• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.281-294
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• 2012

현재까지 개발된 고준위폐기물 심지층처분장의 열-수리-역학적 복합거동 해석을 위한 전산 코드의 현황을 조사하고, 문헌에 보고된 각 코드에 의한 계산치와 현장실험 측정치의 비교 결과를 이용하여, 기존 전산 코드들의 신뢰도를 분석하였다. 개발된 전산코드들은 완충재가 없는 처분장에서는 붕괴열에 따른 암반의 열-수리-역학적 거동을 비교적 잘 모사하였으나, 포화 경암층에 위치한 완충재가 존재하는 처분장의 공학적방벽시스템 내에서 일어나는 열-수리-역학적 복합거동의 예측은 만족스럽지 못하였다. 현재 제안된 열-수리-역학적 복합거동 해석모델을 고준위폐기물 처분장 공학적방벽시스템의 거동 해석에 적용하기 위해서는 완충재 내의 수분함량 및 전 압력 분포를 보다 정교하게 모사할 수 있도록 수학적 모델의 개선이 필요하다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.51-59
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• 2004

The geological research as a part of HLW disposal program in Korea is carried out to provide necessary data for the establishment of the reference repository system in term of design and safety assessment in the crystalline rock terrains. Six deep boreholes were drilled to obtain hydrogeological and hydrochemical data from Jurassic granites in the Yuseong area, Korea. The core observation, televiewer logging and hydraulic testing were carried out during and after drilling and multi-packer system were installed in the boreholes of 500m depth for hydraulic and hydrochemical monitoring including environmental isotopes. The integration of hydrogeochemical and hydrodynamic data would be built greater confidence for the understanding of groundwater system in fractured rock mass. This geoscientific program could be possible to suggest a general guideline to develop the reference disposal concept of high-level radioactive waste in Korea.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.501-510
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• 2022

The nuclear criticality analyses considering burnup credit were performed for a spent nuclear fuel (SNF) disposal cell consisting of bentonite buffer and two different types of SNF disposal canister: the KBS-3 canister and small standardized transportation, aging and disposal (STAD) canister. Firstly, the KBS-3 & STAD canister containing four SNFs of the initial enrichment of 4.0wt% ²³⁵U and discharge burnup of 45,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years of SNFs were calculated to be 0.79108, 0.78803, and 0.78484 & 0.76149, 0.75683, and 0.75444, respectively. Secondly, the KBS-3 & STAD canister with four SNFs of 4.5wt% and 55,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years were 0.78067, 0.77581, and 0.77335 & 0.75024, 0.74647, and 0.74420, respectively. Therefore, all cases met the performance criterion with respect to the k_eff value, 0.95. The STAD canister had the lower k_eff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in k_eff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.489-502
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• 2023

This article presents the crucial role played by the French underground research laboratory (URL) in initiating the deep geological repository project Cigéo. In January 2023, Andra finalized the license application for the initial construction of Cigéo. Depending on Government's decision, the construction of Cigéo may be authorized around 2027. Cigéo is the result of a National program, launched in 1991, aiming to safely manage high-level and intermediate level long-lived radioactive wastes. This National program is based on four principles: 1) excellent science and technical knowledge, 2) safety and security as primary goals for waste management, 3) high requirements for environment protection, 4) transparent and open-public exchanges preceding the democratic decisions and orientations by the Parliament. The research and development (R&D) activities carried out in the URL supported the design and the safety demonstration of the Cigéo project. Moreover, running the URL has provided an opportunity to gain practical experience with regard to the security of underground operations, assessment of environmental impacts, and involvement of the public in the preparation of decisions. The practices implemented have helped gradually build confidence in the Cigéo project.

• 터널과지하공간
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• 제19권6호
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• pp.507-516
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• 2009

고준위 방사성 폐기물 처분장의 경우 폐기물의 방사성 붕괴에 의해 발열 현상이 나타나게 되며, 암반을 통한 열전달에 의해 처분장 주변 환경이 변화됨으로써 처분장의 안전성에 영향을 미칠 수 있다. 그러므로 처분장의 안전성 확보를 위해선 적절한 처분장 내 환기장치가 필요하다. 적절한 환기시스템의 구축을 위해서는 암반 열물성치와 처분장 내 열전달계수의 산정을 통한 컴퓨터 시뮬레이션 연구가 핵심이라고 할 수 있다. 이에 본 연구에서는 KAERI Underground Research Tunnel(이하 KURT) 내부 환경 인자(건습구온도, 암반표면온도, 대기압)들의 측정을 통해 열전달계수를 산정하는 것에 초점을 맞추었다. KURT 내부 우측 연구모듈의 막장 벽면에 길이 2 m, 용량 5 kw의 히터가 $90^{\circ}C$로 암반 내부를 가열하고 있는 히터구간의 열전달계수 산정 결과, 태양의 위치에 따른 처분장 외부 대기의 온도변화에 의해 열전달계수의 수치 변화가 최대 7.9% 발생하였으며, 평균 열전달계수 h는 약 4.533 W/$m^2{\cdot}K$의 수치를 나타내었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.377-387
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• 2018

대한민국 첫 상업원전인 고리1호기는 40년간의 성공적인 운전을 끝내고 2017년 6월 18일 영구정지 되었다. 고리1호기는 본격적인 해체에 앞서 터빈건물에 폐기물처리시설 건설을 계획하고 있다. 각종 방사성폐기물은 폐기물처리시설에서 제염, 해체, 절단, 용융되어 자체처분 되거나 방사성폐기물 처분장으로 보내 진다. 해체폐기물 중 대형금속방사성폐기물은 주로 1차 계통측 기기들로 높은 방사능을 띄고 있어 해체활동 중 작업자의 피폭관리가 필요하다. 본 논문에서는 대형금속방사성폐기물 중 크기가 가장 크고 형상이 복잡한 증기발생기를 선정하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하여 작업자 피폭선량을 평가하고 저감화 방안을 수립 하고자 한다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.447-457
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• 2019

일본에서는 2000년 고준위방사성폐기물의 심층처분을 위한 「특정방사성폐기물의 최종 처분에 관한 법률」을 제정하고 부지선정을 착수하였으나, 부지선정 절차에 참여를 원하는 지자체가 존재하지 않았다. 따라서, 일본 정부는 2015년 문헌조사 단계에 새로운 부지선정을 절차를 개발하고, 지자체의 공모를 촉진하고자 2017년 6월 28일 심층처분을 위한 전국규모 과학적 특성 지도를 발간하였다. 이 지도는 심층처분장 초기 혹은 개념단계에 고려되는 요건 및 기준 등을 제공하고 심층처분을 위한 적합성을 분석함으로써, 공공의 이해도 증진과 지자체와의 의견교환 등을 위해서 유용하게 활용되고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권4호
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• pp.253-262
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• 2004

Construction of tunnels in a deep crystalline host rock for a potential High-Level Radioactive Waste(HLW) repository inevitably generates an excavation disturbed zone (EDZ). There have been a series of debates on whether a permeability in an EDZ increases or not and what would be the maximum depth of an EDZ. Recent studies show mixed opinions on permeability. However, there has been an international consensus on the thickness of an EDZ; 30 cm for TBM and 1 meter for controlled blast. One of the impacts of an EDZ is on determining the distance between adjacent deposition holes. The void gap by the excavation hinders relaxation of temperature profiles so that the current Korean reference designing distance between holes should be stretched out more to keep the maximum temperature in a buffer region below 100 degrees Celsius. The other impact of an EDZ is on the long-term post closure radiological safety. To estimate the impact, the reference scenario, the well scenario, is chosen. Released nuclides diffuse through a bentonite buffer region experiencing strong sorption and reach a fracture surrounded by a porous medium. Inside a fractured porous region, radionuclides migrate by advection and dispersion with matrix diffusion into a porous medium. Finally, they reach a well assumed to be a source of potable water for local residents. The annual individual dose is assessed on this well scenario to find out the significance of an EDZ. A profound sensitivity study was performed, but all results show that the impact is negligible. Even though the role of an EDZ turns out to be limited on overall safety assessment, still it is worthwhile to study the chemical role of an EDZ, such as a potential source for natural colloids, potential sealing of an open fracture by fine clay particles generated by the process of an EDZ, and alteration of a sorption mechanism by an EDZ in the future.