The acoustic emission (AE) is proposed as a feasible method for the real-time monitoring of the structural damage evolution in concrete materials that are typically used in the storage of nuclear wastes. However, the characteristics of AE signals emitted from concrete structures subjected to various environmental conditions are poorly identified. Therefore, this study examines the AE characteristics of the concrete structures during uniaxial compression, where the storage temperature and immersion conditions of the concrete specimens varied from 15℃ to 75℃ and from completely dry to water-immersion, respectively. Compared with the dry specimens, the water-immersed specimens exhibited significantly reduced uniaxial compressive strengths by approximately 26%, total AE energy by approximately 90%, and max RA value by approximately 70%. As the treatment temperature increased, the strength and AE parameters, such as AE count, AE energy, and RA value, of the dry specimens increased; however, the temperature effect was only minimal for the immersed specimens. This study suggests that the AE technique can capture the mechanical damage evolution of concrete materials, but their AE characteristics can vary with respect to the storage conditions.

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발 생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하 는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하 는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반 지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 5 × 5 × 2 m 시설을 제외한 시 설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종 적으로 크기가 50 × 50 × 2 m이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하 보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

최근 원자력의 사용이 증가함에 따라 핵폐기물을 효과적으로 처리하는 문제에 관심이 집중되고 있다. 이러한 핵폐기물을 지층내에 저장할 경우 고온의 열에 의해 핵폐기물 구조체에 지대한 영향을 미치므로 지반의 열력학적 거동을 분석할 필요성이 요구된다. 본 연구는 지반내에 처분된 고온의 사용후 핵연료에 의한 열역학적인 응력이 집중되어 비선형 거동이 예상되는 저장구조체 주변에는 비선형 유한요소를 적용하고 선형거동이 예상되는 무한영역에는 선형경계요소를 사용하여, 일반적인 역학적 계와 동일한 방법으로 비선형 유한요소와 경계요소를 조합한 프로그램을 개발하였다. 사용후 핵연료 폐기구조체와 같이 국부적인 비선형거동이 예상되는 구조물에서는 조합방법이 전 영역을 비선형 유한요소로 모형화하여 해석하는 것보다 효율적임을 알 수 있었다. 또한, 지층내 지반에 영향 미치는 주요 지반계수를 변화시킨 경우, 터널경계의 변위에 이러한 계수들이 어떠한 영향을 미치는가를 개발된 방법을 사용하여 검토하였다. 검토결과, 다른 계수들의 변화보다 열팽창계수의 변화가 터널주위의 변위에 상당한 영향을 미침을 알 수 있었다.