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심지층 처분시설 설계를 위한 처분터널 및 처분공 간격 분석
이종열,김성기,김진웅,최종원,한필수,Lee, Jong-Youl,Kim, Seong-Ki,Kim, Jhin-Wung,Choi, Jong-Won,Hahn, Pil-Soo 한국방사성폐기물학회 2005 방사성폐기물학회지 Vol.3 No.4
In this study, analysis of the disposal tunnel spacing and disposal pit pitch was carried out, as a factor of the design to estimate the scale and layout of the repository. To do this, based on the reference repository concept and the engineered barrier concept, several cross sections of the disposal tunnel and disposal pit were established. After then, the mechanical and thermal stabilities of the established tunnels were analyzed. Also, an optimized disposal tunnel spacing and the disposal pit pitch reducing the excavation volume was proposed. The results of these analyses can be used in the deep geological repository design. The detailed analyses by the exact site characteristics data to reduce the uncertainty of the site and the modification for the optimization are required.
사용후핵연료 처분구조체의 열-수리-역학적 연계해석에 대한 연구
김선훈,장근무,황용수,김진웅 永同大學校 1997 硏究論叢 Vol.3 No.1
본 논문에서는 사용후핵연료의 처분을 위한 지하공동구조체의 수치해석에 대한 내용을 소개하였다. 수치해석에는 사용후핵연료 처분의 기준개념인 KBS-3의 자료가 사용되었으며, 처분용기의 열발생에 의한 영향과 공동주변 암반체의 지하수 흐름 영향을 고려한 열-수리-역학적 연계해석개념이 사용되었다. 해석결과 사용후핵연료 처분용기의 설치 4년후에 처분용기표면의 온도는 120"C로 최대값을 나타냈으며, 공동주변 암반체의 온도와 변위는 10년후에 최대값을 나타냄을 알 수 있었다. 또한 처분용기를 설치하고 20년후에 공동주변암반체에 공극수압의 증가로 인한 공동으로의 최대 지하수유입이 나타남을 알 수 있었다. A numerical study of reference concepts for the disposal of spent nuclear fuel it presented in this paper. Main input parameters used in this study are determined from the KBS-3 concept. Coupled thermal-hydraulic-mechanical analysis considering the effects of temperature and groundwater flow to simulate the deep disposal system of spent nuclear fuel in saturated rock mass is adapted. It is shown that numerical results of maximum temperature at the suface of canister are more than about 120℃ at about 4 years after the emplacement of spent nuclear fuel and that those of the temperature distribution around an underground opening reach the maximum value at about 10 years. Itt is also shown that the maximum upward displacement due to the heat generation of spent nuclear fuel is about 0.9 cm at about 10 years after the emplacement of that. Finally, to quantity of groundwater inflow into an underground disposal opening increased by about 1.6 times at 20 years after the emplacement of that with the increase of pore pressure around an opening.
김창락,최광섭,조찬희,김진웅 한국화학공학회 1990 Korean Chemical Engineering Research(HWAHAK KONGHA Vol.28 No.4
물질전달이론에 근거한 시멘트 고화체의 세 가지 침출모형을 제시하여 비교해 보았다. 시멘트 고화체의 침출에 있어서 확산식 사용의 가능성과 확산식을 사용할 때 표면농도가 포화농도에 빠르게 접근한다는 가정의 타당성을 보였다. Three leaching models of cement waste-form based on mass-transfer analysis are compared. The applicability of diffusion equation to predict cement waste-form leaching and the reliability of the assumption used in the diffusion-controlled leaching model that the waste-form surface concentration is rapidly approaching the saturation concentration of the dissolved species are confirmed.
평형농도 개념과 과화제 내부 및 주변매질에서의 확산을 고려한 침출식과 모델 검증
김창락,조찬희,김진웅,이명찬,최희준 한국화학공학회 1995 Korean Chemical Engineering Research(HWAHAK KONGHA Vol.33 No.2
시멘트 고화체 내 확산과 흡착평형을 고려하고 고화체 표면에서 농도와 질량플럭스의 연속성을 경계조건으로 사용한 침출율 예측모델을 개발하였다. 또한 확산에 의하지 않은 고화체 표면의 제반상태에 영향을 받은 핵종유출 부분을 초기 유실누적분율로 정의하여 반영하였다. 침출모델의 검증을 위하여 담수, 해수, 토양 등의 다양한 침출환경에서 수행된 침출실험결과와 비교하였다. 본 침출모델은 다양한 침출실험결과를 설명하는데 유용하게 사용될 수 있으리라고 판단된다. A model equation for nuclide leaching from cementitious waste form is formulated based on diffusion, sorption equilibrium, and the continuity- boundary conditions of concentration and flux on the waste form surface. Nuclide release unrelated to diffusive transport mechanism is reflected in the model as a wash-off fraction which depends on the surface conditions of the waste form. This leaching model is validated by comparison with the results of leaching experiments in various environments including land water, sea water and soils. It is expected that this leaching model will be used satisfactorily in analyzing various leaching experimental results.