Buffer materials play an important role in preventing the leakage of radionuclides from the residue. The mineralogical properties of these buffer materials are critical in repository design. This study presents the fundamental properties of Na-type MX80 and a novel Ca-type Bentonil- WRK. The CaO to MgO ratio in Bentonil-WRK was approximately 1:1, and the CaO to Na2O ratio was approximately 2.8:1. These results suggest that Bentonil-WRK demonstrates a lower swelling index compared to Gyeongju bentonite due to its CaO-to-MgO ratio’s proximity to 1:1, despite having a higher montmorillonite content than Gyeongju bentonite. The results of this research can provide useful foundational data for the evaluation of the thermal-hydraulic-mechanical-chemical behavior of buffer materials.

A disposal system for spent nuclear fuel divides into two parts; (1) engineered barriers including spent nuclear fuel, canister, buffer and backfill, (2) natural barriers surrounding engineered barriers. Sorption and diffusion are main retardation mechanisms for the migration of released radionuclides. We analyzed the sorption properties of radionuclides for bentonite as a buffer material and collected/ evaluated the distribution coefficients for the purpose of safety assessment for the deep geological disposal of a spent nuclear fuel. Through this, we presented recommended distribution coefficients for radionuclides required for the safety assessment. This work included the radionuclides as follows; alkali and alkaline earth metals (Cs, Sr, Ba), lanthanides (Sm), actinides (Ac, Am, Cm, Np, Pa, Pu, Th U), transition elements (Nb, Ni, Pd, Tc, Zr), and others (C, Cl, I, Rn, Se, Sn). The sorption of radionuclides affected various geochemical conditions such as pH/carbonates, redox potential, ionic strength, radionuclide concentration, kinds and amounts of minerals, and microbes. Among the evaluated radionuclides, Cs, Ni, Pd, and Ra is sensitive to the ionic strength, while Np, Pu, U, Se, and, Tc is sensitive to the redox condition. For the evaluation of distribution coefficients, the data from Sweden (SKB), Finland (Posiva), Switzerland (Nagra), and Japan (JAEA) were collected, analyzed, and the recommended distribution coefficients were suggested.

고준위방사성폐기물 처분장의 완충재로 고려되고 있는 자연산 벤토나이트에 대해서 기존의 물리·화학적 및 광물학적 성질 외에 생물학적 특성을 살펴보았다. 국내산 ‘경주벤토나이트’를 대상으로 만든 현탁액을 영양배 지 세럼병에서 일주일 이상 숙성시키며 시간에 따른 벤토나이트의 변화를 관찰하였다. 영양배지에서 활성화 된 벤토나이트는 고체 시료뿐만 아니라 용액도 함께 변하였다. 용존황산염 수용액으로부터 검은색의 미립자 황화물이 생성되기 시작하였으며, 시료를 채취하여 배양한 결과 4 종류의 황산염환원박테리아(SRB)가 자체 생존하고 있음이 확인되었다. 이러한 결과는 벤토나이트 분말시료 내에 황산염환원(혹은 금속환원)박테리아 가 고착 및 서식하고 있음을 말해주는 것으로, 이는 지하의 환원환경 조건하에서 완충재 내외부에 장기적으로 생지화학적 영향이 발현될 가능성이 있음을 의미한다.

고준위폐기물처분장의 완충재 물질로 사용되는 팽윤성 점토는 방벽재로서 그 기능을 제대로 발휘하기 위해 오랫동안 물리 화학적으로 안정해야 한다. 팽윤성 점토의 장기건전성 관련인 자들을 검토하고, 처분장 성능에 대한 각 인자의 중요성을 평가하였다. 검토결과, 붕괴 열에 의한 온도상승, 지하수 화학, 콘크리트에 의한 pH 증가, 유기물과 미생물, 방사선 조사 및 기계적 교란은 완충재물질로서 팽윤성 점토의 장기건전성에 중요한 인자임을 확인하였다. 본 연구는 고준위폐기물 처분장에서 팽윤성 점토의 완충재 설계를 위한 기초자료로 유용하게 활용될 것이다.

벤토나이트 완충재의 열수거동 실험에서는 고준위폐기물처분장 완충재로 유력하게 고려되고 있는 국산 벤토나이트를 대상으로 열수특성을 규명하고, 또 그 결과를 바탕으로 KRS 처분환경에서 벤토나이트 완충재의 장기건전성을 평가하였다. 실험결과, 벤토나이트 완충재의 열수반응은 주 구성광물인 스멕타이트의 일라이트화를 통해 진행되었으며, 온도, 농도, pH는 이러한 일라이트화에 중요한 열수반응인자 역할을 하였다. KRS 처분환경에 대한 국산벤토나이트 완충재의 장기건전성을 분석한 결과, 정상상태에서는 벤토나이트 완충재가 오랜 기간 동안 방벽재기능을 유지하였지만, 보수적인 조건에서는 약 년이 경과했을 때 벤토나이트 완충재를 구성하는 스멕타이트의 50%이상이 일라이트로 전환되어 방벽재로서의 팽윤능력을 상실할 수 있음을 예상할 수 있었다.