Earticle

본 연구에서는 벤토나이트의 변질을 모사하기 위해 TOUGHREACT를 이용하여 열-수리-화학적 개념 모델링을 수행하였다. 모델링 결과 벤토나이트의 포화도는 지속적으로 증가하여 약 10 년 후에 포화상태에 도달하였다. 또한 온도는 급격히 증가하여 0.5 년 이후에는 구리관으로부터 거리에 따라 일정한 온도 구배가 유지되었다. 이러한 열-수리 조건 변화에 따라 화학적으로는 경석고와 방해석의 변질이 주로 발생하였다. 경석고와 방해석은 지하수가 유입됨에 따라 지속적으로 용해되었으나, 온도가 높은 구리관 인근에서는 침전하는 경향을 보여주었다. 또한 경석고와 방해석의 침전으로 인해 구리관 인근의 공극률과 투과도가 감소하였다. 확산 상수 변화에 대한 모델링 결과 경석고와 방해석의 변질은 확산 상수에 매우 민감하였으며, 이는 결과적으로 수리적 특성인 공극률과 투과도에 영향을 미치고 있었다. 본 연구는 고준위 방사성폐기물 처분장 안전성 연구에 기초적인 자료를 제공해 줄 것으로 판단된다.

In this study, thermal-hydrological-chemical modeling for the alteration of a bentonite buffer is carried out using a simulation code TOUGHREACT. The modeling results show that the water saturation of bentonite steadily increases and finally the bentonite is fully saturated after 10 years. In addition, the temperature rapidly increases and stabilizes after 0.5 year, exhibiting a constant thermal gradient as a function of distance from the copper tube. The change of thermal-hydrological conditions mainly results in the alteration of anhydrite and calcite. Anhydrite and calcite are dissolved along with the inflow of groundwater. They then tend to precipitate in the vicinity of the copper tube due to its high temperature. This behavior induces a slight decrease in porosity and permeability of bentonite near the copper tube. Furthermore, this study finds that the diffusion coefficient can significantly affect the alteration of anhydrite and calcite, which causes changes in the hydrological properties of bentonite such as porosity and permeability. This study may facilitate the safety assessment of high-level radioactive waste repositories.

본 연구에서는 월성 중₩저준위방사성폐기물 처분시설의 내구성 및 한계수명을 예측하였다. 처분시설은 6개의 사일로로 구성되어 있으며 지하수 포화대에 위치하고 있어 주변 지하수와 화학적 침식 등에 의한 열화에 노출되어 있으며, 장시간이 흐르면 수리적 방벽으로서의 역할을 상실할 것으로 예상된다. 각각의 인자에 대한 열화시간을 평가한 결과 황산염 및 마그네슘에 의한 콘크리트 열화속도는 1.308×10-3 cm/yr로 48,000 년 이상인 것으로 나타났으며, 수산화칼슘 침출에 의한 영향은1,000 년의 기간 경과에서 수산화칼슘 유출 깊이는 1.5 cm이하로 상당히 오랜 시간이 소요되는 것으로 나타났다. 마지막으로 염해에 의한 철근 부식의 경우 철근 부식개시기간이 1,648 년으로, 최종적으로 구조물이 한계수명 상태에 도달하는 시간은 2,288 년인 것으로 예측되어 가장 민감한 인자로 평가되었다.

This paper focuses on the estimation of durability and service-life of reinforced concrete structures in Wolsong Low- and intermediate-level wastes Disposal Center (WLDC) in Korea. There are six disposal silos located in the saturated environment. The silo concrete is degraded due to reactions with groundwater and chemical attacks, and finally it will lose its properties as a transport barrier. The infiltration of sulfate and magnesium, leaching of potassium hydroxide, and chlorine induced corrosion are the most significant factors for degradation of reinforced concrete structure in underground environment. From the result of evaluation of the degradation time for each factor, the degradation rate of the reinforced concrete due to sulfate and magnesium is 1.308×10-3 cm/yr, and it is estimated to take 48,000 years for full degradation while potassium hydroxide is leached in depth of less than 1.5 cm at 1,000 years after the initiation of degradation. In case of chlorine induced corrosion, it takes 1,648 years to initiate corrosion in the main reinforced bar and 2,288 years to reach the lifetime limit of the structural integrity, and thus it is evaluated as the most significant factor.

해안지역에서 지하수 순환 특성 규명은 지하수 자원의 효율적 관리 측면에서 매우 중요하다. 본 연구에서는 물수지 분석법을 이용하여 지하수 침누수량을 산정하였다. 증발산량은 Thornthwaite 방법으로 계산하였으며, 지표 직접유출량은 SCS-CN 방법으로 산정하였다. 지하수 저류량 변화는 229 mm/년로 30년 평균 강수량 1286 mm/년의 17.8%에 해당하며, 증발산량은 693 mm/년 (53.9%), 지표 직접유출량은 124 mm/년 (9.6%)로 산정되었다. 강우량과 지하수 저류량 변화 사이에는 강우량과 증발산량, 강우량과 지표 직접유출량에 비해 상관성이 높게 나타난다. 이는 증발산량 및 지표 직접유출량 보다 지하수저류량 변화가 강우량에 대해서 더 민감하게 반응한다는 것을 반영한다.

Estimation of groundwater hydrologic cycle pattern is one of the most critical issues in sustainable management of groundwater resources in coastal area. This study estimated groundwater percolation by using the water balance methodology and hydrogeological characteristics of land use and soil. Evapotranspiration was computed by using the Thornthwaite method, and surface runoff was determined by using the SCS-CN technique. Groundwater storage change was obtained as 229 mm/a (17.8% of the average annual rainfall, 1286 mm/a), with 693 mm/a (60.1%) of evapotranspiration and 124 mm/a (9.6%) of surface runoff. Rainfall and groundwater storage change was highly correlated, comparing with the relationships between rainfall and evapotranspiration, and between rainfall and surface runoff. This result indicates that groundwater storage change responds more sensitively to precipitation than evapotranspiration and surface runoff.

국가 주도로 2009년부터 개발중인 경수로 사용후핵연료 건식저장시스템은 금속 겸용용기와 콘크리트 저장용기의 두 가지방식이다. 국외 건식저장시설 운영 시 주요 격납감시 방안으로는 금속 겸용용기인 경우 이중 뚜껑 사이에 압력센서를 설치하여 실시간 압력변화를 감시하는 방법이 있고 콘크리트 저장용기의 경우는 캐니스터 기반으로 주요 격납 경계인 뚜껑을이중으로 용접하는 방식으로 구조물(over pack 또는 module)의 공기 유로인 입구 및 출구에 대한 온도 변화를 감시하는 방법으로 격납을 관리하는 것으로 나타났다. 미국, 독일 등 30 년 이상 안정적으로 저장시설을 관리한 국가의 다양한 적용기술 및 운영사례를 조사/분석하여 우리가 개발중인 저장시스템에 적용할 수 있는 격납감시 방안을 도출하는데 활용할 수 있도록 하였다.

Leading national R&D project to design a PWR spent nuclear fuel interim dry storage system that has been under development since mid-2009, which consists of a dual purpose metal cask and concrete storage cask. To ensure the safe operation of dry storage systems in foreign countries, major confinement monitoring techniques currently consist of pressure and temperature measurement. In the case of a dual purpose metal cask, a pressure sensor is installed in the interspace of bolted double lid(primary and secondary lid) in order to measure pressure. A concrete storage cask is a canister based system made of double/redundant welded lid to ensure confinement integrity. For this reason, confinement monitoring method is real time temperature measurement by thermocouple placed in the air flow(air intake and exit) of the concrete structure(over pack and module). The use of various monitoring technologies and operating experiences for the interim dry storage system over the last decades in foreign countries were analyzed. On the basis of the analysis above, development of the confinement monitoring technology that can be used optimally in our system will be available in the near future.

제염은 원전 해체를 위한 가장 중요한 기술 중의 하나이다. 제염은 해체작업자의 피폭을 감소시키고 발전소 일부 부품을 재활용 할 수 있게 한다. 현재는 해체 제염기술의 효용성에 대한 자료가 많지는 않다. 대부분의 경우, 제염 후, 부분적인 방사능준위가 규제의 적용을 받지 않는 수준까지 낮아 질 수 있으므로 좋은 제염효율을 갖는 제염기술은 꾸준히 개발되어야 한다. 본 논문에는 이러한 제염기술을 활용하여 원전을 해체한 미국 및 유럽국가들의 경험사례를 설명하였다. 국내 원전을 해체 할 경우 이 연구가 선행사례로 활용될 수 있을 것이다.

Decontamination is one of the most important technologies for the decommissioning of NPP. The purpose of decontamination is to reduce the Risk of exposure of the decommissioning workers, and to recycle parts of the plant components. Currently, there is a lack of data on the efficiency of the decontamination technologies for decommissioning. In most cases, the local radiation level can be lowered below a regulatory limitation by decontamination. Therefore, more efficient decontamination technology must be continuously developed. This work describes the practical experiences in the United States and the European countries for NPP decommissioning using these decontamination technologies. When the decommissioning of domestic nuclear power plant is planned and implemented, this work will be helpful as a reference of previous cases.

TGS(Tomographic Gamma Scan)분석 기술은 방사성폐기물 드럼을 10×10×16개의 단위부피로 분할하여 분할단위 마다 밀도 및 방사능 농도를 각각 측정하기 때문에 기존 기술에 비해 높은 분석정확도를 갖는 장점에 비하여 낮은 정밀도를 갖는 단점이 있다. 이를 보완하기 위해 하나의 에너지를 구별하는 전흡수피크(Full Energy Peak)의 범위(ROI : Region of Interest) 를 넓게 설정하여 정밀도를 최적화한다. 하지만 전흡수피크의 범위 증가는 인접한 에너지를 방출하는 핵종간 상호간섭이 발생할 확률이 높아진다. 본 연구에서는 TGS분석에서 기준 핵종인 137Cs(661.66 keV 반감기 30.5 년) 정량분석에 간섭을 일으키는 원인을 규명하였으며 그 원인으로 인접한 110mAg(657.75 keV 반감기 249.76 일)임을 확인하였다. 이러한 간섭을 제거할 수 있는 방안으로 최적화된 ROI를 결정할 수 있는 새로운 교정기술을 개발하였으며 본 교정기술을 적용 후 정확도 검사에서 기준핵종 137Cs을 정확히 판정함을 확인하였다.

The Tomographic Gamma Scan (TGS) technique partitions radioactive waste drums into 10x10x16 voxels and assays both the density and concentration of radioactivity for each voxel thus providing for improved accuracy, when compared to the traditional Non-Destructive Assay(NDA) techniques. It could decrease the degree of precision measurement since there is a trade-off between spatial resolution and precision. This latter drawback is compensated by expanding the Region of Interest (ROI) that differentiates the full energy peaks, which, in turn, results in an optimized degree of precision. The enlarged ROI, however, increases the probability of interference among those nuclides that emit energies in the adjacent spectrum. This study has identified the cause of such interference for the reference nuclide of the TGS technique, 137Cs (661.66 keV, halflife 30.5 years), to be 110mAg (657.75 keV, half-life 249.76 days). A new calibration method of determining the optimized ROI was developed, and its effectiveness in accurately characterizing 137Cs and eliminating the interference was further ascertained.

국내의 중저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 핵종량은 대부분의 방사성핵종에 대한 규명이 요구되어 진다. 본 논문에서는 국내 경주 처분시설 부지에서 방사성폐기물의 처분을 위한 처분시설의 활용도 및 효율성 그리고 신분류기준을 반영한핵종재고량을 예측하였다. 장기 방사성폐기물의 예측하기 위해 2014년까지 다양한 발생원별 방사성폐기물의 발생량과 발생전망을 분석하였다. 예측된 핵종재고량 결과는 처분시설에 대한 안정적인 개발 및 Safety case의 구축하는데 기여할 것으로 판단된다.

To meet nuclear regulatory requirements, more than 95% individual radionuclides in the low- and intermediate-level radioactive waste inventory have to be identified. In this study, the radionuclide inventory has been estimated by taking the long-term radioactive waste generation, the development plan of disposal facility, and the new radioactive waste classification into account. The state of radioactive waste cumulated from 2014 was analyzed for various radioactive sources and future prospects for predicting the long-term radioactive waste generation. The predicted radionuclide inventory results are expected to contribute to secure the development of waste disposal facility and to deploy the safety case for its long-term safety assessment.

경주에 저준위 및 극저준위 방사성폐기물을 영구적으로 처분하기 위한 2단계 처분시설이 표층처분시설로 건설된다. 처분시설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 일반인의 부주의한 침입을 제한하지만, 제도적 관리기간 이후에는 일반인에 대한접근이 제한되지 않는다. 이에 따라 거주 및 자원 탐사 등을 목적으로 한 인간침입 행위가 발생될 수 있으며, 이 경우 침입자에 대한 방사선 영향은 일반인에 대한 선량한도로 제한되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 부지 특성을 반영하여 시추 및 시추 후 거주시나리오를 설정하고 종류 및 준위별 발생량을 고려하여 선정된 처분고내 폐기물에 대하여 평가하였다. 첫째, 시추 및 시추 후 거주시나리오의 평가결과가 모두 규제 제한치를 만족하였다. 둘째, 평가결과 시추 후 거주시나리오가 시추시나리오에 비해 중요한 시나리오임을 알 수 있었다. 셋째, 폐쇄 후 인간침입 시점과 침입자의 행위에 따라 침입자가 지배적으로 영향 받는 핵종이 다름을 알 수 있었다. 넷째, 인간행위와 관련된 입력 자료의 민감도 분석결과 모두 규제 제한치를 만족하였다. 특히 민감도 분석결과, 토양재분배인자에 피폭선량이 가장 민감하게 변동됨을 알 수 있었다. 다섯째, 인간침입평가측면에서 폐기물의 바람직한 정치방안을 살펴본 결과, 폐필터 폐기물은 가능한 폐수지 및 농축폐액 폐기물보다 잡고체 폐기물과 정치하며 폐필터 폐기물 비율을 낮추는 것이 개인최대 피폭선량을 줄이고 선량한도 대비 안전여유도를 높이기 위해서바람직함을 알 수 있었다. 이러한 연구결과는 처분시설의 개발 시 인간침입을 고려한 표층처분시설의 강건성과 심층방어를위한 Safety Case 구축을 위하여 활용하고자 한다.

The second-stage near surface disposal facility for low and very low level radioactive waste's permanent disposal is to be built. During the institutional control period, the inadvertent intrusion of the general public is limited. But after the institutional control period, the access to the general public is not restricted. Therefore human who has purpose of residence and resource exploration can intrude the disposal facility. In this case, radioactive effects to the intruder should be limited within regulatory dose limits. This study conducted the safety assessment of human intrusion on the second-stage surface disposal facility through drilling and post drilling scenario. Results of drilling and post drilling scenario were satisfied with regulatory dose limits. The result showed that post-drilling scenario was more significant than drilling scenario. According to the human intrusion time and behavior after the closure of the facility, dominant radionuclide contributing to the intruder was different. Sensitivity analyses on the parameters about the human behavior were also satisfied with regulatory dose limits. Especially, manual redistribution factor was the most sensitive parameter on exposure dose. A loading plan of spent filter waste and dry active waste was more effective than a loading plan of spent filter waste and other wastes for the radiological point of view. These results can be expected to provide both robustness and defense in depth for the development of safety case further.