초록 ▼

1. 심지층 처분시스템 예비 개념설절
o 고준위방사성폐기물의 특성
고준위방사성폐기물 선원으로서 붕규산 유리로화체의 화학적 조성과 제원을 제시하였으며, 모의 봉규산 유리고화체와 사용후 핵연료의 침출 특성을 분석하였다. 또한 사용후 핵연료로 gap내 핵종들의 개고량과 순간누출분률을 측정하였으며, 산화수별로 플로토늄을 분리하는 방법도 개발하였다.
o 고준위폐기물 처분용기
처분용기 재질로 많이 고려되고 있는 구리, 티난, 탄소강, 스텐레스강, 니켈 합금 등에 대해 우리나라의 처분 처분조건을 고려하

1. 심지층 처분시스템 예비 개념설절
o 고준위방사성폐기물의 특성
고준위방사성폐기물 선원으로서 붕규산 유리로화체의 화학적 조성과 제원을 제시하였으며, 모의 봉규산 유리고화체와 사용후 핵연료의 침출 특성을 분석하였다. 또한 사용후 핵연료로 gap내 핵종들의 개고량과 순간누출분률을 측정하였으며, 산화수별로 플로토늄을 분리하는 방법도 개발하였다.
o 고준위폐기물 처분용기
처분용기 재질로 많이 고려되고 있는 구리, 티난, 탄소강, 스텐레스강, 니켈 합금 등에 대해 우리나라의 처분 처분조건을 고려하여 1000년 동안 각 재질별 부식두께를 추정하였으며, 용기와 두께를 50mm로 하였을 경우 용기의 부식에 따른 용기 수명을 추정하였다. 처분？기의 재질별 제작방법에 관하여 조사하였으며, 이를 근간으로 국내제작가능성을 타진하여 보았다. 또한 얼응력이 추가된 처분용기의 구조해석을 통해 처분용기의 안정성에 대한 분석을 실시하였다.
o 완충재의 공학적 특성 및 화학적 저지능 분석
고준위폐기물 처분장 완충재로 밀봉특성과 핵종 이동의 화학적 저지능이 우수한 벤토나이트를 압축하여 사용하는 방안이 유력시되고 있다. 압축 벤토나이트 완충재의 공학적 특성 및 화학적 저지능에 대해 살펴보고, 고준위폐기물 처분시스템 설계와 방사선적 안전성평가에 필요한 입력자료의 데이터베이스를 작성하였다.
o Near Field 해석
심부 암반의 거동을 이해하기 처분될 폐기물의 특성과 암반 특성, 공학적 방벽의 특성 등이 고려된 해석이 실시되어야 한다. 처분터널과 처분공의 안전성 평가를 위하여 유성과 고성 시추부지에서 얻어진 암반 물성자료들과 3차원 상용코드인 FLAC3D 와 3DEC을 이용한 역학적, 열-역학적 coupling 해석이 실시되었으며 결과에 대한 민감도 분석을 통해 주요 인자를 도출하였다.
o 열-수-역학적 거동 해석
열에는 열-수-역학적 거동 해석이 필요하다. 처분용기 거치 및 지하처분장 배역 방안 분석, 처분장 인접지역의 구조물 각각에 대한 세부적인 열해석 방법을 개발하여 처분용기 내부 핵연료 집합체의 열해석을 수해하였고, 완충재의 두께 변화에 따른 배열의 열적 영향을 평가하였다. 또한, 열. 역학적 연계해석을 통하여 완충재 두께가 처분용기와 완충재와 처분용기에 미치는 영향을 해석하였다. 열.수.역학적 연계해석으로 포화된 완충재에서 응력과 기공압력의 관계를 해석하고 완전히 포화된 불연속 화강 암반내에 위치한 방사성폐기물 처분장, 인접 지역, 및 주변 절리들에서의 장기간(처분 후 500년)에 걸친 거동을 분석하였다.
2. 처분시스템 성능평가
o FEP/Scenario 개발
1단계 KAERI FEP 리스트를 보완하여 대안 시나리오를 구성하는 다양한 FEP들을 선정하였다. 이들을 유사한 성격을 가지는 그룹끼리 묶어 IFEP을 도출한 다음 이를 RES 행력의 ODE로 활용하여 물리적 방벽을 의미하는 LDE와의 상호 반응 규명을 위해 활용하였다. 또한 도출된 RES의 요소간 반응을 연결하여 기본 시나리오와 대안 시나리오들을 도출하였으며, 기본 시나리오 평가를 위해 평가개요를 각 방벽 별로 작성하고 작성된 평가 개요의 기술 현안들을 정량적으로 평가할 수 있는 평가 방법론을 확정하고 평가에 필요한 입력 자료들의 준비 상황을 점검하였다.
o 종합 성능 평가 코드 MASCOT-K 신뢰성 증진
1단계 연구에서 개발된 MASCOT-K를 외국의 종합 성능 평가코드들과의 시스템 차원에서 비교 검토하여 신뢰도를 증진하였다. 수학적 배경 등이 완전히 다른 AMBER와 PICNIC/STMAN 등과 시나리오를 설정하여 Blind Test를 수행하여 MASCOT-M의 우수함을 입증하고 개선 방안을 정립하였다.
o 종합 성능 평가
관련 기술 기준에 의거하여 기준 처분 시스템에 대한 확률론적 평가를 수행하였다. 먼저 SPM 방법론으로 처분장 안전성에 영향을 미치는 주요 인자들을 도출하였고 이 인자들의 불확실성을 고려한 확률론적 안전성을 평?? 처분 개념의 안전성이 보장됨을 입증하였다.
o 생태계 평가
선량 환산 인자를 예측하기 위해 구획 모델에 입각한 평가 방법론을 정립하였다. H-12 등 외국 문헌 조사를 통해 입력 데이터를 확보하였으며 이를 기반으로 연안 생태계에서의 선량 환산 인자들을 규명하였다. 특히 모델링에 있어 국내 생태계의 특징인 싸 등 곡물 섭취와 해산물 섭취 영향 평가를 위한 수학적 방법론을 정립하였다.
o 품질 보증 시스템 개발
T2R3 개념에 입각하여 처분연구에 필요한 품질보증 절차를 확립하고 원활한 활용을 위하여 텝을 기반으로 하는 프로그램을 개발하였다.

Abstract ▼

1. Disposal System Development
O Characteristics of high-level radioactive wastes The chemical composition and specification of borosilicate waste glass were presented as a HLW source, and the leaching behaviors of waste glass and spent fuel were investigated. The inventory of nuclides in gap and

1. Disposal System Development
O Characteristics of high-level radioactive wastes The chemical composition and specification of borosilicate waste glass were presented as a HLW source, and the leaching behaviors of waste glass and spent fuel were investigated. The inventory of nuclides in gap and IRF (instant release fraction) of the spent fuel were measured, and the separation method of plutonium as a function of oxidation State was also developed.
O Disposal Container
The erosion thickness for the canister materials such as copper, titanium, carbonsteel, stainlesssteel, and nickel alloy was estimated for 1000 years under Korean disposal conditions. The life time for the canisters was also evaluated with the assumption of 5o mm thickness. Manufacturing methods for each material type had been surveyed and the possibility of manufacturing in Korea was evaluated based on the survey. Also the canister Stability was analyzed from the structural analysis with consideration of thermal stress．
O Engineering properties and radionuclide retardation properties of buffer
The bentonite was considered as a candidate buffer material owing to inhibiting groundwater now into the repository and effectively retarding radionuclide release through the buffer. The engineering properties and chemical retardation properties of compacted bentonite were investigated and, together with this, DB was made for the input data to the design and safety assessment of buffer.
O Near Field analysis
In order to understand the behavior the rock mass around deep repository, the characteristics of waste, rock properties, and the characteristics of engineered barriers needed to be considered in the analysis. To evaluate the stability of disposal tunnel and deposition hole, the rock properties actually measured from the Yusung and Kosung, and mechanical as well as thermal-mechanical coupling analysis was carried out using the commercial three-dimensional codes, FLAC3D and 3DEC. Sensitivity analysis for the results from the analysis were performed to determine the major parameters. sites were utilized in this study.
O Thermal-hydrological-mechanical study
Thermal analyses were performed for spent fuel assemblies in a canister, and the effect of a thermal flux on a repository layout depending on a buffer thickness was evaluated. For coupled thermal-hydrological-mechanical analysis the relanonship between the pore pressure and stress was established.
Long term (500 years after waste emplacement) thermo mechanical, hydromechanical, and thermo hydromechanical interaction behaviors were analyzed for a repository, rock masses in the vicinity of a repository, and joints adjacent to a repository in a saturated granitic rock masses with discontinuities
2. Total System Performance Assessment
O FEP/Scenario Development
The original KAERI FEP list has been extensively extended to accomodate those on alternative scenario such as intial container defection, climate change and geological events. The new FEP's were screened by domestic experts and priorinzed. Then the FEP's with similar characteristics were grouped together under the name of the IFEP. The IFEPIs become the off diagonal elements of the rock engineering system matrixes. The interactions between ODE and LED compose the nature of the scenarios. Linking the interactions in the RES matrixes, base case scenarios and alternative ones were created. For a base case scenario, detailed assessment context was developed which became the core for the assessment. For a given items in an AC, the corresponding input data and assessment tools along with experts were identified.
O Confidence Building in MASCOT- K
MASCOT-K developed in the 1st phase study was verified by the simp1e analytic solutions. To enhance the confidence on the MASCOT- K, the blind tests were attempted. KAERI and Quintessa independently proposed the scenario to be assessed. Then for a given set of data, each party performed the blind tests, compared the results, and identified the issues. Results showed that even though the major codes of two entities, MASCOT-K and AMBER & PICNIC/STMAN were based on totally different mathematical approaches, the overall trends and prediction values were similar. This comparison work gived more confidence on the excellency of the MASCOT- K code and KAERI's ability on performance assessment.
O TSPA
For the probabilistic TSPA approach, the first task was to identify the key parameters through 50 called system prioritizanon method. The parameters on the major water conducting features turned out to be significant ones. The parameters on the chemical behaviors were relatively insignificant for a given disposal concept with currently available data set. The probabilistic assessment showed that the current KAERI disposal condition was safe for the given scenario, the base case scenario whose major pathways were not changed throughout the time span considered in the assessment.
O Biosphere
The first attempt was made to understand the features on the Korean reference biosphere. To assess the dose conversion factor, the reference biosphere concept was set up. The biosphere was assumed to be located in a coastal area whose major activities were agriculture, fresh and sea water fishing. Typical diet pattern was considered. Since no field data was available all the current data on the biosphere come from literature survey. The compartment model was applied to depict the interaction among many different physical barriers in the given biosphere. The dose conversion factors estimated in the 2nd phase would be used for the 3rd phase TSPA.
O QA System Development
The US NRC's concept of T2R3 was adopted for the QA on the HLW R&D project in KAERI. Twenty different QA procedures, in many case with detailed ones, were developed for planning, implementation, documentation, and internal and outside audits for the R&D projects. Also some specific assessment of safety and developed for systematic repository engineering forms for the works were developed for systematic record keeping. All materials would be recorded in the centralized Web base system. Even though currently the PA input data system, named as PAID and the QA werw not linked together, future study would combine all related database into a single unified one.

목차 Contents

• 제1장 서론...72
• 제2장 처분시스템 개발...76
• 제1절 서론...76
• 제2절 고준위방사성폐기물의 특성...79
• 제3절 고준위폐기물 처분용기...123
• 제4절 완충재의 공학적 특성 및 화학적 저지능 분석...278
• 제5절 Near Field 해석...360
• 제6절 열-수-역학적 거동 해석...455
• 참고문헌...587
• 부록 2.1...617
• 부록 2.2...621
• 제3장 종합 성능 평가...624
• 제1절 배경...624
• 제2절 FEP/시나리오 연구...625
• 제3절 MASCOT-K 신뢰성 증진 연구...713
• 제4절 상세 모델링 개발:유사 콜로애드와 확산 제한치 영향 규명...743
• 제5절 생태계 영향 평가...760
• 제6절 전문가판단을 통한 입력 데이터 확보...812
• 제7절 확률론적 성능 평가...835
• 참고문헌...896
• 부록 3.1...906
• 부록 3.2...911
• 제4장 품질 보증 체계 개발...917
• 제1절 서론...917
• 제2절 품질 보증 체계 개발 연혁...920
• 제3절 방사성 폐기물 처분 연구 품질 보증 체계 개발...924
• 제4절 웹 기반 품질 보증 체계 개발...934
• 참고문헌...957
• 제5장 결론...958