• 자원환경지질
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• 제55권6호
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• pp.737-760
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• 2022

고준위 방사성 폐기물(High-level radioactive waste; HLW)의 지질처분을 위해서는 심부 지하 환경에 대한 이해가 선행되어야 하며, 이는 지질학적, 수리지질학적, 지구화학적, 지질공학적 조사를 통해 가능하다. 우리나라는 HLW의 지질처분을 계획하고 있으나, 심부 지하 환경의 지구화학적 특성에 관한 연구가 부족한 편이다. 이에 본 논문에서는 지질처분 부지 선정을 위한 지구화학적 조사를 중심으로 선진국의 심부 지하수 연구 동향을 살펴봄으로써 앞으로 국내 수리지구화학 분야의 연구 과제를 도출하는데 참고하고자 하였다. 해외 8개 국가(미국, 캐나다, 핀란드, 스웨덴, 프랑스, 독일, 일본, 스위스)의 심부 지하 환경 조사 방법 및 결과와 함께 지질처분 부지 결정 과정과 향후 연구 계획을 살펴본 결과, 해외 선진국에서는 심부 지하 환경의 지구화학적 특성화를 위해 지하수 및 난대수층 내 간극수의 수화학과 동위원소(예: SO₄^2-의 ³⁴S, ¹⁸O, DIC의 ¹³C, ¹⁴C, H₂O의 ²H, ¹⁸O), 균열 충전광물(fracture-filling minerals), 유기물, 콜로이드, 산화-환원 지시자(예: Eh, Fe²⁺/Fe³⁺, H₂S/SO₄^2-, NH₄⁺/NO₃^-) 등을 조사하고 있으며, 이들 지구화학 자료의 통합 해석을 통해 해당 심부 환경이 지질처분에 적합한지를 평가하였다. 국내의 경우, 인공신경망을 이용한 Self-Organizing Map(자기조직화 지도), 다변량 통계 기반 M3 모델링(지하수 혼합 모델), 반응-경로 모델(reaction path model) 등을 이용하여 심부 지하수의 수화학적 유형 분류 및 진화 패턴 규명, 천부 지하수 혼합 영향, 균열 충전광물과 지하수화학 사이의 관계를 규명한 바 있다. 그러나 지질처분 부지를 선정하는데 있어 과학적 근거를 확보하기 위해 중요한 기타 지구화학 자료(예: 동위원소, 산화-환원 지시자, 용존유기물)가 매우 부족한 현실이며, 따라서 최적의 지질 처분지를 찾기 위해서는 지역별/유형별 심부 지하수에 대한 지구화학적 자료 구축이 요구된다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2005년도 추계학술대회 논문집
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• pp.470-473
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• 2005

Spent nuclear fuels are regarded as a high level radioactive waste and they will be disposed in a deep geological repository. To maintain the safety of the repository for hundreds of thousands of years, the spent fuels are encapsulated in a disposal canister and the canister containing spent fuels should have the structural integrity and the corrosion resistance below the several hundreds meters from the ground surface. In this study, the concept of the spent fuel encapsulation process and the process equipment fur deep geological disposal were established. To do this, the design requirements, such as the functions and the spent fuel accumulations, were reviewed. Also, the design principles and the bases were established. Based on the requirements and the bases, the encapsulation process and the equipment from spent fuel receiving process to transferring canister into the underground repository including hot cell processes was established. The established concept of the spent fuel encapsulation process and the process equipment 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.

• 터널과지하공간
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• 제25권6호
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• pp.556-567
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• 2015

고준위방사성폐기물 처분장의 장기 안전성 및 안정성 평가를 위해서는 심지층 처분장 환경에서의 열-수리-역학적 복합 거동에 대한 평가가 필요하다. 신뢰도 높은 THM 해석 기법의 개발을 효과적으로 하기 위해 DECOVALEX 국제공동연구가 수행되고 있다. DECOVALEX-2015 Task B2에서는 일본 JAEA에서 계획중인 현장 THM 실험에 대하여 세계 각국의 연구진이 모델링을 실시하였다. 본 연구에서는 TOUGH2-FLAC을 연계한 THM 해석 기법을 개발하고 이를 이용하여 암반, 완충재, 히터로 구성되는 1차원 THM 모델링을 수행하였으며 해석 결과를 외국의 연구팀 결과와 비교하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology
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• 제1권1호
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• pp.9-27
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• 2013

Nagra was established in 1972 by the Swiss nuclear power plant operators and the Federal Government to implement permanent and safe disposal of all types of radioactive waste generated in Switzerland. The Swiss Nuclear Energy Act specifies that these shall be disposed of in deep geological repositories. A number of different geological formations and sites have been investigated to date and an extended database of geological characteristics as well as data and state-of-the-art methodologies required for the evaluation of the long-term safety of repository systems have been developed. The research, development, and demonstration activities are further supported by the two underground research facilities operating in Switzerland, the Grimsel Test Site and the Mont Terri Project, along with very active collaboration of Nagra with national and international partners. A new site selection process was approved by the Federal Government in 2008 and is ongoing. This process is driven by the long-term safety and feasibility of the geological repositories and is based on a step-wise decision-making approach with a strong participatory component from the affected communities and regions. In this paper a brief history and the current status of the Swiss radioactive waste management program are presented and special characteristics that may be useful beyond the Swiss program are highlighted and discussed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권4호
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• pp.393-400
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• 2006

고준위폐기물 심지층 처분장 설계시 주요한 고려인자는 완충재의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생되는 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 본 연구에서는 이러한 요건을 만족하는 고준위폐기물 심지층 처분장 배치를 위하여 처분터널 및 처분공 간격에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성 해석 및 결과를 비교분석하였다. 분석결과, 처분장 열적 요건을 만족하는 배치는 처분터널의 간격 보다는 처분공 간격을 조절하여 배치하는 것이 유리한 것으로 판단되었다. 본 연구의 결과는 심지층 처분시설 설계시 활용될 것이다. 향후, 정확한 부지특성 자료를 통한 상세한 분석이 수행되면, 분석결과의 불확실성을 줄일 것이다.

• 터널과지하공간
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• 제17권6호
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• pp.464-474
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• 2007

고준위폐기물처분장의 성능 및 안전성 향상을 위해서 공학적방벽(engineered barrier)에 대한 실증이 필요하다. 우리나라 기준처분시스템에 대한 엔지니어링 규모의 실험장치(KENTEX)를 제작 설치하고, 공학적방벽에서의 열-수리-역학적 거동 규명을 위한 실증실험을 수행하였다. KENTEX 실험은 2005년 5월 31일에 시작되어 현재 성공적으로 진행 중에 있으며, 지금까지 얻어진 실험결과로부터 공학적방벽에서의 열-수리-역학적 거동에 대한 중간결론을 얻을 수 있었다. 벤토나이트 블록 내 온도는 실험 시작 후 수 주 만에 정상상태에 도달하였고, 온도분포는 히터에 가까울수록 높고 멀어질수록 낮은 값을 보였다. 수분함량은 히터 쪽보다는 지하수가 유입되는 실린더 벽면 부근에서 높은 값을 가졌고, 건조-습윤 과정에 의한 벤토나이트 블록의 수화는 측정위치에 따라 달랐다. 실험기간 동안 벤토나이트 블록에 작용하는 압력은 블록의 포화도 (그 결과, 팽윤압)이 증가할수록 증가하였다. 히터 부근에서는 벤토나이트의 열응력이나 블록 공극 내 증기압도 중요한 역할을 하였다.

• 터널과지하공간
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• 제23권5호
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• pp.372-382
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• 2013

고준위폐기물처분장에 대한 열-수리-역학적 거동 모델링은 처분장의 성능 및 안전성 평가를 위해서 선행되어야 할 중요한 연구과제이다. 본 연구에서는 $\ddot{A}$sp$\ddot{o}$ 원형처분장의 열적 거동을 해석하고, 현장 실험데이터와의 비교를 통해 모델 계산결과의 타당성을 검증하였다. 모델 시뮬레이션에서는 처분공과 처분터널 및 그 주변 암반에 대한 온도분포를 분석하였다. 현장 실험데이터와의 비교는 처분공 DH-6를 대상으로 수행하였다. 그 결과 모델 계산치는 측정위치에 따라 실험치 보다 약 2-$5^{\circ}C$ 정도 높은 온도값을 보였으나, 온도변이 곡선은 비슷한 패턴을 보여 주었다. 실험치와 모델 계산치의 이러한 차이는 모델에 의한 열적거동 해석에서 암반을 제외한 완충재, 벤토나이트 펠렛, 뒷채움재 내의 수리학적 및 역학적 거동을 고려하지 않았기 때문으로 판단되었다.

• 터널과지하공간
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• 제21권6호
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• pp.518-525
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• 2011

본 연구에서는 고준위 방사성 폐기물 처분장의 특징인 높은 고도 차이와 폐기물에서 발생하는 발열량에 따른 자연 환기력을 계산하고 이를 바탕으로 자연 환기량을 계산하였다. 고준위 방사성 폐기물 처분장은 열엔진과 유사한 폐쇄 싸이클의 열역학적인 과정을 따른다고 볼 수 있다. 지하처분장내 고준위 폐기물의 발열에 의한 열이 공기에 추가되고 이로 인해 공기가 upcast 수직갱을 통해 위로 올라가는 동안 팽창됨에 따라 주위에 일을 하고, 이때 한 일에 의해 첨가된 열의 일부분은 임시로 기계적 에너지로 변함으로서 공기의 흐름을 촉진할 수 있다. 이는 처분장 내에서 지속적이고 강력한 열원이 존재한다면 자연 지속적인 공기의 싸이클적 흐름을 가능하게 할 것이다. 이를 바탕으로 고준위 방사성 폐기물의 심지층 처분시 발생되는 자연 환기량을 수학적 방법으로 계산한 결과 굴뚝효과에 의하여 폐기물 발열량에 따라 $74{\sim}183$Pa의 자연 환기력이 계산되고 이에 따른 자연 환기량은 $92.5{\sim}147.7m^3/s$이 계산되었다. 또한 CFD의 자연환기량 해석결과는 $82{\sim}143m^3/s$로서 수학적인 방 법과 비교하여 매우 비슷한 결과를 나타내었다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권3호
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• pp.331-338
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• 2021

Extensive studies have been conducted on thermal conductivity of bentonite buffer materials, as it affects the safety performance of barriers engineered to contain high-level radioactive waste. Bentonite is composed of several minerals, and studies have shown that the difference in the thermal conductivity of bentonites is due to the variation in their mineral composition. However, the specific reasons contributing to the difference, especially with regard to the thermal conductivity of bentonites with similar mineral composition, have not been elucidated. Therefore, in this study, bentonites with significantly different thermal conductivities, but of similar mineral compositions, are investigated. Most bentonites contain more than 60% of montmorillonite. Therefore, it is believed that the exchangeable cations of montmorillonite could affect the thermal conductivity of bentonites. The effect of bentonite type was comparatively analyzed and was verified through the effective medium model for thermal conductivity. Our results show that Ca-type bentonites have a higher thermal conductivity than Na-type bentonites.