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An Analysis on the Deep Geological Disposal Concepts Considering the Spent Fuel Length
An Analysis on the Deep Geological Disposal Concepts Considering the Spent Fuel Length
Journal of the Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology. 2015. Sep, 13(3): 201-209
Copyright © 2015, The Korean Radioactive Waste Society
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  • Received : February 10, 2015
  • Accepted : July 13, 2015
  • Published : September 30, 2015
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종열 이
njylee@kaeri.re.kr
현아 김
민수 이
희주 최
건영 김

Abstract
우리나라에서는 현재 23기의 원자력발전소를 운영 중에 있으며, 이들 원자력발전소로부터 발생하는 사용후핵연료를 처분대상으로 기준 심지층 처분시스템을 개발한 바 있다. 현재 이 기준 심지층 처분시스템은 초기농축도 4.5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU의 40 년 냉각된 사용후핵연료를 기준으로 하고 있다. 본 논문에서는 처분효율 및 경제성 향상 방안의 일환으로서 사용후핵연료의 종류 및 연소도 특성 등 발생특성을 검토하였다. 그리고 기준 사용후핵연료에 비하여 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 사용후핵연료에 대한 처분용기 개념을 도출하고 열해석을 수행하여 처분시스템 개념을 제시하였다. 또한, 이 처분시스템 개념과 기준 사용후핵연료 처분시스템 개념을 처분밀도, 처분면적 등의 처분효율 및 구리와 벤토나이트 소요량 등 경제성 관점에서 비교 분석한 결과 약 20% 이상 향상을 보이는 것을 확인하였다. 본 분석결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
Keywords
1. 서론
국내에서 1978년 원자력발전소 고리 1호기가 상업운전을 시작한 이후 현재 원자력발전소는 가압경수로형(PWR)19기와 가압중수로형(CANDU) 4기로 총 23기가 운영되고 있으며, 이는 국내에서 소요되는 총 전기에너지의 약 30%를 담당하고 있다. 또한, 원자력발전소 운영에 따라 1979년 고리 1호기로부터 경수로 사용후핵연료 다발이 처음 방출된 이후로 2014년 3/4분기말 기준으로 PWR 사용후핵연료 15,188 다발, CANDU 사용후핵연료 388,440 다발이 방출되어 각 원자력발전소의 사용후연료 저장조에 저장되어 있다 [1] . 원자력발전소에서 전기를 생산하고 난 후 발생하는 사용후핵연료는 유용한 물질을 함유하고 있어 재활용하는 방안을 고려하거나 고준위폐기물로 분류하여 직접처분을 고려하고 있다. 사용후핵연료 재활용 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물이든 사용후핵연료를 직접 처분하든 이들을 인간생활권으로부터 격리시켜 수 만년 이상의 장기간 동안 안전하게 관리하는 것은 원자력에너지의 지속적인 이용을 위한 필수사항이다.
국내에서도 2007년에 경수로 사용후핵연료를 처분대상으로 한 기준 심지층 처분시스템을 개발하였으며 [2 , 3] , 이 시스템 개발을 위한 기준 사용후핵연료로는 초기 농축도 4.0 wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU, 원자로 방출 후 40 년 냉각된 사용후핵연료를 설정하였다. 이후, 경제성 향상을 위한 핵연료 개량사업 및 노심장전 모형 개선 등 원자력발전 기술의 진보에 따라 국내 원자로에서 방출되는 사용후핵연료의 특성도 변화되었다. 2010년대 이후부터는 대부분 초기농축도 4.5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU를 갖는 PLUS-7형 사용후핵연료가 발생되고 있으며, 향후 이들 PLUS-7형 사용후핵연료가 전체 발생량의 약 80%를 차지할 것으로 전망하고 있다. 따라서, 이러한 고연소도 사용후핵연료를 심지층 처분시스템 설계에 근간이 되는 기준 사용후핵연료로 설정할 것을 제안하고 있다 [4] .
본 논문에서는 신규로 제안된 기준 사용후핵연료를 적용한 심지층 처분시스템에 대하여, 처분효율 및 경제성 향상 방안의 일환으로서 사용후핵연료의 종류 및 특성을 검토하여 사용후핵연료 길이 및 연소도에 따른 처분방안을 분석하였다. 즉, 사용후핵연료 길이 및 연소도 특성에 따른 처분용기 개념을 제시하고 이를 바탕으로 열해석을 수행하여 처분시스템 개념을 도출하였다. 그리고 기준 처분시스템과의 처분효율 및 경제성 비교를 위하여 처분면적 및 처분밀도, 처분시스템에 있어서의 처분용기와 완충재 재료량 등을 비교 분석하였다.
2. 기준 사용후핵연료 및 기준 처분시스템 개념
- 2.2 PWR 노형별 사용후핵연료 사양
현재 우리나라에서 운영 중인 가압 경수로형 원자력발전소 19기는 공급국가에 따라 다양한 노형으로 구성되어 있어 원전 별로 많은 종류의 핵연료가 이용되고 있다. 국내에서 운영 및 건설예정인 원전의 대표 노형별 핵연료 기본 사양은 Table 1 과 같다 [4] . Table 1 을 살펴보면, PWR 사용후핵연료 집합체의 길이는 406 cm와 453 cm로 구분되며, 이 값은 사용후핵연료를 대상으로 하는 처분시스템의 처분용기 설계에 있어 아주 중요한 의미를 갖는다. 따라서 예상되는 사용후핵연료 총 발생량인 약 83,430 다발을 길이 특성 별로 분석한 결과, 고리 1,2,3,4 호기, 한빛 1,2 호기 및 한울 1,2 호기에서 발생하는 406 cm 길이의 사용후핵연료가 14,540 다발로 약 17%, 그 외 원전에서 발생하는 453 cm 길이의 사용후핵연료가 68,890 다발로 약 83%를 차지하였다( Fig. 2 ).
Characteristics of spent fuel generated from PWR in Korea
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Characteristics of spent fuel generated from PWR in Korea
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PWR spent fuel accumulation by length.
본 논문에서는 이해를 돕고 혼돈을 피하기 위하여 상기 사용후핵연료 발생특성에 따라 길이가 짧은 406 cm 길이 사용후핵연료 집합체를 S-SF(Short-Spent Fuel Assembly)로 명명하고 길이가 453 cm인 기준 사용후핵연료 집합체를 R-SF(Reference-Spent Fuel Assembly)로 명명하여 구분하였다.
- 2.3 R-SF 및 기준 처분시스템 개념
초기 기준 처분시스템에 대한 연구결과에 의하면 [2] 기준 사용후핵연료로서 초기 농축도 4.0wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU의 저연소도 핵연료를 40 년 냉각시켜 처분하는 것으로 선정하였으며, 이는 당시까지 발생한 사용후핵연료를 기준으로 초기농축도 측면에서 70% 정도, 방출연소도 측면에서 99% 정도 포함하여 설정하였다. 이후 시간이 많이 경과되어 사용후핵연료에 대한 자료가 많이 축적되었고, 국내에서 사용후핵연료를 재활용하기 위한 파이로공정에 대한 관심이 높아져 기준 사용후핵연료를 보완해야 할 필요성이 제기되었다. 파이로공정 시설 개념설계를 위한 기준 사용후핵연료 선정에 관한 연구결과 [4] 에 의하면, 길이 453 cm, 235 U 초기 농축도 4.5wt% 이하를 갖는 사용후핵연료 비율은 전체의 약 95%, 16×16 배열을 갖는 핵연료집합체는 전체의 74%를 차지할 것으로 예상하였다. 또한 2010년대 후반 이후 발생할 사용후핵연료 평균연소도는 55 GWd/MtU로 예측되므로 이를 기준 사용후핵연료(R-SF)로 사용할 것을 제안하고 있다. 이렇게 설정된 R-SF에 대한 붕괴열 평가계산 결과는 Fig. 3 에 보여주고 있다.
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Decay heat of the reference spent fuel.
이 결과를 근거로 처분시스템 설계를 위한 열해석을 수행하여 처분시스템에 대한 열적요건을 만족하도록 처분 터널간격 40 m, 처분공 간격 9 m를 설정하였으며, 그에 따른 기준 처분시스템 개념은 Fig. 4 에서 보여주는 바와 같다 [5] .
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A concept of the reference spent fuel disposal system.
3. S-SF 처분 시스템 개념
Table 1 에서 보여주고 있는 바와 같이 길이가 짧은 사용후핵연료인 S-SF는 초기의 원자력발전소인 고리 1,2,3,4 호기, 한빛 1,2 호기 및 한울 1,2 호기로부터 발생하고 있기 때문에 사용후핵연료 심지층 처분시스템의 주요인자인 열적요건에 영향을 주는 연소도 측면에서도 기준 사용후핵연료인 R-SF에 비해 상대적으로 높지 않다. 따라서 S-SF를 R-SF와 별도로 고려하여 처분시스템을 구성할 경우 처분면적 만으로 단순 비교할 경우처분효율 및 경제성이 향상될 것으로 판단되며, 추후 관련 설비 등을 포함한 추가적인 상세 경제성 평가가 필요하다.
본 연구에서는 이들 길이가 짧은 S-SF를 별도로 구분하여 처분용기 개념을 제시하고 열해석을 통하여 처분시스템을 설정하였으며, 이를 기준 처분시스템과 비교하여 효율성을 분석하였다.
- 3.1 S-SF 처분용기개념
사용후핵연료의 길이가 짧은 S-SF는 초기 원자력발전소에서 방출되어 연소도가 높지 않으므로 발생되는 붕괴열도 높지 않으며, 초기에 발생하였기 때문에 비교적 장기간의 냉각기간을 지닌 특성을 가지고 있다. 이러한 사용후핵연료가 지닌 붕괴열 및 이를 근간으로하는 처분시스템의 열적 요건에 따라 기준 사용후핵연료(R-SF)의 경우는 심부지층에 처분하기 위한 처분용기에 사용후핵연료를 4다발씩 적재 [5] 하는 반면 길이가 짧고 연소도가 낮은 S-SF 경우는 초기의 기준 사용후핵연료 특성을 지닌 집합체 5다발씩 적재하는 처분용기 개념과 이에 따른 처분 개념을 설정하였다. 처분용기 내에서의 사용후핵연료 배치는 아래 Table 2 에서 보여주는 바와 같다. 이렇게 설정된 처분개념에 대하여 열해석을 수행하였으며, 그 결과로부터 열적 요건을 만족하는 처분공 간격과 처분터널 간격을 도출하였다.
Concepts of disposal canister
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Concepts of disposal canister
한편, 핵임계 안전성은 초기 4개 집합체의 처분용기에 대한 핵임계 안전성 평가결과가 불확실도를 포함하여 0.81586로서 미임계 한계치인 0.95를 충분히 만족시킴 [6] 을 고려할 때, 새로운 처분용기 개념에 있어서도 임계안전성을 확보할 것으로 판단되지만, 추후 상세 조건과 핵임계 해석과 그에 따른 조치가 필요할 수도 있을 것이다.
- 3.2 S-SF 처분시스템 개념
- 3.2.1 열해석
연소도가 낮고 길이가 짧은 S-SF 집합체 5개를 수용하는 처분용기 개념을 바탕으로 하는 처분개념을 도출하기 위하여 사용후핵연료에서 발생하는 열로 인하여 공학적방벽의 일부인 완충재의 온도가 100℃를 넘지 않도록 하는 처분시스템 열적요건을 만족하는 처분터널 간격 및 처분공 간격을 설정하고자 열해석을 수행하였다 [7 , 8] .
- 3.2.1.1 S-SF 붕괴열
S-SF는 국내에서 초기에 운영한 경수로형 원자로로부터 방출된 사용후핵연료들이므로 연소도 45 GWd/MtU을 기준으로 한 붕괴열 산출식을 활용하였으며, 산출식 및 그에 따른 결과는 Fig. 5 에서 보여주고 있다 [9 , 10] .
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Decay heat source from PWR spent fuel.
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여기서, P(t)는 처분용기에 있는 사용후핵연료에서 발생하는 붕괴열로서 단위는 W/tU 이고, t 는 원자로에서 방출된 후의 시간으로 단위는 년(year)이다.
- 3.2.1.2 해석범위 및 방법
심지층 처분시스템의 열적 안정성평가를 위한 열해석 범위는 Fig. 6 에나타낸 바와 같다. 그림에서 보여주는 바와 같이 해석영역은 처분용기로부터 발생하는 붕괴열의 영향이 미치지 않도록 하는 범위를 설정하고 처분터널과 처분공이 일정한 간격으로 연속적으로 배치되는 특성을 고려하여 처분터널과 처분공 간격의 중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하였다.
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Calculation domain for thermal analyses.
추후 기준 처분시스템과의 처분효율성 및 경제성 비교분석을 위하여 처분터널 간격은 40 m로 고정을 하고 처분공간격과 사용후핵연료의 냉각기간을 변화시켜 해석결과에 따라 처분시스템 열적요건을 만족하는 처분공간격을 결정하였다.
본 해석을 위한 전산프로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 아바쿠스 ver. 6.10을 활용하였다 [11 , 12] .
- 3.2.1.3 초기-경계조건 및 물성
본 열해석을 위한 초기조건으로는 지표 부분의 지하수온도를 기준으로 지표는 10℃로 하였으며, 심도에 따른 지열경사는 3℃/100 m를 적용하였다. 따라서, 해석모델 범위의 상부와 하부의 온도는 각각 10℃와 40℃로 설정하였다 [9] . 또한, 연속적이고 주기적으로 처분터널 및 처분공을 배치하는 특성을 지닌 심지층 처분시스템의 구조상 1/4 열해석 모델에 대하여 대칭성을 지닌 점을 고려하여 해석모델의 측면은 단열조건을 설정하였다.
사용후핵연료를 적재한 처분용기가 지하 처분장에 처분되면 사용후핵연료로부터 나온 붕괴열은 처분용기, 완충재, 뒷채움재 및 암반으로 전달되어 확산하게 된다. 이때, 처분시스템은 뒷채움재로 폐쇄되어 채워져 있기 때문에 주요 전달방법은 열전도가 되며, 대류 및 복사는 무시될 수 있다. 처분시스템을 구성하는 암반, 완충재, 뒷채움재, 처분용기의 밀도, 열전도도, 비열 등 해석에 필요한 물성은 Table 3 에 나타낸 바와 같다.
Material properties for the thermal analyses
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Material properties for the thermal analyses
- 3.2.2 S-SF 처분시스템
S-SF 사용후핵연료 5개 집합체를 수용하는 처분용기를 대상으로 하는 처분시스템 설정을 위한 열해석 결과는 Table 4 에 나타내었으며, Fig. 7 , 8 은 해석결과를 시간에 따른 처분시스템의 온도이력으로 표시하여 보여주고 있다. Table 및 Fig. 7 에서 보여주고 있는 바와 같이 처분시스템 열적요건을 만족하는 처분시스템은 처분터널 간격 40 m로 설정할 때, 45년 냉각시킨 S-SF 집합체 5개를 적재한 처분용기를 9 m 간격으로 처분공에 처분하였을 때(97.39℃ < 100℃)이다. 또한, Fig. 8 에서와 같이 50 년 냉각시킨 사용후핵연료는 처분공 간격을 7.5 m로 설정하였을 때 98.4℃로 열적 요건을 만족하는 것으로 나타났다( Fig. 8 ). 본 논문에서는 기준 처분시스템의 처분터널 간격과 처분공 간격이 40 m와 9 m 인 것을 고려하여 45 년 냉각된 S-SF 사용후핵연료와 비교분석을 수행하였다.
Results of thermal analyses
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Results of thermal analyses
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Thermal analyses results for S-SF.
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Thermal analyses results in the case of cooling time 50 years for S-SF
이러한 열해석 결과에 근거하여 S-SF 처분시스템 개념을 설정하였으며, Fig. 9 에서 보여주는 바와 같다.
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A concept of S-SF disposal system.
4. 처분시스템 효율 분석
- 4.1 단위처분 면적 비교
본 연구에서는 사용후핵연료 처분용기를 수직 처분하는 것으로 가정하였으며, 지하처분구역의 배치는 처분용기에 포장되어 처분공에 매설되어 있는 사용후핵연료로부터 발생되는 방사능붕괴열로 인한 처분장내 완충재의 온도를 처분터널과 처분공의 간격을 적절하게 설정하여 온도요건에 맞도록 하는 것이다.
처분시스템의 효율분석을 위하여 Fig. 10 에서 보여주고 있는 바와 같이 처분터널 간격과 처분공 간격 간의 면적을 고려한 단위 처분면적 개념을 설정하였으며, 이는 처분용기 1개를 처분하였을 때 소요되는 처분구역의 면적을 나타낸다 [13] .
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The unit disposal area.
따라서 고준위폐기물 처분 구역의 개략적인 규모는 단위 처분면적과 처분될 총 처분용기 의 수를 곱하여 추정할 수 있다. 경제성 관점에서 볼 때, 지하 처분시설의 면적을 최소화할 수 있도록 처분 터널 간격과 처분공 간격을 설정하는 것이 바람직하며, 이러한 단위처분 면적을 비교하여 처분효율 및 경제성을 분석하고자 하였다.
- 4.2 처분효율 분석
국내에서 발생하는 사용후핵연료의 길이 및 연소도 특성을 분석하여 사용후핵연료 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 S-SF에 대한 처분시스템을 설정하고 이를 기준 처분시스템과 비교하여 처분효율을 분석하였다. Table 5 는 처분효율 비교분석 결과를 보여주고 있다. Table에서 보여주고 있는 바와 같이 S-SF 총 발생량인 14,540 집합체를 기준으로 기준처분시스템은 처분용기 수 3,635 개로 처분용기당 처분량은 1.76 tU/처분용기이며, 이때 처분밀도는 4.89 kU/m 2 이다. S-SF 처분시스템은 처분용기 수는 2,908 개로 처분용기당 처분량은 2.2 tU/처분용기이며, 이때 처분밀도는 6.11 kU/m 2 이다. 따라서, S-SF 처분시스템이 기준 처분시스템에 비하여 20% 이상 처분밀도가 향상됨을 알 수 있다.
Disposal efficiency analyses
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Disposal efficiency analyses
- 4.3 경제성 분석
기준 사용후핵연료 R-SF 처분시스템과 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 S-SF 처분시스템에 대한 개념을 바탕으로 처분용기 재료인 구리 소요량, 주철 소요량과 공학적방벽 시스템을 구성하는 완충재 재료인 벤토나이트의 소요량에 대한 분석을 통하여 경제성을 비교분석 하였으며, 결과는 Table 6 에 나타내었다. 처분터널의 규모는 동일한 것으로 가정하였다. 표에 나타낸 바와 같이 공학적방벽을 구성하고 있는 주요재료에 있어서 해당 사용후핵연료 총량 14,540 집합체에 대하여 S-SF 처분시스템 경우가 Cu 소요량 6,610 m 3 , 벤토나이트 소요량 58,131 m 3 으로 각각 8,528 m 3 , 76,828 m 3 인 R-SF 처분시스템에 비해 약 25%정도 소요량이 절감됨을 확인하였다.
Economic analyses
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Economic analyses
5. 결론
본 논문에서는 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료의 특성을 분석하여 처분시스템 설계를 위하여 설정한 기준사용후핵연료(R-SF)와 비교하여 상대적으로 길이가 짧고 연소도가 낮은 사용후핵연료(S-SF)를 별도로 고려하여 처분용기 개념과 심지층 처분개념을 도출하였다. 그리고 도출된 S-SF 처분개념에 대한 열해석을 통하여 처분시스템 열적요건을 만족하는 처분터널과 처분공 간격을 설정하였으며 구체적인 내용은 아래와 같다.
  • - S-SF 처분용기는 기준 사용후핵연료 처분용기와 동일한 지름으로 길이는 47 cm 짧으며, 처분용기당 5개의 집합체를 수용할 수 있는 개념으로 설정하였다.
  • - 처분시스템의 열적요건을 만족하는 S-SF 처분시스템은 냉각기간 45 년의 사용후핵연료를 처분터널 간격 40 m, 처분공간격 9 m 로 처분하는 것이다.
이렇게 설정된 S-SF 처분시스템을 바탕으로 기준 처분시스템 개념과 처분효율 및 경제성 측면에서 분석을 수행하였다. 국내에서의 예상되는 S-SF사용후핵연료 발생량 14,540 집합체를 기준 사용후핵연료에 맞추어 처분하는 경우에 비하여 사용후핵연료의 길이 및 연소도에 따른 처분용기와 처분시스템을 설정하는 경우 처분효율 및 경제성이 아래와 같이 20% 이상 향상됨을 확인할 수 있었다.
  • - 처분용기당 처분량이 1.76 톤(4개 집합체)에서 2.2 톤(5개 집합체)으로 향상됨에 따라 용기의 수는 3,635 개에서 2,908개로 줄어들며, 처분용기당 U적재량은 1.76 tU/처분용기에서 2.2 tU/처분용기로 약 25% 정도 향상되었다.
  • - 처분면적은 1.3 km2에서 1.04 km2로 줄어들며, 처분밀도는 4.89 kU/m2에서 6.11 kU/m2로 늘어나 약 20%의 이상의 향상을 확인할 수 있었다.
  • - 또한, 경제성 측면에서 확인할 수 있는 구리 량, 주철량 및 벤토나이트 량에 있어서도 기준 처분시스템에 비하여 S-SF 처분시스템에서의 절감량이 각각 1,918 m3, 2,917 m3, 18,697 m3으로서 약 25% 정도 절감이 가능한 것으로 분석되었다.
이상의 분석에서 살펴본 바와 같이 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료의 길이, 연소도 등 제원 및 발생특성에 따라 기준 사용후핵연료로 설정한 PLUS-7형 사용후핵연료와 비교하여 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 사용후핵연료에 대하여 별도의 처분용기 및 처분시스템 개념을 도입함으로써 처분효율 및 경제성이 향상될 수 있음을 확인하였다. 추후 사용후핵연료 또는 고준위폐기물 처분을 위한 부지가 확정되면 실제 부지특성자료 및 핵임계 안전성을 포함한 정밀한 분석이 요구되며, 본 연구의 결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 처분시스템을 구체화할 시기에 입력자료로서 활용할 수 있을 것으로 기대된다.
Acknowledgements
본 논문은 미래창조과학부의 재원으로 한국연구재단의 지원을 받아 수행한 연구임.
References
2015 Knowledge Info-Spent fuel Available from:
Lee J. Y. , Cho D. , Choi H. , Choi J. 2007 Concept of a Korean Reference Disposal System for Spent Fuels JNST 44 (12) 1565 - 1573
Lee J. Y. , Choi H. J. 2005 Preliminary Conceptual Design of the Korean Reference Repository System for HLW in Vertical Emplacement, Korea Atomic Energy Research Institute Technical Report
Cho D.K. , Yoon S.K. , Choi H.J. , Choi J.W. , Ko W. I 2008 Reference spent nuclear fuel for pyro-processing facility design J. of the Korean Radioactive Waste Society 6 (3) 225 - 232
Kim I.Y. , Choi H.J. , Kim H.A. 2013 Evaluation on thermal performance and thermal dimensioning of direct deep geological disposal system for high burn-up spent nuclear fuel, Korea Atomic Energy Research Institute Technical Report
Choi H. J. , Cho D.K , LEE J.Y , LEE M.S. , Kim S. K. 2005 Safety Analysis Report for the PWR Spent Fuel Canister, Korea Atomic Energy Research Institute Technical Report
2006 Buffer and backfill process report for the safety assessment SR-Can, SKB Technical Report
Kim S. S. , Choi J. W. , Chun K.S. 2003 Requirements Performance and Design of Container, buffer and Backfill materials for the Disposal of Spent Nuclear Fuel, Korea Atomic Energy Research Institute Technical Report
Lee J. Y. , Cho D. K. , Choi H. J. , Choi J. W. , Wang L. M. 2011 Analyses of disposal efficiency based on nuclear spent fuels cooling time and disposal tunnel/pit spacing for the design of a geological repository Progress in Nuclear Energy 53 361 - 367    DOI : 10.1016/j.pnucene.2011.01.005
Choi H. J. , Choi J. W. 2008 Double-layered buffer to enhance the thermal performance in a high-level radioactive waste disposal system Nuclear Engineering and Design 238 2815 - 2820    DOI : 10.1016/j.nucengdes.2008.04.017
2010 Abaqus/CAE 6.10 User’s manual Dassault systems simulia corp
2007 Programme for research, development and demonstration of methods for the management and disposal of nuclear waste, SKB Technical Report
1999 H12 Project to Establish Technical Basis for HLW Disposal in Japan, Supporting Report 2-Repository Design & Engineering Technology JNC