초록 ▼

본 세부과제의 최종목표는 KURT 기반의 Safety Case 개발을 통한 고준위폐기물 처분안전성평가의 신뢰도 향상이다. 목표 달성을 위해 1단계 연구에서는 다중 방사선원 평가 및 복합피폭 해석모델 개발을 통해 기존 안전성평가 코드를 개선하여 위험도 기반 안전성평가 기반을 확보하였다. 또한 용기, 완충재, 암반 등 공학적방벽 경계에서 핵종의 복합 거동에 관한 실험적 연구를 통해 처분안전성평가에 필요한 핵종 복합 거동 자료를 획득하고 해석기술을 개발하였다. 아울러 KURT 지하수에 존재하는 천연 방사성핵종인 우라늄을 이용하여 천연방벽

본 세부과제의 최종목표는 KURT 기반의 Safety Case 개발을 통한 고준위폐기물 처분안전성평가의 신뢰도 향상이다. 목표 달성을 위해 1단계 연구에서는 다중 방사선원 평가 및 복합피폭 해석모델 개발을 통해 기존 안전성평가 코드를 개선하여 위험도 기반 안전성평가 기반을 확보하였다. 또한 용기, 완충재, 암반 등 공학적방벽 경계에서 핵종의 복합 거동에 관한 실험적 연구를 통해 처분안전성평가에 필요한 핵종 복합 거동 자료를 획득하고 해석기술을 개발하였다. 아울러 KURT 지하수에 존재하는 천연 방사성핵종인 우라늄을 이용하여 천연방벽에서 핵종의 장기 거동을 해석하고 평가하여 처분안전성평가의 신뢰도 향상에 기여하였다. 2단계 연구에서는 가상 처분부지인 KURT와 파이로공정폐기물 처분시스템인 A-KRS를 기반으로 한 Safety Case 개발을 통하여 처분장 안전성 신뢰도 향상을 목표로 Safety Case 개발 지원을 위한 보조안전지표 적용기술과 평가모델을 개발하고 KURT 기반 Safety Case 평가시스템 구축하였다. 또한 천연방벽 경계에서 핵종 거동 특성 규명하고 Safety Case 개발을 위한 자료를 제공하였고 KURT 단열암반에서 우라늄 장기 거동 영향 평가를 통해 안전성평가의 신뢰도 향상에 기여하였다. 본 과제는 이러한 연구결과들을 바탕으로 KURT 기반 파이로공정 고준위폐기물의 처분시스템 개념개발 단계 Safety Case(AKRS-16) 보고서를 발간하였다. 본 연구결과들은 재순환공정방폐물 처분시스템 개발 및 종합성능평가체계 개발과 국가 고준위폐기물 관리사업 수행에 직접적으로 활용되고 고준위폐기물 처분안전성의 대국민 신뢰도 향상에 기여할 것으로 기대한다.

(출처 : 서지정보양식 483p)

Abstract ▼

The final goal of this project is to improve the confidence in disposal safety assessment of high-level waste through KURT-based Safety Case development. In order to achieve this goal, in the Phase I, a previous safety assessment code is updated and then a risk-based safety assessment system is obta

The final goal of this project is to improve the confidence in disposal safety assessment of high-level waste through KURT-based Safety Case development. In order to achieve this goal, in the Phase I, a previous safety assessment code is updated and then a risk-based safety assessment system is obtained by development of models for multiple source term evaluation and complex exposure analysis. Besides, the data for the complex behaviors of radionuclides necessary for disposal safety assessment are obtained and analyzed by experimental researches on the complex behaviors of radionuclides in the interfaces of engineered barrier system such as container, buffer, and rock. Long-term behavior of radionuclide in natural barrier is analyzed and evaluated using natural uranium existing in the KURT groundwater and then contribute to the improvement of confidence in disposal safety. In the Phase II, In order to improve the confidence in disposal safety through Safety Case development based on the assumed repository, KURT, and A-KRS disposal system for pyro-processing waste, complementary safety indicators and their evaluation models are developed and an assessment system for the Safety Case is also developed. Besides, the behaviors of radionuclides in the interface of natural barrier are investigated and their data are provided for the Safety Case development. The confidence in disposal safety assessment is also improved by evaluating long-term behaviors of uranium in the fractured rock of KURT. Our project published a Safety Case (AKRS-16) report for conceptual disposal system for pyro-processing high-level waste based on the KURT site by using the research results. The results obtained from our project will be directly applied to the disposal system development for radioactive wastes from recycling process, the development of a total performance assessment system, and the implementation of national programs for the management of high-level waste. We expect that our results are also contribute to the confidence improvement of public peoples in disposal safety of high-level waste.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 485p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 18
• CONTENTS ... 33
• 목차 ... 37
• 표목차 ... 41
• 그림목차 ... 45
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 56
• 제1절 연구개발의 목적 ... 58
• 제2절 연구개발의 필요성 ... 59
• 1. 기술적 측면 ... 59
• 2. 경제·산업적 측면 ... 59
• 3. 사회·문화적 측면 ... 60
• 제3절 연구개발의 범위 ... 60
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 64
• 제1절 국내 기술개발 현황 ... 66
• 1. 처분장 안전성평가 및 Safety Case 개발 분야 ... 66
• 2. 공학적방벽에서 핵종 복합 거동 특성 규명 분야 ... 67
• 3. 우라늄 장기 유사거동 연구 분야 ... 68
• 제2절 국외 기술개발 현황 ... 69
• 1. 처분장 안전성평가 및 Safety Case 개발 분야 ... 69
• 2. 공학적방벽에서 핵종 복합 거동 특성 규명 분야 ... 70
• 3. 우라늄 장기 유사거동 연구 분야 ... 71
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 73
• 제1절 복합 피폭시나리오 요소 분석 및 통합 해석 방법론 개발 ... 75
• 1. 연구개발 목표 ... 75
• 2. 연구수행 방법 ... 75
• 3. 연구내용 및 결과 ... 76
• 제2절 다중 방사선원 평가 및 복합피폭 해석 모델 개발 ... 107
• 1. 연구개발 목표 ... 107
• 2. 연구수행 방법 ... 108
• 3. 연구내용 및 결과 ... 108
• 제3절 KURT 부지 환경 적용 Safety Case 개발 ... 124
• 1. 연구개발 목표 ... 124
• 2. 연구수행 방법 ... 124
• 3. 연구내용 및 결과 ... 125
• 제4절 기술기준(안)을 고려한 처분 보조안전지표 및 평가 모델 개발 ... 144
• 1. 연구개발 목표 ... 144
• 2. 연구수행 방법 ... 145
• 3. 연구내용 및 결과 ... 145
• 제5절 완충재에서 온도 및 금속이온의 핵종 이동 영향 평가 ... 198
• 1. 연구개발 목표 ... 198
• 2. 연구수행 방법 ... 198
• 3. 연구내용 및 결과 ... 199
• 제6절 용기/완충재 경계 부식생성물 및 가스 핵종 이동 영향 평가 ... 212
• 1. 연구개발 목표 ... 212
• 2. 연구수행 방법 ... 212
• 3. 연구내용 및 결과 ... 213
• 제7절 완충재/암반 경계에서 생지화학 반응의 핵종 이동 영향 평가 ... 226
• 1. 연구개발 목표 ... 226
• 2. 연구수행 방법 ... 226
• 3. 연구내용 및 결과 ... 227
• 제8절 공학적방벽에서 지화학 반응을 고려한 핵종 이동모델 개발 ... 236
• 1. 연구개발 목표 ... 236
• 2. 연구수행 방법 ... 236
• 3. 연구내용 및 결과 ... 237
• 제9절 천연방벽 경계에서 핵종 거동 평가 및 생태계 장기변화 영향 분석 ... 256
• 1. 연구개발 목표 ... 256
• 2. 연구수행 방법 ... 256
• 3. 연구내용 및 결과 ... 257
• 제10절 KURT 지하수에서 우라늄 산화환원 반응 해석 ... 287
• 1. 연구개발 목표 ... 287
• 2. 연구수행 방법 ... 288
• 3. 연구내용 및 결과 ... 288
• 제11절 KURT 지하수에서 우라늄 장기 지화학 반응 해석 ... 308
• 1. 연구개발 목표 ... 308
• 2. 연구수행 방법 ... 308
• 3. 연구내용 및 결과 ... 309
• 제12절 KURT 단열암반에서 우라늄의 광물화 과정 해석 ... 323
• 1. 연구개발 목표 ... 323
• 2. 연구수행 방법 ... 323
• 3. 연구내용 및 결과 ... 324
• 제13절 KURT 단열암반에서 우라늄 장기 거동 해석 및 평가방법 개발 ... 345
• 1. 연구개발 목표 ... 345
• 2. 연구수행 방법 ... 345
• 3. 연구내용 및 결과 ... 346
• 제14절 KURT 기반 Safety Case 보고서 작성 ... 391
• 1. 연구개발 목표 ... 391
• 2. 연구수행 방법 ... 392
• 3. 연구내용 및 결과 ... 392
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 428
• 제1절 목표달성도 ... 430
• 제2절 관련분야 기술발전에의 기여도 ... 436
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 438
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 443
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 449
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 453
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 459
• 제10장 참고문헌 ... 463
• 서지정보양식 ... 483
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 485
• 끝페이지 ... 487