• 방사성폐기물학회지
• /
• 제12권1호
• /
• pp.69-77
• /
• 2014

상대습도 데이터를 이용하여 벤토나이트 완충재 블록의 불포화 수리전도도 변화를 평가하였다. 불포화 매질에서의 물의 흐름을 나타내는 일반적인 분석해를 통해 상대습도를 통한 불포화 수리전도도 계산방안을 도출하였고, 이를 실제 수행한 실내 물 유입 실험 결과에 적용하여 포화가 진행됨에 따라 변화하는 완충재 불포화 수리전도도 양상을 확인하였다. 일반적인 포화 상태와는 확연히 다르게 수두 구배와 물의 유출량이 시간에 따라 불규칙하게 변화하는 결과를 나타냈으며, 벤토나이트 완충재의 불포화 수리전도도는 시간에 따라 증가하는 경향을 보였다. 수분 흡수로 인한 벤토나이트 입자 팽창 때문으로 인한 매질 내 공극의 부피 및 크기 확대가 불포화 수리전도도값의 증가를 야기하는 것으로 판단되었고, 이러한 결과는 완충재 블록의 팽창 정도와 수리전도도의 상관성에 관한 추후 연구의 필요성을 제시하였다. 본 연구에서 수행된 불포화 수리전도도 평가 방안은 방사성폐기물 처분 시 완충재의 장기적인 수리학적 성능평가에 유용한 기술로 사용될 수 있을 것이다.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제16권4호
• /
• pp.369-376
• /
• 2003

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500m에 처분 시 사용되는 처분용기 및 이를 보호하기 위하여 50㎝ 두께로 처분용기 주위를 감싸고 있는 벤토나이트 버퍼의 복합구조물에 지진 등의 지각 변동에 의하여 갑작스럽게 10㎝의 수평한 암반 전단력이 대칭적으로 가해졌을 때, 처분용기의 안전성(붕괴)을 예측하기 위하여 「처분용기+벤토나이트 버퍼」 복합 구조물에 대한 비선형 구조해석을 수행하였다. 복합구조물을 구성하고 있는 물질들은 탄소성체로 가정하였으며, 대변형 발생 시 항복을 예측하는 항복조건식으로는 처분용기를 구성하고 있는 금속물질(구리, 주철)에 대하여 von-Mises 항복조건식을, 벤토나이트 버퍼물질에 대하여는 Drocker-Prager 항복조건식을 적용하였다. 해석 결과들을 분석하면 비록 10㎝의 수평한 대칭 암반 전단력에 대하여 벤토나이트 버퍼에는 항복점을 훨씬 상회하는 대변형이 발생하였지만, 내부의 처분용기를 구성하고있는 주철 및 구리에는 여전히 매우 작은 탄성변형 및 항복응력보다 작은 응력이 발생하고 있음을 알 수 있었다. 따라서 갑작스런 10㎝의 수평한 암반 전단력에 대하여 50㎝ 두께의 벤토나이트 버퍼는 안전하게 내부의 처분용기를 보호하고 있음을 알 수가 있다. 해석결과는 또한 벤토나이트 버퍼의 전단변형에 의하여 처분용기에 휨변형이 발생함을 보여주고 있다.

• 터널과지하공간
• /
• 제30권3호
• /
• pp.193-213
• /
• 2020

사용후핵연료 심층처분장 처분공에 설치된 압축 벤토나이트 완충재가 처분공 내벽에 형성된 굴착손상영역 불연속면 내로 침투하는 현상을 보다 더 현실적으로 모사할 수 있는 수학적 모델이 개발되었다. 이 모델에서는 압축 벤토나이트의 침투를 평행 평판 암반 절리을 통한 Bingham 유체의 이동으로 가정한다. 개발된 모델에 의해 벤토나이트의 침투현상을 분석한 결과, 암반 절리를 통해 압축 벤토나이트가 침투하는 최대 깊이는 포화 압축 벤토나이트의 팽윤압과 암반 절리의 폭에 비례하며, 압축 벤토나이트의 항복강도에 반비례하였다. 압축 벤토나이트의 점도는 압축 벤토나이트의 침투 속도를 좌우하나, 최대 침투깊이에는 영향을 미치지 않는다.

• 한국광물학회지
• /
• 제19권2호
• /
• pp.89-98
• /
• 2006

공학적 방벽 중 완충재의 물리적 성능향상을 고찰하기 위하여 국내산 옥산 벤토나이트 원광을 사용하여 건조밀도(1.6, $1.8g/cm^3$), 수분함량(5, 9.4, 15, 20 wt%), 모래함량(0, 10, 20, 30 wt%)을 변화시켜 제작한 벤토나이트 블록의 열전도도를 측정하였다. 이 중, 수분 함량의 변화에 의한 열전도도 증가 효과가 가장 켰으며 특히, 수분 함량이 15 wt% 이상일 경우 건조밀도와 모래함량의 변화와 상관없이 1.0 W/mK 이상의 값을 나타내었다. 따라서 국내의 옥산 벤토나이트 원광을 완충재의 원료로 사용할 경우, 벤토나이트 블록의 제작 용이성과 열전도 증가의 효율성을 고려하였을 때 건조밀도 $1.6g/cm^3$, 모래함량 $10{\sim}30$ wt%, 함수량 15 wt%로 벤토나이트 블록을 제조하는 것이 가장 효율적인 것으로 제안될 수 있다.

• 한국지반공학회논문집
• /
• 제36권10호
• /
• pp.33-39
• /
• 2020

심층 처분 방식은 고준위폐기물을 처분하기 위한 가장 적합한 대안으로 고려되어지고 있다. 고준위폐기물은 공학적방벽시스템에 의해 지하 500~1,000m 깊이의 암반층에 처분된다. 공학적방벽시스템의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움재 및 갭채움재가 있다. 이 중 벤토나이트 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지하는 역할을 하기에 심층 처분시스템에 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 초기에는 처분용기로부터 발생하는 고온의 열량으로 인해 완충재의 포화도는 감소하지만, 그 후 주변 암반으로부터 유입되는 지하수로 인해 완충재의 포화도는 증가한다. 이렇듯 완충재의 불포화 거동 특성은 공학적방벽의 전체 안전성을 좌우할 수 있는 중요한 입력자료이다. 국내의 경우 경주에서 생산되는 벤토나이트가 완충재의 주요 후보물질로 고려될 수 있는데 국내 벤토나이트 완충재의 온도를 고려한 불포화 거동 특성에 대한 연구는 매우 미진한 상황이다. 따라서 본 연구에서는 국내 압축 벤토나이트 완충재의 온도 증가에 따라 함수비가 일정한 조건에서의 함수특성곡선을 도출하였으며, 시험 값과 온도가 고려된 수정 van-Genuchten 모델 값과의 상대오차는 약 2%를 나타냈다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권11호
• /
• pp.4005-4012
• /
• 2022

As high-level radioactive waste (HLW) generated from nuclear power plants is harmful to the human body, it must be safely disposed of by an engineered barrier system consisting of disposal canisters and buffer and backfill materials. A gap exists between the canister and buffer material in a HLW repository and between the buffer material and natural rock-this gap may reduce the water-blocking ability and heat transfer efficiency of the engineered barrier materials. Herein, the basic characteristics and thermal properties of granular bentonite, a candidate gap-filling material, were investigated, and their effects on the temperature change of the buffer material were analyzed numerically. Heat transfer by air conduction and convection in the gap were considered simultaneously. Moreover, by applying the Korean reference disposal system, changes in the properties of the buffer material were derived, and the basic design of the engineered barrier system was presented according to the gap filling material (GFM). The findings showed that a GFM with high initial thermal conductivity must be filled in the space between the buffer material and rock. Moreover, the target dry density of the buffer material varied according to the initial wet density, specific gravity, and water content values of the GFM.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제4권3호
• /
• pp.235-243
• /
• 2006

본 연구에서는 현재 국내에서 고준위 방사성폐기물 처분장의 잠재적인 완충재 물질로 고려되고 있는 경주벤토나이트에서 발생 가능한 벤토나이트 콜로이드로의 우라늄(VI) 수착특성에 대한 실험적 연구를 pH 및 이온강도의 함수로 수행하였다. 경주벤토나이트로부터 분리된 콜로이드는 주로 몬모릴로나이트로 구성되어 있다. 중력여과법을 사용하여 측정한 결과 농도 및 크기는 약 5100 ppm 및 200-450 nm 이었다 우라늄 수착실험에 대한 공시험을 수행하여 수착 반응용기 벽면에 흡착, 침전, 한외여과에 의해 손실된 우라늄 양을 평가하였다. 이러한 과정에 의해 제거된 우라늄의 양은 미량이었다. 그러나 한외여과에 의한 우라늄 손실의 경우 이온강도가 낮은 경우 즉, 0.001 M $NaClO_4$의 경우 한외여과 필터의 표면전하 역전에 의한 양이온 수착 영향으로 인해 매우 높은 핵종 손실을 유발하였다. 벤토나이트 콜로이드에 대한 우라늄(VI)의 수착 분배계수 $K_d$ (또는 의사콜로이드 형성상수)는 PH 및 이온강도에 따라 $10^4{\sim}10^7 mL/g$ 값을 가지며 pH 중성영역인 6.5 근처에서 최대값을 가지는 것으로 나타났다. 벤토나이트에 대한 우라늄(VI)의 수착은 pH, 이온강도, 탄산농도 등과 같은 지화학적 변수들에 의존하는 수용액에서 우라늄화학종과 매우 밀접한 관련이 있다 따라서 벤토나이트 완충재로부터 발생된 벤토나이트 콜로이드는 높은 수착능으로 인해 우라늄(VI)을 의사콜로이드(pseudo-colloid)의 형태로 지질학적 매질을 통해 이동시킬 수 있을 것이다.

• 한국지반공학회논문집
• /
• 제35권7호
• /
• pp.41-50
• /
• 2019

국내 고준위폐기물처분장 공학적방벽(EBS)의 일부가 되는 완충재로 경주 벤토나이트가 우선적으로 고려되고 있다. 압축벤토나이트는 지하수침투로 인한 팽윤압과 처분용기에서 발산되는 열응력을 경험한다. 따라서 EBS의 성능평가를 위해서 역학적 물성의 산정이 중요하다. 본 논문은 탄성파를 이용하여 경주 압축벤토나이트의 변형특성 측정을 목표로 하였다. 두 개의 $1.59g/cm^3$와 $1.75g/cm^3$의 건조밀도를 가지는 압축벤토나이트 시편을 제작하였고, 자유단-자유단 공진주시험을 수행하여 구속압축파속도와 비구속압축파속도를 측정하였다. 측정된 압축파속도를 이용하여 미소변형에서의 탄성계수($E_{max}$), 구속탄성계수($M_{max}$), 감쇠비($D_{min}$), 포아송비를 측정하였다. 그 결과로 경주 압축벤토나이트의 변형특성을 산정 제시하여 선행연구 결과들과 비교 분석하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권spc호
• /
• pp.21-36
• /
• 2020

With respect to spent nuclear fuels, disposal containers and bentonite buffer blocks in deep geological disposal systems are the primary engineered barrier elements that are required to isolate radioactive toxicity for a long period of time and delay the leakage of radio nuclides such that they do not affect human and natural environments. Therefore, the thermal stability of the bentonite buffer and structural integrity of the disposal container are essential factors for maintaining the safety of a deep geological disposal system. The most important requirement in the design of such a system involves ensuring that the temperature of the buffer does not exceed 100℃ because of the decay heat emitted from high-level wastes loaded in the disposal container. In addition, the disposal containers should maintain structural integrity under loads, such as hydraulic pressure, at an underground depth of 500 m and swelling pressure of the bentonite buffer. In this study, we analyzed the thermal stability and structural integrity in a deep geological disposal environment of the improved deep geological disposal systems for domestic light-water and heavy-water reactor types of spent nuclear fuels, which were considered to be subject to direct disposal. The results of the thermal stability and structural integrity assessments indicated that the improved disposal systems for each type of spent nuclear fuel satisfied the temperature limit requirement (< 100℃) of the disposal system, and the disposal containers were observed to maintain their integrity with a safety ratio of 2.0 or higher in the environment of deep disposal.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권5호
• /
• pp.1854-1862
• /
• 2024

This study aims to investigate the strain-dependent-deformation property of Gyeongju bentonite buffer material. A series of unconfined compressive tests were performed with cylindrical specimens prepared at varying dry densities (𝜌_d = 1.58 g/cm³ to 1.74 g/cm³) using cold isostatic pressing technique. It is found that as 𝜌_d increase, the unconfined compressive strength (q_u), failure strain, and elastic modulus (E) of Gyeongju compacted bentonite (GCB) increases. Normalized elastic modulus (E_sec/E_max) degradation curves of GCB specimens are fitted using Ramberg-Osgood model and the elastic threshold strain (𝜀_e,th) is determined through the fitted curves. The strain-dependency of E and Poisson's ratio (v) of GCB were observed. E and v were measured constant below 𝜀_e,th of 0.14 %. Then, E decreases while v increases after exceeding the strain threshold. The E_sec/E_max degradation curves of GCB in this study suggests wider linear range and higher linearity than those of sedimentary clay in previous study. On top of that, the influence of 𝜌_d is observed on E_sec/E_max degradation curves of GCB, showing a slight increase in 𝜀_e,th with increase in 𝜌_d. Furthermore, an empirical model of q_u with 𝜌_d and a correlation model between q_u and E are proposed for Gyeongju bentonite buffer materials.