는 한국원자력연구소에서 개발한 MASCOT-K글 이용하여 고용해도 핵 종들이 조화 유출과 고용해도 유출할 경우 유출 량을 평가 분석해 보았다. 평가 결과 요오드와 같은 고용해도 핵 종인 경우 전체 핵 종 재고량의 최대 10%만이 고용해도 유출을 하지만 그 영향은 조차 유출에 비해 훨씬 중요한 것으로 판명되었다. 이러한 결과를 바탕으로 현재 국내 고 준위 처분 환경에서 보수적인 시나리오로 주목받고 있는 우물 굴착 시나리오를 대상으로 우물까지의 거리 등 입력 자료의 불확실성을 평가해 보았다. 36,000 톤의 사용 후 핵연료를 처분 대상으로 했을 때 성능 평가 결과는 현재 처분 개념이 안전함을 입증한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.561-574
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• 2006

This study presents the results of an economic analysis for a comparison of the single layer and double layer alternatives with respect to a HLW-repository. According to a cost analysis undertaken in the Korean case, the single layer option was the most economical alternative. The disposal unit cost was estimated to be 222 EUR/kgU. In order to estimate such a disposal cost, an estimation process was sought after the cost objects, cost drivers and economic indicators were taken into consideration. The disposal cost of spent fuel differs greatly from general product costs in the cost structure. Product costs consist of direct material costs and direct labor and manufacturing overhead costs, whereas the disposal cost is comprised of construction costs, operating costs and closure costs. In addition, the closure cost is required after a certain period of time elapses following the building of a repository.