• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권3호
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• pp.263-275
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• 2004

For the safe management of nuclear facilities, including a radioactive waste repository, data about the facility site and the surrounding environment must be collected and managed systematically. This is particularly true for a radwaste repository, which has to be institutionally controlled for a long period after closure. The objectives of this study are (1) to establish a systematical management plan for information about a radwaste repository site and its environment, and (2) to design a database management program for this information, based on the Relative Database Management System (RDBMS). The spatial data are designed by the geodatabase, which is a new object, based on the RDBMS, to manage spatial information related to the database. To meet this requirement, a new program called 'Site Information and Total Environmental data management System (SITES)' is being developed. The scope that produced from the first step of the present study for development of the SITES is introduced. The database is designed to combine spatial and attribute data, and is designed for the establishment of the Geographic Information System (GIS). The hardware and software systems are designed with consideration given to the total data management of the items within the radioactive environment.

• 터널과지하공간
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• 제14권3호
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• pp.203-214
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• 2004

방사성폐기물 안전성 평가를 위해 가상 부지를 선정하고 경계 조건을 도입하였다. 연안에 처분장이 위치할 경우를 가상하여 처분장 심도 및 단층까지의 거리등에 대한 지하수 유동 민감도를 분석하였다. 또한 처분장 진입 터널이 지하수 유동에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 통하여 각 암반별 지하수 이동 거리 및 시간을 CONNECTFLOW를 이용해 산정하고, 그 결과들이 확률론적 방사선적 안전성 종합 평가 코드인 MASCOT의 입력 자료로 활용되도록 하였다.

• 지질공학
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• 제11권3호
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• pp.255-267
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• 2001

지하 50m의 화강암반내 단층지역에 위치한 지하 방사성폐기물 처분장 인접지역에서의 열, 수리, 및 역학적 연성거동을 비교하고 분석하였다. 해석에는 2차원 해석코드인 UDEC을 사용하였다. 해석모델은 화강암반, 처분공내의 압축 벤토나이트로 둘러싸인 PWR 사용후 핵연료 처분용기, 및 처분동굴내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 수리-역학적, 열-역학적, 및 열-수리-역학적 연성거동을 비교 및 분석하였다. PWR 사용후 핵연료내의 방사성 물질로부터 나오는 시간의존 방사성 붕괴열이 처분장 및 인접지역에 미치는 영향을 분석하였다. 수리해석에는 steady state flow 알고리즘을 사용하였다.

• 터널과지하공간
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• 제11권3호
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• pp.257-269
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• 2001

지하 500 m의 화강암반내 단층지역에 위치한 지하 방사성폐기물 처분장의 구조거동을 이해하기 위하여 수치 해석을 수행하였다. 해석에는 2차원 해석코드인 UDEC을 사용하였다. 해석모델은 화강암반, 처분공내의 압축 벤토나이트로 둘러싸인 PWR 사용후 핵연료 처분용기 및 처분동굴내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 한 개의 단층이 처분동굴의 지붕과 벽이 만나는 지점을 33, 45, 및 $58^{\circ}$의 각도로 관통하는 세가지 다른 경우게 대한 구조거동을 비교, 분석하였다. 그리고 $45^{\circ}$단층의 경우에 대해서는 수리역학적, 열역학적, 및 열수리역학적 상호작용 거동을 해석하고 비교, 분석하였다. PWR 사용후 핵연료내의 방사성 물질로부터 나오는 시간의존 방사성 붕괴열에 의한 영향을 해석하였다. 지하수위는 지표면 아래 10 m로 가정하였고, 지하수해석은 정류 알고리즘을 사용하였다.

• 터널과지하공간
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• 제13권2호
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• pp.153-168
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• 2003

본 연구의 목적은 지하 고준위 방사성폐기물 처분공동 주변에서의 절리 위치 변화 및 처분공동의 지하심도 변화에 따른 처분공동 및 주변 절리에서의 장기간(500년)에l 걸친 열수리역학적 연성거동 변화를 분석하고, 앞으로 처분 개념 설정에 활용 하고자 하는 것이다. 해석모델은 포화된 불연속 화강 암반, 처분공내 압축 벤토나 이트로 둘러쌓인 PWR 사용후 핵연료 및 처분용기, 그리고 처분동굴 내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 해석모델 내에는 2개의 절리 세트가 존재하는 것으로 가정하였다: 절리세트 1은 20m 간격의 56도 경사의 절리들로 구성되었고, 절리세트 2는 절리세트 1에 수직방향으로 20m 간격의 34도 경사의 절리들로 구성되었다. 절리위치 변화의 영향을 파악하기 위하여 500m 깊이의 모델5개, 지하 심도 영향파악을 위하여 추가로 3개의 1000m 깊이의 모델을 해석하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 추계학술논문요약집
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• pp.133-134
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• 2017

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.549-555
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• 2003

방사성 폐기물 처분장의 건설과 안전한 운영을 위해서 정부 관계기관은 인$\cdot$허가를 위한 관련서류를 요구하고 있다. 이러한 인허가 요건을 만족시키기 위해 일반 및 방사선환경영향 보고서, 부지조사 보고서 및 안전성평가 보고서 등의 방대한 자료가 생산된다. 따라서 이들 자료들은 부지조사 단계에서부터 효율적으로 수집되고 관리되어야 할 필요가 있다. 특히 방사성 폐기물 처분장의 경우에는 처분장 폐쇄 후에도 장기적인 안전성 관리가 요구되는바 감시망의 운영이 필요하며 이를 통해 향후에도 환경 관련 자료들의 지속적인 도출과 함께 시설의 효율적인 관리를 위해 이들 data의 체계적인 수집 및 관리가 요구된다. 이러한 필요성에 따라 원자력환경기술원에서는 데이터베이스와 이러한 데이터베이스를 토대로 전산분석을 수행할 수 있는 SITES (Site Information and Total Environmental Data Management System) 프로그램을 개발하고 있다. 본 논문에서는 SITES 개발을 위해 도출된 지리정보 시스템 구축 방안에 대하여 보고하고자 한다. SITES에 포함될 지리정보시스템 개발의 첫 단계로서 SITES의 데이터베이스 연계를 위한 지리정보시스템의 기본 개념 및 기능과 주제도면의 선정, 관리 및 자료 분석 방안과 함께 개발이 진행중인 SITES와의 연계방안에 대해서 기술하고자 한다.

• 지질공학
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• 제13권2호
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• pp.171-191
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• 2003

본 연구의 목적은 고준위 방사성폐기물을 지하 심부 불연속 화강 암반 내에 처분할 때 처분공동 주변 절리에서의 장기간(500년)에 걸친 열수리역학적 연성거동 변화를 분석하고, 앞으로 처분 개념 설정에 활용 하고자 하는 것이다. 해석모델은 포화된 불연속 화강 암반, 처분공내 압축 벤토나이트로 둘러 쌓인 PWR 사용후 핵연료 및 처분용기, 그리고 처분동굴 내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 해석모델 내에는 2개의 절리 세트가 존재하는 것으로 가정하였다. 절리세트1은 20m간격의 $56^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었고, 절리세트2는 절리세트1에 수직방향으로 20m간격의 $34^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었다. 해석은 2차원 해석 코드인 UDEC을 사용하였다. 특히 공동 주변 절리에서의 거동변화를 파악하기 위하여 Barton-Bandis 절리 모델을 사용하였고, PWR 사용후 핵연료로부터의 시간의존 방사성 붕괴열 영향 분석 및 steady state 유동 알고리즘을 이용한 수리해석을 하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.145-150
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• 2005

방사성 폐기물을 처분장에 처분하기 위해서는 처분 안전성을 확보하여야 한다. 본 연구는 간접측정 방법 중 하나인 물질수지 기법을 이용하여 방사성폐기물의 핵종재고량 평가 프로그램을 개발하였다. 개발 기법의 현장 적용평가를 위하여 고리4호기(9차계획예방정비)를 대상으로 선정하였다. 개발한 평가방법의 검증을 위해 정지수화학처리시 정화계통 내 핵종 제거량 평가자료를 바탕으로 비교평가를 수행하였다. 평가대상 핵종은 Co-60이며, 평가결과 상대오차 $1\%$미만으로 나타났다. 이와 같은 평가결과를 바탕으로 상용원전에서 제시하고 있는 해당기간 발생된 폐기물의 직접 측정 결과와 비교하였고, 그 결과 직접측정 방법에 의한 Co-60의 함유량은 본 연구의 개발기법에서 산출한 값보다 약 $50\%$ 작은 것으로 평가 하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.459-467
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• 2021

In the majority of countries, the upper limit of buffer temperature in a repository is set to below 100℃ due to the possible illitization. This smectite-to-illite transformation is expected to be detrimental to the swelling functions of the buffer. However, if the upper limit is increased while preventing illitization, the disposal density and cost-effectiveness for the repository will dramatically increase. Thus, understanding the characteristics and creating a database related to the buffer under the elevated temperature conditions is crucial. In this study, a strategy to investigate the bentonite found in Korea under the elevated temperatures from a mineral transformation and radionuclides retardation perspective was proposed. Certain long-term hydrothermal reactions generated the bentonite samples that were utilized for the investigation of their mineral transformation and radionuclide retardation characteristics. The bentonite samples are expected to be studied using in-situ synchrotron-based X-Ray Diffraction (XRD) technique to determine the smectite-to-illite transformation. Simultaneously, the 'high-temperature and high-pressure mineral alteration measurement system' based on the Diamond Anvil Cell (DAC) will control and provide the elevated temperature and pressure conditions during the measurements. The kinetic models, including the Huang and Cuadros model, are expected to predict the time and manner in which the illitization will become detrimental to the performance and safety of the repository. The sorption reactions planned for the bentonite samples to evaluate the effects on retardation will provide the information required to expand the current knowledge of repository optimization.