Earticle

Rorabaugh(1953)에 의해 재정리된 단계양수시험 해석해 sw = B C p 는 단열암반대수층에서 비선형 으로 증가하는 수위강하에 매우 적합하며, 현장에서 관측된 수위강하 값과 추정된 수위강하 사이의 제곱 근 평균제곱오차(RMSE) 값이 매우 낮음을 보여주었다. 우물수두손실(C p )의 C 값은 3.689×10-19 5.825 ×10-7, P 값은 3.459 8.290의 범위로 산정되었으며, 지표로부터 하부심도로 내려 갈수록 양수율 증가에따른 수위강하는 매우 크게 나타났다. 단열암반대수층에서의 우물수두손실은 다공질매질에서와 달리 단 열특성(단열의 틈, 간격, 상호 연결성)에 의한 영향으로 나타나므로, 우물수두손실의 C 와 P 값은 단열암 반대수층의 난류구간과 고·저 투수성 단열암반의 특성을 해석하는데 매우 중요하다. 그 결과, 우물수두 손실 항의 C 와 P 값에 대한 회귀분석 결과로부터 암반대수층의 난류구간과 수리특성의 관계가 파악되었 으며, C 와 P 값의 관계가 단열암반대수층의 수리특성 해석에 있어 매우 유용함을 확인할 수 있었다.

The equation of the step-drawdown test “sw = B C p ” written by Rorabaugh (1953) is suitable for drawdown increased non-linearly in the fractured rocks. It was found that value of root mean square error (RMSE) between observed and calculated drawdowns was very low. The calculated C (well head loss coefficient) and P (well head loss exponent) value of well head losses (C p) ranged 3.689 10-19 5.825 10-7 and 3.459 8.290, respectively. It appeared that the deeper depth in pumping well the larger drawdowns due to pumping rate increase. The well head loss in the fractured rocks, unlike that in porous media, is affected by properties of fractures (fractures of aperture, spacing, and connection) around pumping well. The C and P value in the well head loss is very important to interpret turbulence interval and properties of high or low permeability of fractured rock. As a result, regression analysis of C and P value in the well head losses identified the relationship of turbulence interval and hydraulic properties. The relationship between C and P value turned out very useful to interpret hydraulic properties of the fractured rocks.

장수명 핵분열생성물인 79Se와 99Tc는 자연수 중에서 용해도가 클 뿐더러 음이온으로 존재하여 방사성폐 기물 처분장에서 주요 관심핵종들로 고려되고 있다. 본 연구에서는 KURT 지하수의 다양한 pH와 산화-환 원 조건에서 셀레늄과 테크네튬의 Solubility Limiting Solid Phase (SLSP)로 알려진 FeSe2와 TcO2의 용해 도를 측정하였다. 또한, 지화학코드를 이용하여 실험과 유사조건에서 이들의 용해도와 주요 화학종을 계 산하였다. 실험 및 계산으로부터 pH 8∼9.5와 Eh=-0.3∼-0.4 V 조건에서 FeSe2의 용해도는 1x10-6 mol/L 이하이며, 주 용해 화학종은 HSe-로 판단된다. TcO2의 경우는 pH 6∼9.5와 Eh<-0.1 V 영역에서 용해도와 주 용해 화학종이 각각 5x10-8∼1x10-9 mol/L와 TcO(OH)2로 나타났지만, Eh=-0.35 V조건에서는 주 용해화학종이 pH가 10.5∼12와 12이상에서 각각 TcO(OH)3 -와 TcO4 -로 계산되었다.

The long-lived fission products 79Se and 99Tc have been considered as the major concern nuclides for the disposal of radioactive waste because of their high solubilities and the existence of anionic species in natural water. In this study, the solubilities of FeSe2(s) and TcO2(s), known as respective Solubility Limiting Solid Phase (SLSP) of selenium and technetium, were measured in the KURT (KAERI Underground Research Tunnel) groundwater under various pH and redox conditions. And their solubilities and major species were also calculated using geochemical codes under conditions similar to experimental solutions. Experimental results and calculation for FeSe2 show that the solubility of selenium was found to be below 1x10-6 mol/L under the condition of pH 8 9.5 and Eh=-0.3 0.4 V while the dominant species was identified as HSe-. For TcO2, the solubility of technetium was found to be 5x10-8 1x10-9 mol/L in the solutions of pH 6 9.5 and Eh<-0.1 V, while the dominant species was TcO(OH)2. However, when the Eh of the solution is -0.35 V, TcO(OH)3 - and TcO4 - are calculated as the dominant species at pH 10.5 12 and pH>12, respectively.

소듐냉각 고속로 (SFR) 핵연료 피복관 후보재료로 고려되고 있는 중형 규모의 HT9 단조품 소재에 대한 금속조직학적 영향을 고찰하였다. 시험 재료는 유도가열법을 이용하여 1.1톤 규모의 잉곳으로 성형한 후, 1170℃에서 고온 단조 및 공랭을 통하여 160mm 직경 및 7000mm 길이를 갖는 단조품으로 가공하여 반 경방향으로 미세조직의 변화를 관찰하였다. 시험 결과 시험 재료는 페라이트-마르텐사이트 조직을 보였 으며 합금 조성에 의하여 2~3%의 델타 페라이트 (delta ferrite)를 가짐과 동시에 반경방향의 냉각속도 차 이에 의하여 최대 15%의 변태 페라이트 (transformed ferrite)를 함유함이 관찰되었다. 냉각곡선의 모델 링과 시간-온도-변태 (TTT) 선도를 이용한 민감도 분석을 통하여 단조품의 직경을 120mm로 줄였을 경우 중심부의 변태 페라이트 형성을 억제할 수 있음을 제시하였다.

Microstructural and mechanical property were evaluated at the medium-sized HT9 (12Cr-1MoWV) forged steel which was considered as primary candidate for the fuel cladding in sodium-cooled fast reactor (SFR). Material was forged at 1170 C after the induction melting to make round bar as 160mm diameter, 7000mm length then the radial distribution of microstructure as well as microhardness was evaluated. The results showed that overall microstructure exhibited as ferrite-martensite structure, where small amount (2 3%) of delta ferrite was formed throughout the specimen and maximum 15% of transformed ferrite was formed at the center, where it gradually decreased toward the radial direction. Sensitivity analysis of the cooling curve and Time-Temperature- Transformation (TTT) diagram revealed that formation of transformed ferrite could be avoided when the diameter was decreased down to 120mm.

금속염화물계 방사성 폐기물은 전해공정으로 이루어진 파이로프로세싱공정의 주요한 방사성 폐기물이 다. 이와 같은 폐기물은 탄산염이나 질산염과 달리 고온에서 분해되지 않고 바로 휘발되며, 기존의 규산 계 유리와 상용성이 낮아 처리가 쉽지 않다. 본 연구팀은 금속염화물계 폐기물을 고화처리하는 방법으로 탈염화처리법을 채택하였다. 본 연구에서는 그 후속적인 연구로서, 탈염화물질로 제안된 SAP (SiO2- Al2O3-P2O5)의 조성을 변화시켜 LiCl-KCl과의 반응성을 향상시키고 고화공정을 단순화시키고자 하였다. 기본물질계에 Fe2O3를 첨가할 경우 무게반응비 SAP/Salt를 3에서 2.25로 낮출수 있으며, Fe가 Al을 치환 하는 몰분율이 0.1이상이 될 경우에는 오히려 반응성이 점진적으로 감소하는 것으로 확인되었다. 또한 M-SAP에 B2O3를 첨가할 경우에는 유리매질을 사용하지 않고 monolithic form을 제조할 수 있었다. 침출 시험결과 U-SAP 1071이 가장 높은 내구성을 보여주었으며, 1 g의 금속폐기물을 처리시 약 3∼4 g의 고 화체가 발생되며, 이는 기존의 고화처리법보다 약 ⅓∼¼배정도 최종처분부피가 감소되는 효과를 얻을 수 있다. 이상의 실험결과로부터, 기존의 유리고화공정으로 처리가 어려운 휘발성 금속염화물계 폐기물 을 단 하나의 물질을 이용하여 처리할 수 있음을 확인하였으며, 이러한 처리방법은 고화처리시 발생되는 부피를 최소화활 수 있는 대안적인 고화처리방법이 될 것으로 판단된다.

Metal chloride waste is generated as a main waste streams in a series of electrolytic processes of a pyrochemical process. Different from carbonate or nitrate salt, metal chloride is not decomposed into oxide and chlorine but it is just vaporized. Also, it has low compatibility with conventional silicate glasses. Our research group adapted the dechlorination approach for the immobilization of waste salt. In this study, the composition of SAP (SiO2-Al2O3- P2O5) was adjusted to enhance the reactivity and to simplify the solidification process as a subsequent research. The addition of Fe2O3 into the basic SAP decreased the SAP/Salt ratio in weight from 3 for SAP 1071 to 2.25 for MSAP( Fe=0.1). The experimental results indicated that the addition of Fe2O3 increased the reactivity of M-SAP with LiCl-KCl but the reactivity gradually decreased above Fe=0.1. Also, introducing B2O3 into M-SAP requires no glass binder for the consolidation of reaction products. U-SAP (SiO2-Al2O3-Fe2O3-P2O5-B2O3) could effectively dechlorinate the LiCl-KCl waste and its reaction product could be consolidated as a monolithic form without a glass binder. The leaching test result indicated that U-SAP 1071 was more durable than other SAPs wasteform. By using U-SAP, 1 g of waste salt could generated 3 4 g of wasteform for final disposal. The final volume would be about 3 4 times lower than the glass-bonded sodalite. From these results, it could be concluded that the dechlorination approach using U-SAP would be one of prospective methods to manage the volatile waste salt.

IAEA 및 국내의 방사성물질 운반 관련 규정에 따라 중·저준위 방사성폐기물 드럼 8개를 운반할 수 있는 IP-2형 운반용기를 개발하였다. IP-2형 운반용기는 낙하시험 및 적층시험을 거친 후 내용물의 유실 또 는 분산과 운반용기 외부표면에서의 방사선량률이 20 % 이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구의 목적은 적층시험조건에 대한 시험방법 및 절차를 수립하고 IP-2형 운반용기의 적층조건 에 대한 구조적 건전성을 평가하는데 있다. 운반용기의 원형시험모델을 이용하여 운반용기 중량의 5배 하중으로 24시간 동안 압축하는 적층조건에 대한 시험 및 전산해석을 수행하였다. 적층시험 시 운반용기 의 모서리기둥에서의 변형률 및 변위를 측정하였으며, 측정된 변형률 및 변위는 해석결과와 서로 일치하 였다. 컨테이너 바닥부의 처짐량은 측정이 어렵기 때문에 전산해석 방법으로 구하였다. 모서리기둥의 최 대 변위와 컨테이너 바닥의 최대 처짐은 법규에서 규정하는 허용치에 비하여 낮게 나타났다. 적층시험 전?후에는 운반용기의 외형치수, 차폐체 두께, 볼트토크 등을 측정하였으며, 그 값들을 비교분석한 결과 운반용기는 내용물의 유실 및 분산, 차폐체 두께의 감소가 나타나지 않았다. 따라서 적층시험조건에서 IP-2형 운반용기의 구조적 건전성이 입증되었다.

Radioactive waste transport package was developed to transport eight drums of low and intermediate level waste(LILW) in accordance with the IAEA and domestic related regulations. The package is classified with industrial package IP-2. IP-2 package is required to undergo a free drop test and a stacking test. After free drop and stacking tests, it should prevent the loss or dispersal of radioactive contents, and loss of shielding integrity which would result in more than 20 % increase in the radiation level at any external surface of the package. The objective of this study is to establish the safety test method and procedure for stacking test and to prove the structural integrities of the IP-2 package. Stacking test and analysis were performed with a compressive load equal to five times the weight of the package for a period of 24 hours using a full scale model. Strains and displacements were measured at the corner fitting of the package during the stacking test. The measured strains and displacements were compared with the analysis results, and there were good agreements. It is very difficult to measure the deflection at the container base, so the maximum deflection of the container base was calculated by the analysis method. The maximum displacement at the corner fitting and deflection at the container base were less than their allowable values. Dimensions of the test model, thickness of shielding material and bolt torque were measured before and after the stacking test. Throughout the stacking test, it was found that there were no loss or dispersal of radioactive contents and no loss of shielding integrity. Thus, the package was shown to comply with the requirements to maintain structural integrity under the stacking condition.

사용후 핵연료내 우라늄 및 초우란원소를 회수하는 파이로프로세싱 공정에서 배출되는 금속염화물계 방사성 폐기물은 높은 휘발특성과 붕규산계 유리와의 낮은 상용성으로 인해 고화처리가 쉽지 않은 폐기 물이다. 이를 위해, 본 연구에서는 고화처리의 한 방법으로 탈염화 반응을 통한 고화체제조 개념을 채택 하였다. 솔젤법을 이용하여 탈염화물질, SiO2-Al2O3-P2O5 (SAP)을 합성하였으며 이를 이용하여 탈염화 반 응거동 반응생성물의 고형화 특성을 조사하였다. LiCl계 폐기물과 달리, LiCl-KCl폐기물의 반응은 두 개 의 온도범위에서 반응이 진행되며, 400℃의 경우에는 LiCl이, 약 700℃에서는 KCl이 주로 반응하는 것으 로 확인되었다. 여러 가지 반응실험을 통하여 LiCl-KCl의 탈염화 반응에 가장 적합한 물질은 SAP 1071 (Si/Al/P=1/0.75/1 in molar)인 것으로 확인되었다. 4가지 종류의 고형화 실험을 통하여 고화체의 bulk shape과 densification은 SAP/Salt의 비에 영향 받는 것을 확인하였다. 제조된 고형화 시료는 Product Consistency Test-A법을 이용하여 기본적인 내구성을 평가하였다. 본 연구는 SiO2, Al2O3, P2O5 로 이루 어진 탈염화 물질을 이용하여 반응특성과 고형화 특성에 대한 기본적인 정보를 제공하였으며, 이와 같은 실험을 통하여, 본 연구에서 제안된 탈염화 고화처리방법이 휘발특성이 높고 기존 유리매질과 상용성이 낮은 금속염화물계 폐기물에 적용이 가능함을 확인하였다.

The metal chloride wastes from a pyrochemical process to recover uranium and transuranic elements has been considered as a problematic waste difficult to apply to a conventional solidification method due to the high volatility and low compatibility with silicate glass. In this study, a dechlorination approach to treat LiCl-KCl waste for final disposal was adapted. In this study, a SiO2-Al2O3-P2O5 (SAP) inorganic composite as a dechlorination agent was prepared by a conventional sol-gel process. By using a series of SAPs, the dechlorination behavior and consolidation of reaction products were investigated. Different from LiCl waste, the dechlorination reaction occurred mainly at two temperature ranges. The thermogravimetric test indicated that the first reaction range was about 400°C for LiCl and the second was about 700°C for KCl. The SAP 1071 (Si/Al/P=1/0.75/1 in molar) was found to be the most favorable SAP as a dechlorination agent under given conditions. The consolidation test revealed that the bulk shape and the densification of consolidated forms depended on the SAP/Salt ratios. The leaching test by PCT-A method was performed to evaluate the durability of consolidated forms. This study provided the basic information on the dechlorination approach. Based on the experimental results, the dechlorination method using a SiO2-Al2O3-P2O5 (SAP) could be considered as one of alternatives for the immobilization of waste salt.

고준위폐기물 처분과 관련하여, 최근 저장소 형태의 처분장 개념에 대한 대안으로 검토되고 있는 시추 공 처분 개념에 대한 연구 현황을 정리하고 시추공 처분 개념의 국내 적용 가능성과 필요한 연구 항목에 대해 논의하였다. 현재 미국과 스웨덴을 중심으로 논의된 시추공 처분 개념은 심부시추공을 설치하여 지 하 3 - 5km 구간에 고준위폐기물을 처분하는 것을 의미하며, 현재까지의 연구 결과에 의하면 이 처분 개 념은 심부지하수의 층상구조, 작은 규모의 지표시설 등으로 인해 처분 및 비용 효율이 클 것으로 예상된 다. 이에 반해 국내에는 축적된 심부 지질 자료가 없어 적용 가능성에 대한 논의할 여지가 없다. 이에 저 장소 형태의 처분장 개념에 대한 대안으로 시추공 처분 개념을 검토하기 위해서는 향후 심지층 자료 확 보, 공학적 방벽 연구, 수치모의모델 개발, 처분 기술 개발 등의 연구가 필요하다.

As an alternative of the high-level radioactive waste disposal in the subsurface repository, a deep borehole disposal is reviewed by several nuclear advanced countries. In this study, the state of the art on the borehole disposal researches was reviewed, and the possibility of borehole disposal in Korean peninsula was discussed. In the deep borehole disposal concept radioactive waste is disposed at the section of 3 - 5km depth in a deep borehole, and it has known that it has advantages in performance and cost due to the layered structure of deep groundwater and small surface disposal facility. The results show that it is necessary to acquisite data on deep geologic conditions of Korean peninsula, and to research the engineering barrier system, numerical modeling tools and disposal techniques for deep borehole disposal..

사용후핵연료 심지층처분장 부지선정과 최종 처분장부지의 처분적합성을 평가하는 업무는 시행-착오 를 줄이고 기술적 신뢰성 확보와 합리적이고 효율적인 업무수행을 추구하여야 한다. 이에 선행하여, 우리 나라에 적용 가능한 처분장부지의 지질환경 요건 설정을 위한 기본방향과 개별 인자의 처분적합성지표를 가능한 한 정량화하여 설정하고 업무에 적용하여야 한다. 사용후핵연료 처분장부지 선정과 최종처분장 부지의 안전성확보를 위한 처분요건과 관련하여 IAEA 및 OECD 회원국들과 처분연구 및 상용사업 수행 관련 선진국가들의 사례를 바탕으로 요건 별로 구분하여 현황을 분석하였다. 여기서는 사용후핵연료 처 분장 부지로서 암석·암반이 갖추어야 할 충분 혹은 선호요건에 대한 이해 제고와 관련 세부 기술지침을 도출하는데 기여하고자 하였다. 이를 토대로 어떠한 암석·암반이 상대적으로 보다 유리한 조건을 가지 는 선호요건으로 제시해야 하는지, 그리고 충분요건과 선호요건을 적용하여 후보부지 조사·선별평가 기 간 동안 부지선정업무에 반영하고 평가하고 결정하여야 하는 방법론을 도출할 수 있도록 기본 골격을 제 시하였다. 또한 처분안전성 확보를 위해 필요한 기본적인 사항을 검토하고 서술하였다. 본 논문에서 기술 한 항목들은 처분안전성 확보를 위한 처분요건의 기술지침 구성 체계, 처분안전성 확보개념, 다중방벽 기 능 조건, 천연방벽의 지질환경 기본요건, 그리고 우리나라에 적용 가능한 처분장부지 지질환경 기본요건 (안) 등으로 구성된다. 우리나라의 사용후핵연료 심지층처분장 부지의 위치에 관한 사업자 기술지침 요건 으로 제안하였다. 이와 관련하여 충분요건과 선호요건으로, 화산활동, 지진활동, 단층운동 융기·침강 운 동 및 기후·해수면변동 등 장기지질안정성 요건을 비롯한 15개 충분요건과 48개 선호요건을 제안하였 다. 이들 요건은 우리나라의 지질환경 특성을 충분히 반영하여 후속되는 각 부문별 특성에 적합한 정량적 인 기술 기준 및 지침으로 개발되어야 할 것이다. 정량적 기술지침의 도출은 상용 처분장부지 선별평가과 정 및 처분장 부지적합성평가 과정으로부터 확립될 수 있을 것이다. 또한 다양한 부문별 안전사례(safety case) 작성 혹은 연구용 지하처분연구시설 (underground research laboratory: URL)을 이용한 처분시스 템의 실증과정 등을 통하여 객관적이고 신뢰성있는 정량적인 지침들이 확립될 수 있을 것이다.

This paper gives some basic requirements and preferences of various geological environmental conditions for the final deep geological repository of spent nuclear fuel (SNF). This study also indicates how the requirements and preferences are to be considered prior to the selection of sites for a site investigation as well as the final disposal in Korea. The results of the study are based on the knowledge and experience from the IAEA and NEA/OECD as well as the advanced countries in SNF disposal project. This study discusses and suggests preliminary guideline of the disposal requirements including geological, mechanical, thermal, hydrogeological, chemical and transport properties of host rock with long term geological stabilities which influence the functions of a multi-barrier disposal system. To apply and determine whether requirements and preferences for a given parameter are satisfied at different stages during a site selection and suitability assessment of a final disposal site, the quantitative criteria in each area should be formulated with credibility through relevant research and development efforts for the deep geological environment during the site screening and selection processes as well as specific studies such as productions of safety cases and validation studies using a generic underground research laboratory (URL) in Korea.