• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.517-532
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• 2021

Safe geological disposal of spent nuclear fuel (SNF) requires knowledge of the deep hydrochemical characteristics of the repository site. Here, we conducted a set of deep hydrochemical investigations using a 750-m borehole drilled in a model granite system in Wonju, South Korea. A closed investigation system consisting of a double-packer, Waterra pump, flow cell, and water-quality measurement unit was used for in situ water quality measurements and subsequent groundwater sampling. We managed the drilling water labeled with a fluorescein dye using a recycling system that reuses the water discharged from the borehole. We selected the test depths based on the dye concentrations, outflow water quality parameters, borehole logging, and visual inspection of the rock cores. The groundwater pumped up to the surface flowed into the flow cell, where the in situ water quality parameters were measured, and it was then collected for further laboratory measurements. Atmospheric contact was minimized during the entire process. Before hydrochemical measurements and sample collection, pumping was performed to purge the remnant drilling water. This study on a model borehole can serve as a reference for the future development of deep hydrochemical investigation procedures and techniques for siting processes of SNF repositories.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.501-510
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• 2022

The nuclear criticality analyses considering burnup credit were performed for a spent nuclear fuel (SNF) disposal cell consisting of bentonite buffer and two different types of SNF disposal canister: the KBS-3 canister and small standardized transportation, aging and disposal (STAD) canister. Firstly, the KBS-3 & STAD canister containing four SNFs of the initial enrichment of 4.0wt% ²³⁵U and discharge burnup of 45,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years of SNFs were calculated to be 0.79108, 0.78803, and 0.78484 & 0.76149, 0.75683, and 0.75444, respectively. Secondly, the KBS-3 & STAD canister with four SNFs of 4.5wt% and 55,000 MWD/MTU were modelled. The k_eff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years were 0.78067, 0.77581, and 0.77335 & 0.75024, 0.74647, and 0.74420, respectively. Therefore, all cases met the performance criterion with respect to the k_eff value, 0.95. The STAD canister had the lower k_eff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in k_eff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.217-224
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• 2008

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

• 자원환경지질
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• 제48권2호
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• pp.131-145
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• 2015

심부 처분장 주변 지하수에 의한 대수층 광물의 풍화 산물을 열역학적으로 예측하고자 하였다. 화강암질암 대수층의 지하수 화학조성을 이용하여 카올리나이트와 스멕타이트 간의 용해도 상수를 구한 결과, 심부에 위치하는 지하수에서 이들 간의 반응이 평형상태에 있음을 관찰하였으며 평형상태일 때의 용해도 상수의 대수값은 카올리나이트와 Ca-, Mg-, Na-스멕타이트의 반응에 대해 각각 약 -14.56, -15.73, -7.76을 나타내었다. 상안정도 상에서 대부분의 화강암질암 심부지하수는 카올리나이트-스멕타이트 평형 경계에 위치하거나 스멕타이트와 일라이트에 대하여 안정한 것으로 나타났다. 염기성암 대수층의 천부지하수를 분석한 결과, 화강암질암 대수층의 심부지하수와 유사한 안정 영역 상에 도시되어 스멕타이트와 일라이트를 형성하는 것으로 나타났으며, 이는 대수층을 구성하는 일차광물의 광물학적 조성이 풍화산물 형성에 큰 영향을 미칠 수 있음을 나타낸다.

• 터널과지하공간
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• 제34권2호
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• pp.104-126
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• 2024

완충재 및 뒤채움재는 심지층처분시스템 공학적방벽 구성요소로 고준위방사성폐기물을 안전하게 격리하고 폐기물로부터 유출되는 방사성핵종의 누출을 지연시키는 데 필수적인 역할을 한다. 완충재 및 뒤채움재로는 팽윤특성을 보이는 벤토나이트 혼합물의 사용이 고려되고 있으며 주변 암반으로부터 과도한 지하수의 유입은 이러한 공학적방벽의 안정성과 효율성을 저하시킬 수 있다. 따라서, 심층처분장의 안전성 확보를 위해서는 완충재 및 뒤채움재의 엄격한 품질기준 및 현장관리 방안수립과 유입 지하수를 처리할 수 있는 기술이 요구된다. 본 고에서는 다양한 실험실 시험뿐만 아니라 스웨덴 Äspö Hard Rock Laboratory에서 수행된 처분터널 1/2 규모의 Steel Tunnel Test 사례를 심층 분석하여 완충재 및 뒤재움재의 설계 요구사항을 파악하고 현장실험 사례를 통해 파악된 품질관리 요소 및 방안을 소개하였다. 또한, 완충재 및 뒤채움재의 현장시공 안정성과 효율성을 확보하기 위한 처분갱도에서의 유입 지하수 처리방법에 대해 소개하고 벤토나이트 펠렛 채움 내의 지하수 저장능력과 토목섬유(geotextile) 사용 효과에 대한 검증 결과를 소개하였다.

• 터널과지하공간
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• 제32권5호
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• pp.285-297
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• 2022

본 고에서는 한반도 동남권에 분포하는 주요 단층대에 대한 장기 거동 및 미소진동 관찰을 목적으로 하는 시추공 기반 심부 복합지구물리 모니터링 시스템 구축의 일환으로 수행된 대구경 시추공 굴착 현장에서 이루어진 Extended Leak-Off Test (XLOT)에 대한 내용 및 결과를 보고한다. 다양한 시추공 센서 설치를 위한 모니터링공의 굴착은 ~1 km 깊이에서 최종 구경 200 mm 이상을 확보하는 것을 목표로 하여, 중간 깊이까지 12" 구경의 시추공 굴진 및 케이싱 설치, 이후 최종 심도까지 7-7/8" 구경의 시추공을 굴진하는 것으로 설계되었다. 현장 여건에 맞추어 약 504 m 깊이까지 12" 구경의 시추공이 굴착되었으며, API 규격의 8-5/8" 케이싱을 설치하고 배면과 암반 간의 틈새(annulus)에 대한 세멘팅 작업을 수행하였다. 이후 하부 구간 굴진(7-7/8")에 앞서 세멘팅 건정성 확인 및 암반 응력 측정 등을 목적으로 XLOT를 수행하였다. 약 4 m 길이의 나공 구간(open hole)을 확보하고, 상부에 설치된 케이싱을 이용해 물을 주입하여 시험 심도의 암반을 가압하였다. XLOT 수행 과정에서 주입 유량에 따른 시험 구간 내 압력 변화 양상을 실시간 모니터링 하였으며, 이 자료들을 일부 활용하여 현장 시추공 조건에서의 암반 투수율을 해석하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.209-218
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• 2012

현재 한국원자력연구원에서는 국내에 축적된 사용후핵연료 문제를 해결하기 위해서 건식재처리공정(pyroprocess)을 개발 중에 있다. 건식재처리 공정에서는 상당량의 고준위 염폐기물이 발생되며, 이는 곧 세라믹 결합제로 고화된다. 고화된 세라믹 폐기물은 안전한 금속 처분용기에 밀폐된 후, 인간생활환경과 격리될 예정이다. 본문에서는 고준위 세라믹폐기물을 처분하기 위한 처분용기의 개발에 관한 전반적인 내용을 다루고 있으며, 특히 처분용기의 설계 요건, 용기의 구성, 용기의 제작, 용기의 부식저항성, 방사선 차폐, 구조적 안전성 등에 대해 논의하고자 한다. 완성된 처분용기는 오랜 기간 동안 방사성 핵종의 누출이 없이 열적, 기계적, 화학적, 생물학적 공격에도 안전한 것을 목적으로 한다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology
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• 제1권1호
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• pp.9-27
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• 2013

Nagra was established in 1972 by the Swiss nuclear power plant operators and the Federal Government to implement permanent and safe disposal of all types of radioactive waste generated in Switzerland. The Swiss Nuclear Energy Act specifies that these shall be disposed of in deep geological repositories. A number of different geological formations and sites have been investigated to date and an extended database of geological characteristics as well as data and state-of-the-art methodologies required for the evaluation of the long-term safety of repository systems have been developed. The research, development, and demonstration activities are further supported by the two underground research facilities operating in Switzerland, the Grimsel Test Site and the Mont Terri Project, along with very active collaboration of Nagra with national and international partners. A new site selection process was approved by the Federal Government in 2008 and is ongoing. This process is driven by the long-term safety and feasibility of the geological repositories and is based on a step-wise decision-making approach with a strong participatory component from the affected communities and regions. In this paper a brief history and the current status of the Swiss radioactive waste management program are presented and special characteristics that may be useful beyond the Swiss program are highlighted and discussed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.517-529
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• 2023

The objectives of this paper are: (1) to conduct the thermal analyses of the disposal cell using COMSOL Multiphysics; (2) to determine whether the design of the disposal cell satisfies the thermal design requirement; and (3) to evaluate the effect of design modifications on the temperature of the disposal cell. Specifically, the analysis incorporated a heterogeneous model of 236 fuel rod heat sources of spent nuclear fuel (SNF) to improve the reality of the modeling. In the reference case, the design, featuring 8 m between deposition holes and 30 m between deposition tunnels for 40 years of the SNF cooling time, did not meet the design requirement. For the first modified case, the designs with 9 m and 10 m between the deposition holes for the cooling time of 40 years and five spacings for 50 and 60 years were found to meet the requirement. For the second modified case, the designs with 35 m and 40 m between the deposition tunnels for 40 years, 25 m to 40 m for 50 years and five spacings for 60 years also met the requirement. This study contributes to the advancement of the thermal analysis technique of a disposal cell.

• 자원환경지질
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• 제56권6호
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• pp.887-897
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• 2023

스웨덴, 스위스, 영국 등 폐기물 처분 선도국들은 고준위방사성폐기물 심층처분시설의 계획, 부지선정, 건설, 운영, 폐쇄, 그리고 폐쇄 후 관리 전 단계에서 안전성평가를 수행하고 있다. 안전성평가는 각 단계에서 반복적으로 이루어지며, 장기간에 걸쳐 다양하고 방대한 양의 데이터를 생성하므로, 안전성평가 자료를 위한 데이터베이스를 구축하고 효과적으로 관리하기 위한 자료관리체계를 구축하는 것이 필수적이다. 본 연구에서는 폐기물 처분 분야에서 선도적인 국가의 안전성평가 자료관리체계를 1) 안전성평가 입력 및 참조자료, 2) 자료관리 지침, 3) 자료관리 조직, 그리고 4) 자료관리 전산시스템으로 구분하여 분석하였다. 각 국가는 특정 부분에서는 차이를 보였지만, 안전성평가 입력자료를 처분 시스템 구성 요소를 기반으로 분류하고, 이를 제공, 사용, 관리하는 조직을 설립하며, 지침 및 매뉴얼에 따라 품질관리 체계를 구현하는 등 공통적인 특성을 보이고 있다. 이러한 사례들은 고준위방사성폐기물 처분시설의 안전성을 확보하고 신뢰성을 향상시키기 위해 효과적으로 데이터 관리 시스템과 문서 관리 시스템을 구축하는 것이 중요하다는 것을 시사한다. 이를 위해서는 유연하게 활용 가능한 입력자료의 분류, 입력자료의 일관성과 추적성 보장, 그리고 입력자료와 문서관리를 위한 품질관리 체계를 수립하는 것이 필요하다.