• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3359-3366
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• 2021

An engineered barrier system (EBS) for the deep geological disposal of high-level radioactive waste (HLW) is composed of a disposal canister, buffer material, gap-filling material, and backfill material. As the buffer fills the empty space between the disposal canisters and the near-field rock mass, heat energy from the canisters is released to the surrounding buffer material. It is vital that this heat energy is rapidly dissipated to the near-field rock mass, and thus the thermal conductivity of the buffer is a key parameter to consider when evaluating the safety of the overall disposal system. Therefore, to take into consideration the sizeable amount of heat being released from such canisters, this study investigated the thermal conductivity of Korean compacted bentonites and its variation within a temperature range of 25 ℃ to 80-90 ℃. As a result, thermal conductivity increased by 5-20% as the temperature increased. Furthermore, temperature had a greater effect under higher degrees of saturation and a lower impact under higher dry densities. This study also conducted a regression analysis with 147 sets of data to estimate the thermal conductivity of the compacted bentonite considering the initial dry density, water content, and variations in temperature. Furthermore, the Kriging method was adopted to establish an uncertainty metamodel of thermal conductivity to verify the regression model. The R² value of the regression model was 0.925, and the regression model and metamodel showed similar results.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.533-546
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• 2021

Large earthquakes with (M_W > ~ 6) result in ground shaking, surface ruptures, and permanent deformation with displacement. The earthquakes would damage important facilities and infrastructure such as large industrial establishments, nuclear power plants, and waste disposal sites. In particular, earthquake ruptures associated with large earthquakes can affect geological and engineered barriers such as deep geological repositories that are used for storing hazardous radioactive wastes. Earthquake-driven faults and surface ruptures exhibit various fault zone structural characteristics such as direction of earthquake propagation and rupture and asymmetric displacement patterns. Therefore, estimating the respect distances and hazardous areas has been challenging. We propose that considering multiple parameters, such as fault types, distribution, scale, activity, linkage patterns, damage zones, and respect distances, enable accurate identification of the sites for deep geological repositories and important facilities. This information would enable earthquake hazard assessment and lower earthquake-resulted hazards in potential earthquake-prone areas.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권2호
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• pp.108-120
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• 2003

In assessing the long term post closure radiological safety assessment of a potential HLW repository in Korea, three categories of uncertainties exist. The first one is the scenario uncertainty where series of different natural events are translated into written statements. The second one is the modeling uncertatinty where different mathematical models are applied for an identical scenario. The last one is the data uncertainty which can be expressed in terms of probabilistic density functions. In this analysis, three different scenarios are seleceted; a small well scenario, a radiolysis scenario, and a naturally discharged scenario. The MASCOT-K and the AMBER, probabilistic safety assessment codes based on connection of sub-modules and a compartment theory respectively, are applied to assess annual individual doses for a generic biosphere. Results illustrate that for a given scenario, predictions from two different codes fairly match well each other But the discrepancies for the different scenarios are significant. However, total doses are still well below the guideline of 2 mRem/yr. Detailed analyses with model and data uncertainties are underway to further assure the safety of a Korean reference dispsoal concept.

• 터널과지하공간
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• 제11권2호
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• pp.132-145
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후 핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다. 심지층 처분된 용기에 저장된 사용후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서, 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환 시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성 측면에서 제시해 보았다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.194-198
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• 2004

The thermo-hydro-mechanical (T-H-M) process is one of major issues in the performance assessment of a high level waste (HLW) repository. An engineering-scale test was planned and its experimental set-up has being installed, to validate the T-H-M behavior in the buffer of a reference disposal system. The experimental set-up consists of 4 major components: the confining cylinder with its hydration water tank, the bentonite block, the heating system, and the sensors and instruments. The monitoring and data acquisition system is employed to control the heater to maintain the temperature of $95^{\circ}C$ at the interface of the heater and bentonite blocks and to collect signals from sensors and instruments installed in the bentonite blocks.

• 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.

• 지질공학
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• 제33권4호
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• pp.725-736
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• 2023

고준위방사성폐기물 심층처분시설의 안전목표치에 대한 부합성을 판단하기 위해서는 처분시스템의 시간적 변화에 따른 불확실성을 고려해야 한다. 이에 따라 심층처분시설의 폐쇄 이후 장기진화 특성에 대한 종합적 검토 및 분석을 통해 다중방벽 및 생태계에 미치는 영향을 규명해야 한다. 이에 본 논문에서는 우선적으로 핀란드의 심층처분시설에 대한 운영허가 신청과정에서 처분시스템 장기 성능평가의 일환으로 검토된 폐쇄 초기단계 진화 특성을 분석하였다. 또한, 이를 토대로 공학적방벽 성능평가를 위해 고려되어야 하는 장기진화 현상 및 발생요인을 종합하여 한국형 고준위방폐물 심층처분시스템 개발 시 중요도(안)를 도출하였다. 이러한 결과는 향후 한국형 고준위방폐물 심층처분시설 개발을 위한 성능 평가 및 안전성 평가 수행과정에서 기술적 근거자료로 활용할 수 있을 것으로 예상된다. 단, 각 특성에 대한 보다 세부적인 현상학적 검토 및 평가를 위해서는 최종 처분부지 특성 및 시설 고유 설계자료 등을 확보하여 그 영향을 사전에 검토해야 한다.

• 자원환경지질
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• 제51권2호
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• pp.167-176
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• 2018

고준위방사성폐기물 처분장 부지선정을 위해서는 암종, 지질구조, 지진, 수리지질, 지구화학, 지질공학 및 지열 등과 같은 다양한 지질학적 인자들에 대한 고려가 필요하며, 특히 선형구조는 다양한 지질인자의 특성을 반영하기 때문에 원자력 발전소, 고준위방사성폐기물 처분장 등과 같은 국가 중요시설물의 후보부지 선정에 있어 매우 중요한 기초자료로 활용될 수 있다. 본 논문에서는 선형구조분석을 통해 고준위방사성폐기물 광역 처분부지 선정을 실시한 핀란드의 선형구조 분류 방법을 국내 선형구조 자료에 적용하여 살펴보았다. 이를 위하여 기존에 한국지질자원연구원에서 보유한 선형구조도와 신규로 구조지질학, 고지진학, 지형학 전문가들로부터 획득한 새로운 선형구조 자료를 분석에 이용하였다. 새로운 선형구조 분석 자료의 신뢰성 확보를 위해 한반도 지역을 최근에 촬영한 위성영상과 국토지리정보원에서 제공하는 수치표고모델로 제작한 고해상도의 음영기복도를 이용하였다. 취득한 자료들의 전체적인 방향성 분석 결과에서는 북북동-남남서 방향이 가장 우세하게 관찰되었지만, 분석자들의 판독기준의 차이에 따라서 동북동-서남서 및 북북서-남남동 방향의 선형구조들도 높게 판독 되었다. 핀란드의 분류 방법을 적용하여, 광역후보부지 선정에 사용되는 등급 1과 등급 2에 해당되는 선형구조들의 기하학적인 발달특성을 상호 비교해 보았다. 그 결과에서는 전체적으로 등급 1의 경우에는 공통적으로 북북동-남남서 방향이 가장 우세하였으며, 서북서-동남동 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 등급 2의 경우에도 북북동-남남서 방향의 선형구조가 가장 우세하게 발달하고 있으며, 분석자에 따라 서북서-동남동 또는 동북동-서남서 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 같은 자료를 바탕으로 실시한 선형구조분석에서도 상이한 판독 결과를 보이는 것은 판독자의 주관적인 경험 및 기준이 작용하였기 때문으로 여겨진다. 따라서 신뢰도 높은 한반도 광역선형구조도를 발간하기 위해서는 상이한 자료들을 통합하는 과정에서 명확한 통합 기준의 설정이 필요하며, 지구물리탐사자료와 같은 추가적인 데이터를 통한 분석이 요구된다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.65-72
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• 2008

사용후핵 연료 심지층 처분의 목적은 그 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고, 방사성물질의 누출을 지연시키는 것이다. 이러한 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100\;^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 따라서, 원자력 발전소에서 방출된 후의 사용후핵연료 냉각기간은 심지층 처분장 설계시 효율 및 경제성을 위한 중요한 고려인자이다. 본 연구에서는 가장 적절한 사용후핵연료 냉각기간 설정을 위하여 처분시스템 온도요건을 만족하는 심지층 처분장 배치에 필요한 처분터널-처분공 간격 및 그에 따른 면적, 열하중에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성을 해석하고 그 결과를 비교분석하였다. 그리고 분석 결과를 바탕으로 처분면적 측면에서 효율적인 사용후핵연료 냉각기간을 도출하였다. 그 결과, 사용후핵연료의 냉각기간이 짧을수록 처분장에서 설계온도 제한치 범위내 최고온도에 이르는 시간은 빨라지고, 사용후핵연료 냉각기간이 길수록 처분장에서 온도상승 및 하강속도는 완만해지는 것으로 나타났다. 또한, 본 연구에서 고려대상으로 삼은 처분장 규모와 사용후핵연료를 심지층에 처분한다고 할 때 그 냉각기간을 40-50년으로 함이 적합한 것으로 나타났다.