• 제목/요약/키워드: geological disposal

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고준위방사성폐기물 심층처분에 미치는 황산염과 황화물의 영향에 대한 고찰 (A Review of the Influence of Sulfate and Sulfide on the Deep Geological Disposal of High-level Radioactive Waste)

  • 김진석;이승엽;이상호;권장순
    • 자원환경지질
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    • 제56권4호
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    • pp.421-433
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    • 2023
  • 원자력발전소의 사용후핵연료(Spent Nuclear Fuel: SNF)에 대한 최종처분은 지하 심부의 지질학적 저장소에서 이루어진다. 사용후핵연료를 감싸는 금속처분용기는 주철과 구리 등으로 제작되어 방사성핵종을 장기간 격리할 예정이며, 공학적방벽과 천연방벽으로 구성된 다중방벽처분시스템에 의해 보호를 받도록 설계된다. 지하 심부의 환경(심층처분환경)은 점차 무산소의 환원환경으로 바뀌게 되며, 이러한 환경에서 구리처분용기의 부식을 일으킬 수 있는 유력한 물질 중 하나는 황화물이다. 황화물에 의한 응력균열부식은 구리처분용기의 안정성을 크게 저하시켜 처분장의 장기안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 심층처분환경에는 황산염이 다양한 형태로 존재 또는 유입될 수 있으며, 황산염환원미생물에 의해 황화물로 전환되어 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 완충재와 뒤채움재의 유력한 후보물질인 벤토나이트에는 주로 석고(CaSO4)와 같은 산화형태의 황산염 광물이 포함되어 있다. 심층처분환경 내에 미생물이 생장할 만한 공간이 있고 유기 탄소 등 전자공여체가 충분히 공급된다면 미생물 활동에 의해 황산염이 황화물로 환원될 수 있다. 하지만 근계영역에서 생성된 황화물과 지권으로부터 유입되는 황화물 중 대부분은 완충재에 의해 차단되어 극히 일부만이 처분용기에 도달할 것이다. 처분환경에서 존재가능한 황화철 광물 중 하나인 황철석은 용해과정에서 황산염을 발생시켜 구리처분용기의 부식에 기여할 수 있다. 하지만 황철석의 극히 낮은 용해도로 인해 산화 생성물의 양은 매우 적을 것이고 포화된 벤토나이트의 낮은 수리전도도로 인해 처분용기로 산화 생성물의 이동은 제한될 것이다. 우리는 심층처분환경에서 황산염의 존재와 환원 그리고 황화물과 황철석의 형성 및 거동 특성 등에 관한 주요 연구 사례 등을 종합적으로 분석, 정리하였고, 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안전성에 대한 황산염과 황화물의 영향을 이해하고자 하였다.

Nuclear Criticality Analyses of Two Different Disposal Canisters for Deep Geological Repository Considering Burnup Credit

  • Hyungju Yun;Manho Han;Seo-Yeon Cho
    • 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 keff 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 keff 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 keff value, 0.95. The STAD canister had the lower keff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in keff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.

수평 터널방식 고준위폐기물 처분시스템 주변 열 해석 (Thermal Analysis of a Horizontal Disposal System for High-level Radioactive Waste)

  • 최희주;김인영;이종열;김현아
    • 터널과지하공간
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    • 제23권2호
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    • pp.141-149
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    • 2013
  • 경수로 사용 후 핵연료의 파이로 공정 처리를 통해 예상되는 고준위폐기물 처분시스템을 대상으로 열적 성능평가를 수행하였다. 처분방식으로 수평 처분터널 처분시스템을 고려하였다. 수평 처분터널 간격 25 미터와 처분공 간격 2미터를 대상으로 평가하였다. 세라믹폐기물 수평 처분터널 주변의 다양한 위치에 대해 장기간 동안 열 해석을 통하여 온도 변화를 해석하였다. 열 해석은 ABAQUS 프로그램을 이용하였다. 열 해석 결과에 의하면 처분시스템 중 어느 부분에서도 최고 온도가 $100^{\circ}$를 넘지 않아, 열적 성능 기준을 만족하였다. 열 해석 결과에 따르면, 처분시스템 중앙에 위치한 처분용기 주변이 외곽에 위치한 것의 주변보다 최고 온도 기준으로 약 $3^{\circ}$정도 높았다. 이것은 처분시스템 설계시 가능한 외곽에 위치한 처분용기가 많도록 설계하는 것이 처분밀도를 향상시킬 수 있음을 시사하였다.

KURT 주변 지역의 지질모델-수리지질모델 통합 연구 (Synthetic Study on the Geological and Hydrogeological Model around KURT)

  • 박경우;김경수;고용권;최종원
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제9권1호
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    • pp.13-21
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    • 2011
  • 한국원자력연구원의 연구지역에서 고준위방사성폐기물처분을 위한 부지특성평가 기술 구축을 위해 지질특성조사가 1997년부터 지표기반 조사, 시추공 조사를 포함하여 수행되었다. 2006년에는 지하처분연구터널 (KURT, KAERI Underground Research Tunnel)을 준공하여 연구지역에 대한 심부지질환경 규명을 위해 노력하고 있다. 본 연구는 한국원자력연구원내 건설된 지하처분연구시설 주변 지역을 연구대상 지역으로 하여 지질모델에 대한 수리지질모델의 통합 구축을 목적으로 한다. 본 연구를 위해 연구지역에서 굴착된 9개의 시추공에 대한 현장 수리시험 자료를 이용하였으며, 지질모델에서 도출한 풍화대, 상부저경사단열대, 심부 영역에 존재하는 결정론적 단열대에 대한 수라지질특성을 분석하였다. 본 연구 결과 제시된 수리지질모델은 향후 지하수 유동모델링에 이용될 것이다.

HLW 지층처분 광역 후보부지 선정을 위한 선형구조 예비 분석 결과 (Preliminary Result of Lineament Analysis for the Potential Site Selection of HLW Geological Disposal)

  • 고경태;김유홍;이홍진
    • 자원환경지질
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    • 제51권2호
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    • pp.167-176
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    • 2018
  • 고준위방사성폐기물 처분장 부지선정을 위해서는 암종, 지질구조, 지진, 수리지질, 지구화학, 지질공학 및 지열 등과 같은 다양한 지질학적 인자들에 대한 고려가 필요하며, 특히 선형구조는 다양한 지질인자의 특성을 반영하기 때문에 원자력 발전소, 고준위방사성폐기물 처분장 등과 같은 국가 중요시설물의 후보부지 선정에 있어 매우 중요한 기초자료로 활용될 수 있다. 본 논문에서는 선형구조분석을 통해 고준위방사성폐기물 광역 처분부지 선정을 실시한 핀란드의 선형구조 분류 방법을 국내 선형구조 자료에 적용하여 살펴보았다. 이를 위하여 기존에 한국지질자원연구원에서 보유한 선형구조도와 신규로 구조지질학, 고지진학, 지형학 전문가들로부터 획득한 새로운 선형구조 자료를 분석에 이용하였다. 새로운 선형구조 분석 자료의 신뢰성 확보를 위해 한반도 지역을 최근에 촬영한 위성영상과 국토지리정보원에서 제공하는 수치표고모델로 제작한 고해상도의 음영기복도를 이용하였다. 취득한 자료들의 전체적인 방향성 분석 결과에서는 북북동-남남서 방향이 가장 우세하게 관찰되었지만, 분석자들의 판독기준의 차이에 따라서 동북동-서남서 및 북북서-남남동 방향의 선형구조들도 높게 판독 되었다. 핀란드의 분류 방법을 적용하여, 광역후보부지 선정에 사용되는 등급 1과 등급 2에 해당되는 선형구조들의 기하학적인 발달특성을 상호 비교해 보았다. 그 결과에서는 전체적으로 등급 1의 경우에는 공통적으로 북북동-남남서 방향이 가장 우세하였으며, 서북서-동남동 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 등급 2의 경우에도 북북동-남남서 방향의 선형구조가 가장 우세하게 발달하고 있으며, 분석자에 따라 서북서-동남동 또는 동북동-서남서 방향의 선형구조도 빈도가 높게 나타났다. 같은 자료를 바탕으로 실시한 선형구조분석에서도 상이한 판독 결과를 보이는 것은 판독자의 주관적인 경험 및 기준이 작용하였기 때문으로 여겨진다. 따라서 신뢰도 높은 한반도 광역선형구조도를 발간하기 위해서는 상이한 자료들을 통합하는 과정에서 명확한 통합 기준의 설정이 필요하며, 지구물리탐사자료와 같은 추가적인 데이터를 통한 분석이 요구된다.

Scoping Calculations on Criticality and Shielding of the Improved KAERI Reference Disposal System for SNFs (KRS+)

  • Kim, In-Young;Cho, Dong-Keun;Lee, Jongyoul;Choi, Heui-Joo
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제18권spc호
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    • pp.37-50
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    • 2020
  • In this paper, an overview of the scoping calculation results is provided with respect to criticality and radiation shielding of two KBS-3V type PWR SNF disposal systems and one NWMO-type CANDU SNF disposal system of the improved KAERI reference disposal system for SNFs (KRS+). The results confirmed that the calculated effective multiplication factors (keff) of each disposal system comply with the design criteria (< 0.95). Based on a sensitivity study, the bounding conditions for criticality assumed a flooded container, actinide-only fuel composition, and a decay time of tens of thousands of years. The necessity of mixed loading for some PWR SNFs with high enrichment and low discharge burnup was identified from the evaluated preliminary possible loading area. Furthermore, the absorbed dose rate in the bentonite region was confirmed to be considerably lower than the design criterion (< 1 Gy·hr-1). Entire PWR SNFs with various enrichment and discharge burnup can be deposited in the KRS+ system without any shielding issues. The container thickness applied to the current KRS+ design was clarified as sufficient considering the minimum thickness of the container to satisfy the shielding criterion. In conclusion, the current KRS+ design is suitable in terms of nuclear criticality and radiation shielding.

SIGNIFICANCE OF ACTINIDE CHEMISTRY FOR THE LONG-TERM SAFETY OF WASTE DISPOSAL

  • Kim, Jae-Il
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제38권6호
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    • pp.459-482
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    • 2006
  • A geochemical approach to the long-term safety of waste disposal is discussed in connection with the significance of actinides, which shall deliver the major radioactivity inventory subsequent to the relatively short-term decay of fission products. Every power reactor generates transuranic (TRU) elements: plutonium and minor actinides (Np, Am, Cm), which consist chiefly of long-lived nuclides emitting alpha radiation. The amount of TRU actinides generated in a fuel life period is found to be relatively small (about 1 wt% or less in spent fuel) but their radioactivity persists many hundred thousands years. Geological confinement of waste containing TRU actinides demands, as a result, fundamental knowledge on the geochemical behavior of actinides in the repository environment for a long period of time. Appraisal of the scientific progress in this subject area is the main objective of the present paper. Following the introductory discussion on natural radioactivities, the nuclear fuel cycle is briefly brought up with reference to actinide generation and waste disposal. As the long-term disposal safety concerns inevitably with actinides, the significance of the aquatic actinide chemistry is summarized in two parts: the fundamental properties relevant to their aquatic behavior and the geochemical reactions in nanoscopic scale. The constrained space of writing allows discussion on some examples only, for which topics of the primary concern are selected, e.g. apparent solubility and colloid generation, colloid-facilitated migration, notable speciation of such processes, etc. Discussion is summed up to end with how to make a geochemical approach available for the long-term disposal safety of nuclear waste or for the performance assessment (PA) as known generally.

Thermal conductivity prediction model for compacted bentonites considering temperature variations

  • Yoon, Seok;Kim, Min-Jun;Park, Seunghun;Kim, Geon-Young
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제53권10호
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    • pp.3359-3366
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    • 2021
  • An engineered barrier system (EBS) for the deep geological disposal of high-level radioactive waste (HLW) is composed of a disposal canister, buffer material, gap-filling material, and backfill material. As the buffer fills the empty space between the disposal canisters and the near-field rock mass, heat energy from the canisters is released to the surrounding buffer material. It is vital that this heat energy is rapidly dissipated to the near-field rock mass, and thus the thermal conductivity of the buffer is a key parameter to consider when evaluating the safety of the overall disposal system. Therefore, to take into consideration the sizeable amount of heat being released from such canisters, this study investigated the thermal conductivity of Korean compacted bentonites and its variation within a temperature range of 25 ℃ to 80-90 ℃. As a result, thermal conductivity increased by 5-20% as the temperature increased. Furthermore, temperature had a greater effect under higher degrees of saturation and a lower impact under higher dry densities. This study also conducted a regression analysis with 147 sets of data to estimate the thermal conductivity of the compacted bentonite considering the initial dry density, water content, and variations in temperature. Furthermore, the Kriging method was adopted to establish an uncertainty metamodel of thermal conductivity to verify the regression model. The R2 value of the regression model was 0.925, and the regression model and metamodel showed similar results.