초록 ▼

본 연구에서는 공학적 방벽인 완충재와 처분용기의 설계요건 분석을 통하여 한국형 고준위폐기물 처분시스템과 고준위폐기물 관리방안을 제시하였다.
방사성 핵종 저지능 측면에서 결정한 완충재 두께는 0.5 m이었으며, 완충재 형상은 디스크와 링 형태이며, 완충재 건조 밀도는 $1.6g/cm^3$, 처분용기 상부 층 두께는 2.5 m, 하부 층 두께는 0.5 m이다. 이러한 완충재 개념에 대한 열 해석 수행 결과 완충재와 처분용기 사이의 최고온도는 $100^{\circ}C$ 미만으로 설계요건을 만족

본 연구에서는 공학적 방벽인 완충재와 처분용기의 설계요건 분석을 통하여 한국형 고준위폐기물 처분시스템과 고준위폐기물 관리방안을 제시하였다.
방사성 핵종 저지능 측면에서 결정한 완충재 두께는 0.5 m이었으며, 완충재 형상은 디스크와 링 형태이며, 완충재 건조 밀도는 $1.6g/cm^3$, 처분용기 상부 층 두께는 2.5 m, 하부 층 두께는 0.5 m이다. 이러한 완충재 개념에 대한 열 해석 수행 결과 완충재와 처분용기 사이의 최고온도는 $100^{\circ}C$ 미만으로 설계요건을 만족시켰다. 그리고 완충재에 흑연을 5% 첨가하였을 경우 모래를 첨가하지 않더라도 자연 함수비에서 열전도도 1.0 W/mK 이상을 나타내었다. 이 결과를 토대로 제안한 이중구조 완충재에 대한 모델링 결과 완충재와 처분용기 사이의 최대 온도를 $7^{\circ}C$ 정도 낮출 수 있었다.
5가지 처분용기 재질을 대상으로 처분용기의 성능과 제작성을 65/35로 기준하여 평가한 결과 양호한 재질의 순위는 스텐레스 강, 니켈합금, 티탄합금, 탄소강, 구리의 순서로 나타냈다. 그러나 국내 연구지역에서 채취한 심부 화강암 지하수의 수리화학적 특성, 해수의 침입, 처분용기의 무게 등을 고려할 경우 외부용기의 재질을 구리, 내부용기의 재질을 주철(구상흑연주철)로 제안하였다. 이러한 처분용기에 대한 안전성 평가 결과, 사용후핵연료를 내장한 처분용기가 처분공에 거치되었을 때, 정상상태에서 불확실도를 포함한 임계도는 0.816으로 미임계 기준을 만족하였다.
우리나라 장기 전력수급계획 및 사용후핵연료 중간저장시설 계획을 고려하고, CANDU 사용후핵연료를 우선 처분하는 시나리오를 바탕으로 지하 처분장은 2020년 지하시험시설(URL) 건설을 시작하는 단계에서부터 2040년에 처분시설 운영 시작단계를 거쳐 폐쇄단계에 이르기까지 8단계로 나누어 건설과 운영이 동시에 수행되는 처분시스템을 제시하였다.
국내 고준위폐기물관리정책은 선행 후행핵연료주기정책과 밀접하여 국제환경요인 변화에 매우 민감하므로 핵투명성 확보 및 국제규범 준수와 관련된 항목이 영향인자로 나타났으며, 고준위폐기물정책의 수용성은 원자력에 대한 사회적 수용성을 결정하는 요인으로 나타났다.

Abstract ▼

A KRS is suggested through design requirement analysis of the buffer and the canister which are the constituent of disposal system engineered barrier and HLW management plans are proposed. In the aspect of radionuclide retention capacity, the thickness of the buffer is determined 0.5m, the shape to

A KRS is suggested through design requirement analysis of the buffer and the canister which are the constituent of disposal system engineered barrier and HLW management plans are proposed. In the aspect of radionuclide retention capacity, the thickness of the buffer is determined 0.5m, the shape to be disc and ring and the dry density to be $1.6g/cm^3$. The maximum temperature of the buffer is below $100^{\circ}C$ which meets the design requirement. And bentonite blocks with 5 wt% of graphite showed more than 1.0 W/mK of thermal conductivity without the addition of sand. The result of the thermal analysis for proposed double-layered buffer shows that decrease of $7^{\circ}C$ in maximum temperature of the buffer. For the disposal canister, the copper for the outer shell material and cast iron for the inner structure material is recommended considering the results analyzed in terms of performance of the canisters and manufacturability and the geochemical properties of deep groundwater sampled from the research area with granite, salt water intrusion, and the heavy weight of the canister The results of safety analysis for the canister shows that the criticality for the normal case including uncertainty is the value of 0.816 which meets subcritical condition. Considering nation`s "Basic Plan for Electric Power Demand and Supply" and based on the scenario of disposing CANDU spent fuels in the first phase, the disposal system that the repository will be excavated in eight phases with the construction of the Underground Research Laboratory (URL) beginning in 2020 and commissioning in 2040 until the closure of the repository is proposed. Since there is close correlation between domestic HLW management plans and front-end/back-end fuel cycle plans causing such a great sensitivity of international environment factor, items related to assuring the non-proliferation and observing the international standard are showed to be the influential factor and acceptability of HLW management plans to be the influential factor of making decision for social acceptability of nuclear power.

목차 Contents

• 제 1 장 연구개발과제의 개요...52
• 제 1 절 연구개발의 목적...52
• 제 2 절 연구개발의 필요성...53
• 1. 기술적 측면...53
• 2. 경제적.산업적 측면...54
• 3. 사회적 측면...56
• 제 3 절 연구개발 범위...57
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황...61
• 제 1 절 고준위폐기물 처분개념 및 국내 기술개발 현황...61
• 1. 심지층처분 원리...61
• 2. 공학적 방벽 개념...62
• 3. 처분시설 개념...62
• 4. 국내 기술개발 현황...63
• 제 2 절 국외 기술현황...65
• 1. 미국...65
• 2. 스웨덴...68
• 3. 핀란드...71
• 4. 캐나다...74
• 제 3 절 연구결과가 국내.외 기술개발현황에서 차지하는 위치...79
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과...81
• 제 1 절 공학적 방벽...81
• 1. 처분대상 사용후핵연료의 특성...81
• 2. 폐기물 장기건전성...97
• 3. 완충재...111
• 4. 처분용기...167
• 제 2 절 처분 시스템...237
• 1. 고준위폐기물 처분시스템 설계 요건...237
• 2. 지상 시설...244
• 3. 지하 시설...269
• 4. 비용 평가...315
• 제 3 절 HLW 관리 방안...348
• 1. 처분 시나리오 분석...348
• 2. 처분관리 방안...385
• 제 4 절 종합 평가...413
• 1. 공학적 방벽 종합평가...413
• 2. 지상/지하시설/공정 종합평가...416
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도...420
• 1. 연도별 연구개발 실적 및 연구목표 달성도...420
• 2. 관련분야 기술발전에의 기여도...424
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획...426
• 제 6 장 참고문헌...427