Royal jelly (RJ) is a gelatinous substance that bees produce to feed bees and queen bees. It’s frequently sold as a dietary supplement to treat a variety of physical ailments and chronic diseases. While it has long been used in traditional medicine, its applications in Western medicine remain controversial. The inhibitory effect of royal jelly on osteoarthritis was investigated in primary cultured rat cartilage cells and monosodium-iodoacetate (MIA)-induced arthritis rat model 10-hydroxy-2-decenoic acid (10-HAD) is the main fatty acid present in RJ. Among the criteria for RJ quality analysis, 10-HAD content has been proposed as a freshness parameter. We investigated the effect of RJ on the improvement of osteoarthritis on SD rats and they were divided into five groups. In this study, we examined the effect of enzymatic royal jelly (ERJ) administration on osteoarthritis. To determine the antiinflammatory effects of RJ, tumor necrosis factor alpha (TNF-α) and Interleukin-6 (IL-6) expression were measured after lipopolysaccharide (LPS) activation in RAW 264.7 cells. In in vivo animal study, osteoarthritis was induced by intra-articular injection of MIA into knee joints of rats. As a results, ERJ showed that TNF-α and IL-6 levels were decreased by ERJ treatment in a dosedependent manner. In conclusion, ERJ extract was able to inhibit articular cartilage degeneration by preventing extracellular matrix degradation and cartilage cell damage. It was considered that ERJ extract may be a potential therapeutic treatment for degenerative osteoarthritis.

After the permanent shutdown of K1 in 2017, decommissioning processes have attracted great attention. According to the current decommissioning roadmap, the dismantling of the activated components of K1 may start in 2026, following the removal of its spent fuel. Since the reactor vessel (RV) and reactor vessel internal (RVI) of K1 contain massive components and are relatively highly activated, their decommissioning process should be conducted carefully in terms of radiological and industrial safety. For achieving maximum efficiency of nuclear waste management processes for K1, we present activation analysis of the segmentation process and waste classification of the RV and RVI components of K1. For RVI, the active fuel regions and some parts of the upper and lower active regions are classified as intermediate-level waste (ILW), while other components are classified as low-level waste (LLW). Due to the RVI’s complex structure and high activation, we suggest various underwater segmentation techniques which are expected to reduce radiation exposure and generate approximately nine ILW and nineteen very low level waste (VLLW)/LLW packages. For RV, the active fuel region and other components are classified as LLW, VLLW, and clearance waste (CW). In this case, we suggest in-situ remote segmentation in air, which is expected to generate approximately forty-two VLLW/LLW packages.

고준위방사성폐기물의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하고 처분시스템의 성능을 평가하기 위해서는 열-수리-역학적인 복합 거동 변화에 대한 이해가 반드시 필요하고 이를 반영하여 해석해야만 한다. 하지만 한국형 기준 처분시스템에서의 처분 터널 및 처분공 간격을 결정하기 위해 수행된 기존의 연구들은 이러한 복합거동 특성을 반영하지 않고 열 해석 결과만을 근거로 처분시스템을 설계하였다. 따라서 본 연구에서는 열-수리-역학적인 복합거동 특성을 반영하여 한국형 기준 처분시스템의 성능을 TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용하여 평가하였다. 고준위방사성폐기물이 처분된 이후 방사성 붕괴열에 의해 처분 시스템의 온도는 급격히 증가하다가 붕괴열의 감소로 온도는 서서히 감소하였으며, 해석 기간 1,000년 동안 벤토나이트 완충재의 최고 온도는 설계 기준인 100℃ 이하로 유지되는 것으로 나타났다. 처분용기와 벤토나이트 완충재의 계면에서의 최고 온도는 약 3.21년이 지난 시점에 용기의 중간 지점에서 약 96.2℃로 나타났으며, 암반에서의 최고 온도는 폐쇄 후 약 17년 이 지난 시점에서 약 68.2℃로 계산되었다. 처분용기 부근 벤토나이트 완충재는 처분 초기에 온도 변화에 따른 건조현상이 발생하여 포화도가 감소하지만, 시간이 지남에 따라 주변 암반으로부터의 지하수 유입에 의해 포화도가 증가하는 것으로 계 산되었다. 이후, 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재 모두 약 266년 이후 완전히 포화되는 것으로 계산되었다. 처분시스템에서의 온도 변화에 따른 열응력 그리고 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재의 팽윤압으로 인한 응력 변화가 처분장 주변 암반에 미치는 영향을 평가하고자 수치해석에서 계산된 응력을 스폴링 강도(spalling strength)와 Mohr-coulomb 파괴 기준식과 비교 하였다. 계산 결과 일축압축강도와 스폴링 강도에 도달하지 않는 것으로 나타나 처분시스템이 스폴링에 의한 파괴는 나타나지 않을 것으로 판단되며, Mohr-coulomb 파괴 기준 역시 충족하는 것으로 나타났다. 본 연구에서 사용된 수치해석 코드와 방법론은 다양한 조건에서의 한국형 기준 처분시스템에 대한 성능평가뿐만 아니라, 복층 처분시스템에 대한 설계와 성능평가에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

고준위방사성폐기물 처분시스템에서는 방사성 핵종의 붕괴열과 암반으로부터의 지하수 유입으로 열응력 및 팽윤압의 발생으로 열-수리-역학적 복합거동(coupled thermo-hydro-mechanical behavior)이 예상되기 때문에 한국원자력연구원은 처분시스템 및 근계암반에서의 열-수리-역학적인 복합거동 특성을 평가하기 위해서 지하처분연구시설(KAERI Underground Research Tunnel, KURT)에서 2016년부터 현장시험(In-situ Demonstration of Engineered Barrier System, In-DEBS)을 수행 중에 있다. 본 연구에서는 In-DEBS 현장시험 데이터 분석하고 벤토나이트 완충재와 화강암반에서의 열-수리-역학적 복합거동 특성을 평가하기 위해 TOUGH2-MP/FLAC3D을 이용하여 수치해석을 수행하였다. 또한 벤토나이트 블록과 KURT 화강암의 열-수리-역학적 복합거동 특성을 평가하기 위해 사용된 각각의 열, 수리, 그리고 역학적 모델의 적합성을 평가하고 자 현장시험에서 계측된 온도, 상대습도, 그리고 변위의 결과와 수치해석으로 계산된 결과를 비교하였다. 온도와 상대습도의 계산 결과를 현장 데이터와 비교·분석한 결과, 전체적으로 유사한 경향을 보일 뿐만 아니라 시간에 따라 변화하는 정량적인 값 역시 유사하게 나타났다. 역학적 해석 결과를 살펴보면, 계산된 변위의 전반적인 경향은 유사하지만 해석 결과가 계측 값에 비해 상대적으로 작게 나타났다. 축대칭 모델을 이용하여 In-DEBS 현장시험에서 관측된 열-수리-역학적 복합거동 특성을 전반적으로 평가할 수 있었지만, 벤토나이트 블록 및 KURT 암반에서의 열-수리-역학적 복합거동을 면밀히 살펴보기 위해서는 추후 터널의 형상과 주변 KURT 터널의 영향을 반영한 3차원 해석이 필요할 것으로 판단된다. 본 연구에서 사용된 입력 물성과 열-수리-역학적 모델은 추후 In-DEBS 장기 거동 및 처분시스템에서의 열-수리-역학적 복합거동 특성을 평가하고 예측하는데 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

본 논문은 공학적방벽시스템의 THM 복합거동을 분석하기 위해 구축한 In-DEBS를 실제 운영하며 취득한 운영 초기 100일간의 현장데이터에 대해 살펴보고자 한다. 콘크리트로 플러깅을 한 In-DEBS 상부에서는 콘크리트가 양생하는 동안 열을 발생하게 되어 In-DEBS의 완충재 및 근계암반에 영향을 미치게 된다. 콘크리트 플러깅에서 멀어질수록 완충재 및 근계암반의 온도는 점점 감소하게 되는데, 이러한 현상을 이용하여 센서 및 계측 시스템을 검증하였다. 처분용기를 모사한 히터는 온도제어를 통해 용기 표면 온도를 100℃로 유지할 수 있도록 설정하였으며, 시스템의 안전을 위해 일주일 동안 서서히 목표온도까지 올렸다. 히터 가동 직후 완충재의 온도는 약 4일 만에 정상상태에 도달하였으며, 상대습도는 증가하였다가 일정시간이 지난 뒤에 서서히 감소하는 것을 관찰할 수 있었다. 또한 지하수 포화에 따른 팽윤에 의해 완충재의 압력이 증가하는 것을 볼 수 있었다. 근계암반에서는 히터 가동 후 온도가 계속 증가하며, 암반의 변위도 계속 증가하는 것을 관찰할 수 있었다.

한국원자력연구원 부지 내에 위치한 지하처분연구시설(KAERI Underground Research Tunnel, KURT) 에서는 선진핵주기 고준위폐기물처분시스템(A-KRS)을 기반으로 고준위방사성폐기물을 처분하였을때, 예상되는 공학적방벽(Engineered Barrier System, EBS)과 자연방벽(Natural Barrier System, NBS)에서의 열-수리-역학적 복합거동(Thermo-Hydro-Mechanical coupled behavior)의 특성을 규명하고자 현장시험(In-situ Demonstration of Engineered Barrier System, In-DEBS)을 2012년부터 계획 및 설계를 시작하여, 2016년 5월부터 지하처분연구시설 3번 연구 갤러리(Research gallery 3)에서 진행하고 있다. 현장시험의 데이터를 분석하고 열-수리-역학적 복합거동 특성을 명확히 규명하기 위해서는 경주 벤토나이트와 KURT 암석 및 암반의 열적, 수리적, 그리고 역학적 물성 특성을 반드시 파악하고 있어야만 한다. 이에 본 연구에서는 지금까지 수행된 KURT 부지 특성과 KURT 화강암 및 경주 벤토나이트의 열적, 수리적, 그리고 역학적 특성을 정리하고, 열적, 수리적, 그리고 역학적 모델을 제시하였다. 특히, 온도에 따른 암석의 열팽창계수 변화, 응력에 따른 암석의 투수계수 변화, 포화도에 따른 벤토나이트 및 암석의 열전도도 변화, 포화도에 따른 벤토나이트의 비열 및 흡입력 변화와 같은 열-수리-역학적 복합물성에 대한 다양한 모델을 도출함으로써, In-DEBS 현장시험 결과 분석과 열-수리-역학적 복합거동 특성 평가를 위해 수행 될 수치시험에 필요한 벤토나이트와 암석 및 암반의 입력자료를 제시하고자 하였다.

본 연구의 목적은 In-DEBS (In-situ Demonstration of Engineered Barrier System) 시험장치에 대한 설계안을 도출하고, 현장실증용 공학적방벽재의 생산을 위한 최적 제작조건을 도출하는 것이다. 이와 관련하여 그간 한국원자력연구원에서 수행한 실증실험 수행경험과 문헌분석 그리고 선진핵주기 고준위폐기물처분시스템(AKRS)을 근거로 시험장치를 설계하였다. 또한 처분용기와 벤토나이트 완충재는 시험제작을 통해 최적의 제작조건을 도출하였고, 예비 성능평가를 통해 제작된 공학적방벽재의 성능을 검증하였다. In-DEBS 현장시험을 위해서 AKRS의 1/2.3 규모로 설계하였으며, 고른 온도분포의 핵연료 모사를 위하여 설계 전력량 4.2 kW의 알루미늄 재질 몰드히터를 사용하였다. 한편 In-DEBS에 사용될 공학규모 이상의 균질 완충재 블록을 제작하기 위해 플롯팅 다이(floating die) 방식의 프레스 재하 및 냉간등방압프레스(CIP; Cold Isostatic Press) 기법을 국내 최초로 완충재 제작에 적용하였다. 연구결과 AKRS 완충재 블록 제한요건(건조밀도 › 1.6 kg·cm-3)을 충족하기 위해서는 1차로 40 MPa 이상의 플롯팅 다이 프레스 압력을 가하고, 2차로 50 MPa의 CIP 압력이 소요됨을 확인하였다. 또한 완충재 블록 내 센서설치를 위하여 CNC (Computer Numerical Control) 기법을 이용하여 센서위치를 정교하게 성형하였다

고준위방사성폐기물의 심지층처분시스템을 이루는 요소인 공학적방벽이 처분환경에서 어떻게 변화할 것인가를 이해하기 위해 In-DEBS 시험이 계획되었고, In-DEBS 시험을 수행할 위치를 선정하기 위하여 심지층처분을 위한 지하연구시설인 KURT 부지 및 확장구간에 대한 지질 및 수리지질학적 자료가 조사, 분석되었다. KURT 부지 및 확장구간에서 조사된 자료를 이용하여 시험을 수행할 수 있다고 판단되는 연구 갤러리를 결정하였고, 연구 갤러리 내에서의 국지적인 특성을 파악하기 위하여 시추공 조사가 이루어졌다. 부지규모 자료의 분석 및 시추공 조사 자료를 이용하여 지하수 유동에 관한 수리지질학적 특징 및 지하수 유입량이 평가되었으며, In-DEBS 시험을 현장에서 준비하고 수행하기 위해 요구되는 조건을 함께 고려하여 In-DEBS 시험에 이용될 대구경 시추공의 위치를 선정하였다. 굴착된 대구경 시추공의 공벽을 조사하여 지하수 유입량을 평가하고 공벽 부근의 수리전도도 분포를 평가하였다. 본 연구를 통해 정리된 수리지질학적 자료는 In-DEBS 시험 현장에서 관측되고 있는 자료를 해석하여 공학적방벽의 변화 과정을 해석할 때에 기초 자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.