• 제목/요약/키워드: underground repository

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미국 Waste Isolation Pilot Plant에서의 시간변동 거동 계측 (In-situ Measurements of Time-dependent Rock Deformations at the Waste Isolation Pilot Plant in USA)

  • Sangki Kwon;Chul-Hyung Kang;Jongwon Choi
    • 터널과지하공간
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    • 제9권3호
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    • pp.175-184
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    • 1999
  • 현장에서의 체계적인 측정자료는 최적의 안전한 설계를 위한 중요한 정보라 할 수 있다. 본 연구에서는 미국의 방사성폐기물 저장 시설인 Waste Isolation Pilot Plant(WIPP)에서 수행된 현장 측정 기법들에 대해 고찰하였다. 또한 지하구조물의 시간 의존적인 복잡한 거동을 이해하기 위해서 필요한 측정기기의 설치와 측정에 대하여 논의하였다.

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심지층 고준위 핵폐기물 처분용기의 열응력 해석 (Thermal Stress Analysis of Spent Nuclear Fuel Disposal Canister)

  • 하준용;권영주;최종원
    • 한국정밀공학회:학술대회논문집
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    • 한국정밀공학회 1997년도 추계학술대회 논문집
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    • pp.617-620
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    • 1997
  • In this paper, the thermal stress analysis of spent nuclear fuel disposal canister in a deep repository at 500m underground is done for the underground pressure variation. Since the nuclear fuel disposal usually emits much heat and radiation, its careful treatment is required. And so a long term safe repository at a deep bedrock is used. Under this situation, the canister experiences some mechanical external loads such as hydrostatic pressure of underground water, swelling pressure of bentonite buffer, and the thermal load due to the heat generation of spent nuclear fuel in the basket etc.. Hence, the canister should be designed to designed to withstand these loads. In this paper, the thermal stress analysis is done using the finite element analysis code, NISA.

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화강암반내 단층지역에 위한 지하 방사성폐기물 처분장 인접지역에서의 열-수리-역학적 연성거동 비교 연구 (A comparison study on coupled thermal, hydraulic, and mechanical interactions associated with an underground radwaste repository within a faulted granitic rock mass)

  • 김진웅;배대석;강철형
    • 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.

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지하 동굴식 중-저준위 방사성 폐기물 처분장의 환기시스템 고찰 (A Study on Ventilation System of Underground Low-Intermediate Radioactive Waste Repository)

  • 김영민;권오상;윤찬훈;권상기;김진
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권1호
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    • pp.65-78
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    • 2007
  • 지하 동굴식 처분장의 건설, 운영 및 중-저준위 방사성폐기물을 처분한 이후 발생하게 되는 오염물질(Rn, CH CO, HS, Radiolysis에 의한 방사능 가스 등)은 적절한 공기량을 필요로 한 곳에 정확히 분배시킬 수 있는 환기시스템에 의해 통제되도록 하여야한다. 특히 지하 처분장은 여러 개의 진입 터널, 저장 터널, 공기 유입-배기 터널, 수직갱 등으로 이루어진 복잡한 회로망의 형태로 나타나기 때문에 이에 적절한 기술적 접근이 필요하다. 본 논문에서는 이러한 환기시스템 구축을 위한 기술적 접근을 위해 미국의 WIPP (Waste Isolation Pilot Plant)처분장과 스웨덴의 SFR (Slutforvar for Reaktoravfall) 중-저준위 처분장을 모델로 하여 두 처분장의 소요환기량을 선정하고 설계상 통풍로의 단면적, 길이, 표면 거칠기 등을 고려한 환기회로를 구성하였으며, 수학적으로 계산되는 각 회로의 저항에 대해 기술하였다. 또한 이를 바탕으로 적절한 선풍기의 용량과 수직갱 운용방안을 설계하였다. 두 처분장의 지형상의 규모 및 환기시설 비교 결과, SFR 처분장에 비해 WIPP 처분장에서와 같이 병렬구조가 많을수록 처분장 전체의 저항이 감소되며 이러한 결과로 환기시스템의 운용비 절감효과를 얻을 수 있다는 결론을 얻었다. 따라서 처분용량 증대를 위한 대단면의 SFR 처분장 구조와 전체 저항 감소를 위한 WIPP 처분장의 병렬구조를 조합한 형태가 가장 합리적이며 효율적인 환기가 이루어질 수 있을 것으로 사료된다.

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Thermal Analysis of High Level Radioactive Waste Repository Using a Large Model

  • Park, Jeong-Hwa;Kuh, Jung-Eui;Sangki Kwon;Kang, Chul-Hyung
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제32권3호
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    • pp.244-253
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    • 2000
  • A Simple Large Model (SLM), which can be used to make thermal calculation for a deep geological repository with finite number of HLW canisters, was developed. In order to develop the SLM, a Simple Basic Model (SBM), which will be a unit of the SLM, was optimized first. The SBM was optimized to achieve the same maximum buffer temperature as that of the Detailed Basic Model (DBM) representing the real geometric aspects of the repository. In contrast to the models with the assumption of infinite number of canisters which cannot consider boundary effect, the SLM can model the real repository with finite number of canisters and thus consider the boundary effect. Thermal results from the SLM can be used to evaluate the reliability of the models, which do not consider boundary effect. This model can also be used to simulate the thermal layout design and to analyze the thermal safety of a deep geological repository as well as an underground laboratory.

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복합 처분환경 모사조건에서의 KURT 화강암의 역학적 물성 변화 평가 (Evaluation of mechanical properties of KURT granite under simulated coupled condition of a geological repository)

  • 박승훈;김진섭;김건영;권상기
    • 한국터널지하공간학회 논문집
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    • 제21권4호
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    • pp.501-518
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    • 2019
  • 심부 지하환경 조건에서 측정된 암석물성의 사용은 고준위폐기물처분장의 장기 안전성 평가 측면에서 해석의 신뢰성을 향상시킬 수 있다. 본 연구는 지하처분연구시설(Korea atomic energy research institute Underground Research Tunnel, KURT)의 화강암(한국원자력연구원, 대전)을 대상으로 고준위폐기물 처분장에서 예상되는 복합환경 조건을 구현한 후 암석의 역학적 물성 변화를 측정하였다. 실험은 심지층 처분환경이 모사되도록 열-수리-역학적 복합 환경(Thermo-Hydro-Mechanical, THM)이 조절될 수 있는 실험장치를 제작하였다. 다양한 복합 실험조건(M, HM, TM, THM)을 구현하여 일축압축강도와 간접인장강도, 탄성계수, 포와송비 등의 암석물성을 측정한 후 그 결과를 분석하였다. 실험결과, 처분장 근계암반 예상 온도범위 내에서는 KURT 화강암의 역학적 물성이 온도의 영향 보다 포화유무에 따른 변화가 더 큰 것을 확인할 수 있었다. 또한, 동일한 온도 조건에서 포화 유무에 따른 일축압축시험 결과는 최대 약 20%의 상대적인 차이를 보였으며, 간접인장시험 결과는 최대 13%의 차이가 발생하였다. 따라서 처분장의 장기거동에 따른 성능평가 및 안전성 예측을 위해서는 기존의 상온 실내시험을 통해 도출된 암석물성을 사용하기보다 심부 지하환경을 반영한 암석의 복합물성을 활용하는 것이 해석의 신뢰도 향상에 기여할 수 있을 것이다.

절리 발달 특성 및 심도 변화에 의한 방사성폐기물 처분장 주변영역에서의 열수리역학적 안정성 연구 (Thermohydromechanical Stability Study on the Joint Characteristics and Depth Variations in the Region of an Underground Radwaste Repository)

  • Kim, Jhinwung;Daeseok Bae;Park, Chongwon
    • 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.

방사성 폐기물 지층 처분장과 암반의 역학적 특성 변화 - ANDRA의 예 - (Mechanical evolution of radioactive waste repository and rock mass - A review on ANDRA's case -)

  • 정소걸;신중호
    • 터널과지하공간
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    • 제18권3호
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    • pp.165-174
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    • 2008
  • 지하 500 m의 처분장 주위 암반이 수 십 만년 이상 장기적으로 지압과 열하중을 받음으로 인해 발생되는 역학적-열적-수리적-화학적 특성변화에 대한 프랑스의 연구 결과를 분석하고 우리나라의 방사성 폐기물 처분에 관련된 연구 방향 설정과 부지확보 등 기초자료를 도출하고자 하였다. 우리나라에서 방사성 폐기물 관련 사업을 수행함에 있어 선택의 폭을 넓히기 위해서는 첫째, 처분심도를 비롯한 처분 대상 지질매체(화성암 및 퇴적암)의 결정을 위한 데이터베이스의 구축이 시급하며, 특히 처분장 건설시에 갱도 혹은 처분 셀 주위에 발생되었던 파쇄 균열이 처분장을 장기간 운영하는 과정에서 치료되는 특성에 대한 규명이 필요할 것이다. 둘째, 장기적 EDZ 거동 변화에 대한 검증이 필요하며 처분 개념의 가역성(reversibility)에 대한 검토도 이루어져야 할 것으로 판단된다. 셋째, 한국형 방사성 폐기물 지층처분에 관한 타당성 검토와 개념설계를 바탕으로 구축된 지하실험실을 이용하여 처분장 설계 개념을 검증하는 연구 개발이 시급한 것으로 판단된다.

ASSESSMENT OF THE COST OF UNDERGROUND FACILITIES OF A HIGH-LEVEL WASTE REPOSITORY IN KOREA

  • Kim, Sung-Ki;Choi, Jong-Won
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제38권6호
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    • pp.561-574
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    • 2006
  • This study presents the results of an economic analysis for a comparison of the single layer and double layer alternatives with respect to a HLW-repository. According to a cost analysis undertaken in the Korean case, the single layer option was the most economical alternative. The disposal unit cost was estimated to be 222 EUR/kgU. In order to estimate such a disposal cost, an estimation process was sought after the cost objects, cost drivers and economic indicators were taken into consideration. The disposal cost of spent fuel differs greatly from general product costs in the cost structure. Product costs consist of direct material costs and direct labor and manufacturing overhead costs, whereas the disposal cost is comprised of construction costs, operating costs and closure costs. In addition, the closure cost is required after a certain period of time elapses following the building of a repository.

방사성폐기물 동굴처분 안전성 평가를 위한 지하수 유동 평가 (Groundwater Flow Analysis for a Block Cavern Type Radwaste Repository)

  • 황용수;서은진;강철형
    • 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.