• 터널과지하공간
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• 제8권1호
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• pp.26-36
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• 1998

To assess the groundwater flow near high-level radioactive waste repositories, it is important to understand the effect of coupling among thermal, hydraulic, and mechanical effects. In this paper, detailed mathematical approach to model the groundwater flow near the waste form surrounded by buffer, influenced by decay heat of radioactive waste along with stress change is developed. Two cases(1) before the full expansion of buffer and (2) after the full expansion of buffer are modelled. Based on the mathematical models in this paper, detailed numerical study shall be pursued later.

• 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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• 제31권1호
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• pp.116-132
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• 1999

This study is intended to analyze the requirements of a buffer material that is one of the major components of the engineered barriers in a high-level radioactive waste repository. The characteristics of potential materials for the buffer in the repository were analyzed and a candidate material was selected. And, based on the current knowledge and the information from various sources, the requirements of a buffer material were evaluated. Finally its quantitative functional criteria on the generic viewpoint has been recommended to be supplied as a guideline for the development of the reference disposal concept and the related buffer material in Korea. The criteria are composed of seven major items, such as hydraulic conductivity, retardation capacity, swelling potential and swelling pressure, thermal conductivity, longevity, organic matter content, and mechanical properties.

• 방사성폐기물학회지
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• 제20권2호
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• pp.185-192
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• 2022

A compacted bentonite buffer is a major component of engineered barrier systems, which are designed for the disposal of high-level radioactive waste. In most countries, the target temperature required to maintain safe functioning is below 100℃. If the target temperature of the compacted bentonite buffer can be increased above 100℃, the disposal area can be dramatically reduced. To increase the target temperature of the buffer, it is necessary to investigate its properties at temperatures above 100℃. Although some studies have investigated thermal-hydraulic properties above 100℃, few have evaluated the water suction of compacted bentonite. This study addresses that knowledge gap by evaluating the water suction variation for compacted Korean bentonite in the 25-150℃ range, with initial saturations of 0 and 0.22 under constant saturation conditions. We found that water suction decreased by 5-20% for a temperature increase of 100-150℃.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.283-293
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• 2015

고준위폐기물처분장에서 완충재는 공학적방벽의 주요 구성요소 중 하나이다. 본 연구에서는 국 내외의 완충재 요구사항과 성능기준을 분석하고, 우리나라 고준위폐기물처분장에 적합한 완충재 개념 도출을 위한 접근방안을 제시하였다. 완충재의 주요 성능기준 인자항목으로, 수리전도도, 핵종 저지능, 팽윤압, 열전도도, 역학적 특성치(mechanical properties), 유기물함량(organic carbon content), 일라이트화 속도(illitization rate) 등을 고려하였다. 우리나라 고준위폐기물처분장 완충재 물질로서 국산 벤토나이트(Ca-벤토나이트)와 대안재로 MX-80 벤토나이트(Na-벤토나이트)를 제안하였다. 완충재의 기술사양은 Ca-벤토나이트 경우엔 우리나라의 성능기준을, Na-벤토나이트의 경우는 스웨덴의 성능기준을 보수적으로 만족하는 값으로 설정하였다. 완충재의 두께는 전단거동, 핵종 유출, 열전도의 측면에서 평가하여 결정하였으며, 평가결과 완충재의 두께는 0.25 ~ 0.5 m 사이가 적절하였다. 그러나 최종적인 완충재의 두께는 향후 보다 심도 있는 열-수리-역학적 평가와 경제적, 공학적 측면을 고려하여 결정하여야 할 것이다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제37권10호
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• pp.5-11
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• 2021

압축 벤토나이트 완충재는 원자력발전소에서 발생하는 고준위폐기물을 처리하기 위한 공학적방벽시스템의 가장 중요한 요소 중 하나이다. 압축 벤토나이트 완충재는 외부 하중이나 지하수 침투로부터 처분 용기를 보호하기에, 열-수리-역학적인 요구 조건을 충족하여야 한다. 이러한 완충재의 열-수리 물성에 관한 연구는 많이 진행되어 왔지만, 역학 물성 규명에 관한 연구는 많이 부족한 실정이다. 이러한 이유로, 본 연구에서는 건조밀도와 함수비에 따른 다양한 국내 압축 벤토나이트 시료를 조성하여 이에 대한 일축압축강도시험을 실시하였으며, 일축압축강도, 탄성계수, 그리고 포아송비를 도출하였다. 압축 벤토나이트의 일축압축강도와 탄성계수는 건조밀도에 따라 증가하였으며, 포아송비는 건조밀도가 증가할수록 약간 감소하는 것으로 나타났다. 일축압축강도, 탄성계수 및 포아송비는 건조밀도와 큰 상관 관계를 보였으나, 함수비와는 특별한 상관성을 나타내지는 않았다.

• 터널과지하공간
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• 제32권1호
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• pp.59-77
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• 2022

현재 고준위방사성폐기물 처분을 위한 완충재의 설계 기준 온도는 100 ℃ 미만이기에 완충재의 열 분산 능력이 개선된다면 처분장의 처분 터널과 처분 공의 간격을 줄일 수 있다. 본 연구에서는 완충재의 열-수리-역학 성능 기준을 분석하고자 하였으며, 완충재의 열전도도를 개선할 수 있는 고기능 완충재의 연구 현황에 대해 알아보고자 하였다. 우선, 열전도도는 가능한 높아야 하며 완충재의 열전도도 값은 건조밀도, 함수비, 온도, 광물조성, 벤토나이트 유형에 영향을 받는다. 또한 완충재에 함유된 유기물은 처분용기의 부식 성능에 큰 영향을 미칠 수 있기에 완충재의 유기물 함량은 매우 낮아야 한다. 수리전도도는 근계암반보다 더 낮게 설정해야 하며, 완충재가 제 기능을 하기 위해 팽윤성이 적정해야 한다. 고기능 완충재 개발을 위해 대표적으로 모래, 흑연, 산화 흑연 등의 첨가제를 사용하며 흑연의 경우 모래보다 아주 적은 첨가량으로 열전도도를 크게 향상시킬 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권4호
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• pp.1495-1506
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• 2023

For the safe disposal of high-level radioactive waste using Engineered Barrier Systems (EBS), bentonite buffer is used by its high swelling capability and low hydraulic conductivity. When the bentonite buffer is contacted to heated pore water containing ions by radioactive decay, chemical alterations of minerals such as illitization reaction occur. Illitization of bentonite indicates the alteration of expandable smectite into non-expandable illite, which threatens the stability and integrity of EBS. This study intends to provide a thorough review on the information underlying in the illitization of bentonite, by covering basic clay mineralogy, smectite expansion, mechanisms and observation of illitization, and illitization in EBS. Since understanding of smectite illitization is crucial for securing the safety and integrity of nuclear waste disposal systems using bentonite buffer, this thorough review study is expected to provide essential and concise information for the preventive EBS design.

• 한국정밀공학회지
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• 제33권2호
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• pp.139-147
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• 2016

Performances of urethane packing in the hydraulic breaker were analyzed using a finite element method. Because of high temperature and high pressure in the hydraulic breaker, it is better to use urethane rather than rubber as a packing material. We obtained the physical properties of urethane at elevated temperature by the tensile test. We analyzed buffer seal and U-packing maintaining the pressure and preventing oil leakage. Deformation, stress distribution, contact length, contact pressure of packing at each pressure step were obtained using finite element analysis. As the temperature increases, stress and contact force tend to decrease at low pressure. As the gap between piston and cylinder increases, contact length and contact forces decrease. Consequently, it is possible to design the packing section using these analyses, and construct a system to predict the possibility of oil leakage in the hydraulic breaker.

• 한국철도학회논문집
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• 제13권3호
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• pp.251-256
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• 2010

본 연구에서는 충돌해석 프로그램의 해석 결과와 실제 시험결과에 대한 비교를 통하여 충돌해석 프로그램의 신뢰성에 대한 검증을 진행하였으며, 충돌해석 프로그램을 이용하여 도시철도차량에서 요구하는 차량 편성에 대한 충돌 해석 결과를 제시하였다.