• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.239-255
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• 2007

고준위폐기물 기준처분시스템의 건전성과 처분안전성의 실험적 검증에 필수적 시설인 지하처분연구시설이 한국원자력연구원 부지 내에 건설되었다. 지하처분연구시설의 부지조사 결과에 대해 기술하고, 이 부지에 건설될 지하처분연구시설의 설계, 인허가, 건설 과정과 건설된 시설의 개요에 대해 하였다. 또 지하처분연구시설에서 수행 중인 현장실험에 대해 소개하였다.

• 터널과지하공간
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• 제30권2호
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• pp.109-135
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• 2020

전 세계적으로 지하의 고심도화는 다양한 시설 개발의 목적으로 관심도가 높은 상황이다. 고심도 지하공간의 개발은 암반의 구조적 안정성이 바탕이 되어야 한다. 고심도 지하공간에서는 스폴링이 구조적 안정성에 영향을 미치는 것으로 알려져 있다. 스폴링을 예측하기 위해서 많은 연구자들은 터널 주변에서 발생하는 응력상태, 암반상태 및 암종에 따라 제안하였다. 또한, 현지에서 측정된 결과와 FLAC, EXAMINE, UDEC, Insight 2D, FRACOD 등의 컴퓨터 모델링을 이용하여 스폴링 해석 방법에 대한 검증이 수행되었다. 캐나다 URL(Underground Research Tunnel)에서는 스폴링 현상에 대한 정확한 예측을 위해 CWFS(Cohesion Weakening Frictional Strengthening)모델을 제안하고 이를 비교 분석하였다. CWFS 모델은 스폴링 현상을 예측하는데 신뢰도 높은 방법으로 확인되었다. 본 연구에서는 고심도 암반에서의 스폴링 발생에 대한 사례들을 분석하고 스폴링 발생조건과 CWFS 모델의 예측 결과를 비교하였다. 이를 통해 고심도 조건에서의 광주를 대상으로 스폴링 예측에 대한 적용성을 검토하고자 하였다.

• 터널과지하공간
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• 제34권1호
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• pp.54-70
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• 2024

생산이 완료된 노천광산 채굴적을 광미(광물찌꺼기) 적치 장소로 활용하는 방안은 기존 광미 적치 시설(TSF, Tailing storage facility)의 설치 공간 및 운영비용 문제 해결을 위한 대안으로 제시된다. 하지만 장기간에 걸쳐 적치된 광미는 주변 암반에 추가적인 하중으로 작용하여 광산의 역학적 안정성을 저해할 위험성이 존재한다. 본 연구에서는 호주 Marymia 광산의 사례를 참고하여 약 60,400 시간에 걸친 광미 적치 시나리오를 구축하였으며, 다양한 지하 채광장 형태 및 암반 조건에 따른 천반 수평필러의 역학적 안정성을 Sigma/W 해석 소프트웨어를 활용하여 분석하였다. 분석 결과, 광미 적치가 장기간 지속됨에 따라 천반 수평필러의 파괴 가능성이 유의미하게 증가함을 확인하였다. 해당 결과는 노천채굴적 내 광미 적치 시 광산 구조에 대한 역학적 안정성 고려가 필수적임을 시사한다.

• 터널과지하공간
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• 제7권1호
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• pp.39-50
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• 1997

Reference concepts for the disposal of spent nuclear fuel and the current status of underground rock laboratory were studied. An analysis to simulate the deep disposal of spent nuclear fuel in saturated rock mass was conducted. Main input parameters for numerical study were determined based on the KBS-3 concept. A series of results showed that the temperature distribution around a cavern reached the maximum value at about 10 years after the emplacement of spent fuel. The maximum temperature at the surface of canister was more than about 12$0^{\circ}C$ at about 4 years. This temperature was not much higher than the temperature criteria to meet the performance criteria of an artificial barrier in the KBS-3 concept. The maximum upward displacement due to the heat generation of spent fuel was about 0.9cm at about 10 years after the emplacement of spent fuel. It turned out that the vertical displacement became smaller with the decrease in heat generation of a canister. The quantity of groundwater inflow into a disposal tunnel increased by about 1.6 times at 20 years after the emplacement of spent fuel with the increase of pore pressure around a cavern.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.465-479
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• 2023

To ensure the safety of disposal facilities for radioactive waste, it is essential to quantitatively evaluate the performance of the waste disposal facilities by using safety assessment models. This paper addresses the development of the safety assessment model for the underground silo of Wolseong Low-and Immediate-Level Waste (LILW) disposal facility in Korea. As the simulated result, the nuclides diffused from the waste were kept inside the silo without the leakage of those while the integrity of the concrete is maintained. After the degradation of concrete, radionuclides migrate in the same direction as the groundwater flow by mainly advection mechanism. The release of radionuclides has a positive linear relationship with a half-life in the range of medium half-life. Additionally, the solidified waste form delays and reduces the migration of radionuclides through the interaction between the nuclides and the solidified medium. Herein, the phenomenon of this delay was implemented with the mass transfer coefficient of the flux node at numerical modeling. The solidification effects, which are delaying and reducing the leakage of nuclides, were maintained the integrity of the nuclides. This effect was decreased by increasing the half-life and the mass transfer coefficient of radionuclides.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제21권4호
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• pp.501-518
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• 2019

심부 지하환경 조건에서 측정된 암석물성의 사용은 고준위폐기물처분장의 장기 안전성 평가 측면에서 해석의 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 본 연구는 지하처분연구시설(Korea atomic energy research institute Underground Research Tunnel, KURT)의 화강암(한국원자력연구원, 대전)을 대상으로 고준위폐기물 처분장에서 예상되는 복합환경 조건을 구현한 후 암석의 역학적 물성 변화를 측정하였다. 실험은 심지층 처분환경이 모사되도록 열-수리-역학적 복합 환경(Thermo-Hydro-Mechanical, THM)이 조절될 수 있는 실험장치를 제작하였다. 다양한 복합 실험조건(M, HM, TM, THM)을 구현하여 일축압축강도와 간접인장강도, 탄성계수, 포와송비 등의 암석물성을 측정한 후 그 결과를 분석하였다. 실험결과, 처분장 근계암반 예상 온도범위 내에서는 KURT 화강암의 역학적 물성이 온도의 영향 보다 포화유무에 따른 변화가 더 큰 것을 확인할 수 있었다. 또한, 동일한 온도 조건에서 포화 유무에 따른 일축압축시험 결과는 최대 약 20%의 상대적인 차이를 보였으며, 간접인장시험 결과는 최대 13%의 차이가 발생하였다. 따라서 처분장의 장기거동에 따른 성능평가 및 안전성 예측을 위해서는 기존의 상온 실내시험을 통해 도출된 암석물성을 사용하기보다 심부 지하환경을 반영한 암석의 복합물성을 활용하는 것이 해석의 신뢰도 향상에 기여할 수 있을 것이다.

• 터널과지하공간
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• 제34권2호
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• pp.169-184
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• 2024

본 연구에서는 심부 지하공간의 안정성을 평가하고자 심부 응력조건을 반영한 암석블록의 이축압축실험을 통하여 지하공동에서 손상 발생시 발생하는 음향방출 및 미소변형의 특성을 분석하였다. 음향방출 특성 분석 결과 지하공동에서 손상 발생 직전에 음향방출 신호의 주파수, 카운트, 에너지, 진폭 특성이 급격히 증가하였다. 특히 주파수와 카운트는 손상 전후에서 특성 차이가 크게 나타나 원형 공동의 손상 특성 분석에 적합한 음향방출 인자인 것으로 나타났다. 이미지상관기법 적용결과 실험 중 공동 주변에 변형이 집중되었음을 변형률의 공간적 분포를 통해 알 수 있었으며, 실험 종료 지점에서는 스폴링 현상이 발생하였음을 확인할 수 있었다. 본 연구에서 제시된 원형 공동 손상시 음향방출 및 미소변형 특성은 심지층 활용을 위한 지하공동 안정성 평가의 기초자료로 활용될 것으로 기대된다.

• 터널과지하공간
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• 제14권3호
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• pp.188-202
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• 2004

고준위폐기물의 처분개념 실증을 위해 원자력연구소부지 내에 지하연구시설을 건설하는 경우, 지표면지형의 변화, 두터운 풍화대의 존재가 예상된다. 본 연구에서는 부지 특성과 터널의 경사 및 터별의 크기에 따른 영향 분석과 함께 수백 m의 터널을 단계적으로 굴착하는데 따른 영향을 FLAC3D를 이용한 3차원 구조해석을 통해 분석하였다. 해석결과 굴착을 단계적으로 실시하는데 따르는 응력이나 변위분포에는 차이가 없는 것으로 나타났으며 이는 지하연구시설의 부근에서는 응력재분포에 의한 소성영역의 발생은 없기 때문이다. 최대 응력으은 5 ㎫로 압축응력이 작용할 것으로 예상된다. 최대응력은 터별의 끝 부분에서 20 m 전방으로 터별의 벽면에서 발생할 것으로 예상되며 터널 경사각이나 풍화대의 크기, 터널의 크기변화에 따른 터널에서의 응력과 변위분포 변화는 거의 없는 것으로 나타났다. 진입터널과 연구모듈의 교차지점에 대한 모델링 결과 응력비 K가 3인 경우 구조적으로 가장 취약한 지점에서의 안전계수가 3이상으로 나타난다. 본 연구를 통해 원자력연구소 내 예상 부지에 소규모 지하연구시설을 구조적으로 안전하게 건설하는 것이 가능함을 보일 수 있었다.

• 터널과지하공간
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• 제17권1호
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• pp.43-55
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• 2007

한국원자력연구소에서는 고준위폐기물 처분시스템의 다양한 현장 실증연구를 위해 원자력연구소 내 지하처분연구시설 (KAERI Underground Research Tunnel, KURT)이 건설되었다. 터널 크기 $6m{\times}6m$, 총길이 255 m (진입터널 180 m 연구모듈 75 m)인 KURT는 결정질 화강암반에 위치하고 있다. KURT에서는 개념설계, 부지조사, 시설설계, 건설 과정에서 다양한 암석역학 관련 연구들이 수행되었다. 물리탐사, 시추공조사, 암석물성 시험, 현장 물성 시험 등을 통해 KURT 의 구조적 안정성 평가에 필요한 암석 및 암반의 물성이 얻어졌으며 이들 물성은 해석 모델의 입력자료로 활용되었다. 본 논문에서는 KURT 에서 수행되었던 암석역학 관련 시험을 통해 얻어진 주요 결과 및 이를 활용한 3차원 구조해석에 대해 소개한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.229-238
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• 2007

본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기를 지하 심지층에 처분하기 위하여 요구되는 구조설계 요구조건과 구조안전성 평가 기준을 도출하였다. 고준위폐기물은 높은 열과 많은 방사능을 방출하기 때문에 고준위폐기물을 넣어 보관하는 처분용기는 그 취급에 많은 주의가 요구된다. 이를 위하여 고준위폐기물 처분용기는 장기간(보통 10,000년 동안) 안전한 장소에 보관되어야 한다. 보통 이 보관 장소는 지하 500m에 위치한다. 지하 깊은 화강암에 고준위폐기물을 보관하도록 설계되는 처분용기는 내부주철삽입물과 이를 감싸고 있는 부식에 강한 와곽쉘, 위 덮개와 아래 덮개로 구성되는 구조로 되어 있으며 지하수압과 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 받는다. 따라서 고준위폐기물 처분용기는 심지층에 보관 시 이들 외력들을 견디도록 설계되어야 한다. 만약에 발생 가능한 모든 하중조합을 고려한 처분용기 설계가 되지 않으면 심지층에 위험한 고준위폐기물 처분 시에 처분용기에 소성변형이나 크랙 또 좌굴같은 구조적 결함이 발생할 수 있다. 따라서 심지층에 처분용기를 처분 시에 처분용기에 발생하는 구조적 문제들이 발생하지 않게 하기 위하여 여러 가지 구조해석이 수행되어야 한다. 이러한 구조해석 수행에 앞서 처분용기 설계 타당성을 평가하기 위한 기준이 필요하다. 또한 평가기준에 영향을 미치는 설계요구조건(설계변수)이 명확히 검토되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기의 구조설계 요구조건(설계변수)과 구조 안전성 평가기준을 도출하고자 한다.