• 콘크리트학회논문집
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• 제23권5호
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• pp.647-656
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• 2011

방사성 폐기물 처분 시설과 같은 지하 구조물의 콘크리트 부재가 장기간에 걸쳐 지하수(이온교환수)와 접촉하면 이온교환수와 공극수 사이에 농도구배가 발생한다. 이로 인해 공극수로부터 칼슘이온이 용출되고, 콘크리트의 열화가 진행된다. 따라서 이 연구에서는 콘크리트의 칼슘 용출에 의한 내부공극 구조의 변화를 분석하고, 열화된 콘크리트의 강도 특성을 평가하고자 하였다. 연구 결과, 콘크리트의 칼슘이온이 용출됨에 따라 50~500 nm 크기의 공극들이 상당히 증가하게 되며, 용출 초기에는 200 nm 크기 이상의 공극들이 급격히 증가하고 이후에는 200 nm 크기 이하의 공극들이 증가하는 것으로 나타났다. 칼슘이 용출된 두께가 증가함과 더불어 압축강도는 감소하였으며, 칼슘이 용출된 OPC 콘크리트의 잔류강도는 대략 33~58% 정도로 나타났다.

• 터널과지하공간
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• 제17권1호
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• pp.26-31
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• 2007

우리나라에는 현재 고리, 월성, 영광 등 11기의 원자력 발전소가 운영되면서 전체 전력생산량의 40% 이상을 담당하고 있으며, 2006년까지는 12기가 추가 건설되어 총 23기의 원자력 발전소가 운영되어 국내 총 전력생산량의 절반 이상을 담당하게 될 예정이다. 하지만 이러한 원자력 발전은 필연적으로 인체에 유해한 각종 방사성 폐기물을 생산하게 되므로 이에 대한 처분기술은 대단히 높은 안전율을 고려하여 확보되어야 한다. 한국 원자력연구소의 기초연구에 의하면 국내 실정상 지하 암반내 심층처분이 가장 유리한 시스템인 것으로 보고되고 있으며, 그 중에서도 심도 500 m 이상의 고심도 지하 암반내에 터널을 뚫고 터널 바닥면에 처분공을 일렬로 굴착하여 이 처분공 내에 canister로 밀봉된 방사성폐기물을 유기하는 KBS-3 처분 시스템을 제안하고 있다. 본 연구에서는 KBS-3 처분 시스템을 고려할 경우, 필연적으로 야기되는 고심도 지하에서의 초기응력성분이 처분 시스템에 미치는 영향을 분석하기 위해 수치해석을 실시하였으며 이와 함께 제반 설계정수 중에서 초기응력값이 어떠한 비중을 차지하는지를 살펴보았다.

• 터널과지하공간
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• 제10권2호
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• pp.249-256
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• 2000

1980년대 말 이후 산업구조의 개편에 따라 국내 대부분의 광산은 폐·휴업 상태이며, 기존 채굴공동은 방치되고 있어 부분적으로 환경 저해요인으로 인식되고 있는 실정이다. 따라서,이들 폐공동의 활용방안을 검토하기 위하여 1차적으로 외국의 활용 사례를 검토하였다. 그 결과 농·수·축산물의 지하저장, 압축공기의 저장시설, 산업 폐기물의 처리장으로의 활용 예를 예시하였다. 그러나 국내에서 비교적 쉽게 활용할 수 있는 분야는 산업 폐기물의 처리장이라 할 수 있다. 이를 위해서는 채굴공동에 대한 보강 및 안전 대책의 수립은 물론 각 이용 목적에 따른 암반공학적 연구가 선행되어야 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권2호
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• pp.145-150
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• 2010

The paper is describing work being developed in the frame of a 5-year IAEA Coordinated Research Programme (CRP) started in late 2005. Participants gained knowledge of modelling methodologies and experience in the development and use of rather sophisticated simulation tools in support of site characterization and performance assessment calculations. These goals were achieved by a coordinated effort, in which the advantages and limitations of numerical models are examined and demonstrated through a comparative analysis of simplified, illustrative test cases. This knowledge and experience should help them address these issues in their own country's nuclear waste program. Coordination efforts during the first three years of the project aimed at enabling this transfer of expertise and maximizing the learning experience of the participants as a group. This was accomplished by identifying common interests of the participants (i.e., Process Modelling and Total System Performance Assessment methodology), and by defining complementary tasks that are solved by the members. Synthesis of all available results by comparative assessments is planned in the coming months. The project will be completed end of 2010. This paper is summarizing activities up to November 2009.

• 한국건축시공학회:학술대회논문집
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• 한국건축시공학회 2011년도 추계 학술논문 발표대회
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• pp.53-54
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• 2011

The facilities producing the nuclear energy chosen for resolving the recent global energy problem have been increasingly constructed, and hence more frequent durability tests on radiation shielding concrete are required due to NPP(Nuclear Power Plant) life extension and increase of radioactive waste repositories. Bulk dry density is one of the critical factors ensuring the durability and performance of the radiation shielding concrete because the design of the radiation shielding reinforced concrete structures for NPPs is based on the bulk dry density of the concrete. Bulk density of unconsolidated shielding concrete can be calculated utilizing a test assuring to satisfy the bulk dry density, or existing credible data set. This study evaluated correlation between bulk density and bulk dry density of the concrete used for Korean NPPs (y=1.0913X-0.2458) and developed a correlation expression considering standard deviation of bulk dry density (y=1.0913X-0.3358).

• 터널과지하공간
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• 제33권4호
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• pp.228-243
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• 2023

벤토나이트는 팽윤 능력과 낮은 투수율 등의 유리한 특성으로 인해 고준위방폐물처분장에서 완충재로 널리 인정받고 활용되고 있으며, 낮은 투수율로 인해 방사성 핵종이 주변 암반으로 이동하는 것을 효과적으로 방지하여 방사성 폐기물의 안전한 처분을 보장하는 데 중요한 역할을 한다. 그러나 벤토나이트 완충재의 장기적인 성능은 여전히 지속적인 연구의 대상으로 남아 있으며, 주요 우려 사항 중 하나는 벤토나이트의 팽윤과 지하수 흐름에 의한 완충재의 침식이다. 벤토나이트 완충재의 침식은 완충재의 무결성을 손상시키고 지하수를 통한 방사성 핵종의 이동을 촉진할 수 있는 콜로이드 형성을 초래하여, 결과적으로 방사성 핵종 이동 위험을 높임으로써 처분장 안전에 중대한 영향을 미칠 수 있다. 따라서 벤토나이트 완충재의 침식 메커니즘과 침식 정도를 수치 해석적으로 정량화하여 장기적인 벤토나이트 완충재의 성능 및 콜로이드 형성 정도를 평가하는 것이 고준위방폐물처분장의 안전성 평가에 매우 중요하다. 본 기술 보고에서는 동적 벤토나이트 확산 모델을 기반으로 거동이 유사한 영역을 두 개로 분류하여 벤토나이트의 균열 침투 및 콜로이드 형성을 모사할 수 있도록 제안된 모델인 Two-region 모델을 소개하였으며, 이 모델을 이용해 벤토나이트 완충재 침식 정도를 정량적으로 평가하였다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제21권5호
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• pp.587-609
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• 2019

본 연구에서는 고준위폐기물 처분장 내 완충재 로 제시되고 있는 벤토나이트의 재료적인 측면에서 장 단기 처분 안정성을 분석하였으며, 처분효휼 향상을 위한 완충재 디자인 관련 대안개념에 대해 연구동향을 분석하였다. 일반적으로 $150{\sim}250^{\circ}C$ 사이에서 온도증가 및 증기발생 등으로 인해 완충재의 수리전도도와 팽윤능에 비가역적인 변화가 발생한다고 보고된다. 하지만 완충재의 최고온도가 최소한 $150^{\circ}C$를 초과하지 않는다면 온도가 벤토나이트 완충재의 재료적, 구조적 그리고 광물학적 안전성에 미치는 영향은 크지 않는 것으로 분석되었다. 완충재 최고온도 제한은 심층처분장 단위면적에 처분할 수 있는 폐기물의 양을 제한하여 처분효율을 결정하며, 나아가 처분부지의 확보 가능성에까지 영향을 미치는 중요한 설계 인자이다. 따라서 고온이 완충재의 성능에 미치는 영향을 규명함으로써 완충재의 최고온도 제한을 완화하고, 이를 통해 심층처분장의 처분밀도 향상과 처분장 설계의 최적화를 도모할 필요가 있다. 이와 더불어 처분효율을 극대화하기 위해서는 복합소재(흑연, 실리카 등) 및 다중구조(전도층, 절연층 등)의 고기능성 공학적방벽재 개발과 다층처분장(multilayer repository)으로 처분장 레이아웃을 변경하는 방법 등을 병행하여 검토할 필요가 있다. 이는 처분사업의 신뢰성 및 국민 수용성 확보에 큰 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.187-187
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• 2009

Opening of fractures induced by shear dilation or normal deformation can be a significant source of fracture permeability change in fractured rock, which is important for the performance assessment of geological repositories for spent nuclear fuel. As the repository generates heat and later cools the fluid-carrying ability of the rocks becomes a dynamic variable during the lifespan of the repository. Heating causes expansion of the rock close to the repository and, at the same time, contraction close to the surface. During the cooling phase of the repository, the opposite takes place. Heating and cooling together with the, virgin stress can induce shear dilation of fractures and deformation zones and change the flow field around the repository. The objectives of this work are to examine the contribution of thermal stress to the shear slip of fracture in mid- and far-field around a KBS-3 type of repository and to investigate the effect of evolution of stress on the rock mass permeability. In the first part of this study, zones of fracture shear slip were examined by conducting a three-dimensional, thermo-mechanical analysis of a spent fuel repository model in the size of 2 km $\times$ 2 km $\times$ 800 m. Stress evolutions of importance for fracture shear slip are: (1) comparatively high horizontal compressive thermal stress at the repository level, (2) generation of vertical tensile thermal stress right above the repository, (3) horizontal tensile stress near the surface, which can induce tensile failure, and generation of shear stresses at the comers of the repository. In the second part of the study, fracture data from Forsmark, Sweden is used to establish fracture network models (DFN). Stress paths obtained from the thermo-mechanical analysis were used as boundary conditions in DFN-DEM (Discrete Element Method) analysis of six DFN models at the repository level. Increases of permeability up to a factor of four were observed during thermal loading history and shear dilation of fractures was not recovered after cooling of the repository. An understanding of the stress path and potential areas of slip induced shear dilation and related permeability changes during the lifetime of a repository for spent nuclear fuel is of utmost importance for analysing long-term safety. The result of this study will assist in identifying critical areas around a repository where fracture shear slip is likely to develop. The presentation also includes a brief introduction to the ongoing site investigation on two candidate sites for geological repository in Sweden.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권2호
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• pp.64-69
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• 1984

방사성폐기물 처분과 관련하여 산청, 온양 그리고 무안에서 채취한 국산점토에 대한 Cs-137 및 Sr-90의 흡착특성과 이들 핵종의 점토층이동에 대하여 고찰하였다. 흡착분배계수(Ksorp)를 회분식 흡착실험으로 결정한 결과 Cs-137의 경우 8,000-17,000ml/g 그리고 Sr-90의 경우 10,000-15,000m1/gr 범위의 값이었다. 이때 액상의 초기농도는 0.l$\mu$Ci/ml이었다. 산청과 온양의 점토는 흡착성능이 우수하였으나 무안의 점토는 현저하게 낮았다. 이것은 무안점토에 다량 존재하는 석영성분때문인 것으로 생각되었다. 이상의 흡착특성을 Freundlich형의 형태로 다음과 같이 표시할 수 있었다. $C_{R}$=18.0 $C_{A}$$^{0.74}$ : Cs-137, $C_{R}$=0.84 $C_{A}$$^{0.45}$ : Sr-90. 이 관계식을 BOX모델에 적용하여 점토층내에서의 핵종이동을 모사한 결과 국산점토가 처분장의 충진제로서 효과적임을 확인하였다.하였다.하였다.

• 지질공학
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• 제21권4호
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• pp.295-304
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• 2011

방사성폐기물처분장 주변 암반의 수많은 불확실성을 이해하기 위해서는 무결암에서 발생하는 균열의 성장과 거동 분석은 필수이다. 이에 본 연구에서는 처분장과 유사한 지질적 구조적 특성을 지닌 한국원자력연구원 내에 위치한 지하처분연구시설에서 채취한 화강암 시료를 이용하여 균열의 성장과 이에 따른 손상도를 AE parameter와 모멘트텐서해석법을 이용하여 분석하였다. 시료의 균열개시 균열결합 균열손상응력은 최대강도의 0.45배, 0.73배, 0.84배인 것으로 나타났다. 모벤트텐서해석법을 이용한 결과 응력 초기에는 인장균열의 발달이 우세하였으나 응력 수준이 증가함에 따라 전단균열이 발달하였다. 또한 시료에 균열손상응력 이상의 응력이 가해지면 파괴면을 중심으로 불안정한 전단균열이 발생하였으며 이는 파괴에 직접적인 역할을 하는 것으로 해석되었다.