• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.219-228
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• 2012

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권2호
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• pp.495-504
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• 2016

International standards recommend typical phases to be included within any national program for the development of a geological repository dedicated to disposal of the high level radioactive wastes generated in countries using nuclear power. However, these are not universally applicable and the content of each of these phases may need to be adapted for each national situation and regulatory and institutional framework. Several national geological repository programs have faced failures in schedules and have revised their programs to consider an adapted phased management approach. The authors have observed that in the case of those countries in the early phases of a geological repository program where boundary conditions have not been fully defined, international recommendations for handling delays/failures in the national program might not immediately help. This paper considers a case study of the influences of the national context risks on the current planning schedule of the Romanian national geological repository. It proposes an optimum solution for an integrated response to any significant adverse impact arising from these risks, enabling sustainable program planning.

• 한국광물학회지
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• 제20권3호
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• pp.165-173
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• 2007

한국원자력연구원에 위치한 KURT 지하처분연구시설은 2003년 부지조사를 시작으로 최근에 완공하였으며, 그 규모는 길이 약 180m, 폭 6m, 그리고 높이 6m의 말굽형 단면을 가진 터널이고 지하 약 90m 깊이에 위치하고 있다. 터널 굴착이 100m 정도 진행되었을 때, 신선한 암석 및 풍하가 진행된 암석, 그리고 균열 및 단층 충전물질로 채워진 부분을 대상으로 시료를 채취하여 광물 및 화학적 분석을 실시하였다. KURT 암반에는 일라이트, 스멕타이트, 녹니석과 같은 층상규산염광물들과 방해석 등이 단층 및 균열을 충전하고 있다. 일라이트나 스멕타이트는 단열대에 주로 혼합광물로 존재하고 있으며, 우세종에 따라 입도에 따른 함량비에 차이가 있다. 산화철로 피복된 암석과 단열충전물 시료에는 우라늄 및 토륨의 함량이 신선한 암석에 비해 높았으며, 이는 암석으로부터 서서히 용탈되거나 지하수 및 열수에 용존되어 있던 핵종 원소들이 단열을 따라 이동하면서 산화철 및 단열충전광물들에 의해 선택적으로 수착되거나 공침된 결과로 해석된다. 본 연구결과는 향후 지하심부 고준위방사성폐기물 처분관련 장기안정성 예측시 핵종 이동 및 지연에 영향을 끼치는 환경 인자 평가에 귀중한 자료로 활용될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.95-102
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• 2013

고준위방사성폐기물 처분장의 완충재로 고려되고 있는 자연산 벤토나이트에 대해서 기존의 물리 화학적 및 광물학적 성질 외에 생물학적 특성을 살펴보았다. 국내산 '경주벤토나이트'를 대상으로 만든 현탁액을 영양배지 세럼병에서 일주일 이상 숙성시키며 시간에 따른 벤토나이트의 변화를 관찰하였다. 영양배지에서 활성화된 벤토나이트는 고체 시료뿐만 아니라 용액도 함께 변하였다. 용존황산염 수용액으로부터 검은색의 미립자 황화물이 생성되기 시작하였으며, 시료를 채취하여 배양한 결과 4 종류의 황산염환원박테리아(SRB)가 자체 생존하고 있음이 확인되었다. 이러한 결과는 벤토나이트 분말시료 내에 황산염환원(혹은 금속환원)박테리아가 고착 및 서식하고 있음을 말해주는 것으로, 이는 지하의 환원환경 조건하에서 완충재 내외부에 장기적으로 생지화학적 영향이 발현될 가능성이 있음을 의미한다.

• 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.

• 자원환경지질
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• 제55권3호
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• pp.219-229
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• 2022

벤토나이트는 고준위방사성폐기물 심층처분 시스템 내 완충재 후보물질로서 고려되고 있다. 본 연구에서는 시멘트-벤토나이트의 상호작용 연구에 관한 문헌을 검토하여, 시멘트-벤토나이트 상호작용이 벤토나이트 변질 및 장기 안정성에 미치는 영향을 살펴보았다. 시멘트 물질과 지하수 상호작용에 의해 생성되는 강염기성 유체에 의한 벤토나이트의 주요 변질작용은 양이온 교환, 몬모릴로나이트 용해, 2차 광물 침전, 일라이트화 등이다. 처분장 인근 암반 단열을 통해 유입된 지하수와 처분장 건설에 사용된 시멘트 물질이 접촉하여 생성된 강염기성의 침출수가 벤토나이트와 반응하면 벤토나이트의 주구성광물인 몬모릴로나이트와 부구성광물의 용해가 발생하고, 제올라이트, 규산칼슘수화물, 방해석 등의 2차 광물의 침전이 일어난다. 몬모릴로나이트가 지속적으로 용해되면 벤토나이트의 물리화학적 특성이 변할 수 있고, 이는 궁극적으로 흡착능, 팽윤능, 투수성 등 완충재로서의 벤토나이트 성능 변화를 초래할 수 있다. 또한, 벤토나이트의 변질은 온도, 반응 기간, 압력, 공극수의 조성, 벤토나이트 구성광물, 몬모릴로나이트 화학조성, 층간 양이온 종류 등의 다양한 요인에 영향을 받는다. 본 연구는 고준위방사성폐기물 심층처분 시스템 내 완충재의 장기 안정성 검증 연구를 위한 기초 자료로서 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권6호
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• pp.497-504
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• 2008

In a study of the optimum operational condition for a melting decontamination, the effects of the basicity, slag type and slag composition on the distribution of depleted uranium were investigated for radioactively contaminated metallic wastes of iron-based metals such as stainless steel (SUS 304L) in a direct current graphite arc furnace. Most of the depleted uranium was easily moved into the slag from the radioactive metal waste. The partitioning ratio of the depleted uranium was influenced by the amount of added slag former and the slag basicity. The composition of the slag former used to capture contaminants such as depleted uranium during the melt decontamination process generally consists of silica ($SiO_2$), calcium oxide (CaO) and aluminum oxide ($Al_2O_3$). Furthermore, calcium fluoride ($CaF_2$), magnesium oxide (MgO), and ferric oxide ($Fe_2O_3$) were added to increase the slag fluidity and oxidative potential. The partitioning ratio of the depleted uranium was increased as the amount of slag former was increased. Up to 97% of the depleted uranium was captured between the ingot phase and the slag phase. The partitioning ratio of the uranium was considerably dependent on the basicity and composition of the slag. The optimum condition for the removal of the depleted uranium was a basicity level of about 1.5. The partitioning ratio of uranium was high, exceeding $5.5{\times}10^3$. The slag formers containing calcium fluoride ($CaF_2$) and a high amount of silica proved to be more effective for a melt decontamination of stainless steel wastes contaminated with depleted uranium.

• 터널과지하공간
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• 제11권1호
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• pp.42-58
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• 2001

지하 공간시설로부터 나오는 오염물질의 유출량이나 유출경로를 예측하려는 일은 인간이 건설한 각종 시설로부터 환경을 보호하려는 노력의 일환이다. 특히 방사성폐기물의 핵종이 심부처분장으로부터 생태계로 도달하기까지의 이동경로 및 소요시간을 예측하는 것은 처분장의 안전성을 평가하는데 기본적인 요소가 된다. 오염물질은 암반 불연속면 내의 지하수를 통하여 이동하게 되므로 지하 암반에서의 불연속면을 통한 지하수의 흐름을 파악하는 것은 처분장의 부지선정이나 안전성을 평가하는데 중요한 요소 중의 하나이다. 본 연구에서는 유류비축기지가 건설될 부지를 연구대상으로 선정하고 풍부한 현장 조사자료를 근거로 기하학적 및 수리학적으로 일치하는 3차원 균열망 모델을 구축하고 이를 근거로 계산된 이방성 수리전도도를 복잡한 산악지형을 반영한 3타원 다공성 연속체모델에 입력하여 지하수의 유동경로 및 유동시간을 계산하였다. 본 연구를 통한 여러 가지 결과로부터 여기서 제시한 지하시설물로부터 유출된 지하수의 유동경로 및 생태계 도달 소요시간을 예측하는 방법이 보다 합리적이면서 타당하다는 결론을 내릴 수 있었으며, 방사성폐기물 처분장의 안전성을 평가하는데 본 연구에서 제시한 방법과 절차를 적용할 필요가 있다고 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.313-319
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• 2019

A-KRS는 한국원자력연구원에서 개발한 파이로프로세싱 처리된 폐기물을 처분하는 개념이다. 고준위 방사성폐기물은 파이로프로세싱에 의하여 최소화되며, 최종 발생된 고준위 방사성폐기물은 모나자이트 세라믹 폐기물 형태로 제조된다. 모나자이트 세라믹 폐기물은 처분공에 영구 처분되어 열을 발생시킨다. 발생된 열은 폐기물을 보호하는 캐니스터 및 완충재의 온도를 상승시켜 설계 기준을 초과 시킬 수 있다. 온도는 처분공 간의 거리로 조절 가능하며 한국원자력연구원에서 해석한 바 있다. 한국원자력연구원에서 해석한 경계조건은 완벽 접촉을 가정한 것이기 때문에, 최초 처분 시에 발생하는 간격에 의해 발생하는 열 저항에 의한 온도 분포는 알 수 없다. 이를 보완하기 위하여, 본 논문에서는 최초 처분 시 존재하는 간격에 의한 열 전달 해석을 수행하였다. 또한 발열체와 캐니스터 간의 공극을 추가하여 온도 분포 해석을 수행하였다. COMSOL 전산해석 소프트웨어를 이용하여 열전달 해석을 수행하였다.