This presentation is a short summary of the Finnish process for selection and characterisation of potential sites for geological deep disposal of spent nuclear fuel. The process lasted nearly two decades from 1983 to 2000, and was concluded by the Government's Decision in Principle (DiP) on the construction of a repository in Olkiluoto. This presentation gives an outline of the early site selection criteria and a description of this process.
자연유사연구는 방사성폐기물의 지하 처분에서 안전성평가를 포함하는 다중의 안전성 확보를 요구하는 safety case에서 중요한 역할을 담당하고 있다. 본 연구에서는 해외의 자연유사연구 동향을 조사하여, 처분장 재료물질들과 핵종이동 및 지연과 관련된 자연유사연구 결과들을 연구주제별로 정리하고, 주요 연구결과와 문제점, 결과의 활용성 등에 초점을 두고 분석하였다. 아울러 국내에서 수행된 자연유사연구 결과들을 우라늄 광상 연구, 암반을 이용한 연구, 지하수를 이용한 연구, 고고학적 유물을 이용한 연구 등으로 분류하고, 그 주요 결과들을 정리하였다. 지난 수 십 년 동안 수행되어 온 방대한 양의 자연유사연구 결과들이 존재하지만, 처분안전성 평가와 safety case 개발에 적극적으로 활용되지 못하였다. 따라서 본 연구에서는 자연유사연구 결과의 활용방법을 정리하고, 활용성을 증진하기 위한 방법론을 검토하였다. 방사성폐기물 처분장에 대한 안전성 평가의 신뢰성을 증진하고 검증하기 위해서는 자연유사연구의 수행은 필수적이다. 따라서 자연유사연구 결과들을 safety case 개발에 활용하기 위해서는 자연유사 정보 데이터베이스의 구축과 함께 활용방법론이 개발되어야 할 필요가 있다.
본 연구에서는 방사성폐기물 처분구조물의 안전성 및 건전성 평가를 위해 손상연동 수리-역학 복합 거동 해석 모델을 개발하였다. 콘크리트나 암반과 같은 취성재료의 파괴 모사에 널리 사용되는 Mazars 손상 모델을 선정하여 수리-역학 해석에 연동하였고, 예제 및 정해를 기반으로 개발된 해석 모델을 검증하였다. 개발된 해석 모델의 손상 입력 인자를 도출하기 위해 처분구조물 콘크리트 배합비로 제작한 시료를 대상으로 건조/포화 양생 조건에서 일축압축강도 및 간접인장강도 시험을 수행하였다. 실내 시험을 통해 도출한 입력 인자는 경주 월성 원자력 환경관리센터의 동굴처분 콘크리트 사일로를 모사한 2차원 유한요소해석에 적용하여 손상 고려 유무, 해석 기법 및 폐기물 하중 재하 조건에 따른 영향을 분석하였다. 연구를 통해 개발된 수리-역학-손상 모델은 향후 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분장의 장기 거동 및 안정성 해석에 적용할 계획이다.
심지층 처분시스템에서 완충재는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지하기 위한 중요한 방벽의 하나이다. 이에 완충재는 장기 건전성, 낮은 수리전도도, 낮은 유기물의 함량, 높은 핵종저지능, 높은 팽윤성, 높은 열전도도 등 기술적 요건을 충족시켜야 하며 이는 정량적 분석결과를 바탕으로 결정될 수 있다. 국내의 경우 한국원자력연구원에서는 1997년부터 경주지역에서 생산되는 벤토나이트를 완충재 후보물질로 연구를 지속하고 있다. 본 논문에서는 최근 동일 지역에서 생산된 벤토나이트(KJ-II)의 7가지 물리적 및 화학적 특성을 평가하였다. 분석 결과, 국내산 벤토나이트의 몬모릴로나이트 함량은 약 65% 정도이며, 벤토나이트는 Ca형 벤토나이트이다. 본 논문을 통해 완충재 후보물질의 성능평가 항목과 분석 방법에 대한 기준을 제시하고자 하였다.
This study investigated the mineralogical properties of bentonite and illite and evaluated the Cs sorption at various concentrations (Cw≈1-105 ㎍/L). Bentonite samples, collected from South Korea and USA, majorly consisted of Ca- and Na-montmorillonite, showed large cation exchange capacity (CEC, 91.4 and 47.3 meq/100 g) and specific surface area (SSA, 46.1 and 39.7 m2/g). In contrast, illite sample (USA) had relatively low values for 14.4 meq/100g of CEC and 29.3 m2/g of SSA, respectively. Bentonite and illite had different non-linear sorption for Cs along with Cw. At low Cw<10 ㎍/L, illite showed higher sorption capacity than bentonite despite low CEC because of the existence of specific sorption sites at the weathered mineral edge. However, as Cw increased, bentonite represented high sorption capacity because the cation exchange between Cs and interlayer cations was effective at high Cw conditions. These results implicated that the Cs concentration is important to evaluate the sorption performance of bentonite and illite. Finally, the Cuadros' kinetic model for illitization using various K concentrations (2×10-5 and 1.7×10-3 mol/L) and temperature (100-200℃) showed that up to 50% of the montmorillonite in bentonite could be converted to illite, suggesting that the illitization should be considered to evaluate the sorption performance of the bentonite in deep geological disposal repository.
Municipal solid waste disposal is considered as one of the most important risks for environmental contamination which necessitates the development of strategies to reduce destructive consequences on the ecosystem as related especially to heavy metal accumulation. This study investigates heavy metal (i.e., As, Cd, Co, Cr, Cu, Mn, Ni, Pb, Zn) accumulation in the Tonekabon region, NW of Iran that is related to city waste disposal and evaluates the environmental impact in the Caspian Sea coastal region. For this purpose, after performing field studies and collecting 50 soil specimens from 5 sites of the study area, geochemical tests (i.e., inductively coupled plasma mass spectrometry, atomic absorption spectroscopy and x-ray fluorescence) were conducted on the soil specimens collected from the 5 sites (named as Sites A1, A2, A3, A4 and A5) and the results were used to estimate the pollution indices (i.e., geo-accumulation index, normalized enrichment factor, contamination factor, and pollution load index). The obtained indices were utilized to assess the eco-toxicological risk level in the landfill site which indicated that the city has been severely contaminated by Cu, Mn, Ni, Pb and Zn. These levels have been developed along the stream towards the nearshore areas indicating uptake of soil degradation. The heavy metal contamination was classified to range from unpolluted to highly polluted, which indicated serious heavy metal pollution in the study area as related to municipal solid waste disposal in Tonekabon.
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.
고준위폐기물을 심지층에 처분하기 위한 공학적방벽의 구성 요소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움재 등이 있다. 이 중 완충재는 처분용기와 근계암반 사이의 빈 공간에 설치되는 물질로써, 주변 지하수로부터 처분용기를 보호하며 방사성 핵종의 유출을 저지하는 등의 역할을 한다. 또한 처분용기에서 발생하는 고온의 열량은 완충재로 직접 전파되기에 완충재의 열전도도는 처분시스템의 안전성 평가에 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤토나이트 완충재의 열전도도 특성을 규명하였으며 실제 처분용기에서 발생되는 고온의 특성을 반영하여 상온에서 80~90℃까지의 범위에서 압축 벤토나이트의 열전도도를 측정하였다. 온도증가에 따라 압축 벤토나이트의 열전도도는 5~20% 가량 증가하였으며 초기 포화도가 클수록 열전도도 증가는 더 크게 나타났다.
고준위폐기물 기준처분시스템의 건전성과 처분안전성의 실험적 검증에 필수적인 지하처분연구시설의 기본설계 도출을 위한 연구가 수행되었다. 먼저 지하처분연구시설의 부지에 대해 간단히 기술하고, 이 부지에 건설될 지하처분연구시설의 기본개념을 제시하고자 하였다. 제시된 기본개념을 충족시키기 위한 지하처분연구시설의 설계 요구사항을 설정하고, 이러한 기본개념과 설계요구사항을 바탕으로 지하처분연구시설의 기본설계를 수행하였다. 또 향후 지하처분연구시설에서 수행될 연구항목을 도출하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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