• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권5호
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• pp.429-438
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• 2008

The objective of the present study is the depth and layout optimizations of a single layer, high level radioactive waste repository in a discontinuous rock mass with special joint set arrangements. A single layer repository model, considering variations in the repository depths, pitches, and tunnel spacings, is used to analyze the thermomechanical interaction behavior. It is assumed that the repository is constructed in saturated granite with joints; the PWR spent fuel in a disposal canister is installed in a deposition drift which is then sealed with compacted bentonite; and the backfill material is filled in the repository tunnel. The decay heat generated by the high level radioactive wastes governs the thermomechanical behavior of the near field rock mass of the repository. The temperature and displacement behavior of the repository is influenced more by the pitch variations than the tunnel spacing and repository depth. However, the stress behavior is influenced more by the repository depth variations than the pitch and tunnel spacing. For the final selection of the tunnel spacing, pitch, and repository depth, other aspects such as the nuclide migration through a groundwater flow path, construction costs, operation costs, and so on should be considered.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.225-235
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• 2005

This paper outlined the status of the development of Korean Reference Disposal (KRS­1) system for high-level radioactive wastes. The repository concept was based on the engineering barrier system which KAERI has developed through a long-term research and development program. The design requirements were prepared for the conceptual design of the repository. The amount of PWR and CANDU spent fuels were projected with the current nuclear power plan. The disposal rates of PWR and CANDU spent fuels were analyzed. The reference geologic characteristics including classification of fracture zones were set for the KRS. The disposal concepts and the layout of the repository were described.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권6호
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• pp.489-504
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• 2006

A review has been made for the previous studies on safety of a geologic repository for high-level radioactive wastes (HLW) related to autocatalytic criticality phenomena with positive reactivity feedback. Neutronic studies on geometric and materials configuration consisting of rock, water and thermally fissile materials and the radionuclide migration and accumulation studies were performed previously for the Yucca Mountain Repository and a hypothetical water-saturated repository for vitrified HLW. In either case, it was concluded that it would be highly unlikely for an autocatalytic criticality event to happen at a geologic repository. Remaining scenarios can be avoided by careful selection of a repository site, engineered-barrier design and conditioning of solidified HLW. Thus, criticality safety should be properly addressed in regulations and site selection criteria. The models developed for radiological safety assessment to obtain conservatively overestimated exposure dose rates to the public may not be used directly for the criticality safety assessment, where accumulated fissile materials mass needs to be conservatively overestimated. The models for criticality safety also require more careful treatment of geometry and heterogeneity in transport paths because a minimum critical mass is sensitive to geometry of fissile materials accumulation.

• 자원환경지질
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• 제28권3호
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• pp.279-286
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• 1995

The amount of the high level radioactive wastes in Korea will be increased up to 14,297 MTU about 2010 year. Most of countries adopt the concept of deep burial repository in high level radioactive waste disposal. Because the high level radioactive wastes are very toxic in biosphere and to human, the data verifing its never return to the biosphere are requisite for the disposal. Presently, the evaluating techniques for the high level radioactive waste disposal are not fully developed. Therefore, in order to dispose the high level radioactive wastes in proper time the R & D of it is urged in our country. The R & D and/or the international joint research programme for the disposal of high level wastes have already been proceeded. In our country no plan for its disposal has been prepared. It is the time that the direction of the R & D is to be discused seriously. The R & D for the disposal of high level radioactive wastes in Korea is believed to be focused on developing the pecular techniques such as in situ characteristics of groundwater flowage, and change of properties of in situ rock mass at thermal effects.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권2호
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• pp.135-148
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• 2005

방사성 폐기물의 지층 처분장 건설 및 운영을 위한 개념 선정 단계에서는 폐기물 운반 및 거치뿐 아니라, 처분장의 건설/운영/폐쇄 기간 동안 지하 처분장의 작업 환경 및 위생, 안전, 그리고 처분장내의 수분 제거와 같은 향후 처분장의 환경을 위해 처분장 환기시스템에 대한 고려가 향후 처분장의 환경을 위해 반드시 필요하다. 본 논문은 동굴처분 방식의 중-저준위 처분장 및 지하 심부에 위치하게 될 고준위 처분장에 대한 환기시스템 개념설계 기준 및 요구사항에 대한 내용이다. 방사성폐기물 처분장의 환기 시스템에서 가장 주된 기본 설계 개념은 처분장 건설과 폐기물저장을 위한 작업활동을 위해 각각 독립적이고 분리된 환기시스템을 적용하여야 한다는 것이다. 본 논문에서는 방사성폐기물 처분장의 환기시스템의 설계과정에 대해 기술하고 환기회로 모델링 방법, 자연 환기, 환기 모니터링 시스템과 실시간 환기 시뮬레이션, 화재 시뮬레이션 및 비상 방재 시스템에 관한 사항도 논의하였다

• 터널과지하공간
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• 제21권6호
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• pp.518-525
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• 2011

본 연구에서는 고준위 방사성 폐기물 처분장의 특징인 높은 고도 차이와 폐기물에서 발생하는 발열량에 따른 자연 환기력을 계산하고 이를 바탕으로 자연 환기량을 계산하였다. 고준위 방사성 폐기물 처분장은 열엔진과 유사한 폐쇄 싸이클의 열역학적인 과정을 따른다고 볼 수 있다. 지하처분장내 고준위 폐기물의 발열에 의한 열이 공기에 추가되고 이로 인해 공기가 upcast 수직갱을 통해 위로 올라가는 동안 팽창됨에 따라 주위에 일을 하고, 이때 한 일에 의해 첨가된 열의 일부분은 임시로 기계적 에너지로 변함으로서 공기의 흐름을 촉진할 수 있다. 이는 처분장 내에서 지속적이고 강력한 열원이 존재한다면 자연 지속적인 공기의 싸이클적 흐름을 가능하게 할 것이다. 이를 바탕으로 고준위 방사성 폐기물의 심지층 처분시 발생되는 자연 환기량을 수학적 방법으로 계산한 결과 굴뚝효과에 의하여 폐기물 발열량에 따라 $74{\sim}183$Pa의 자연 환기력이 계산되고 이에 따른 자연 환기량은 $92.5{\sim}147.7m^3/s$이 계산되었다. 또한 CFD의 자연환기량 해석결과는 $82{\sim}143m^3/s$로서 수학적인 방 법과 비교하여 매우 비슷한 결과를 나타내었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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• pp.236-244
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• 2005

Radioactive wastes arising from a wide range of human activities are in many different physical and chemical forms, contaminated with varying radioactivity. Their common feature is the potential hazard associated with their radioactivity and the need to manage them in such a way as to protect the human environment. The geological disposal is regarded as the most reasonable and effective way to safely disposal high-level radioactive wastes in the world. The conceptual model of geological disposal in China is based on a multi-barrier system that combines an isolating geological environment with an engineered barrier system. The buffer is one of the main engineered barriers for HLW repository. The buffer material is expected to maintain its low water permeability, self-sealing property, radio nuclides adsorption and retardation property, thermal conductivity, chemical buffering property, overpack supporting property, stress buffering property over a long period of time. Benotite is selected as the main content of buffer material that can satisfy above. GMZ deposit is selected as the candidate supplier for Chinese buffer material of High Level Radioactive waste repository. This paper presents geological features of GMZ deposit and basic property of GMZ Na bentonite. GMZ bentonite deposit is a super large scale deposits with high content of Montmorillonite (about $75\%$) and GMZ-l, which is Na-bentonite produced from GMZ deposit is selected as reference material for Chinese buffer material study.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제25권1호
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• pp.57-64
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• 2012

방사성폐기물의 처리과정에서 발생한 설계하중 이상의 지진은 방사성 물질을 외부로 노출시킬 수 있으므로 방사성폐기물 처분장은 설계시 지진에 대하여 충분한 여유도를 가지도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 방폐장의 지상구조물에 대한 지진성능을 평가하기 위하여 지진 취약도 분석을 수행하였다. 지진 취약도 평가에 의하면, 해석모델로 선정된 인수저장 시설과 방사성폐기물 건물은 장방형의 구조물로써 구조물의 축에 따라 지진 성능이 약 23%~43% 다르게 나타났다. 최소 손상수준을 기준으로 할 경우 인수저장시설과 방사성폐기물 건물의 HCLPF성능은 각각 0.52g와 0.93g로 나타났으며, 방사성폐기물 건물은 원전의 격납건물과 유사한 지진성능을 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권3호
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• pp.171-188
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• 2012

파이로 처리 방사성 폐기물 처분 시스템 A-KRS에 대한 결정론적, 확률론적 안전성 평가가 가능하도록 골드심 프로그램을 개발하였다. 처분장에서 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 주요 시나리오를 도출하기 위하여 처분 시스템을 구성하는 각 요소 별로, 그리고 처분 시스템 내 핵종의 이동에 관여하는 FEP을 인지 선별하여 수학적 모델을 개발하고 이를 골드심 템플릿 프로그램으로 개발하였다. 이 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 결정론적으로 수행하여 5개의 정상 및 비정상 시나리오를 평가하여 그 결과를 상호 비교하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권4호
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• pp.263-272
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• 2012

파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.