초록 ▼

일반적으로 원전에서 발생하는 방사성 페기물의 특성과 군내 원전의 페기물 수용능력 및 현황을 조사함으로써 심부 암반을 대상으로 한 영구처분장 건설의 필요성을 제시하였다. 선진 6개국의 지하시험시설 사례를 통해 고준위 방사성 페기물 처분에 관한 기본적인 설계개념을 파악하고 암반역학에서 해결해야 할 기술적인 과제들을 도출하였다. 제기된 다양한 기술과제 중 본 연구에서는 페기물의 발열특성에 기인한 암반의 열역학적 거동과 굴착된 각종 지하시설의 안정성 평가의 2 개 과제에 초점을 두고 연구를 수행하였다. 일반적으로 심도 50 내지

일반적으로 원전에서 발생하는 방사성 페기물의 특성과 군내 원전의 페기물 수용능력 및 현황을 조사함으로써 심부 암반을 대상으로 한 영구처분장 건설의 필요성을 제시하였다. 선진 6개국의 지하시험시설 사례를 통해 고준위 방사성 페기물 처분에 관한 기본적인 설계개념을 파악하고 암반역학에서 해결해야 할 기술적인 과제들을 도출하였다. 제기된 다양한 기술과제 중 본 연구에서는 페기물의 발열특성에 기인한 암반의 열역학적 거동과 굴착된 각종 지하시설의 안정성 평가의 2 개 과제에 초점을 두고 연구를 수행하였다. 일반적으로 심도 50 내지 900 미터에서 연장 수백 미터의 저장터널이 다수 배치될 처분장의 규모를 고려할 때 대상암반에는 절리 층리 단층 등 다수의 불연속면들이 내포될 것으로 예상되며 이에 본 연구에서는 절리암반의 기하학적 특성과 열역학적 거동에 관한 이론적 연구를 선행하였다. 암반의 열전도 및 열팽창거동 뿐만 아니라 암반굴착시 변형 및 파괴거동에 지대한 영향을 미치는 절리의 기하학적 특성은 절리의 방향성, 절리의 길이, 절리간격 등에 의해 결정된다. 따라서 이들 변수들의 통계(확률)적 분포형태에 관한 연구를 수행함으로써 핵폐기물 처분장의 대상 암반에 분포하는 절리의 일반적인 분포특성을 파악하였다. 다수의 절리가 분포한 경우 절리군의 방향 특성을 해석하는 방법으로서 전산화된 통계적 분석기법과 평사토영도 해석 프로그램을 도입하였으며 이 두가지 방법을 현장 절리자료 해석에 적용시켜 보았다. 고준위 방사성 폐기물이 방출하는 높은 열하증 (경계)조건에 의한 암반의 온도분포를 해석하기 위해 먼저 불연속 암반의 등가 열전도계수를 예측할 수 있는 이론을 연구하였다. 절리와 암석 각각의 열전도계수와 절리의 경사방향 및 체적분율로써 표현된 이방성 등가 열전도계수 행렬(9개 성분)을유도하였으며, 일반적으로 N개의 절리가 임의의 경사방향으로 분포할 경우 암반의 열전도계수를 계산하는 순차적 해석법을 개발하였다. 유한요소법을 이용하여 직접 절리암반에 대한 모델실험을 수행하고 그 결과를 예측된 등가 열전도계수와 비교함으로서 제시된 이론의 신빙성을 확인하였다. 암반의 온도 증가에 의해 발생하는 열변형률 및 열웅력을 계산하기 위해 불연속 암반의 등가 열팽창계수를 결정하는 이론적 방법을 개발하였다. 이 등가 열팽창계수는 개별 절리와 무절리 암석 각각의 열팽창계수와 절리암반의 등가 탄성계수 행렬에 의해 표현되었고, 교차하는 4개 절리가 분포하는 암반을 대상으로 유한요소 모델실험을 수행한 결과와 비교함으로써 이론의 신빙성을 확인 증명하였다. 본 연구에서 선택한 페기물 처분장은 선진 7개국이 공동 참여하고 있는 스웨덴의 지하시험시설을 모델로 삼았으며 심도 900 미터에서의 화강암을 대상으로 하였다. 말굽형 저장터널 바닥에 처분용기 저장공을 설치하고 불연속 암반의 열역학적 성질을 입력자료로 하여 열탄소성 유한요소 해석을 수행하였다. 절리의 영향과 처분용기에서 방출되는 열하증의 영향을 분석하기 위해 처분장 암반을 연속등방 암반, 수평절리 및 수직절리가 분포하는 암반의 3가지 경우로 구분하였으며 각각의 경우 굴착만을 했을 때와 굴착 후 열원을 설치했을 때로 나누어 분석하였다. 처분장내 저장터널의 배열에 관한 연구는 터널간격을 15미터와 25미터로 하여 비교하였다. 순수 굴착에 대한 옹력해석 결과 처분장의 안전율은 절리에 의해 현저히 감소하였으며 취약대의 위치는 절리의 방향성에 따라 달라짐을 볼 수 있었다. 열응력이 작용할 경우 처분장 주변의 안전율 분포는 순수 굴착의 경우와는 상이한 양상을 보였으며 취약대의 발생 범위가 확장되는 경향을 보였다. 수평절리의 경우 취약대는 횡방향으로 확장되었으며, 수직절리의 경우에는 위약대가 처분용기와 저장터널 측벽에 집중되는 현상을 보였으나 반면 이 부위에서 소성 파쇄대를 형성하였다. 실제 현장암반에 분포하는 복잡한 절리구조를 통계적 방법으로 모델에 재현하고 이를 바탕으로 페기물 처분장의 안정성을 평가하여 보았다. 이를 위해 절리발생 시스템, 유한요소망 자동생성 시스템 및 암석블록 발생시스템을 개발하였다. 표본 영역의 개념을 도입하여 현실에 근접한 절리암반의 등가 물성을 계산하고 이를 입력자료로 하여 복수 저장터널의 안정성 및 변형거동을 유한요소법으로 분석하였다. 한편 강체모델에 근거한 개별요소 해석을 수행함으로써 저장터널 주변의 암석블록들의 운동학적 거동과 낙반 및 돌촐 등의 파괴 양상을 파악하였다. 통계적인 개별요소 모델과 결정적인 모델을 비교 실험하였고 이를 통해 절리의 기하학적 분포특성 특히 방향성의 편차가 저장터널의 안정성에 미치는 영향을 분석하였다. 본 연구를 통해 심부 암반내 고중위 방사성 폐기물의 영구처분 프로젝트에 관련된 암석역학 문제를 이론적인 측면과 수치해석적인 측면에서 구체적으로 다루어 보았다. 일반적인 터널 건설의 개념과는 달리 주변 암석권 및 생물권에 지대한 영향을 미칠 가능성이 있는 핵페기물 처분장은 설계에서부터 시공 및 운영과정을 거쳐 감시에 이르기까지 기술적으로 아직 해결되지 않은 과제들이 산적해 있음을 절감하여 본 연구가 극히 작은 부분이나마 이 중요한 프로젝트에 도움이 되었기를 기대한다.

Abstract ▼

The necessity of permanent disposal of radiocactive waste in deep rock masses is explained by investigation the characteristics of waste produced generally in nuclear power plants and by surveying the storage capacity of the power plants in Korea. Through literature survey on the underground resea

The necessity of permanent disposal of radiocactive waste in deep rock masses is explained by investigation the characteristics of waste produced generally in nuclear power plants and by surveying the storage capacity of the power plants in Korea. Through literature survey on the underground research laboratories constructed in 6 foreign countries, identified are the basic design concepts of high-level waste disposal and the technological problems that must be treated in rock mechanics. Among others, attention is focused on two problems, such as the thermo-mechanical behavior of rock masses and the stability of various underground structures excavated for the purpose of disposal. Considering the scale of the repository which usually includes mutiple storage tunnels of several hundred meters at a depth ranging from 50 to 900 meters, it is expected that the rock mass contains geologic discontinuities such as joints, faults and bedding planes. Hence, the geometric and thermomechanical characteristics of jointed rock masses are investigated in advance. The joint geometry which has a significant influence on thermal conduction and thermal expansion of rock masses can be described in terms of joint orientations. joint length and joint spacing. Stochastic and probability distributions of the joint geometry parameters are studied to get a enreal idea on the rock mass where the waste repository is to be located. Computerized stochastic analysis and stereographic analysis techniques are used to analyze the orientation data of a large number of joints and joint sets. Theoretical methods are studied to estimate the equivalent thermal conductivity to analyze the temperature distribution in a discontinuous rock mass which is subjected to a high thermal loading generated by the radio active waste. Derived are the expressions of the anisotropic rock mass conductivities (9 components). which are determined by thermal properties of intact rock and joint. joint dip and joint volume fraction. Sequential analysis is developed to deal with N arbitrary numbers and orientations of joints. The results form finite element experiments on jointed rock mass model are compared with the theoretical results, and the validity of the proposed theory is confirmed. A similar comparison study has been performed on the equivalent thermal expansion coefficients of discontinuous rock masses. The finite element experiment on 4 intersecting joints has also proved the theory. This study is based on the repository model of the underground research project in Sweden which 7 countries participate in. Granite rock mass at a depth of 900 meters is taken for anlaysis. A themal, elastic and plastic finite element analysis is performed for the horseshoe-shaped storage tunnel with the canister borehole at the tunnel floor. The analysis consists of excavation and thermal loading steps for each of the three different rock mass conditions such as isotropic continuous case, horizontal joint case and vertical joint case. Tunnel spacings of 15 and 25 meters are compared. The safety factors of the repository are decreased significantly due to the joints, and the locations of potential weak zone very depending on the joint directions. The results of thermal analysis have shown that the size of the weak zone is increased due to the thermal stress. The weak zone expands in the horizontal direction in the case of horizontal joints, while in the case of vertical joints plastic failure has occurred in the walls of the storage tunnel and canister borehole. A complicate joint structure in a real rock mass is reproduced through a stochastic method, and imposed to the stability analysis on the waste repository. In this regard, three computerized systems are developed for stochastic generation of joint medels, generation of finite element mesh and generation of rock blocks. the stability and deformation of multiple tunnels are analyzed through finite element method, introducing the concept of sample domain. Kinematic behavior and instability of rock blocks around the storage tunnel are analyzed using the distinct element method which is based on the rigid block model. Comparisons are made between the behaviors of stochastic joint model and deterministic model. The effects of joint geometry, particularly the effects of the deviation in joint orientation on the stability of the repository tunnel are discussed. This study provides theoretically and numerically the methods of analysis for the rock mechanics problems regardint the permanent disposal of radioactive waste in deep rock masses. In view of the serious impacts of the radioactive waste on both lithosphere and biosphere, there still exist so many technological problems yet to be solved in the whole process of repository project from the design, constuction, operation and to the final stage of monitoring. It is hoped that this study can help the project even in a very specific area.

목차 Contents

• 1. 서론...17
• 2. 방사성 폐기물 및 폐기물 처분장에 대한 개관...19
• 2.1 방사성 폐기물의 분류 및 발생과정...19
• 2.2 우리나라의 방사성 폐기물 관리 및 현황...21
• 2.3 고준위 방사성 폐기물의 처분...26
• 2.3.1 고준위 방사성 폐기물 처분시 고려되어야 할 사항...26
• 2.3.2 방사성 폐기물 처분 시의 각종 방벽...29
• 2.3.3 지하 시험시설...34
• 2.3.4 방사성 폐기물 처분자의 개념적 설계...38
• 3. 절리의 기하학적 특성 및 방향성 분석...43
• 3.1 절리의 기하학적 특성...43
• 3.1.1 방향성...43
• 3.1.2 절리의 크기...45
• 3.1.3 절리의 위치, 간격, 강도...49
• 3.2 방향성 분석...54
• 3.2.1 절리군의 확인과 통계적 분석...54
• 3.2.2 현장자료 분석의 예...60
• 4. 불연소 암반의 열전도계수와 열팽창계수...64
• 4.1 불연속 암반의 열전도계수...64
• 4.2 불연속 암반의 열팽창계수...67
• 4.3 전산 모델실험 및 고찰...69
• 4.3.1 단일절리를 포함하는 암반의 등가 열전도계수...69
• 4.3.2 네개의 교차하는 경사절리를 포함하는 암반의 등가 열전도계수...71
• 4.3.3 네개의 교차하는 경사절리를 포함하는 암반의 등가 열팽창계수...80
• 5. 열응력 해석...85
• 5.1 열전달 유한요소법에 의한 용기저장공의 온도분포 해석...85
• 5.2 용기저장공의 열탄소성 유한요소 응력해석...87
• 5.3 고준위 방사성 폐기물 처분장에 대한 열응력 해석...94
• 5.3.1 유한요소 모델설정...94
• 5.3.2 모델의 물성...98
• 5.3.3 현장응력...101
• 5.3.4 결과 및 고찰...102
• 6. 통계적 절리구조 모델링을 이용한 전산해석...134
• 6.1 통계적 절리구조 모델링...134
• 6.1.1 이론적 배경...134
• 6.1.2 응용과 분석...141
• 6.2 전산 모델실험을 위한 전처리 과정...155
• 6.2.1 유한요소망의 자동생성 이론...155
• 6.2.2 유한요소망 자동생성 과정과 생성 예...166
• 6.2.3 블록 경계의 정의...177
• 6.3 전산 모델실험...186
• 6.3.1 유한요소 모델실험...186
• 6.3.2 개별요소 모델실험...196
• 7. 결론...203
• 참고문헌...206
• 부록A.이론적 결과- 유한요소법에 의한 절리암반의 등가 열전도계수...210
• 부록B.이론적 결과- 유한요소법에 의한 절리암반의 등가 열팽창계수...216
• 부록C.굴착에 의한 응력해석 및 열응력 해석시 공동 주변의 변위...218
• 부록D.공동 주변의 대표적인 요소와 절점에서의 응력, 변위, 안전율 및 응력집중계수...221
• 부록E.원통 극좌표계에서의 열전달...227
• 논문발표 실적 및 계획...229
• 학위배출 실적...230
• 연구비 항목별 집행내역...231