제8차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 235U 초기 농축도, 방출연소도, 냉각기간이다. 이들은 사용후핵연료 처분시스템을 설계하는데 필수적인 항목이다. 2082년까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발 생량은 약 62,500 다발로 추정되었다. 2018년 말까지 발생한 사용후핵연료 중 상대적으로 길이가 짧은 웨스팅하우스형 원전 연료가 약 60%, 상대적으로 길이가 50 cm 정도 긴 한국형 원전 연료가 약 40%를 차지하였다. 235U 초기 농축도 4.5 wt% 이 하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 90%를 차지하였으며, 방출연소도는 98%의 물량이 55 GWd/tU 이하로 나타났다. 2077년을 기준으로 웨스팅하우스형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 50년 이상이 97% 정도를 차지하였으며, 본 논문에서 가정한 처분 완료시점인 2125년을 기준으로 한국형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 45 년 이상이 98% 정도를 차지하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 바탕으로 효율적인 처분시스템 설계를 위해 기준 사용후 핵연료는 제원적 특성을 고려하여 두 가지 형태로 설정하였으며, 웨스팅하우스형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 KSFA, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 50년으로, 한국형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 PLUS7, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 45년으로 설정하였다.

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.

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.