• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제25권4호
• /
• pp.539-547
• /
• 1993

이전에 제시한 모델 1-3을 다시 확장하여 균열 암반에서의 일차원적 핵종이동에 관한 추계적인 모델을 제시하였다. 이 모델은 처분장 근처의 암반내의 균열을 통한 무한 길이를 갖는 핵종의 붕괴 사슬에 의한 이동을 연속시간 마코프 프로세스를 이용하여 모사한다. 이전의 결정론적 해석해에 의한 모델들이 균일한 다공성매질과 같은 단순성을 요구하고 핵종의 붕괴사슬의 수를 제한하며 균열암반매질내에서의 이동의 경우에는 균열에서 암반으로의 확산등이 고려되지 않거나 그 해의 형태가 복잡하다. 또다른 결정론적인 해를 제시하는 수치모델의 경우에도 해를 얻기 위한 과정이 상당히 복잡하고 정확한 해를 제공하지는 못한다. 이에 반해 이 모델은 매질에서의 핵종의 농도에 관한 기대값과 그 분산으로서 비교적 용이하게 해를 제시한다. 모델을 검증하고 그 효율성가 정착성을 예시하기 위하여 암반으로의 확산이 무시된 단순화된 매질에 대하여 3개의 붕괴 사슬을 갖는 가상의 핵종에 대하여 이동거리와 시간에 대한 농도에 대하여 정확한 해석해와의 비교가 행하여 졌다. 매질을 나눈 구획의 수에 종속 하는 수치분산을 보정하여 계산된 결과에서 이 모델이 해석해와 잘 일치하는 것을 알 수 있었다.

• 자원환경지질
• /
• 제56권5호
• /
• pp.515-532
• /
• 2023

벤토나이트는 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분 시스템에서 처분용기와 암반 사이를 메우는 완충재로 고려되는 팽창성 점토이다. 벤토나이트는 높은 양이온교환능과 비표면적을 가지고 있기 때문에, 처분용기로부터 핵종이 누출될 경우, 수착하여 암반으로의 유출을 지연시키는 역할을 한다. 본 연구에서는 여러 선행연구에서 8종류의 벤토나이트를 사용하여 수행된 U, Am, Se, Eu 핵종의 수착실험 및 모델 자료를 취합하고, 각 연구에서 설정된 실험 조건들을 기반으로 열역학적 수착모델의 특성을 평가하였다. 핵종과 벤토나이트 간의 수착 거동 해석에 중요한 역할을 하는 열역학적 수착모델은 벤토나이트의 광물학적 특성뿐만 아니라 핵종 농도, 용액의 이온강도, 주 양이온, 온도, 고액비, 용존 탄산 농도 등 세부적인 실험 조건과 밀접하게 연관되어 있는 것으로 확인되었다. 이러한 결과는 특정 실험 조건에서 수행된 수착실험 및 모델의 최적화로 제안되는 수착 반응식과 반응상수가 다양한 환경 조건에 적용하기에 불확실성이 크다는 것을 의미한다. 따라서, 심층처분 시스템에 적용가능한 열역학적 수착모델을 구축하기 위해서는 현장 조사 및 실험이 함께 수행되어야 한다.

• 터널과지하공간
• /
• 제32권6호
• /
• pp.491-501
• /
• 2022

벤토나이트는 고준위 방사성 폐기물 처분장의 완충재 및 뒷채움재의 주재료로 고려되고 있다. 처분환경에서 벤토나이트는 열-수리-역학-화학적 복합적 거동을 겪게 된다. 본 연구는 제작된 수화거동 실험용 셀을 사용하여 수화 조건에서 벤토나이트의 거동 특성을 X선 단층촬영 기술을 이용하여 평가하고자 하였다. 플라스틱재료로 만들어진 원통형 셀은 상부의 탈착식 캡을 이용하여 시료 상부에 수직응력을 가하거나 팽윤압을 측정할 수 있도록 제작하였다. 수화실험은 건조밀도 1.4 g/cm³, 함수율 20%의 조건으로 제작된 경주 벤토나이트 블록시료로 수행되었다. 샘플의 직경은 27.5 mm, 높이는 34 mm 이며, 수화 실험 중 0.207 MPa의 일정한 압력으로 물을 주입하였으며, 7일 동안 수화실험을 지속하였다. 하루 동안 수화 과정을 거치면서 벤토나이트가 팽창하여 셀 내부의 공간을 채우는 것을 확인하였다. 또한, 샘플의 X선 CT값의 히스토그램 분석을 통해 수화 과정 초기의 샘플 밀도 증가와 이후 점진적인 밀도 감소가 발생함을 평가할 수 있었다. 평균 CT 값, CT값의 표준 편차, CT값 변화량에 대한 분석을 통해 샘플의 수화 과정에 대한 자세한 정보를 확인할 수 있었다. 즉, 수화 시작 후 2일 동안 시료 하부 및 상부 영역은 밀도가 감소하고 중간 영역은 밀도가 증가하였다. 그 후 수화가 진행되면서 샘플의 각 위치에서의 밀도 변화는 초기 샘플의 밀도와 비교할 때 그 차이가 점차 감소함을 확인하였다. 샘플 내 균열의 형성과정과 이후 감소되는 현상도 X선 단층촬영에 의해 확인되었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권1호
• /
• pp.41-50
• /
• 2006

본 연구에서는 사전연구로부터 사용후핵연료의 처분용기 원형모델로 제안된 처분용기의 전체 크기와 배열을 평가하기 위하여 일련의 공학적 분석을 수행하였다. 그러한 노력의 결과 용기 내부 저장통의 배열형태와 외곽쉘과 상하부 뚜껑의 두께와 같은 새로운 설계변수를 도출하였다. 공학적 분석 작업에는 처분용기의 기계구조 해석 결과를 근거로 도출된 용기의 규격자료에 대한 방사선 안전성 측면에서의 타당성을 검토하기 위하여 방사선차폐 해석과 핵 임계 해석 등이 수행되었다. 처분용기 내부 삽입체의 직경 변화에 따른 구조안정성 해석 결과에 따르면, 직경 102cm 일 때 극한 외압조건은 물론 정상적인 외압조건 하에서도 최대 Von Mises 응력이 안전계수 2.0을 만족하는 것으로 나타났다. 이 경우에서도 핵 임계 및 방사선차폐 해석 결과 안전기준치를 만족시키며, 무게는 20톤 가량 줄어드는 효과가 있는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권3호
• /
• pp.301-309
• /
• 2006

한국형처분시스템에 이용될 가압경수로형 사용후핵연료를 위한 KDC-1 처분용기를 개발하였다. 처분용기 안전성 평가의 일환으로서 처분용기에 대한 구조적 안전성을 평가하였다. 처분용기의 구조적 안전성은 처분조건과 취급조건 2가지로 구분하여 평가하였다. 처분조건에서는 3가지 하중 조건, 정상하중 조건, 비정상 하중 조건, 암반의 움직임을 고려하였다. 처분조건에서 평가 결과 3가지 조건에 대해 모두 안전계수가 설계기준보다 컸다. 취급조건에서는 처분용기 취급 중 구조해석과 처분용기 낙하 사고시 구조해석을 수행하였다. 취급장비 고장 시나리오 평가결과 1개 혹은 2개의 취급 장치가 고장을 일으켰을 때도 취급장비를 계속 운전하는 것이 가능하였다. 처분용기 낙하 시나리오에서는 계산결과 최대 응력은 0.762 MPa 이었으며, 이 값은 주철의 항복응력과 비교하면 거의 무시할 수 있는 값이었다. 본 논문에서 제안한 KDC-1 처분용기에 대한 처분조건 및 취급조건에서의 구조해석 결과, 한국형처분시스템에서 고려하고 있는 조건에서 그 구조적 안전성을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제17권3호
• /
• pp.339-346
• /
• 2019

제8차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, $^{235}U$ 초기 농축도, 방출연소도, 냉각기간이다. 이들은 사용후핵연료 처분시스템을 설계하는데 필수적인 항목이다. 2082년까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 62,500 다발로 추정되었다. 2018년 말까지 발생한 사용후핵연료 중 상대적으로 길이가 짧은 웨스팅하우스형 원전연료가 약 60%, 상대적으로 길이가 50 cm 정도 긴 한국형 원전 연료가 약 40%를 차지하였다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 90%를 차지하였으며, 방출연소도는 98%의 물량이 55 GWd/tU 이하로 나타났다. 2077년을 기준으로 웨스팅하우스형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 50년 이상이 97% 정도를 차지하였으며, 본 논문에서 가정한 처분 완료시점인 2125년을 기준으로 한국형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 45년 이상이 98% 정도를 차지하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 바탕으로 효율적인 처분시스템 설계를 위해 기준 사용후 핵연료는 제원적 특성을 고려하여 두 가지 형태로 설정하였으며, 웨스팅하우스형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 KSFA, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 50년으로, 한국형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 PLUS7, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 45년으로 설정하였다.

• 화약ㆍ발파
• /
• 제26권2호
• /
• pp.11-19
• /
• 2008

지하구조물의 굴착을 위한 발파 충격과 굴착후 응력의 재분포에 의해 발생하는 암반 손상대(Excavation Damaged Zone, EDZ)의 발생은 구조물의 장기적 안정성 경제성 안전성에 영향을 미친다. 본 연구에서는 조절발파기법으로 굴착된 한국원자력연구원 내 지하처분연구시설에서 굴착 후 발생하는 손상대 규모 및 특성을 측정, 분석하였으며 이를 모델링에 적용하여 손상대가 터널의 역학적, 수리적 거동에 미치는 영향을 평가하고자 하였다. KURT에서의 손상대 현장시험을 통해 1.5m의 손상구간을 확인할 수 있었으며 Goodman jack 시험과 실험실 암석실험을 통해 암반의 물성은 발파전 물성에 비해 대체적으로 50% 정도 변화함을 알 수 있었다. 이러한 암반 손상대 크기와 물성변화를 모델링에 적용하여 수리-역학적 연동해석을 실시하였다. 손상받지 않은 구간에 비해 손상대의 변형계수는 50%감소하며 수리전도도는 1 order증가하는 것으로 가정하였다. 해석 결과 손싱대를 고려하는 경우 변위는 증가하고 응력은 감소하며 지하수 유입량은 약 20% 정도 증가하는 것으로 나타났다.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제32권2호
• /
• pp.75-86
• /
• 2019

원자력발전의 최대 걸림돌은 사용 후 핵연료인 고준위폐기물이다. 높은 방사능과 발생하는 열은 사용 후 핵연료의 안전한 처분을 어렵게 하고 있다. 현재 유일한 처리방법은 심지층 처분기술이다. 본 논문은 이와 같은 심지층 처분기술의 핵심기술 중의 하나인 처분용기의 구조안전성 설계문제를 다루고 있다. 특히 처분장에서 처분용기 처분 시 사고로 운송차량에서 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형에 대한 비선형구조해석을 수행하였다. 해석의 주된 내용은 심지층 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력을 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하고 이 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형을 유한요소 정적 구조해석 상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구한 것이다. 해석결과는 충돌 충격 시간 중 발생하여 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기, 특히 처분용기의 위 덮개 혹은 아래 덮개에 큰 응력과 대변형이 발생함을 보여주고 있다.

• 터널과지하공간
• /
• 제33권3호
• /
• pp.109-125
• /
• 2023

고준위방사성폐기물처분장은 공학적/천연 방벽 등을 통해 처분장의 안전성을 확보한다. 이러한 안전 수단은 다양한 방법을 통해 장/단기적 성능을 평가하고 검증되어야 한다. 한국원자력연구원은 원내에 위치한 지하연구시설인 KURT를 이용해 다양한 현장 실증실험을 수행해왔다. 선행 시험 종료 후, 개선된 형태의 실증실험인 K-COIN을 수행하기 위해 개념 설계안을 도출하고 상세 실험계획을 수립 중이다. KURT 내부에 K-COIN 실험부지 선정을 위한 예비 부지조사를 수행하였다. 연구 모듈(research gallery, RG) 세 구역에 약 20 m 심도의 시추공 총 15개를 시추하여 시추코어를 확보하고 암석 실내시험에 적합한 구간을 선정하여 무결암 시험편을 준비하였다. 준비된 시험편을 사용하여 물리적 특성 측정, 단축압축시험, 간접인장시험, 삼축압축시험을 수행했으며 이를 통해 무결암의 비중, 공극률, 탄성파 속도, 단축압축강도, 탄성계수, 포아송비, 간접인장강도, 점착력, 내부 마찰각을 측정하였다. 간단한 통계 처리를 수행한 결과, 시추 구역과 심도(상부 0~10 m, 하부 10~20 m)에 따른 무결암 물성의 차이는 크지 않은 것으로 확인되었다. 가장 대표적인 암석 물성인 단축압축강도를 바탕으로 판단하면, 모든 시추 구역과 심도에서 매우 강한 암석으로 분류되어 모든 후보 지역에서 역학적인 안전성을 확보한 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권2호
• /
• pp.117-131
• /
• 2006

한국의 고준위폐기물 기준 처분 시스템의 공학적 방벽에서의 T-H-M(Thermo-Hydro-Mechanical) 거동 실증을 위한 KENTEX(KAERI Engineering-scale T-H-M Experiment for Engineered Barrier System)실험 장치를 대상으로 열-수리-역학 연동현상 해석을 하여 온도, 포화도 및 응력의 변화를 예측하였다. 그리고 이들 변수와 열-수리-역학의 연동현상에 사용된 세물성법칙인 탄성물성법칙, 공극탄성 물성법칙 및 공극탄성-소성 물성법칙과의 관계를 분석하였다. 열-수리-역학 연동현상을 계산하는 데는 상용 유한요소 코드인 ABAQUS를 사용하였다. 열 계산에서 벤토나이트 내 온도는 히터 가열 후 초기에는 급격히 증가하다가 얼마의 시간이 경과한 후에는 거의 일정한 값에 도달하였다. 이 도달시간은 약 37.5일로 반경방향의 모든 지점(H=0.68m 일때)에서 정상상태에 도달한 것을 알 수 있었다. 즉, 히터와 벤토나이트 경계면에서는 $90^{\circ}C$, 벤토나이트와 외부 셀 경계면에서는 약 $70^{\circ}C$를 유지하였다. 열-수리-역학 연동현상 계산에서 시간에 따른 벤토나이트 포화도는 탄성 물성법칙, 공극탄성 물성법칙 및 공극탄성-소성 물성법칙의 세 경우 모두 거의 차이가 없었다. 열-수리-역학 계산 결과와 수리-역학 계산 결과의 비교에서 온도의 증가는 탄성 물성법칙 및 공극탄성 물성법칙 각각에 대해 시간이 경과함에 따라 포화도가 증가함을 초래해 포화가 빨리 진행됨을 알 수 있었다. 특히 히터에 가까운 쪽에서는물이 침투하고 있는 쪽 보다 포화도 증가가 큰 것으로 나타나 벤토나이트가 물로 포화되기 전의초기상태가 온도의 영향을 많이 받는 것을 알 수 있었다. 또한 응력은 세 물성 법칙 모두 시간의 경과에 따라 증가하는 경향을 보이나 탄성 물성법칙의 경우가 다른 두 경우보다 현저한 변화를 보이는데 이는 변형율이 탄성한계를 넘어서도 계속 작용하여 공극비 변화를 고려한 다른 두 물성법칙과 차이가 있음을 나타내고 있다. 그러나 공극탄성 물성법칙 및 공극탄성-소성 물성법칙의 경우에 열-수리-역학 계산 결과와 수리-역학 계산 결과를 비교하면 시간이 경과함에 따라 응력은 증가하지만 온도의 변화에 따른 서로의 응력의 차이는 작은 것을 알 수 있다. 즉 온도변화의 영향보다는 시간에 따른 포화도 변화의 영향이 더 큰 것으로 생각된다. 따라서 벤토나이트의 열-수리-역학 연동현상 해석에서 벤토나이트는 온도의 증가로 포화가 빨라지고, 포화도 증가는 응력을 증가시키는 결과를 보이므로 공극비, 열팽창 및 팽윤압 등의 영향을 받고 있는 것으로 이해된다. 그래서 벤토나이트의 열-수리-역학 연동현상 해석에서 벤토나이트는 공극비, 열팽창 및 팽윤압 등의 영향을 받으므로 탄성과 소성을 동시에 고려할 수 있는 물성법칙을 선택하는 것이 바람직하다.