Many countries plan to dispose of spent nuclear fuel through deep geological disposal system. In Korea, a plan is being established for the construction of a deep disposal facility to dispose of highlevel radioactive waste (or spent nuclear fuel). For construction of a deep geological repository, the NSSC (Nuclear Safety and Security Commission) stipulate that detailed technical standards for location, structure, and disposal system of deep geological repository are determined and announced by the Nuclear Safety and Security Commission Notification. Therefore, the regulatory body should carry out the process of regulatory review whether the technical standards developed by the implementer are suitable for the IAEA’s recommendations and guidelines and domestic conditions. In this process, there are many difficulties and uncertainties in terms of time and cost to independently develop safety factors in Korea by referring to the IAEA reports. So, this study intends to investigate and analyze regulatory cases for important safety factors through cases of overseas leading countries in deep geological disposal project. There are two regulatory cases intensively investigated in this study. The first is a regulatory case of regulatory bodies and external experts on the safety case, and the second is a regulatory review case in the process of site selection factor selection. In case of regulatory review of safety case, Sweden and France were selected as the representative target countries. In Sweden, safety cases such as SR-97, SR-Can, and SR-Site have been developed and there are cases of active regulatory review by regulatory agencies in the RD&D process. In France, several safety cases based on sedimentary rocks were developed and the OECD/NEA IRT (International Review Team) was inquired for review for each safety case. The site selection process is divided into a preliminary site selection stage, a site investigation stage, and a site selection and application stage. In each stage, evaluation to select a safe site is carried out using allocated siting factors of that stage. The IAEA SSG-14 report describes aspects that implementers consider in the site selection process and, with this reference, many countries are developing various siting factors and assessment methodologies in consideration of their domestic bedrock condition and geological positions. As a representative example, in Japan which is highly affected by earthquakes and igneous activities, the siting factor is classified into EF (Evaluation Factors) and FF (Favoulable Factors). So, site assessment is conducted preferentially using EF related to earthquakes and igneous activity.

The International Atomic Energy Agency recommends the deep geological disposal system as one of the disposal methods for high-level radioactive waste (HLW), such as spent nuclear fuel. The deep geological disposal system disposes of HLW in a deep and stable geological formation to isolate the HLW from the human biosphere and restrict the inflow of radionuclides into the ecosystem. It mainly consists of an engineered barrier and a natural barrier. Safety evaluation using a numerical model has been performed primarily to evaluate the buffer’s long-term stability. However, although the gas generation rate input for long-term stability evaluation is the critical factor that has the most significant influence on the long-term hydraulic-mechanical behavior of the buffer, in-depth research and experimental data are lacking. In this study, the gas generation rate on the interface between the disposal canister and the buffer material, a component of the engineered barrier, was mainly studied. Gas can be generated between the disposal canister and the buffer material due to various causes such as anaerobic corrosion of the disposal canister metal, organic matter decomposition, radiation decomposition, and steam generation due to high temperature. The generation of gas in such a disposal environment increases the pore gas pressure in the buffer and causes internal cracks. The occurred cracks increase the intrinsic permeability of the buffer, which leads to a decrease in the primary performance of the buffer. For this reason, it is essential to apply the appropriate gas generation rate according to the disposal condition and buffer material for accurate long-term stability analysis. Therefore, the theoretical models regarding the estimation of gas generation were summarized through a literature study. The amount of gas generated was estimated according to the disposal environment and material of the disposal canister. It is expected that estimated values might be used to estimate the long-term stability analysis of buffer performance according to the disposal condition.

Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has investigated Pyroprocessing technology in order to decrease the burden of disposal system and increase availability of useful radionuclides in the spent nuclear fuel (SNF) for future. The treatment and the disposal of SNF, however, are very sensitive issues socially. In addition, under the energy transition policy phasing out nuclear energy gradually there have been demands for alternatives so far. Thus various alternatives should need to be investigated in preparation for unexpected situations. This study has been conducted roughly in effectiveness point of view of alternative pre-managements for SNF, not pyroprocessing technology, in disposal system, consisting of three stages according to the degree of burden in disposal system. Stage I is the case for making safety increase with removing highly-mobile radionuclides from SNF. Stage II is the case for eliminating high-heat radionuclides additionally, alleviating thermal risk in the disposal system. And Stage III is the case for recovering Uranium in addition to Stage II. These options of pre-management are thought to be able to provide an intuitive strategy for effective diversification of the disposal system. Because several types of waste form from pre-management make it possible to develop the effective, newly-composed waste disposal system according to the properties of radionuclides. And the processability of SNF through pre-management might be combination with available core-drilling technology, being able to design various disposal system as well. Even though the whole, detailed unit processes have not designed yet, mass balance and distributions of radionuclides are performed under the appropriate assumption of engineering processes. As a first step the alternative approaches for SNF pre-management for disposal system might be expected to be widely used in implementing SNF management policy in the future.

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has developed geological repository systems for the disposal of high-level wastes and spent nuclear fuels (SNFs) in South Korea. The purpose of the most recently developed system, the improved KAERI Reference Disposal System Plus (KRS+), is to dispose of all SNFs in Korea with improved disposal area efficiency. In this paper, a system-level safety assessment model for the KRS+ is presented with long-term assessment results. A system-level model is used to evaluate the overall performance of the disposal system rather than simulating a single component. Because a repository site in Korea has yet to be selected, a conceptual model is used to describe the proposed disposal system. Some uncertain parameters are incorporated into the model for the future site selection process. These parameters include options for a fractured pathway in a geosphere, parameters for radionuclide migration, and repository design dimensions. Two types of SNF, PULS7 from a pressurized water reactor and Canada Deuterium Uranium from a heavy water reactor, were selected as a reference inventory considering the future cumulative stock of SNFs in Korea. The highest peak radiological dose to a representative public was estimated to be 8.19×10-4 mSv‧yr-1, primarily from 129I. The proposed KRS+ design is expected to have a high safety margin that is on the order of two times lower than the dose limit criterion of 0.1 mSv‧yr-1.

In this paper, an overview of the scoping calculation results is provided with respect to criticality and radiation shielding of two KBS-3V type PWR SNF disposal systems and one NWMO-type CANDU SNF disposal system of the improved KAERI reference disposal system for SNFs (KRS+). The results confirmed that the calculated effective multiplication factors (keff) of each disposal system comply with the design criteria (< 0.95). Based on a sensitivity study, the bounding conditions for criticality assumed a flooded container, actinide-only fuel composition, and a decay time of tens of thousands of years. The necessity of mixed loading for some PWR SNFs with high enrichment and low discharge burnup was identified from the evaluated preliminary possible loading area. Furthermore, the absorbed dose rate in the bentonite region was confirmed to be considerably lower than the design criterion (< 1 Gy‧hr-1). Entire PWR SNFs with various enrichment and discharge burnup can be deposited in the KRS+ system without any shielding issues. The container thickness applied to the current KRS+ design was clarified as sufficient considering the minimum thickness of the container to satisfy the shielding criterion. In conclusion, the current KRS+ design is suitable in terms of nuclear criticality and radiation shielding.

Based on the current high-level radioactive waste management basic plan and the analysis results of spent nuclear fuel characteristics, such as dimensions and decay heat, an improved geological disposal concept for spent nuclear fuel from domestic nuclear power plants was proposed in this study. To this end, disposal container concepts for spent nuclear fuel from two types of reactors, pressurized water reactor (PWR) and Canada deuterium uranium (CANDU), considering the dimensions and interim storage method, were derived. In addition, considering the cooling time of the spent nuclear fuel at the time of disposal, according to the current basic plan-based scenarios, the amount of decay heat capacity for a disposal container was determined. Furthermore, improved disposal concepts for each disposal container were proposed, and analyses were conducted to determine whether the design requirements for the temperature limit were satisfied. Then, the disposal efficiencies of these disposal concepts were compared with those of the existing disposal concepts. The results indicated that the disposal area was reduced by approximately 20%, and the disposal density was increased by more than 20%.

고준위방사성폐기물의 처분은 고심도 암반내에 처분시스템을 구축하는 심층 처분방법이 고려된다. 심층 처분은 처분용기, 완충재, 뒷채움재, 근계암반의 설계 요소인 공학적방벽과 천연 방벽으로 구성된다. 공학적방벽 중에서 벤토나이트 완충재는 암반으로부터 유입되는 지하수 흐름을 최소화하고 핵종 유출을 저지하는 기능을 한다. 지하수 유입으로 인한 완충재의 수리전도도 특성 규명은 처분장 공학적방벽의 안정성 및 건전성에 대한 성능 평가에 있어 중요한 사안이다. 본 연구에서는 경주 벤토나이트를 이용하여 다양한 건조밀도와 온도 조건에 따라 포화 수리전도도 실험을 수행하였으며, 120개의 실험 결과 를 다중 회귀 분석을 통해 수리전도도 추정 모델을 제시하였다. 실험 결과에서는 건조밀도가 커질수록 수리전도도가 감소하는 경향이 나타났다. 또한, 온도가 증가할수록 수리전도도가 증가하였다. 이러한 실험 결과들을 종합한 다중 회귀 분석 결과에서는 수리전도도 추정식의 결정계수(R2)가 0.93으로 높게 나타났다. 본 연구에서 제시된 수리전도도 추정식은 벤토나이트 완충재의 성능과 연관된 건조밀도와 온도의 영향을 고려하여 처분시스템의 공학적방벽 설계에 활용 될 것으로 판단된다.

국내 중·저준위 방사성폐기물 처분시설로 고려되고 있는 표층처분시설의 불포화대에서 핵종 이동을 야기하는 지하수 유동을 평가하기 위하여 유한요소법 기반의 COMSOL Multiphysics을 이용한 수치모델을 개발하였다. 그리고, 처분장 가장자리 를 대상으로 처분고, 뒤채움재, 처분덮개로 구성되는 표층처분시설과 그 아래에 위치한 불포화대를 포함한 수직 2차원의 모델 영역을 구성하여, 시나리오 별 모델링을 수행하였다. 지속적 강수 유입 조건과 간헐적 강수 유입 조건 비교에서 포화도의 파동 현상을 제외하고는 뚜렷한 차이점을 보이지 않는 것으로 판단되었다. 불포화대의 공극률이나 잔류함수비와 같은 입력 자료는 전반적으로 불포화대 지하수 유동에 큰 영향도가 없는 것으로 판단되었다. 하지만, 불포화대의 수리전도도는 지하수 유동에 큰 영향을 미치는 것으로 판단되었다. 즉, 처분고로의 지하수 유입 속도를 판단하기 위해서는 불포화대의 수리전도도 특성이 신중하게 고려되어야 할 것으로 판단되었다.

국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 방출시점 등 특성과 현재의 고준위 방사성폐기물 기본계획에 근거한 처분시나리오를 도출하여 기존 심층 처분시스템을 바탕으로 처분효율과 경제성을 향상시킨 개선된 처분시스템을 제안 하였다. 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 길이에 따라 2종류의 처분용기 개념을 도출하고, 사용후핵연료 발생 년도와 현재의 기본계획에 근거한 처분 시나리오 설정에 따른 처분시점에서의 냉각기간을 고려하여 처분 용기내 수용 가능한 붕괴열량을 결정하였다. 그리고 2종류의 처분용기에 대한 처분시스템과 결정된 붕괴열을 바탕으로 열 적 안정성 분석을 통하여 제안된 처분시스템의 설계요건에 대한 적합성 여부를 확인하고, 처분효율을 평가하였다. 개선된 처분시스템은 기존 처분시스템에 비하여 처분면적은 약 20% 감소되고 처분밀도는 약 20% 향상됨을 확인하였고, 처분용기와 완충재 재료도 상당량 절감됨을 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 사업을 위한 처분시스템 설계를 위한 자료로 활용될 수 있다.

국내 고준위 방사성폐기물 심층처분시스템에 대한 프로세스 기반의 종합성능평가체계(APro) 개발을 위하여 사용자 편의성이 향상된 모델링 인터페이스를 구축하였다. APro의 모델링 인터페이스는 프로그래밍 언어인 MATLAB을 이용하여 구축되었고, 다중물리현상 모사가 가능한 COMSOL과 지화학반응 계산이 가능한 PHREEQC를 계산 엔진으로 활용하여 연산 자분리 방식을 적용하였다. APro는 모델링 영역을 기존의 정형화된 처분시스템으로 제한함으로써 모델의 자유도는 낮지만, 사용자 편의성을 향상시켰다. 처분시스템에서 고려되는 주요 현상들을 모듈화하였고, 이를“Default process”와 다수의“Alternative process”로 구분하여 사용자가 선택할 수 있도록 함으로써 모델의 유연성을 높였다. APro는 크게 입력자료 부분과 계산실행 부분으로 구성된다. 기본 입력자료는 하나의 EXCEL 파일에 일정한 포맷으로 정리되고, 계산실행 부분은 MATLAB을 이용하여 코딩되었다. 최종적인 전체 계산 결과는 독립적인 COMSOL 파일 형태로 생성되도록 하여 COMSOL을 이용한 계산 결과의 후처리가 가능하도록 하였다.

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.