• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.360.1-360
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• 2001

• 터널과지하공간
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• 제34권1호
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• pp.28-53
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• 2024

원자력발전에 따라 필수적으로 발생하는 고준위방사성폐기물은 원자력발전이 시행된 나라 내 처분이 원칙이다. 고준위방사성폐기물의 심층처분을 위한 처분 지역과 모암의 결정은 과학적 방법뿐만 아니라 정치, 경제, 사회적으로 중요한 이슈이다. 현재까지 전 세계적으로 처분 모암으로 고려되는 암종은 결정질암, 퇴적암인 이암, 화산암인 응회암, 암염 등이 있다. 그러나 국내의 경우 지질학적으로 암염을 제외한 다양한 암종이 복잡하게 분포하고 있다. 본 논문에서는 고준위방사성페기물처분장의 처분 모암에 대한 다양한 암종 연구의 예비결과와 함께 전국규모의 지질학적, 암석역학적 특성을 분석하였을 뿐만 아니라, 후보 암종에 대한 심부 시추조사 사례들을 통하여 특성을 검토하고 처분 모암으로서 다양한 암종들의 가능성을 제시하고자 하였다. 또한 전국규모의 광역적 특성 분석, 문헌 조사, 상세 사례분석 등을 통하여 고준위방사성폐기물 심층처분을 위한 후보 암종으로 결정질암인 쥐라기 화강암과 백악기 퇴적암 중진주층과 진동층을 도출하였다. 그러나 본 논문에서 도출된 후보 암종들에 대해 연구된 자료의 양이 적기 때문에 처분심도, 지역적 특성, 다학제적인 검토 등에 대한 추가적이고 상세한 분석이 수행된 후 신중히 처분 암종이 결정되어야 할 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4083-4095
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• 2023

Currently, various research institutes in Korea are conducting research to develop a safety case for deep geological repository for high-level radioactive waste (HLW). In the past, low and intermediate-level waste (LILW) was approved by a regulatory body by performing a post-closure safety assessment, but HLW has different disposal characteristics and safety objectives are different. Therefore, in the case of HLW, safety assessment should be performed based on these changed conditions, and specific procedures are also under development. In this paper, the regulatory status of prior research institutes, feature, event and process (FEP) and scenario development cases were investigated for well-organized FEP and scenario development methodologies. In addition, through the results of these surveys, the requirements and procedures necessary for the FEP and scenario development stage during the safety assessment of repository for HLW were presented. These review results are expected to be used to identify the overall status of previous studies in conducting post-closure risk assessment for HLW repository, starting with identifying regulatory requirements, the most basic element.

• 방사선산업학회지
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• 제17권3호
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• pp.309-320
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• 2023

A multi-purpose canister (MPC) was developed for the purpose of transportation, storage and disposal of spent nuclear fuel (SNF) and has the advantage of minimizing repackaging between management stages of SNF. Considering the typical rock characteristics in Korea, a disposal canister is expected to contain 4 assemblies of Pressurized water reactor (PWR) SNF. The capacity of the MPC should be similarly designed with the disposal canister. However, the MPC with four SNF assemblies is expected to be less efficient in transporting and storing compared to a large-capacity canister. Therefore, a preliminary concept was derived for an auxiliary equipment that can transport and store multiple MPCs in a large overpack. A previously derived concept from US was thoroughly reviewed, and the preliminary concept was revised considering domestic situations including crane capacity and others. In addition, the safety of the normal transportation and storage of the MPC placed in transportation and storage overpack was evaluated with the auxiliary equipment.

• 화약ㆍ발파
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• 제35권3호
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• pp.31-54
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• 2017

원자로가 운영되는 국가에서는 고준위방사성폐기물 처분을 위한 관련 기술개발은 지속적인 원자력에너지의 이용을 위해 시급한 해결해야할 중요한 사안으로 여겨지고 있다. 이미 중저준위처분장이 운영 중인 국내에서는 고준위방사성폐기물의 관리에 대한 관심이 높아지면서 현장실증 연구를 위한 지하연구시설 건설에 대한 관심도도 높아지고 있다. 지하심부 암반에 고준위방사성 폐기물 처분장을 건설, 운영하기 위해서는 암반 안정성이 보장되어야 한다. 암반손상대는 처분장 암반 안정성에 영향을 미치는 요소로써 해외 각국의 지하연구시설에서는 다양한 암반손상대 연구가 수행되었다. 처분 환경에서 암반손상대의 특성과 영향을 정확히 평가하기 위해서는 유사한 환경에서 기 수행된 연구 결과의 분석을 바탕으로 신뢰도 높은 조사 방법의 사용이 요구된다. 본 연구에서는 세계 각국에 건설된 지하연구시설의 현황과 암반손상대의 규모, 특성, 영향에 대한 연구 방법 및 주요 연구결과를 조사, 보고하였다. 이는 고준위폐기물 관리기술 개발을 위해 수행될 지하연구시설을 활용한 국내 관련 연구의 수행에 기여할 것으로 판단된다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.489-504
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• 2006

A review has been made for the previous studies on safety of a geologic repository for high-level radioactive wastes (HLW) related to autocatalytic criticality phenomena with positive reactivity feedback. Neutronic studies on geometric and materials configuration consisting of rock, water and thermally fissile materials and the radionuclide migration and accumulation studies were performed previously for the Yucca Mountain Repository and a hypothetical water-saturated repository for vitrified HLW. In either case, it was concluded that it would be highly unlikely for an autocatalytic criticality event to happen at a geologic repository. Remaining scenarios can be avoided by careful selection of a repository site, engineered-barrier design and conditioning of solidified HLW. Thus, criticality safety should be properly addressed in regulations and site selection criteria. The models developed for radiological safety assessment to obtain conservatively overestimated exposure dose rates to the public may not be used directly for the criticality safety assessment, where accumulated fissile materials mass needs to be conservatively overestimated. The models for criticality safety also require more careful treatment of geometry and heterogeneity in transport paths because a minimum critical mass is sensitive to geometry of fissile materials accumulation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1191-1198
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• 2023

Bentonite buffer material is a critical component in an engineered barrier system (EBS) for disposing high-level radioactive waste (HLW). The bentonite buffer material protects the disposal canister from groundwater penetration and releases decay heat to the surrounding rock mass; thus, it should possess high thermal conductivity, low hydraulic conductivity, and moderate swelling pressure to safely dispose the HLWs. Bentonite clay is a suitable buffer material because it satisfies the safety criteria. Several additives have been suggested as mixtures with bentonite to increase the thermal-hydraulic-mechanical-chemical (THMC) properties of bentonite buffer materials. Therefore, this study investigated the geotechnical, mineralogical, and THMC properties of several candidate additives such as sand, graphite, granite, and SiC powders. Datasets obtained in this study can be used to select adequate additives to improve the THMC properties of the buffer material.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.169-170
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• 2019

• 한국지반공학회논문집
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• 제37권4호
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• pp.19-26
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• 2021

원자력발전소에서 발생되는 고준위폐기물은 지하 수백 미터 깊이의 암반에 처분된다. 이러한 고준위폐기물은 인체에 유해하기에 공학적방벽시스템에 의해 안전하게 처분되어야 하며, 공학적방벽시스템은 처분용기, 뒤채움재, 완충재 등으로 구성된다. 고준위폐기물처분장에 이러한 공학적방벽시스템의 구성요소를 설치하게 되면, 처분용기 및 완충재 사이, 완충재와 자연 암반 사이 등에 갭이 존재하게 된다. 이러한 갭의 존재로 인해 공학적방벽재의 차수능과 열전달 효율이 떨어질 수 있기에, 갭 공간의 크기 및 갭채움재 특성 평가 등의 연구가 반드시 필요하다고 할 수 있다. 해외에 비해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간 및 갭채움재에 대한 연구는 아직 진행되고 있지 않는 상황이기에, 본 연구에서는 수치해석을 통해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간이 공기로 채워져 있는 조건하에서 갭의 크기에 따른 벤토나이트 완충재의 첨두 온도를 도출하였다. 처분용기와 완충재 사이의 갭 공간이 완충재의 첨두 온도에 미치는 영향은 미미하였으나, 완충재와 자연 암반 사이의 갭 공간에 따른 완충재의 첨두 온도는 최고 약 40%의 차이를 나타냈다.