한국원자력연구소 내 부지에 건설된 지하처분연구시설(KURT, KAERI Underground Research Tunnel)에 대한 기초적인 광물 풍화 및 지화학적 특성을 살펴보았다. 분석 대상 시료는 건설 과정중에 노출된 암석에 대해서 화학적 풍화에 따른 암석의 미시적인 변화를 현미경 및 화학성분 분석 등을 통해 관찰하였다. 풍화가 진행된 화강암의 경우 암석을 구성하고 있는 광물들 주변에 미세하고 작은 균열들이 발달하였다. 특히, 장석 광물의 풍화가 특징적으로 관찰되었고 광물 용해에 따른 Ca 성분의 선택적 용출 현상이 심하였다. 또한, 를 함유한 흑운모의 용해에 의한 성분의 용출에 의해 주변 광물의 미세균열에 이차생성물로 철산화물 침전이 두드러졌다. 광물내부로 부터 발생된 미세균열은 풍화가 진행되면서 점차 그 규모가 커지고 grain boundary를 따라 매우 먼 거리까지 확장되는 특성을 보여 주었다. 신선한 암석 이 풍화됨에 따라 암석 내에 존재하거나 용출된 화학 성분들은 이러한 미세 균열들을 통해 새로운 이차광물 생성에 관여하거나 그들과 상호 반응하면서 이동하는 것으로 추정된다.

제2차 전력수급기본계획에 의거 2017년까지 계획된 원자로만을 대상으로 심지층 처분시스템 설계 시 필요한 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원적 특징, 초기농축도 및 방출연소도 등에 대하여 현재 및 미래 현황을 파악하고 예측하였다. 2057년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800 MTU로 나타났다. 초기 농축도에 대해서는 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료가 96.5%를 차지하는 것으로 나타났다. 사용후핵연료의 평균 방출연소도는 90년대 후반에는 36 GWD/MUT 전도, 2000년대 초반에는 40 GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중 후반부터는 45 GWD/MTU가 될 것으로 나타났다. 광범위한 분석 및 예측 결과, 총 처분물량을 대표할 수 있는 가상적인 기준 사용후핵 연료는 16 6 한국표준형연료, 단면적 , 길이 453cm, 무게 672 kg, 초기 농축도 4.5 wt.%, 방출연소도 55 GWD/MTU로 나타났다.

본 연구에서는 고준위 방사성폐기물 심지층 처분시설의 규모 및 layout설정에 필요한 요소인 처분터널 및 처분공 간격에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념과 공학적 방벽 개념을 바탕으로 다양한 조건의 처분터널 및 처분공 단면을 설정하고, 단층 배치 및 복층 배치 개념 에 따른 처분동굴의 구조적, 열적 안정성을 분석하였다. 분석 결과를 바탕으로 설계에 있어서 주요한 고려인자 중의 하나인 굴착량을 감소시킬 수 있는 처분동굴 및 처분공 간격을 제안하였다. 본 연구의 결과는 심지층 처분시설 설계시 활용될 것이며, 향후, 부지에 대한 불확실성을 줄이기 위하여 정확한 부지특성 자료를 통한 상세한 분석이 필요하다.

Single-pass flow-through (SPFW) 방법에 의한 유리고화체의 용해율 측정에서 정밀도를 구하기 위하여 연구소간 실험프로그램의 하나로서 붕규산유리고화체의 정용해율을 구하였는데, 이 SPFT 방법은 American Society for Testing and Materials (ASTM)에서 표준화를 위하여 작성되었다. 이를 위해 100/200 mesh 크기의 모의 저방사능 유리고화체 분말시료를 , 알곤 분위기에서 SPFT 방법으로 리튬 완충용액 (pH=10)을 이용하여 용해실험을 시도하였다. 얻어진 용출액 중 규소와 붕소의 농도에 따라 용해율의 변화를 구한 결과, 유리의 정용해율이 부근으로 나타났다.

심부 및 천부 지질 환경을 갖는 지하 모암 내의 방사성 폐기물 처분장으로부터 유출된 핵종은 다양한 인공 및 지하 매질을 거쳐 궁극적으로 인간 생태환경으로 도달하게 된다. 그 결과로 인간에게 주는 피폭선량률을 정량적으로 계산하는 것은 처분안전성 평가의 최종 단계가 된다. 방사성폐기물에 포함된 핵종에 대해 붕괴사슬을 고려하고 방사성폐기물처분 시스템의 주요한 부분을 이루는 생태계를 구획으로 모델링 한 후 이들 구획간의 핵종이동에 대한 전이계수를 적용하여 동적 구획모델을 기반으로 하는 AMBER를 이용한 케이스화일로서 ACBIO템플릿을 개발하고 이를 이용하여 각 핵종별 선량환산인자를 평가해 보았다.

고준위폐기물 기준처분시스템의 건전성과 처분안전성의 실험적 검증에 필수적인 지하처분연구시설의 기본설계 도출을 위한 연구가 수행되었다. 먼저 지하처분연구시설의 부지에 대해 간단히 기술하고, 이 부지에 건설될 지하처분연구시설의 기본개념을 제시하고자 하였다. 제시된 기본개념을 충족시키기 위한 지하처분연구시설의 설계 요구사항을 설정하고, 이러한 기본개념과 설계요구사항을 바탕으로 지하처분연구시설의 기본설계를 수행하였다. 또 향후 지하처분연구시설에서 수행될 연구항목을 도출하였다.

국산화강암에 대한U(VI) 수착에 대한 실험적 연구를 지화학적 매개변수들인 접촉시간, pH, 이온강도, 탄산염 농도 등의 함수로 회분식으로 수행하였다. 국산 화강암에 대한 U(VI)의 수착의 분배계수 는 실험 조건에 따라 약 1-200 mL/g의 값의 범위를 가지는 것으로 나타났다. 화강암 입자에 대한 U(VI)의 수착은 접촉시간, pH 및 탄산염 농도 등에는 크게 의존하였으나 이온강도에는 크게 의존하지 않는 것으로 나타났다. 화강암 입자들에 대한U(VI)의 수착은 용액에서 pH와 탄산염의 농도에 의존하는 우라늄 화학종과 밀집한 관계가 있음을 알 수 있었다. 또한 속도론적 수착 실험에 의하여 2 단계 일차식 속도론적 거동이 화강암 입자들에 대한 우라늄의 속도론적 수착을 지배할 수 있는 것으로 유추되었다. pH 7 이상의 알칼리 영역에서 화강암에 대한 우라늄의 수착이 크게 감소되었는데 이는 화학종 계산에 의해 예측된 바에 따라 음이온의 U(VI)-탄산염 복합체 형성에 기인하였을 것이다.

고준위방사성폐기물 처분장의 완충재 후보물질 선정을 위해 경주 벤토나이트를 대상으로 수리특성, 팽윤특성, 열적특성, 역학특성 및 핵종유출 저지특성을 조사하였다. 실험결과, 압축 벤토나이트의 수리전도도는 m/s 이하로 매우 낮았으며 건조밀도가 증가할수록 감소하였다. 팽윤압은 0.66 ㎫∼14.4 ㎫ 사이의 값을 보였으며 건조밀도에 따라 증가하였다. 건조밀도가 1.4 Ms/㎥ ∼ 1.8 Mg/㎥1.4 일때, 열전도도, 열축압축강도 (unconfined compressive strength), 탄성계수 (Young's modulus of elasticity), Poisson 비는 각각 0.80 ㎉/m ∼1.52 ㎉/m , 0.55 ㎫ ∼ 8.83 ㎫, 59 ㎫ ∼ 1275 ㎫, 0.05 ∼ 0.20의 값을 나타내었다. 압축벤토나이트에 대한 핵증 확산계수는 산화 환경에서 측정되었으며, 주어진 실험조건에서 삼중수소 (H-3)는 1.7 /s ∼ 3.4 /s. 양이온 핵종 (Cs, Sr , Ni)은 8.6 /s ∼ 1.3 /s, 음이온 핵종 (I, Tc)은 1.2 /s ∼ 9.5 /s, 악티나이드 핵종은 3.0 /s ∼ 1.8 /s 사이의 값을 나타내었다. 이때 확산계수는 모든 핵종에 대해 압축벤토나이트의 건조밀도가 증가할수록 감소하는 경향을 보였다.