Geologic disposal of high-level radioactive waste is considered the most effective method to isolate high-level radioactive waste from the biosphere. A high-level radioactive waste repository is designed to be placed at a deep depth and generally consists of canisters, buffer material, and host rock. In the disposal system, the heat from the canister occurs for millions of years due to the long half-life of the high-level radioactive waste, and the heat induces vaporization of groundwater in the buffer material. The resaturation process also occurs due to groundwater inflow from the host rock by the hydraulic head and capillarity. The saturation variation leads to the heat transfer and multi-phase flow in the buffer material, and thermal pressurization of groundwater due to the heat affects the effective stress change in the host rock. The stress change can make the porosity and permeability change in the flow system of the host rock, and the flow system affects the nuclide migration to the biosphere. Therefore, it is crucial to understand the complex thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) coupled behavior to secure the repository’s long-term safety. DECOVALEX is an international cooperating project to develop numerical methods and models for predicting the THMC interactions in the disposal systems through validation and comparison with test results. In Task C of DECOVALEX-2023, nine participating groups (BGR, BGE, CAS, ENSI, GRS, KAERI, LBNL, NWMO, Sandia) models the full-scale emplacement (FE) experiments at the Mont Terri underground rock laboratory and focus on understanding pore pressure development, heat transfer, thermal pressurization, vaporization and resaturation process in the disposal system. In the FE experiment, three heaters generated heat with constant power for five years at a 1:1 scale in the emplacement tunnel based on Nagra’s reference repository design. KAERI used OGS-FLAC3D for the numerical simulation, combining OpenGeoSys for TH simulation and FLAC3D for M simulation. We generated a full-scale three-dimensional numerical model with a dimension of 100 by 100 by 60 meters. The pressure and temperature distribution were well simulated with the host rock's anisotropy. Based on the capillarity, we observed vaporization and resaturation in the bentonite under the twophase flow system. We plan to compare the simulation results with the field data and investigate the effect of input parameters, including thermal conductivity and pore compressibility affecting the thermal and flow system.

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.

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.