Hydraulic conductivity is a critical design parameter for buffers in high-level radioactive waste repositories. Most employed prediction models for hydraulic conductivity are limited to various types of bentonites, the main material of the buffer, and the associated temperature conditions. This study proposes the utilization of a novel integrated prediction model. The model is derived through theoretical and regression analyses and is applied to all types of compacted bentonites when the relationship between hydraulic conductivity and dry density for each compacted bentonite is known. The proposed model incorporates parameters such as permeability ratio, dynamic viscosity, and temperature coefficient to enable accurate prediction of hydraulic conductivity with temperature. Based on the results obtained, the values are in good agreement with the measured values for the selected bentonites, demonstrating the effectiveness of the proposed model. These results contribute to the analysis of the hydraulic behavior of the buffer with temperature during periods of high-level radioactive waste deposition.

A compacted bentonite buffer is a major component of engineered barrier systems, which are designed for the disposal of high-level radioactive waste. In most countries, the target temperature required to maintain safe functioning is below 100°C. If the target temperature of the compacted bentonite buffer can be increased above 100°C, the disposal area can be dramatically reduced. To increase the target temperature of the buffer, it is necessary to investigate its properties at temperatures above 100°C. Although some studies have investigated thermal-hydraulic properties above 100°C, few have evaluated the water suction of compacted bentonite. This study addresses that knowledge gap by evaluating the water suction variation for compacted Korean bentonite in the 25–150°C range, with initial saturations of 0 and 0.22 under constant saturation conditions. We found that water suction decreased by 5–20% for a temperature increase of 100–150°C.

Extensive studies have been conducted on thermal conductivity of bentonite buffer materials, as it affects the safety performance of barriers engineered to contain high-level radioactive waste. Bentonite is composed of several minerals, and studies have shown that the difference in the thermal conductivity of bentonites is due to the variation in their mineral composition. However, the specific reasons contributing to the difference, especially with regard to the thermal conductivity of bentonites with similar mineral composition, have not been elucidated. Therefore, in this study, bentonites with significantly different thermal conductivities, but of similar mineral compositions, are investigated. Most bentonites contain more than 60% of montmorillonite. Therefore, it is believed that the exchangeable cations of montmorillonite could affect the thermal conductivity of bentonites. The effect of bentonite type was comparatively analyzed and was verified through the effective medium model for thermal conductivity. Our results show that Ca-type bentonites have a higher thermal conductivity than Na-type bentonites.

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

선진핵주기고준위폐기물처분시스템(A-KRS, Advanced Korean Reference Repository System)을 기반으로 한 공학규모 공학적방벽시스템 열-수리-역학적 복합거동 현장시험(In-DEBS, In-situ Demonstration of Engineered Barrier System)은 2012년부터 기획되었다. 한국원자력연구원의 자체기술로 전체 시스템 구성요소를 설계하고 제작하여 2016년 5월 한국원자력 연구원의 지하처분연구시설(KURT, KAERI Underground Research Tunnel)에 설치하였다. 2016년 7월에 정상운영을 시작하여 현재까지 양질의 열-수리-역학 데이터를 생산하고 있다. 이 시험은 국내에서 최초로 설치하여 운영되는 고준위폐기물 심층처분시스템 공학규모 현장시험으로써, 대규모 공학적방벽 제작기술 개발 및 검증, 처분시스템 설치방법 개발 및 검증, 국내산 벤토나이트의 장기 열-수리-역학 거동 자료 확보, 공학적방벽 국내산 벤토나이트 완충재의 열-수리-역학(THM, thermal-hydro-mechanical) 복합거동특성 현장시험 및 THM 복합모델링 기술 검증, 공학적방벽 완충재 THM 특성 측정 및 모니터링 기술 개발 등을 통한 국내 고준위폐기물 심층처분시스템 공학적방벽의 성능검증 기술개발을 최종 목표로 하고 있다. KURT 기반 In-DEBS의 성공적인 설치와 운영을 통해 공학규모 공학적방벽의 제작 및 설치 기술을 확보할 수 있을 뿐 아니라 여기에서 생산되는 데이터를 이용하여 처분기술개발의 핵심 분야인 공학적방벽 THM 복합모델링 기술의 개발 및 검증 능력도 갖추게 될 것이다. 따라서 향후에 수행될 우리나라 고유의 실규모 처분시스템 실증기술 개발을 위한 귀중한 정보를 제공해 줄 것으로 기대된다.

현재 고려되고 있는 단층 심지층처분장 개념은 부지 소요면적이 지나치게 크기 때문에, 처분밀도를 향상시키기 위한 다층 심지층처분장 개념이 제안되고 있다. 심부암반에 건설된 다층 심지층처분장 주위에 형성된 암반손상대가 심지층처분장의 온도 분포에 미치는 영향이 분석되었다. 다층 심지층처분장의 열해석에는 완충재, 뒤채움재 및 암반에서 일어나는 재포화 현상을 고려한 열-수리 모델이 사용되었다. 암반손상대의 존재는 심지층처분장의 온도 분포에 큰 영향을 미치는 것으로 나 타났으며, 손상대의 크기와 열전도도 저하 정도에 따라 복층 및 삼층 심지층처분장의 최고첨두온도를 각각 최대 7℃와 12℃ 까지 증가시킬 수 있다. 다층 심지층처분장의 첨두온도에 영향을 크게 미치는 인자는 암반손상대에서의 열전도도 저하이며, 처분공 주위에 형성된 암반손상대가 처분터널 주변에 형성된 암반손상대보다 첨두온도에 더 큰 영향을 미친다.

원자력발전소를 운영하게 되면 사용후핵연료와 같은 고준위방사성폐기물이 필연적으로 발생한다. 이러한 고준위방사성폐 기물을 처분하기 위해 심층처분방식이 가장 적합한 대안으로 알려져 있으며 고준위방사성폐기물은 공학적방벽과 천연방벽에 둘러 쌓여 지하 500~1,000 m 깊이의 심지층에 처분된다. 이 중 압축 벤토나이트 완충재는 공학적방벽의 가장 중요한 구성요소이다. 완충재는 처분용기와 자연 암반 사이에 위치해 있기에 주변 지하수 흐름으로부터 처분용기를 보호하고 처분 용기로부터 핵종이 유출되는 것을 저지하는 역할을 한다. 주변 지하수 흐름으로 인한 완충재의 불포화 함수특성 규명은 전체 공학적방벽의 성능을 평가하는데 있어 매우 중요하다고 할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 실내 시험을 수행하여 국내 압축 벤토나이트 완충재의 건조밀도, 구속조건 여부, 그리고 건조 및 포화 이력에 따른 압축 벤토나이트 완충재의 함수특성곡선을 도출하여 분석하였다. 구속 조건하에서 건조밀도에 따른 함수특성곡선은 큰 차이를 보이지 않았다. 또한 비구속 조건이 구 속 조건에 비해 보다 큰 수분흡입력을 나타냈으며, 아울러 포화 과정보다 건조 과정에서 보다 큰 수분흡인력이 측정되었다.

The guarantee of the performance of the engineered barriers in a geological repository is very important for the long-term safety of disposal as well as the efficient design of the repository. Therefore, the performance of the engineered barriers under repository condition should be demonstrated by in-situ experiments conducted in an underground research laboratory. This article provides a review of the major in-situ experiments that have been carried out over the past several decades at underground research laboratories around the world to validate the performance of engineered barriers of a repository, as well as their results. In-situ experiments to study the coupled thermal-hydraulicmechanical behavior of the engineered barrier system used to simulate the post-closure performance of the repository are analyzed as a priority. In addition, in-situ experiments to investigate the performance of the buffer material under a real repository environment have been reviewed. State-of-the art in-situ validations of the buffer-concrete interaction, and the installation of the buffer, backfill and plug, as well as characterization of the near-field rock and the corrosion of the canister materials are, also performed.

본 연구의 목적은 고준위폐기물 처분기술 개발과 관련하여 현장실증 연구를 위해 사용될 공학규모 이상의 균질 완충재 블록 을 제작하기 위한 새로운 방법론을 제시하는 것이다. 이와 관련하여 플롯팅 다이(floating die) 방식의 프레스 재하 및 냉간 등방압프레스(CIP; Cold Isostatic Press) 기법을 국내 최초로 완충재 제작에 적용하였다. 또한 소요 밀도기준을 충족하는 완충재 블록을 생산하기 위한 최적의 제작조건(프레스 및 CIP의 소요 압력)과 현장 적용성을 분석하였다. 상기 기법의 적용을 통해 완충재 블록 내 밀도분포 편차가 현저히 감소하였으며, 이와 동시에 평균 건조밀도가 소폭 상승하고 약 5%의 크기가 감소하였다. 또한 CIP 적용을 통해 응력이완(stress release) 현상이 감소하고, 이로 인해 시간 경과에 따른 표면균열 발생이 현저히 저감됨을 시험제작을 통해 확인하였다. 본 연구에서 제시된 방법론은 공학규모 이상의 균질한 완충재 블럭을 성형할 수 있으며, 또한 이는 선진핵주기 고준위폐기물처분시스템(AKRS; Advanced Korea Reference Disposal System of HLW)의 완충재 소요 밀도기준을 충족하는 것으로 분석되었다.

사용후핵연료 건식저장을 위한 지상저장 기술 및 동굴저장 기술의 현황을 살펴보고, 동굴저장 기술을 이용한 사용후핵연료 건식저장의 국내 적용 가능성을 분석하였다. 사용후핵연료 건식저장을 위한 동굴저장 기술의 타당성, 경제성 및 기술적 측 면을 검토하였다. 지상 건식저장시설을 건설하기 위해서는 외부로부터 격리되어 있는 상당한 면적의 평탄한 부지가 필요하 나, 산악지형이 주를 이루는 우리나라의 실정에서, 이러한 부지를 확보하는 것이 쉽지 않을 수도 있다. 만일 산지의 동굴 내 에 사용후핵연료 저장시설을 건설한다면, 이러한 부지 문제를 보다 쉽게 해결할 수 있다. 따라서 동굴저장 방식은 자연 및 사회적 환경을 고려할 때, 우리나라의 사용후핵연료 건식저장을 위한 유력한 대안이 될 수 있다. 사용후핵연료 동굴저장 방 식은 지상 건식저장 기술에 비해 여러 가지 장점을 가지고 있으며, 경제성 측면에서도 큰 차이가 없다. 또 동굴저장 방식을 국내의 사용후핵연료 건식저장에 적용하는 데 큰 기술적인 장벽은 없다.

현재까지 개발된 고준위폐기물 심지층처분장의 열-수리-역학적 복합거동 해석을 위한 전산 코드의 현황을 조사하고, 문헌에 보고된 각 코드에 의한 계산치와 현장실험 측정치의 비교 결과를 이용하여, 기존 전산 코드들의 신뢰도를 분석하였다. 개발된 전산코드들은 완충재가 없는 처분장에서는 붕괴열에 따른 암반의 열-수리-역학적 거동을 비교적 잘 모사하였으나, 포화 경암층에 위치한 완충재가 존재하는 처분장의 공학적방벽시스템 내에서 일어나는 열-수리-역학적 복합거동의 예측은 만족스럽지 못하였다. 현재 제안된 열-수리-역학적 복합거동 해석모델을 고준위폐기물 처분장 공학적방벽시스템의 거동 해석에 적용하기위해서는 완충재 내의 수분함량 및 전 압력 분포를 보다 정교하게 모사할 수 있도록 수학적 모델의 개선이 필요하다.

다양한 건조밀도를 가진 압축벤토나이트의 수리전도도에 물의 염도가 미치는 영향이 조사되었다. 압축벤토 나이트의 수리전도도는 벤토나이트의 건조밀도가 상대적으로 낮은 경우에만, 염도가 증가함에 따라 증가하였 으며, 염도의 증가에 따른 수리전도도의 증가 정도는 벤토나이트의 건조밀도가 낮을수록 더 현저하였다. 건조 밀도가 1.0 Mg/m3 및 1.2 Mg/m3 인 압축벤토나이트의 경우, 0.4 M NaCl 용액의 수리전도도는 탈염수의 경우 에 비해 각각 7배 및 3배가 증가하였다. 그러나 1.4 Mg/m3 보다 큰 건조밀도를 가진 압축벤토나이트의 경우에 는, 수리전도도에 미치는 염도의 영향이 크지 않았으며, NaCl의 농도가 0.04 M에서 0.4 M 인 범위에서는 거의 일정한 값을 유지하였다. 벤토나이트 시편을 탈염수로 미리 포화시키는 것은 수리전도도에 큰 영향을 미치지 않았다.