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고준위폐기물처분장 내 공학규모의 균질 완충재 블록 성형특성 및 현장적용성 분석
A Study on the Manufacturing Characteristics and Field Applicability of Engineering-scale Bentonite Buffer Block in a High-level Nuclear Waste Repository 원문보기

Journal of nuclear fuel cycle and waste technology = 방사성폐기물학회지, v.16 no.1, 2018년, pp.123 - 136  

김진섭 (한국원자력연구원) ,  윤석 (한국원자력연구원) ,  조원진 (한국원자력연구원) ,  최영철 (한국원자력연구원) ,  김건영 (한국원자력연구원)

초록
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본 연구의 목적은 고준위폐기물 처분기술 개발과 관련하여 현장실증 연구를 위해 사용될 공학규모 이상의 균질 완충재 블록을 제작하기 위한 새로운 방법론을 제시하는 것이다. 이와 관련하여 플롯팅 다이(floating die) 방식의 프레스 재하 및 냉간등방압프레스(CIP; Cold Isostatic Press) 기법을 국내 최초로 완충재 제작에 적용하였다. 또한 소요 밀도기준을 충족하는 완충재 블록을 생산하기 위한 최적의 제작조건(프레스 및 CIP의 소요 압력)과 현장 적용성을 분석하였다. 상기 기법의 적용을 통해 완충재 블록 내 밀도분포 편차가 현저히 감소하였으며, 이와 동시에 평균 건조밀도가 소폭 상승하고 약 5%의 크기가 감소하였다. 또한 CIP 적용을 통해 응력이완(stress release) 현상이 감소하고, 이로 인해 시간 경과에 따른 표면균열 발생이 현저히 저감됨을 시험제작을 통해 확인하였다. 본 연구에서 제시된 방법론은 공학규모 이상의 균질한 완충재 블럭을 성형할 수 있으며, 또한 이는 선진핵주기 고준위폐기물처분시스템(AKRS; Advanced Korea Reference Disposal System of HLW)의 완충재 소요 밀도기준을 충족하는 것으로 분석되었다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The objective of this study is to propose a new methodology to fabricate a reliable engineering-scale buffer block, which shows homogeneous and uniform distribution in buffer block density, for in-situ experiments. In this study, for the first time in Korea, floating die press and CIP (Cold Isostati...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 따라서 본 연구에서는 In-DEBS (In-situ Demonstration of Engineered Barrier System) 현장실험을 위해 사용될 공학규모의 균질 완충재 블록을 생산하기 위한 새로운 방법론을 제시하고자 한다.
  • 본 연구에서는 공학규모의 균질 완충재 블록을 생산하기 위한 새로운 제작 방법론을 분석하였다. 이를 위하여 플롯팅 다이(floating die) 방식의 프레스 재하 및 냉간등방압프레스(CIP; Cold Isostatic Press) 기법을 최초로 적용하였으며, 시험제작을 통한 비교 및 통계량 분석·검정을 통해 공학적규모 이상의 균질 완충재 블록의 성형이 가능함을 확인하였다.
  • 본 연구에서는 공학적규모 이상의 벤토나이트 완충재 제작과 관련된 성형특성 분석에 초점을 맞추었다. 공학규모 완충재 블록의 일축압축강도와 탄성계수 등을 포함한 다양한 열적, 수리적, 역학적 특성에 대한 세부정보는 기존의 문헌을 통해 확인할 수 있다[6-10].
  • 앞서 언급하였듯이 SKB (Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company)와 POSIVA (Finnish Company for Nuclear Waste Management)는 공동으로 단축 압축성형(uniaxial compressing) 방식과 등압 압축성형(isostatic pressing) 방식으로 제작된 블록의 차이점을 면밀히 분석하고, 이를 통해 최적의 성형방법을 도출함으로써 실제 생산라인과 연계하기 위한 연구를 2014년부터 착수하였다[5].
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
고준위폐기물 처분시스템의 장기안전성을 검증하기 위해 필요한 것은 무엇인가? 고준위폐기물은 반감기가 길고 방사능 준위가 높아 심층 처분을 안전하게 하기 위해서는 장기간의 기술개발과 폐쇄후 처분 안전성에 대한 국민의 신뢰를 확보하는 것이 필수적이다. 따라서 고준위폐기물 처분시스템의 장기안전성을 검증하기 위해서는 처분조건과 유사한 실제 현장조건에서 사전에 처분시스템의 구성요소에 대한 실증연구를 통해 그 기술적 타당성을 입증하여야 한다. 이와 관련하여 국내 규제기관에서는 부지 및 처분시스템 고유특성을 URL (Underground Research Laboratory)에서 수행한 실증연구를 바탕으로 평가해야 한다고 명문화하였다[1].
고준위폐기물의 특징은 무엇인가? 고준위폐기물은 반감기가 길고 방사능 준위가 높아 심층 처분을 안전하게 하기 위해서는 장기간의 기술개발과 폐쇄후 처분 안전성에 대한 국민의 신뢰를 확보하는 것이 필수적이다. 따라서 고준위폐기물 처분시스템의 장기안전성을 검증하기 위해서는 처분조건과 유사한 실제 현장조건에서 사전에 처분시스템의 구성요소에 대한 실증연구를 통해 그 기술적 타당성을 입증하여야 한다.
고준위폐기물의 처분연구에서 현장실증이 실내 실험과 다른 거동을 보이는 이유는 무엇인가? 처분연구 관련 현장실증의 경우 부지 내 초기조건 및 경계조건을 명확히 설정하기 어렵고, 주변 암반이 비균질적 특성을 보이기 때문에 실내실험 조건과 상당히 다른 거동을 보이는 경우가 잦다. 또한 실험실 수준에서 벗어나 공학적규모이상의 벤토나이트 완충재 블록을 제작할 경우, 규모가 커지면서 실험실 조건에서 발생하지 않는 다양한 변수가 발생하게 된다.
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참고문헌 (18)

  1. Ministry of Trade, Industry and Energy, "Basic Plans on Management of High Level Nuclear Wastes", MOTIE (2016). 

  2. Nuclear Safety and Security Commission, "General Standard on Deep Geological Disposal Facilities for High-level Radioactive Wastes", NSSC: Notice 2015-021 (2015). 

  3. G.Y. Kim, K.S. Kim, J.Y. Lee, W.J. Cho, and J.S. Kim, "Current Status of the KURT and Long-term In-situ Experiments", J. Korean Soc. Miner. Energy Resour. Eng., 54(4), 344-357 (2017). 

  4. J.S. Kim, J.C. Park, G.Y. Kim, and J.C. So, "Suggestions on the Methodology for Manufacturing Homogeneous and Uniform Engineering-scale Buffer Blocks", Proc. of the Korean Radioactive Waste Society, October 14-16, 2015, Busan. 

  5. Svensk Karnbranslehantering AB, "RD&D Programme 2013: Programme for research, development and demonstration of methods for the management and disposal of nuclear waste", SKB TR-13-18 (2013). 

  6. J.O. Lee, "Engineering-scale Buffer Blocks for a HLW Repository (I)", Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI-TR-3981/2009 (2009). 

  7. J.O. Lee, W.J. Cho, and S. Kwon, "Thermal-hydro-mechanical Properties of Reference Bentonite Buffer for a Korean HLW Repository", Tunn. Undergr. Sp. Tech., 21(4), 264-273 (2011). 

  8. J.O. Lee, "Thermal-Hydro-Mechanical Behaviors of Engineered Barrier System : KENTEX Test and Model Parameter Measurements", Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI/TR-3979/2009 (2009). 

  9. J.O. Lee, W.J. Cho, and C.H. Kang, "Sealing Properties of a Domestic Bentonite for the Buffer of a HLW Repository", Waste Recycling and Management Research, 7(1), 53-61 (2002). 

  10. Korea Atomic Energy Research Institute, "Geological Disposal of Pyroprocessed Waste from PWR Spent Nuclear Fuel in Korea", KAERI, KAERI/TR-4525/2011 (2011). 

  11. M. Yoo, "Chemical and Mineralogical Characterization of Domestic Bentonite for a Buffer of an HLW Repository", Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI/TR-61822015 (2015). 

  12. Korea Atomic Energy Research Institute, "Korean Reference HLW Disposal System", KAERI, KAERI/RR-3563/2008 (2008). 

  13. L.E. Johannesson, "Aspo Hard Rock Laboratory: Manufacturing of bentonite buffer for the Prototype Repository", IPR-02-19, SKB Aspo Hard Rock Laboratory (2002). 

  14. T.W. Lambe and R.V. Whitman, "Soil Mechanics", Massachusetts Institute of Technology, 514-522, John Wiley & Sons, New York (1969). 

  15. J.S. Kim, C. Lee, Y.C. Choi, H.J. Choi, and H.B. Lee, "A Study on the Optimized THM sensor installation and Hydraulic Behaviors of Buffer", Proc. of the Korean Radioactive Waste Society, October 15-17, 2014, Yeosoo. 

  16. Svensk Karnbranslehantering AB, "Task 8-Modelling the interaction between engineered and natural barriers: An assessment of a fractured bedrock description in the wetting process of bentonite at deposition tunnel scale", SKB report P-16-05 (2012). 

  17. Svensk Karnbranslehantering AB, "RD&D Programme 2016: Promramme for research, development and demonstration of methods for the management and disposal of nuclear waste", SKB TR-16-15 (2016). 

  18. P. Keech, "Current status of development of deep geological repository", Nuclear Waste Management Organization, NWMO-KAERI Meeting in KAERI, February 21 (2017). 

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