• 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.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.55-62
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• 2012

고준위폐기물 처분과 관련하여, 최근 저장소 형태의 처분장 개념에 대한 대안으로 검토되고 있는 시추공 처분 개념에 대한 연구 현황을 정리하고 시추공 처분 개념의 국내 적용 가능성과 필요한 연구 항목에 대해 논의하였다. 현재 미국과 스웨덴을 중심으로 논의된 시추공 처분 개념은 심부시추공을 설치하여 지하 3 - 5km 구간에 고준위폐기물을 처분하는 것을 의미하며, 현재까지의 연구 결과에 의하면 이 처분 개념은 심부지하수의 층상구조, 작은 규모의 지표시설 등으로 인해 처분 및 비용 효율이 클 것으로 예상된다. 이에 반해 국내에는 축적된 심부 지질 자료가 없어 적용 가능성에 대한 논의할 여지가 없다. 이에 저장소 형태의 처분장 개념에 대한 대안으로 시추공 처분 개념을 검토하기 위해서는 향후 심지층 자료 확보, 공학적 방벽 연구, 수치모의모델 개발, 처분 기술 개발 등의 연구가 필요하다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권3호
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• pp.189-199
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• 2010

고준위 방사성 폐기물 처분장의 경우 폐기물의 방사성 붕괴에 의해 열이 발생되며, 암반을 통한 열전달에 의해 처분장 주변 환경이 변화됨으로써 처분장의 안전성에 영향을 미칠 수 있다. 그러므로 지하 처분장 대기의 열전달계수를 결정하는 것은 매우 중요하다. 이에 본 연구에서는 Korea Atomic Energy Research Institute Underground Research Tunnel (KURT)에서 내부 환경 인자들의 측정을 통해 강제대류시 열전달계수를 산정하였다. 실험을 위해 KURT 내 히터구간의 막장 벽면에는 길이 2 m, 용량 5 kw의 히터를 삽입하여 암반 내부를 $90^{\circ}C$로 가열하였고, 외부와 연결된 급기용 팬에 의해 신선한 공기를 공급하였다. 연구결과, 외부공기 공급 후 히터구간 대기의 기류속도는 평균 0.81 m/s로 측정되었고 레이놀즈수는 약 310,000~340,000의 값을 나타냈다. 그리고 강제대류조건에서 히터구간 내 계절별 열전달계수는 각각 여름철 $7.68\;W/m^2{\cdot}K$와 겨울철 $7.24\;W/m^2{\cdot}K$의 수치를 나타냈다.

• 대한환경공학회지
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• 제37권5호
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• pp.312-323
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• 2015

본 논문은 국내 외 사용후핵연료 및 방사성폐기물 관리 현안 분석을 바탕으로 향후 나아갈 방향을 제시한다. 원자력 발전을 앞서 이용해 온 미국 사례를 중심으로 다양한 국가들의 처분장 확보 및 실패 사례와 최근의 관리 정책 기조를 정리하였다. 아울러, 원전 해체에 따른 고선량 방사성폐기물, 핵안보 사안 그리고 핵연료 전주기 관점에서 평가한 경제성 기반 정책 수립의 필요성을 논하였다. 사용후핵연료 및 방사성폐기물 관리의 핵심 사안을 세부적으로 중간저장, 영구처분 그리고 재처리로 분류하고 기술 검토와 인허가 체제 구축 및 연구 추진 방향성에 대한 정책 제언을 담았다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.151-159
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• 2012

선진핵주기 고준위폐기물 처분시스템의 개념설계를 위하여 가상의 처분장 부지인 KURT 시설 부지의 지질조건에서 A-KRS의 입지 후보영역을 선정하였다. 부지의 모암은 한반도에 폭넓게 분포하는 중생대 화강암을 대표하는 것으로 열수변질작용을 받은 흔적이 있으며, 지표수와 지하수계는 일차적으로 지형의 영향을 받아 부지에서 남동진하여 금강으로 배출된다. 부지 내에서 확인된 단열대는 2 등급 규모로서 N-S와 E-W 주향으로 우세하게 분포한다. A-KRS 입지 후보영역을 제안하기 위하여 부지 내에서 공간적으로 -500 m 심도까지 발달되는 것으로 예상되는 단열대를 교차하지 않고 동시에 단열대로부터 50 m 이상의 충분한 이격거리를 갖는 조건에서 처분장 규모의 영역을 확보할 수 있는지를 분석하였다. 분석 결과, 본 부지의 중앙부에 우세하게 분포하는 남북 방향의 주향을 갖는 단열대의 서쪽 영역의 -200 m 이하 심도에서 충분한 영역을 확보할 수 있는 것으로 확인되었다. 단열대의 분포 특성을 감안할 때 부지의 좌하단 영역이 지질학적, 수리지질학적 측면에서 A-KRS 입지 영역으로 가장 양호한 것으로 판단된다.

• 자원환경지질
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• 제56권5호
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• pp.533-545
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• 2023

본 연구에서는 고준위 방사성 폐기물 심지층 처분장을 구성하고 있는 천연방벽의 장기안전성에 영향을 줄 수 있는 요소(Feature), 사건(Event), 및 공정(Process)에 대한 조사를 수행하여 FEP 목록을 작성하였다. FEP 목록 작성을 위해 NEA (Nuclear Energy Agency)의 IFEP 목록 3.0이 기초 자료로 활용되었으며, 국외 선도국에서 수행된 지질 조사 및 연구 결과들이 추가적으로 참고되었다. 천연방벽의 성능과 관련하여 총 49개의 FEP 목록이 작성되었으며, 각 인자에 대한 정의, FEP 분류, 장기 안전성에 미치는 영향, 국내 여건에서의 중요도, 정량화 가능 여부 측면에서의 결과가 작성되었다. 또한, 작성된 FEP 목록을 기반으로 처분시설의 장기 안전성에 위협이 될 수 있는 총 3가지의 시나리오를 개발하고 각 시나리오에 있어 천연방벽의 처분 성능에 영향을 주는 지질학적 인자들을 선별 및 관계를 가시화하였다. 본 연구를 통해 구축된 FEP 목록과 시나리오별 인자간 상호관계 가시화 결과는 심지층 처분장의 장기 안전성을 정량 평가하기 위한 수학적 모델 개발에 있어 필수적으로 고려해야 할 인자를 선별 및 구성하는데 중요한 기초 정보를 제공할 수 있을 것으로 판단되며, 방폐물 처분장 부지확정을 위한 천연방벽의 주요 성능과 관련된 기준안을 마련하는 데 유용하게 활용될 수 있을 것으로 보인다.

• 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.

• 터널과지하공간
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• 제31권3호
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• pp.167-183
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• 2021

고준위방사성폐기물 처분장의 장기 안전성 확보를 위해서는 공학적방벽 및 천연방벽 내에서 발생하는 복잡한 열-수리-역학-화학적(THMC) 복합거동 해석에 대한 이해가 필수적이다. 특히 고준위방사성폐기물에서 발생하는 열로 인해 암반 및 완충재 내의 지하수에서 압력 증가 및 상변화가 발생하게 되며, 지하수의 유입으로 인해 공학적방벽 내 포화도가 변화하게 된다. 또한 포화도의 변화는 완충재 내에서의 열전달 및 다상 유동 특성에 영향을 미치게 된다. 따라서 복합거동 특성의 복잡성으로 인해 수치해석은 처분시스템에서의 THMC 복합거동 평가와 예측 및 안전성 평가에 있어 강점을 지니고 있으며, DECOVALEX 국제공동연구는 THMC 복합거동에 대한 이해도 증진 및 해석기법 검증을 목적으로 1992년부터 시작되었다. 국내에서는 2008년부터 한국원자력연구원이 지속적으로 참여하여 연구를 수행하고 있으며, 본 기술보고에서는 현재 진행 중인 DECOVALEX-2023의 주요 연구내용을 국내 암반 및 지반공학자들에게 소개하였다.