중·저준위 방사성폐기물 처분 안정성 평가를 위한 원전발생 고화체 특성 및 처분시설 내구성 연구 (A) Study on the Characteristics of Solidified Waste Form Produced at Korean Nuclear Power Plant and the Durability of Disposal Facility for the Safety Assessment of Low and Intermediate Level Radwaste Disposal원문보기
방사성폐기물 처분안전성 확보를 위해서는 방사성폐기물 고화체, 처분시설, 처분부지의 지질학적 특성 및 주변환경, 기상 등 다각적인 분석과 평가가 필요하다. 현재 처분부지 및 처분방식이 정확히 결정되지 않아 처분관련 기술 규제 수준은 개념적인 단계에 머무르고 있다. 이러한 시점에서 본 연구에서는 처분안전성 확보의 주요 요소 중의 하나인 방사성폐기물 고화체의 안정적 처분을 위한 특성평가와 처분시설의 성능목표 달성을 위하여 처분시설의 주요 구성물인 콘크리트 구조물에 대한 사용연한에 대하여 연구를 수행하였다. 이를 통하여 중·저준위 방사성폐기물 처분을 위한 규제기술의 기초를 제공하고자 한다. 본 연구에서는 국내외의 방사성폐기물 관련 기준 설정에 대하여 평가를 하였다. 국내에는 아직까지 구체적인 세부 기술기준이 없는 상태이다. 또한 국내 원자력발전소에서 생산된 대표적인 방사성폐기물 고화체 중 시멘트 고화체와 ...
방사성폐기물 처분안전성 확보를 위해서는 방사성폐기물 고화체, 처분시설, 처분부지의 지질학적 특성 및 주변환경, 기상 등 다각적인 분석과 평가가 필요하다. 현재 처분부지 및 처분방식이 정확히 결정되지 않아 처분관련 기술 규제 수준은 개념적인 단계에 머무르고 있다. 이러한 시점에서 본 연구에서는 처분안전성 확보의 주요 요소 중의 하나인 방사성폐기물 고화체의 안정적 처분을 위한 특성평가와 처분시설의 성능목표 달성을 위하여 처분시설의 주요 구성물인 콘크리트 구조물에 대한 사용연한에 대하여 연구를 수행하였다. 이를 통하여 중·저준위 방사성폐기물 처분을 위한 규제기술의 기초를 제공하고자 한다. 본 연구에서는 국내외의 방사성폐기물 관련 기준 설정에 대하여 평가를 하였다. 국내에는 아직까지 구체적인 세부 기술기준이 없는 상태이다. 또한 국내 원자력발전소에서 생산된 대표적인 방사성폐기물 고화체 중 시멘트 고화체와 파라핀 고화체에 대하여 실제 시료를 채취하여 압축강도 및 침수, 침출 시험을 수행하여 처분 적합성을 평가하였다. ANS 16.1의 방법을 사용하여 침출실험을 수행하였으며 90일 침수 후 압축강도 및 중량 변화를 측정하였으며 침출실험 경과에 따른 pH를 측정하였다. 중·저준위 방사성폐기물용 고건전성용기의 건전성을 평가하기 위하여 국내외 기술 개발 현황 및 용기기준에 대하여 연구 조사하였으며 구조적건전성 실험을 수행하였다. 또한 방사성폐기물 처분 시설의 중요 인공방벽의 하나인 처분장 구조재의 장기적인 건전성 평가를 위하여 국내외 연구 결과를 토대로 처분장 구조재로서의 내구성의 정의와 함께 국내 지하수 환경에서의 콘크리트 구조물의 내구성 평가를 하였다. 현재까지 국내에는 안정적인 방사성폐기물의 처분을 위하여 폐기물 고화체의 성능 조건의 및 고건전성 용기의 성능 조건이 정량화되어 있지 않다. 또한 중·저준위 방사성폐기물 처분시설의 내구연한 및 관리기간에 대한 설정이 이루어지지 않은 실정이다. 이상의 연구결과를 바탕으로 국내외 관련 연구결과 및 평가 기준 등을 상세히 평가하여 국내 사정에 적합한 기술기준설정의 기초를 제시하였다.
방사성폐기물 처분안전성 확보를 위해서는 방사성폐기물 고화체, 처분시설, 처분부지의 지질학적 특성 및 주변환경, 기상 등 다각적인 분석과 평가가 필요하다. 현재 처분부지 및 처분방식이 정확히 결정되지 않아 처분관련 기술 규제 수준은 개념적인 단계에 머무르고 있다. 이러한 시점에서 본 연구에서는 처분안전성 확보의 주요 요소 중의 하나인 방사성폐기물 고화체의 안정적 처분을 위한 특성평가와 처분시설의 성능목표 달성을 위하여 처분시설의 주요 구성물인 콘크리트 구조물에 대한 사용연한에 대하여 연구를 수행하였다. 이를 통하여 중·저준위 방사성폐기물 처분을 위한 규제기술의 기초를 제공하고자 한다. 본 연구에서는 국내외의 방사성폐기물 관련 기준 설정에 대하여 평가를 하였다. 국내에는 아직까지 구체적인 세부 기술기준이 없는 상태이다. 또한 국내 원자력발전소에서 생산된 대표적인 방사성폐기물 고화체 중 시멘트 고화체와 파라핀 고화체에 대하여 실제 시료를 채취하여 압축강도 및 침수, 침출 시험을 수행하여 처분 적합성을 평가하였다. ANS 16.1의 방법을 사용하여 침출실험을 수행하였으며 90일 침수 후 압축강도 및 중량 변화를 측정하였으며 침출실험 경과에 따른 pH를 측정하였다. 중·저준위 방사성폐기물용 고건전성용기의 건전성을 평가하기 위하여 국내외 기술 개발 현황 및 용기기준에 대하여 연구 조사하였으며 구조적건전성 실험을 수행하였다. 또한 방사성폐기물 처분 시설의 중요 인공방벽의 하나인 처분장 구조재의 장기적인 건전성 평가를 위하여 국내외 연구 결과를 토대로 처분장 구조재로서의 내구성의 정의와 함께 국내 지하수 환경에서의 콘크리트 구조물의 내구성 평가를 하였다. 현재까지 국내에는 안정적인 방사성폐기물의 처분을 위하여 폐기물 고화체의 성능 조건의 및 고건전성 용기의 성능 조건이 정량화되어 있지 않다. 또한 중·저준위 방사성폐기물 처분시설의 내구연한 및 관리기간에 대한 설정이 이루어지지 않은 실정이다. 이상의 연구결과를 바탕으로 국내외 관련 연구결과 및 평가 기준 등을 상세히 평가하여 국내 사정에 적합한 기술기준설정의 기초를 제시하였다.
It has been 20 years since we started atomic power generation, and a lot of numbers are still on construction or going to be constructed. At the end of 2000, the low and intermediate level radioact ive waste is almost 57,091 drum, and from 2010, it will over the storing capacity of each power plant ...
It has been 20 years since we started atomic power generation, and a lot of numbers are still on construction or going to be constructed. At the end of 2000, the low and intermediate level radioact ive waste is almost 57,091 drum, and from 2010, it will over the storing capacity of each power plant . By these reason, it is urgent to const ruct the disposal facility of low and intermediate level radioact ive waste for the safe control. The basic law and technical instruction for the disposal of radiation waste is enact ed. For the disposal of the radioactive waste, it is urgent to have an objective and quantit ative based controlling technology that people could accept. For the safe disposal, it is necessary to do diverse analysis and evaluat ion of solidified radioactive waste form, disposal facility, site, geological aspect of the site, environment and weather, etc. The technical controlling stat us is still on conceptual status because the disposal site and method is not decidd ccurately. This research is about the life cycle of concrete structure which is the major part of the disposal facility for the specification evaluation of the safe disposal of radioactive waste and the achievement of the performance of the disposal facility. This will give the basis for the controlling technology for the disposal of low and intermediate level radioactive waste. For the safe disposal of radioactive waste, it is necessary to review the soundness of radioactive waste and engineering barrier. Now almost all of the radioactive waste is treated by way of cement solidification, and in case of concent rated boric acid, it is changed to paraffin solidification from cement solidification. Also recently constructing nuclear power plant is improving the way of purification to select ive ion exchange resin from existing evaporation system. By the replacement to ion exchange resin, it is expected to reduce the amount of concentrated liquid waste and the increase of the generation of spent resin. Spent resin is kept in cement lining treated drum by the difficulty of expansion in case of cement solidification. High integrity container for spent resin is on development domest ically but this is still without any technical criteria. Domestic low and intermediate level radioactive waste disposal facilities will use the burying method, and after that, it would be closed. For the safet y of the disposal facility, the cement concrete structure would be used. To accomplish the performance aim of the disposal facility, the structural durability is required and if the disposal facility's structural material could work positively, long- term permanent is essential. So it is necessary to have an objective technical criteria and review, but the durat ion of long term over hundreds of years is still unknown and out of our experience. Therefore, it is necessary to research the way of evaluating durability on the basis of our knowledge and experience. This research evaluated the national and international criteria regarding radioactive waste. There is still no objective detail technical criterion. Also did a sample test of disposal suitability of cement and paraffin waste form which is major radioactive waste generated in domestic nuclear power plant by compressive strength test, immersion test, leaching test. Performed the test as of ANS 16.1 and checked the compressive strength and weight changes after 90 days, and also measured the pH. To evaluate the high integrity container for the low level radioactive waste, we researched the national and international technological development stat us and the criteria for container, and checked the structural integrity. Also for the long term safety assessment of radioactive waste disposal facility's structural material which is a major engineering barrier, we defined the durability and duration evaluation on the basis of national underground water environment of the concrete structure. Until now the performance condition for the high integrity container and waste form for the safe radioactive waste is not quantitatively analyzed. Also, the duration and control period for low and intermediate level radioactive waste facilities is not defined. On the basis of those research results, we precisely evaluated the national and international research result and evaluation criteria, and going to offer the basic for national technological criteria.
It has been 20 years since we started atomic power generation, and a lot of numbers are still on construction or going to be constructed. At the end of 2000, the low and intermediate level radioact ive waste is almost 57,091 drum, and from 2010, it will over the storing capacity of each power plant . By these reason, it is urgent to const ruct the disposal facility of low and intermediate level radioact ive waste for the safe control. The basic law and technical instruction for the disposal of radiation waste is enact ed. For the disposal of the radioactive waste, it is urgent to have an objective and quantit ative based controlling technology that people could accept. For the safe disposal, it is necessary to do diverse analysis and evaluat ion of solidified radioactive waste form, disposal facility, site, geological aspect of the site, environment and weather, etc. The technical controlling stat us is still on conceptual status because the disposal site and method is not decidd ccurately. This research is about the life cycle of concrete structure which is the major part of the disposal facility for the specification evaluation of the safe disposal of radioactive waste and the achievement of the performance of the disposal facility. This will give the basis for the controlling technology for the disposal of low and intermediate level radioactive waste. For the safe disposal of radioactive waste, it is necessary to review the soundness of radioactive waste and engineering barrier. Now almost all of the radioactive waste is treated by way of cement solidification, and in case of concent rated boric acid, it is changed to paraffin solidification from cement solidification. Also recently constructing nuclear power plant is improving the way of purification to select ive ion exchange resin from existing evaporation system. By the replacement to ion exchange resin, it is expected to reduce the amount of concentrated liquid waste and the increase of the generation of spent resin. Spent resin is kept in cement lining treated drum by the difficulty of expansion in case of cement solidification. High integrity container for spent resin is on development domest ically but this is still without any technical criteria. Domestic low and intermediate level radioactive waste disposal facilities will use the burying method, and after that, it would be closed. For the safet y of the disposal facility, the cement concrete structure would be used. To accomplish the performance aim of the disposal facility, the structural durability is required and if the disposal facility's structural material could work positively, long- term permanent is essential. So it is necessary to have an objective technical criteria and review, but the durat ion of long term over hundreds of years is still unknown and out of our experience. Therefore, it is necessary to research the way of evaluating durability on the basis of our knowledge and experience. This research evaluated the national and international criteria regarding radioactive waste. There is still no objective detail technical criterion. Also did a sample test of disposal suitability of cement and paraffin waste form which is major radioactive waste generated in domestic nuclear power plant by compressive strength test, immersion test, leaching test. Performed the test as of ANS 16.1 and checked the compressive strength and weight changes after 90 days, and also measured the pH. To evaluate the high integrity container for the low level radioactive waste, we researched the national and international technological development stat us and the criteria for container, and checked the structural integrity. Also for the long term safety assessment of radioactive waste disposal facility's structural material which is a major engineering barrier, we defined the durability and duration evaluation on the basis of national underground water environment of the concrete structure. Until now the performance condition for the high integrity container and waste form for the safe radioactive waste is not quantitatively analyzed. Also, the duration and control period for low and intermediate level radioactive waste facilities is not defined. On the basis of those research results, we precisely evaluated the national and international research result and evaluation criteria, and going to offer the basic for national technological criteria.
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