• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.149-150
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• 2019

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.131-132
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• 2018

• 터널과지하공간
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• 제34권2호
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• pp.89-103
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• 2024

처분 환경에서는 혐기성 부식, 방사선 분해, 미생물 분해와 같은 다양한 원인으로 처분용기와 완충재의 경계면에서 기체가 발생할 수 있다. 기체의 발생 속도가 완충재 내부에서의 확산 속도보다 빠를 경우, 완충재 내부에 기체가 압축되어 공극 압력이 증가함으로써 완충재의 물리적 손상을 유발할 수 있다. 특히 이때 발생한 균열을 통해 기체돌파현상이라 불리는 급격한 기체 이동 현상과 함께 방사성 핵종이 누출될 가능성이 있다. 따라서 처분 시스템의 안전성 평가를 위해서는 이러한 기체 발생 및 이동 현상에 대한 이해가 필수적이다. 이 연구에는 완충재 내 기체 이동 현상 규명을 위한 시험 장치를 문헌 연구를 통해 구축하고, 이를 활용하여 한국형 처분 시스템의 완충재 후보 물질 중 하나인 Bentonile WRK (Clariant Ltd.) 분말로 제작한 압축 시료에 대한 기체 주입 시험을 수행하였다. 시험 결과, 완충재 내 기체돌파현상 발생 지점에서 일반적으로 관측되는 특성인 응력 및 압력의 급격한 상승 경향이 뚜렷하게 관찰되었다. 또한 완충재 팽윤으로 기인한 응력의 범위는 4.7~9.1 MPa이었으며, 기체 유입 압력으로 간주할 수 있는 기체돌파현상 발생 시의 압력은 약 7.8 MPa로 확인되었다. 구축된 장치는 향후 완충재의 초기 물성 및 기체 주입 실험 초기 조건에 대한 데이터베이스 구축을 위한 다양한 실험에 활용할 수 있을 것으로 기대된다.

• 자원환경지질
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• 제56권5호
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• pp.603-618
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• 2023

사용후핵연료(Spent nuclear fuel; SNF) 심지층 처분장의 완충재 소재로서 WRK (waste repository Korea) 벤토나이트가 적합한 지를 평가하기 위하여, 대표적인 방사성 핵종인 U (uranium)에 대한 WRK 벤토나이트의 흡/탈착 특성과 흡착 기작을 규명하는 다양한 분석, 흡/탈착 실내 실험, 동역학 흡착 모델링을 다양한 pH 조건에서 수행하였다. 다양한 특성 분석 결과, 주성분은 Ca-몬모릴로나이트이며, U 흡착 능력이 뛰어난 광물학적·구조적 특징들을 가지고 있었다. WRK 벤토나이트의 U 흡착 효율 및 탈착율을 규명하기 위한 흡/탈착 실험 결과, pH 5, 6, 10, 11 조건에서 WRK 벤토나이트와 U 오염수(1 mg/L)가 낮은 비율(2 g/L)로 혼합되었음에도 불구하고 높은 U 흡착 효율(>74%)과 낮은 U 탈착율(<14%)을 보였으며, 이는 WRK 벤토나이트가 SNF 처분장에서 U 거동을 제한하는 완충재 소재로서 적절하게 사용될 수 있음을 의미한다. pH 3과 7 조건에서는 상대적으로 낮은 U 흡착 효율(<45%)이 나타났으며, 이는 U가 용액의 pH 조건에 따라 다양한 형태로 존재하며, 존재 형태에 따라 상이한 U 흡착 기작을 가지기 때문으로 판단된다. 본 연구 실험 결과와 선행연구를 바탕으로 WRK 벤토나이트의 주요 화학적 U 흡착 기작을 pH 범위에 따라 용액 내 U의 존재 형태에 근거하여 설명하였다. pH 3 이하에서 주로 UO₂²⁺ 형태로 존재하는 U는 벤토나이트 표면의 Si-O 또는 Al-O(OH)와의 정전기적 인력(예: 이온 결합)에 의해 흡착되기 때문에 pH가 감소할수록 음전하 표면이 약해지는 WRK 벤토나이트 특성에 의해 비교적 낮은 U 흡착 효율이 나타났다. pH 7 이상의 알칼리성 조건에서 U는 음이온 U-수산화 복합체(UO₂(OH)₃^-, UO₂(OH)₄^2-, (UO₂)₃(OH)₇^- 등)로 존재하며 비교적 높은 흡착 효율이 나타내는데, 이들은 벤토나이트에 포함된 Si-O 또는 Al-O(OH)의 산소원자를 공유하거나 리간드 교환에 의해 새로운 U-복합체가 형성되어 흡착되거나 수산화물 형태의 공침(co-precipitation)에 의해 벤토나이트에 고정되기 때문이다. pH 7의 중성 조건에서는 pH 5와 6보다 오히려 낮은 U 흡착 효율(42%)이 나타났는데, 이러한 결과는 용액 내 존재하는 탄산염(carbonate)에 의해 U가 U-수산화 복합체보다 용해도가 높은 U-탄산염 복합체로 존재하는 경우 가능하다. 연구 결과 pH를 약산성 또는 염기성 조건으로 유지하거나 용액 내 존재하는 탄산염을 제한함으로써 WRK 벤토나이트의 U 흡착 효율을 높일 수 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.456-464
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• 1991

국산벤토나이트의 완충기능에 대한 열적 효과를 고찰하기 위하여 동해 A 시료의 X-선 회절 양상, TG/DSC 곡선, 팽윤도 및 분배계수를 각 온도에 따라 분석하였다. X-선 회절 분석결과 약 20$0^{\circ}C$의 온도에서 몬모릴로나이트의 특성 피크인 (001)이 완전히 붕괴되는 양상을 나타냈으며 DSC 곡선상에서 동해 A 시료가 Ca-벤토나이트임을 확인하였다. 시료의 팽윤도와 양이온 교환능은 약 l0$0^{\circ}C$ 정도에서 감소하기 시작하였다. Am-241, Co-60및 Cs-137등의 핵종에 대한 분배계수는 온도변화에 따라 큰 변화를 보이지는 않았으나 Sr-85의 경우는 약 15$0^{\circ}C$에서 감소하는 경향을 나타내었다. 지금까지 얻어진 데이타만을 놓고 볼때, 10$0^{\circ}C$ 이하의 온도에서는 동해 A가 완충재로서 사용될 수 있을 것으로 평가되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권2호
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• pp.101-107
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• 2009

처분장 완충재의 재포화 및 열-수리-역학적 거동 규명을 위해서는 압축벤토나이트의 함수율 측정이 필수적이다. 본 연구에서는 고온, 고압 조건에서 실시간 자동계측이 가능한 습도센서를 이용하여, 여러 가지 온도와 함수율 (이하 중량함수율을 말함)을 갖는 압축벤토나이트를 대상으로 상대습도를 측정하고, 다중회귀분석으로부터 압축벤토나이트의 함수율과 상대습도 및 온도의 상관관계식을 결정하였다. 결정된 상관관계식은 건조밀도가 1,500 $kg/m^3$, 1,600 $kg/m^3$인 압축벤토나이트의 경우 각각 ${\omega}=0.196RH-0.029T+1.391({r^2=0.96)}$ 과 ${\omega}=0.199RH-0.029T+2.596({r^2=0.98)}$ 로 표시되었고, 이 관계식은 KENTEX실증실험의 벤토나이트블록 재포화 현상을 해석하는데 활용되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.194-198
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• 2004

The thermo-hydro-mechanical (T-H-M) process is one of major issues in the performance assessment of a high level waste (HLW) repository. An engineering-scale test was planned and its experimental set-up has being installed, to validate the T-H-M behavior in the buffer of a reference disposal system. The experimental set-up consists of 4 major components: the confining cylinder with its hydration water tank, the bentonite block, the heating system, and the sensors and instruments. The monitoring and data acquisition system is employed to control the heater to maintain the temperature of $95^{\circ}C$ at the interface of the heater and bentonite blocks and to collect signals from sensors and instruments installed in the bentonite blocks.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.483-488
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• 2006

Highly radioactive waste is placed in metal canisters embedded in dense clay termed buffer. The radioactive decay is associated with heat production, which causes degradation of the buffer and thereby time-dependent loss of its waste-isolating potential. The buffer is prepared by compacting air-dry smectite clay powder and is initially not fully water saturated. The evolution of the buffer starts with slow wetting by uptake of water from the surrounding rock followed by a long period of exposure to heat, pressure from the rock and chemical reactants. It can be described by conceptual and theoretical models describing processes related to temperature (T), hydraulic (H), mechanical (M) and chemical performance (C). For temperatures below 90 C more than 75 % of the smectite will be preserved for 100 000 years but cementation may reduce the excellent performance of the buffer to a yet not known extention.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.41-52
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• 2013

Adequate design of engineered barriers, including canister, buffer and backfill, is important for the safe disposal of high-level radioactive waste. Three-dimensional computer simulations were carried out under different condition to examine the thermal and mechanical behavior of engineered barriers and rock mass. The research looked at five areas of importance, the effect of the swelling pressure, water content of buffer, density of compacted bentonite, emplacement type and the selection of failure criteria. The results highlighted the need to consider tensile stress in the outer shell of a canister due to thermal expansion of the canister and the swelling pressure from the buffer for a more reliable design of an underground repository system. In addition, an adequate failure criterion should be used for the buffer and backfill.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권8호
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• pp.945-952
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• 2012

The sorption of selenium ions onto iron and iron compounds as a disposal container material and its corrosion products, and onto bentonite as a buffer material, was studied to understand the behaviors of selenium in a waste repository. Selenite was sorbed onto commercial magnetite very well in solutions at around pH 9, but silicate hindered their sorption onto both magnetite and ferrite. Unlike commercial magnetite and ferrite, flesh synthesized magnetite, green rust and iron greatly decreased selenium concentration even in a silicate solution. These results might be due to the formation of precipitates, or the sorption of selenide or selenite onto an iron surface at below Eh= -0.2 V. Red-colored Se(cr) was observed on the surface of a reaction bottle containing iron powder added into a selenite solution. Silicate influences on the sorption onto magnetite and iron for selenide are the same as those for selenite. Even though bentonite adsorbed a slight amount of selenite, the sorption cannot be ignored in the waste repository since a very large quantity of bentonite is used.