• 터널과지하공간
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• 제19권3호
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• pp.203-212
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• 2009

지하고준위 방사성폐기물 처분장 근계영역에서의 거동을 예측하는 것은 처분장 설계나 안전성 평가에 중요하다. 본 연구에서는 3차원 유한차분 코드를 이용하여 처분장 설계인자 및 재료물성으로 구성되는 7가지 인자에 대한 민감도 분석을 실시하였다. 민감도 분석 결과 처분공 간격, 터널 간격, 냉각시간과 암반의 열전도도가 다른 인자에 비해 영향이 큰 것으로 나타났다. 처분장 주변의 암반과 완충재 온도의 통계적인 분포를 구하기 위해 backpropagation 인공신경망 기법이 적용되었다. 학습된 인공신경망의 적합성을 평가하기 위해 무작위로 선정된 입력 인자에 대한 예측이 실시되었다. 인자 값의 변화가 ${\pm}10%$ 인 경우, 신경망은 1% 오차로 신뢰할 수 있는 예측 결과를 보임을 알 수 있었다. 이렇게 학습된 신경망은 다양한 경우에 대한 신속한 온도 예측에 활용할 수 있었다. 완충재와 암반의 온도는 각각 평균 $98^{\circ}C$, $83.9^{\circ}C$ 표준편차는 $3.82^{\circ}C$ 와 $3.67^{\circ}C$로 나타났다. 인공신경망을 이용함으로써 암반과 완충재 온도를 $1^{\circ}C$ 변화시키기 위해 필요한 설계 인자의 조정 범위를 추정할 수 있었다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.33-44
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• 2023

The deep geological repository of high-level radioactive waste shall be designed to meet the safety objective set in the form of radiation dose or corresponding risk to protect human and the environment from radiation exposure. Engineering feasibility and conformity with the safety objective of the facility conceptual design can be demonstrated by comparing the assessment result using the computational model for scenario(s) describing the radionuclide release and transport from repository to biosphere system. In this study, as the preliminary study for developing the high-level radioactive waste disposal facility in Korea, we reviewed and analyzed the entire list of FEPs and how to handle each FEP from a general point of view, which are selected for the geosphere region in the radiological safety assessment performed for the license application of the KBS-3 type deep geological repository in Finland and Sweden. In Finland, five FEPs (i.e., stress redistribution, creep, stress redistribution, erosion and sedimentation in fractures, methane hydrate formation, and salt exclusion) were excluded or ignored in the radionuclide release and transport assessment. And, in Sweden, six FEPs (i.e., creep, surface weathering and erosion, erosion/sedimentation in fractures, methane hydrate formation, radiation effects (rock and grout), and earth current) were not considered for all time frames and earthquake out of a total of 25 FEPs for the geosphere. Based on these results, an FEP list (draft) for the geosphere was derived, and the relative importance of each item was evaluated for conducting the radiological safety assessment of the domestic deep geological disposal facility. Since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined as of now, it is judged that all FEP items presented in Table 3 should be considered for the radiological safety assessment, and the relative importance derived from this study can be used in determining whether to apply each item in the future.

• 터널과지하공간
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• 제12권1호
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• pp.52-69
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• 2002

미국 뉴멕시코주 칼스바드 동부에 위치한 WIPP 사이트가 1999년 처분 운영을 개시하였다. 이 WIPP 사이트는 미국 DOE의 방위프로그램에 의한 부산물로서의 핵폐기물인 초우라늄 방사성 폐기물 (TRU 폐기물) 만을 전담 영구 처분하는 처분장으로 처분장 성능에 대해 책임을 지고 있는 미국 에너지성 (DOE)은 이 처분장의 운영허가를 위해 WIPP 운영을 위한 ＜규제부합 인정신청 (CCA)＞을 통하여 EPA로부터 허가를 얻어 1999년 3월에 첫 처분을 시작한 것이다. 이 CCA를 위한 성능평가 관련 연구는 미 샌디아연구소를 중심으로 수행되어, 장기간에 걸친 처분장 성능평가가 1996년에 모두 마무리지어졌다. 그 성능평가 연구의 결과나 과정은 비록 우리나라가 고려하고 있는 처분 환경과는 상당히 다른 지질 형태의 것이긴 해도 그 방법론에 대한 고찰은 이제 막 고준위 방사성 폐기물 처분관련 연구를 시작하는 단계에 있는 우리에게 교육적인 효과가 지대하다는 생각이다. 따라서 이 기술보고를 통해 이러한 WIPP 사이트의 성능평가에 관련되어 어떻게 어떠한 방법론을 도입하여 불확실성 및 민감도 분석연구가 수행되어졌는지, 그리고 정량적인 불확실성 분석의 결과를 요구하는 EPA 의 규제 기준을 어떠한 논리로 만족시켰는가에 대한 개략적인 검토를 수행하여 보았다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제33권10호
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• pp.25-31
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• 2017

완충재는 고준위폐기물을 처분하기 위한 공학적방벽 시스템에서 중요한 구성요소 중 하나이다. 완충재는 처분공내 사용후핵연료가 담긴 처분용기와 암반사이에 채워지는 물질로써 고준위폐기물의 안전한 처분을 위해 필수적인 요소라고 할 수 있다. 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지한다. 처분용기로부터 발생하는 고온의 열량은 완충재로 전파되기에 완충재의 열물성은 처분시스템의 안전성 평가에 매우 중요하다고 할 수 있다. 특히, 완충재의 설정온도는 고준위폐기물 처분시설의 설계에 큰 영향을 끼칠 수 있다. 따라서 본 연구에서는 온도변화에 따른 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재에 대한 열물성을 규명하고자 하였다. 열선법과 이중 탐침법을 이용하여 온도변화에 따른 압축 벤토나이트 완충재의 열전도도와 비열을 측정하였다. $22^{\circ}C$와 $110^{\circ}C$ 구간에서는 온도 증가에 따라 포화도가 변화되기에 열전도도와 비열은 급격하게 감소하는 경향을 보였으나 $110^{\circ}C$와 $150^{\circ}C$ 사이의 고온 구간에서는 열전도도와 비열의 추가 변화가 거의 발생하지 않았다.

• 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.

• 화약ㆍ발파
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• 제41권3호
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• pp.38-61
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• 2023

발파의 영향으로 생기는 굴착손상대(Excavation Damaged Zone, EDZ) 영역은 응력재분배 등으로 응력이 변화하며 처분장이 위치하는 깊은 심도에서는 그 영향이 두드러진다. 특히 균열생성으로 인한 투수특성 증가는 지하수 유입량 증가 및 방사성 핵종의 유출 가능성을 증가시키므로 반드시 고려되어야 하는 영역이다. 본 연구에서는 FLAC2D Version 7.0을 이용하여 EDZ가 없는 경우(No EDZ), EDZ가 있으며 거리에 따라 일정한 물성을 갖는 경우(Uniform EDZ), EDZ가 있으며 거리와 위치에 따라 무작위 물성을 갖는 경우(Random EDZ) 3가지로 나누어 비교하여 손상대 유무에 따른 수리-역학적 복합거동 분석을 통해 안정성 해석을 진행하였다. 그 결과 터널 변위의 경우 Random EDZ에서 No EDZ에 비해 평균 423 %, Uniform EDZ에 비해 16 % 크게 나타났다. 지하수 유입량은 Random EDZ에서 No EDZ에 비해 최대 17.3 %, Uniform EDZ에 비해 10.8 % 증가하였다. 굴착 후 응력재분배에 의해 터널 주변의 투수계수는 터널 벽면 모서리 부분과 터널 천정 부근에서 최대 10배 이상 증가하는 것으로 나타났다. 측압계수가 증가함에 따라 터널 벽면 주변의 투수계수는 부분적으로 증가하지만 터널 전면에서의 지하수 유입량은 감소하는 경향을 보였다. FLAC3D를 이용한 역학적 해석에서도 FLAC2D와 유사한 결과를 보였으며 터널 굴착 진행에 따른 소성대의 발생으로 인한 약간의 차이를 확인할 수 있었다.

• 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.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.101-107
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• 2009

처분장 완충재의 재포화 및 열-수리-역학적 거동 규명을 위해서는 압축벤토나이트의 함수율 측정이 필수적이다. 본 연구에서는 고온, 고압 조건에서 실시간 자동계측이 가능한 습도센서를 이용하여, 여러 가지 온도와 함수율 (이하 중량함수율을 말함)을 갖는 압축벤토나이트를 대상으로 상대습도를 측정하고, 다중회귀분석으로부터 압축벤토나이트의 함수율과 상대습도 및 온도의 상관관계식을 결정하였다. 결정된 상관관계식은 건조밀도가 1,500 $kg/m^3$, 1,600 $kg/m^3$인 압축벤토나이트의 경우 각각 ${\omega}=0.196RH-0.029T+1.391({r^2=0.96)}$ 과 ${\omega}=0.199RH-0.029T+2.596({r^2=0.98)}$ 로 표시되었고, 이 관계식은 KENTEX실증실험의 벤토나이트블록 재포화 현상을 해석하는데 활용되었다.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.45-59
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• 2023

The transport calculation for a wide variety of radionuclides contained in high-level radioactive waste, especially spent nuclear fuel, is computationally difficult, and input data collection for this also take a considerable amount of time. Accordingly, considering limited resources, it is possible to reduce the calculation time while minimizing impact on accuracy by including only radionuclides important to calculation result through applying some criteria among potential radiation source terms that may release into environment. In this paper, therefore, we reviewed and analyzed the screening process performed to select radionuclides to be considered in the safety assessment for the KBS-3 type repository in Sweden and Finland. In both countries, it was confirmed that a list of radionuclides was selected by comprehensively considering screening criteria such as radioactivity inventory, half-life, radiotoxicity, risk quotient, and transport properties, and etc. A comparison of radionuclides included in the radiological safety assessment in both countries suggests that most of nuclides are considered in common, and a few nuclides considered only in one country are due to differences in decay chain treatment or spent fuel types. As of now, since most of information on the disposal facility in Korea has not been determined, it is necessary to comprehensively model release and transport of all radionuclides considered in Sweden and Finland when performing the radiological safety assessment. Based on these results, we derived the screening concept of selecting a list of radionuclides to be considered in the radiological safety assessment for the domestic KBS-3 type geological disposal facility, and this result is expected to be used as technical basis for confirming conformity with the safety objective. In a more detailed evaluation reflecting domestic characteristics in the future, it would be desirable to consider only radionuclides selected in accordance with the screening procedure. However, further research should be conducted to determine the quantitative limit for each criteria.