Technical Notes

Tunnel and Underground Space. June 2021. 167-183
https://doi.org/10.7474/TUS.2021.31.3.167

ABSTRACT


MAIN

  • 1. 서 론

  • 2. DECOVALEX-2023

  •   2.1 Task A: 가열 및 기체 압력에 의한 균열 생성(Thermal and gas fracturing at Bure, HGFrac)

  •   2.2 Task B: 점토층 내 기체 이동(Gas transport in clays: LASGIT at the Äspö HRL)

  •   2.3 Task C: Mont Terri 지하연구시설 내 실규모 정치 시험(FE experiment at Mont Terri URL)

  •   2.4 Task D: Horonobe 지하연구시설 내 공학적방벽 실규모 현장시험(Full-scale EBS experiment at Horonobe URL)

  •   2.5 Task E: 가열에 따른 암염 내 염수 특성 평가 실험(Heated brine availability test in salt at WIPP)

  •   2.6 Task F: 결정질 암석 및 암염 내 처분시스템 성능평가(Performance assessment of crystalline and salt rock)

  •   2.7 Task G: THMC 조건에 따른 균열 생성 특성 평가 실내실험(Micro-scale THMC lab experiments)

  • 3. 결 언

1. 서 론

고준위방사성폐기물 처분장의 장기 안전성 확보를 위해서는 공학적방벽 및 천연방벽 내에서 발생하는 복잡한 열-수리-역학-화학적(Thermo-Hydro-Mechanical-Chemical, THMC) 복합거동에 대한 이해가 필수적이다. 특히 공학적방벽을 구성하는 요소 중 완충재 내에서는 고준위방사성폐기물에서 발생하는 고온의 열로 인해 유체 밀도가 감소하고 점성이 변화하여 유체 흐름의 특성이 달라진다. 이와 함께 온도 증가 및 지하수 유입으로 인한 압력과 포화도 변화가 동시에 발생하므로 복합거동을 정확히 예측하기 위해서는 다상유체 거동 해석을 수행해야 한다. 온도 증가 시 유체 상변화로 발생하는 가스 이동 특성 또한 중요한 특성 중 하나이며, 고준위방사성폐기물에서 발생할 수 있는 핵종 이동과 지하수 및 광물 조성에 따른 THMC 특성 변화도 함께 고려해야 한다. 따라서 처분시스템 내 THMC 복합거동 특성 연구는 복잡성이 높다는 특징을 지니고 있으며, 고준위방사성폐기물의 반감기를 고려하여 10만 년 이상의 기간 동안 인간 생활권으로부터 안전하게 격리되어야 하므로 시간에 따른 장기 특성 변화를 살펴야 한다.

처분시스템 내에서 발생하는 복잡한 THMC 복합거동 특성을 고려하여 처분시스템 안전성 평가 및 공학적방벽 내 THMC 복합거동 예측을 위한 다양한 실험 및 수치해석 연구가 진행되고 있다(ENRESA, 2000, Rutqvist et al., 2001, Bӧrgesson et al., 2001, Alonso et al., 2005, Beaucaire et al., 2012, Sugita et al., 2016). 실내시험의 경우 다양한 실험조건에 따른 실제 계측 결과를 획득할 수 있으며, 현장실험의 경우 실제 처분 규모를 고려하여 실험이 수행되므로 향후 처분장에서 활용 가능한 실험 결과를 관측할 수 있다. 세계 각국의 처분 연구 선도 국가에서는 처분환경 하에서 실증연구를 수행하기 위해 대규모 지하연구시설(Underground Research Laboratory, URL)을 건설하여 다양한 연구를 수행 중에 있으며(Amiguet, 1985, ENRESA, 2000, Andersson, 2012, Sánchez et al., 2012, Sugita et al., 2016, Garitte et al., 2017), 스웨덴의 Äspö 경암지하연구시설(Hard Rock Laboratory, HRL), 스위스의 Grimsel 시험 부지(Grimsel Test Site, GTS), Mont Terri 지하연구시설, 프랑스의 Meuse/Haute-Marne 지하연구시설, 일본의 Horonobe 지하연구시설, 한국원자력연구원 내 지하처분연구시설(KAERI Underground Research Tunnel, KURT)은 현재 운영 중인 대표적인 지하연구시설이다. 그러나 앞서 언급한 바와 같이 처분연구는 장기 건전성을 평가하여야 하며, 특히 처분 관련 실험 연구는 실험 규모, 장기간 연구 수행 및 반복성 측면에서 실질적인 어려움이 따르게 된다.

이와 달리 수치해석 연구는 컴퓨터 기술의 발전으로 인해 효과적인 대용량 해석이 점차 용이해지고 있으며 효율적 연구수행, 재현성 및 장기거동 예측에서 강점을 지니고 있으므로 처분 관련 분야에서 실험연구와 함께 꾸준히 수행되어 왔다. 처분시스템 내 복잡한 THMC 복합거동 해석을 위하여 다양한 수치해석 코드들이 개발・사용되고 있으며, TOUGH-FLAC(Cho et al., 2010, Lee et al., 2019, 2020a, 2021), OpenGeoSys(Benisch et al., 2013, Park et al., 2019), CODE_BRIGHT(Guimarães et al, 2006, Gens et al., 2010), COMSOL(Nardi et al., 2014, Kim et al, 2018) 등이 대표적인 오픈소스 혹은 상용 해석코드로 많은 연구팀에서 활용하고 있다. 그러나 이와 같은 수치해석 연구는 해석코드의 검증이 필요하므로 실험 연구와의 병행 및 해석코드 간 비교 검증이 수반되어야 하며, 이에 대한 필요성을 인식하여 다양한 국제공동연구들이 수행되어 왔다.

특히 국제공동연구인 DECOVALEX(DEvelopment of COupled models and their VALidation against EXperiment) 프로젝트는 처분 관련 수치해석 코드와 모델 개발 및 검증을 위하여 처분관련 선진국인 스웨덴의 SKI(Swedish Nuclear Power Inspectorate)와 미국의 LBNL(Lawrence Berkeley National Laboratory)이 주도하여 1992년부터 시작되었다. DECOVALEX 국제공동연구는 4년을 주기로 수행되며(Fig. 1), 참여기관은 일정 분담금을 부담하면서 참여하는 정식회원기관(Funding Organization, FO), 프로젝트 전반을 관리하는 주관기관, 연구만을 수행하는 연구기관으로 구성되며, 정식회원기관 당 1명으로 구성된 운영위원회(Steering Committee, SC)를 통해 예산 관리, 연구방향 논의 등이 진행된다. 또한, 각 1명인 대표(Chairman)와 기술 코디네이터(Technical Coordinator, TC)가 프로젝트 전반의 운영 및 진도 평가를 수행하여 프로젝트의 원활한 진행을 돕게 된다(Lee et al., 2020b). 현재 진행되고 있는 DECOVALEX-2023은 여덟 번째 단계에 해당하며(Fig. 1), 단계가 진행됨에 따라 수치해석을 위한 자료 제공 및 검증 대상이 되는 실험의 규모 및 복잡성이 점차적으로 확장되었으며 처분부지 대상 암종, 연구주제도 다양해지고 있다. 초기 단계인 DECOVALEX-I, II, III 단계에서는 참여 국가들(프랑스, 캐나다, 스페인, 일본, 영국, 스웨덴, 핀란드)의 부지 특성을 고려하여 결정질 암반 내 THM 복합거동 모사에 중점을 두었다(Birkholzer et al., 2019). DECOVALEX-I에서는 개념적 접근을 통한 실내실험을 기반으로 연구가 수행되었으며, DECOVALEX-II에서는 영국 Sellafield 수직갱 굴착 시 수행된 현장시험 및 일본 Kamaishi 광산 내 현장시험을 대상으로 총 3개의 task가 진행되었다. DECOVALEX-III에서는 스위스 Grimsel 시험 부지에서 수행된 공학적방벽 실증시험(Full-scale Engineered Barrier Experiment, FEBEX) 및 응회암질 기반암으로 구성된 미국 Yucca 산에서 수행된 시추공 내 히터시험(Drift Scale Test, DST)을 대상으로 연구가 수행되었다. 앞선 단계들과 달리 네 번째 단계인 DECOVALEX-THMC에서는 화학적 특성에 대한 중요성을 반영한 연구와 함께 프랑스의 Tournimire 지하연구시설 내 현장시험과 관련된 task가 추가됨으로써 퇴적암질 기반암에 대한 연구가 시작되었으며, DECOVALEX-2011에서는 취성암반 굴착 시 발생 가능한 스폴링(spalling) 및 환기로 인한 THMC 복합거동 특성에 관한 연구가 수행되었다(Lee et al., 2020b). DECOVALEX-2015에서는 화학적 특성에 대한 연구가 확장되어 핵종 이동 및 확산에 대한 연구가 추가되었으며 벤토나이트 완충재에서의 THMC 복합거동 특성에 대한 연구가 보다 심화되었다. DECOVALEX-2019에서는 연구 주제가 보다 확장되어 처분장 인근에 존재할 수 있는 단층 거동 특성과 관련한 연구가 추가되었고, 실내시험 이외에도 스위스 Mont Terri 지하연구시설, 일본 Mizunami 지하연구시설, 프랑스 Meuse/Haute-Marne 지하연구시설에서 수행된 현장시험과 관련된 연구들이 수행됨으로써 가치 높은 현장시험 자료들이 참여 팀들과 공유되었다.

따라서 DECOVALEX 국제공동연구 참여 연구팀들은 프로젝트 참여를 통해 다년간 수행된 가치 높은 현장 및 실내시험 자료들을 제공받을 수 있으며 참여 연구진들 간 해석 결과 비교를 기반으로 한 THMC 해석코드를 개발함으로써 실험 및 해석과 관련된 처분 관련 분야의 연구 역량을 강화할 수 있다. 또한 프로젝트 수행 과정 및 각 단계 종료 시점마다 다수의 논문을 저명한 학술지에 게재하고 있으며, 이를 통해 연구 결과들을 공개하여 처분 분야 관련 연구를 선도하고 있다(Birkholzer et al., 2019). DECOVALEX-I부터 DECOVALEX-2019까지 수행된 DECOVALEX 프로젝트에 대한 소개 및 각 단계 별로 진행된 보다 상세한 연구 내용은 Kwon et al.(2007), Lee et al.(2020b)Birkholzer et al.(2019)에 소개되어 있다. 국내에서는 한국원자력연구원이 DECOVALEX-2011부터 정식회원기관 및 연구기관으로 참여를 지속해 오고 있으며, 프로젝트 단계 진행에 따라 보다 복잡한 THM 복합거동 해석과 관련된 task를 수행해 왔고 다양한 암종 및 완충재 물질에 대한 해석 모델 개발이 진행되었다. 한국원자력연구원에서는 현재 진행 중인 DECOVALEX-2023를 통해 기존에 개발된 완충재 해석 모델 개선과 성능 평가와 관련한 성능평가 모델 개발을 수행 중이며, 따라서 본 기술보고에서는 현재 진행되고 있는 DECOVALEX-2023 내 연구 주제들에 대해 국내 암반공학 및 지반공학 분야의 연구자들에게 간략히 소개함으로써 처분 관련 THMC 복합거동 해석기술과 관련된 연구에 대한 이해를 돕고자 한다.

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Fig. 1

DECOVALEX phase from D-I to D-2023 and KAERI’s participation in the project

2. DECOVALEX-2023

DECOVALEX-2023은 현재 14개국의 17개 정식회원기관들(ANDRA(프랑스), BASE(독일), BGE(독일), BGR/UFZ/GRS(독일), CAS(중국), CNSC, NWMO(캐나다), COVRA(네덜란드), DOE(미국), ENRESA(스페인), ENSI(스위스), JAEA(일본), KAERI(한국), RMW(영국), SÚRAO(체코), SSM(스웨덴), Taipower(대만))과 13개국 25개의 연구팀이 참여하여 총 7가지의 task를 대상으로 연구를 수행 중이다(Appendix A, B). DECOVALEX-2023에서는 지금까지 수행되어 온 결정질(crystalline) 및 점토(clay) 암반 외에도 암염(salt)에서의 처분장 특성 평가 연구와 처분장 성능평가 연구가 수행되고 있다. 2021년 6월 기준으로 지금까지 총 3차 워크숍까지 진행이 완료되었으며, 매해 두 번에 걸쳐 대면으로 진행되었던 DECOVALEX 워크숍은 COVID-19로 인하여 세 차례 모두 온라인 미팅으로 진행되었다(Fig. 2). 본 장에서는 DECOVALEX-2023 내에서 진행되고 있는 task 및 연구 진행 상황에 대해 간략히 소개하고자 한다.

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Fig. 2

DECOVALEX-2023 online meeting at the 1st and 2nd workshop

2.1 Task A: 가열 및 기체 압력에 의한 균열 생성(Thermal and gas fracturing at Bure, HGFrac)

프랑스의 국립 방사성폐기물 관리기관인 ANDRA는 중준위-장수명 및 고준위방사성폐기물의 심지층 처분시스템인 Cigéo(the industrial center for geological disposal)의 대상 부지로 프랑스 북동부의 Meuse-Haute Marne(MHM) 지역을 고려하고 있다. 방사성폐기물은 저투수성의 Callovo-Oxfordian(COx) 점토층에 처분되며, 방사성 붕괴열에 의해 처분 대상 및 주변 지층의 온도가 증가한다. 이 때, 공극수압과 암석의 열팽창계수 차이로 인해 공극압이 증가할 수 있고, 주변 암반에서 균열이 생성 및 성장할 수 있다. 고준위방사성폐기물의 방사성 붕괴와 방사선에 의한 주변 지하수 분해, 처분용기를 비롯한 금속물질의 부식으로 생성된 기체 역시 주변 암반에서의 균열 생성 및 성장을 유발할 가능성이 있다. 따라서, COx 점토층에서의 THM 복합거동 및 기체 압력에 의한 균열 거동 특성은 고준위방사성폐기물처분장 설계 시 반드시 고려되어야 한다.

Task A는 COx 점토층에서의 가열에 의한 균열 생성(Step 1: thermal fracturing) 및 기체 압력에 의한 균열 생성(Step 2: gas fracturing) 두 단계의 연구로 나뉘어 있다. Step 1에서는 COx 점토층 시료를 다양한 온도 및 삼축 압축 조건 하에서 파괴하여 공극압, 응력, 변형률을 측정하는 실험실 규모 열팽창시험(thermal expansion test)과 현장 규모 가열시험(In-situ heating experiment)인 CRQ(Comportement Représentatif d’un Quartier) 시험을 MHM 지하연구시설에서 수행하였다. CRQ 시험에서는 히터가 설치된 20 m 길이의 수평 시추공 10개를 MHM 지하연구시설 벽면에 정사각형 형태로 배치 후 가열하여 균열의 생성, 온도 및 압력 변화를 확인하였다(Fig. 3(a)). 히터가 설치된 시추공 주변에 별도로 배치된 여덟 개의 시추공 중 네 개의 시추공에 온도 및 압력 계측 센서가 설치되었고, 나머지 시추공에 음파 계측 센서가 설치되어 균열의 생성 및 위치를 확인하였다. Step 2에서는 COx 점토층 내 시추공을 통해 기체를 주입하는 가상의 벤치마크 모델을 이용한 코드 검증과 현장 규모 기체 주입시험(In-situ gas injection experiment)인 PGZ(Perturbation induite par les GaZ) 시험을 MHM 지하연구시설에서 수행하여 기체 이동 메커니즘을 연구하고자 한다. PGZ 시험에서는 28 m 길이의 평행하게 굴착된 두 개의 시추공에 설치된 패커 내부에 질소 기체를 1 mLn/min부터 500 mLn/min까지의 속도로 주입하여 균열 생성 압력을 측정한다(Fig. 3(b)).

총 6개국 8개 연구기관이 각자의 수치해석 코드를 이용하여 Step 1과 Step 2에서 수행된 시험을 모사 및 비교하여 코드 개발과 검증을 수행하고 있으며, 활용 중인 수치해석 코드로는 UDEC, CODE_BRIGHT, OpenGeoSys 등이 있다(Appendix B). 연구 단계는 Step 1의 경우 실험실 규모 열팽창시험 모사(Step 1.1), CRQ 시험 모사(Step 1.2), 처분장 규모로의 확장(Step 1.3)으로 구성되어 있으며, Step 2의 경우는 기체 주입시험 벤치마크 모델링(Step 2.1), PGZ 시험 모사(Step 2.2), 처분장 규모로의 확장(Step 2.3)으로 구성되어 있다.

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Fig. 3

Layout of (a) the CRQ in-situ experiment and cross-section plane indicating the location of boreholes (DECOVALEX-2023, 2021) and (b) the PGZ in-situ experiment (De La Vaissiére et al., 2019)

2.2 Task B: 점토층 내 기체 이동(Gas transport in clays: LASGIT at the Äspö HRL)

처분시스템의 처분용기에서는 고준위방사성폐기물의 방사성 붕괴 및 방사열 발생, 방사선에 의한 처분용기 인근 지하수의 분해, 처분용기를 구성하는 금속물질의 부식 등 다양한 이유로 인해 수소(H2), 라돈(Rn) 등의 기체가 발생할 수 있다(Graham et al., 2012, Cuss et al., 2014). 벤토나이트 완충재의 매우 낮은 투수율 때문에 처분용기와 완충재 사이 경계 부근에서 발생된 기체가 점차 축적되어 기체 압력이 증가하게 되며, 기체 압력이 기체 유입 압력(gas entry pressure)을 초과하면 기체의 이류(advective flow)를 통해 방사성 핵종이 유출될 수 있기 때문에(Horseman et al., 1999), 안전성 평가를 위해 관련 연구가 필요하다. 영국 지질조사소(British Geological Survey, BGS)에서는 일정 체적 경계 조건을 갖는 벤토나이트 시료(MX-80, 직경 59.59 mm 및 길이 119.88 mm)를 대상으로 1차원/3차원 기체 주입 실내시험을 수행함으로써 벤토나이트 완충재에서의 기체 이동 메커니즘을 규명하고자 하였다(Daniels and Harrington, 2017). 스웨덴의 Äspö 경암지하연구시설에서는 KBS-3 처분 개념을 기반으로 깊이 8.5 m, 직경 1.75 m의 시추공에서 실규모 가스 주입 시험(large scale gas injection test, LASGIT)을 수행하였으며(Fig. 4), 기체 이동 수치 모델링 기법의 개선 및 검증에 필요한 정량적인 자료를 구축하고자 하였다(Harrington and Horseman, 2003).

Task B에서는 BGS의 실내실험 자료를 기반으로 조밀한 벤토나이트에서 이류로 인한 기체 유동의 거동 특성을 이해하고 수치모델 코드를 개발, 검증 및 보완하고자 하였으며, 개발된 수치모델 코드를 적용하여 실규모 조건에서의 벤토나이트 완충재 내 기체 유동을 모사하고 LASGIT 자료를 활용하여 적용성을 평가하고자 하였다. 총 4개국 6개 연구기관이 참여하여 연구를 수행하고 있으며, 수치해석 코드로는 오픈소스 프로그램인 OpenGeoSys를 비롯하여 TOUGH-FLAC, CODE_BRIGHT 등이 활용 중이다(Appendix B). 연구 단계는 기존 1차원 가스 주입 실내시험 자료를 활용한 코드 개발(Step 0), 1차원/3차원 가스 주입 실내시험의 초기 및 경계 조건 자료만을 활용한 블라인드 예측(Step 1), 1차원/3차원 가스 주입 실내시험 계측 자료 기반 모델 검증 및 수정(Step 2), 모델 적용을 통한 현장 규모 실험 모사(Step 3)를 포함하여 총 네 단계로 구성되어 있으며, 2021년 6월 기준으로 두 번째 단계인 Step 1이 진행 중이다.

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Fig. 4

Schematic of the experiment: (a) laboratory gas injection test, (b)test site and test devices of LASGIT experiment (Cuss et al., 2014)

2.3 Task C: Mont Terri 지하연구시설 내 실규모 정치 시험(FE experiment at Mont Terri URL)

처분시스템의 핵심 구성요소인 공학적방벽 및 천연방벽에서는 처분용기의 온도 변화로 인해 유체의 상 변화와 함께 압력 변화가 발생하게 된다. 이러한 지하수 압력 변화 및 이로 인한 THM 복합거동은 처분시스템의 안전성 평가 시 필수적으로 고려해야 하며, 스위스의 Mont Terri 지하연구시설에서는 히터를 활용한 1:1 규모의 실규모 정치 시험(Full-scale Emplacement (FE) experiment)을 통해 공학적방벽 및 천연방벽에서의 수압, 변형 등의 복합거동 특성 관측을 수행하였다. 실험이 수행된 터널은 Opalinus 점토층으로 구성된 모암에 건설되었으며, 터널 굴착은 2010년 11월부터 약 7개월 간 수행되었다. 실험 터널의 총 연장은 55 m, 직경은 약 3 m이며, 터널 굴착 후 2012년부터 약 3년 간 환기(ventilation) 과정을 거친 후 2014년 12월부터 지금까지 히터로 가열을 진행하고 있다. 스위스 NAGRA의 수평 처분 개념을 기반으로 하고 있기 때문에 4.6 m 길이의 히터 세 개를 터널 내에 수평으로 위치시켰으며, 히터 용량은 목표 온도를 유지하기 위해 3년 동안 1350 W로 고정하여 가열을 진행한 후 사용후핵연료 반감기에 따른 온도 감소 효과를 모사하기 위해 히터 출력을 감소시켜가며 실험을 수행하였다. 히터 하부는 히터 거치를 위해 벤토나이트 블록을 설치한 후 입자형 벤토나이트(granular bentonite)를 이용하여 채움을 시행하였으며, 콘크리트 플러그를 활용하여 터널 입구를 폐쇄하였다(Fig. 5). 터널 내 완충재 및 모암 내에는 각종 계측기를 설치하여 온도, 상대습도, 변위, 압력, 수압, 기체 조성 등을 관측하고 있다(NAGRA, 2019).

Task C에서는 실험 결과를 바탕으로 FE 실험 모사 및 THM 복합거동 모사를 위한 코드개발을 수행하고 있으며, 특히 모암에서의 공극수압 변화, 가열 및 환기 기간 동안 완충재 내 THM 상호작용 과정에 대한 모사에 초점을 맞춰 연구를 진행하고 있다. Opalinus 점토로 구성된 모암의 경우 이방성을 나타내고 있기 때문에, 이방성 특성을 반영하기 위한 입력 물성을 기반으로 코드 개발이 수행되고 있으며 온도 및 포화도에 따른 열, 수리 물성 변화, 유체의 상 변화 특성 등을 모사하기 위한 연구가 함께 진행 중이다. 총 6개국 9개 연구기관이 참여하여 연구를 수행하고 있으며, 수치해석 코드로는 오픈소스 프로그램인 OpenGeoSys를 비롯하여 CODE_BRIGHT, CASRock, TOUGH-FLAC, COMSOL 등이 활용 중이다(Appendix B). 연구 단계는 벤치마크 모델을 통한 코드 검증(Step 0), FE 실험 내 가열 기간에 대한 모사(Step 1), FE 실험 내 환기 기간에 대한 모사(Step 2), 굴착손상영역 모사 등의 추가연구 단계(Step 3)를 포함하여 총 네 단계로 구성되어 있으며, 2021년 6월 기준으로 Step 1 해석이 진행 중이다.

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Fig. 5

Schematic of Full-scale Emplacement experiment tunnel and geology (NAGRA, 2019)

2.4 Task D: Horonobe 지하연구시설 내 공학적방벽 실규모 현장시험(Full-scale EBS experiment at Horonobe URL)

일본은 고준위방사성폐기물을 탄소강 용기에 담아 심부지하에 완충재 및 뒤채움재와 함께 영구히 처분하는 것으로 계획하고 있다(JNC, 2000). 이러한 처분시스템에서 예상되는 열-수리-역학-화학적 복합거동 특성을 규명하고 처분시스템의 성능을 평가하고자 일본 호로노베 지하연구시설 지하 350 m에 위치한 갤러리의 4번 시험구간(niche)에서 공학적방벽 실규모 현장시험(Full-scale Engineered Barrier System Experiment)이 2015년부터 2021년 현재까지 진행 중에 있다(Ohno et al., 2018)(Fig. 6). 특히, 이 현장시험은 열-수리-역학-화학적 복합거동 특성에 대한 이해 증진뿐만 아니라, 관찰된 복합거동을 분석하고 장기거동을 예측하기 위한 수치해석 모델과 코드를 검증하고자 하였다. 이를 효과적으로 수행하고 검증 결과에 대한 신뢰도를 확보하기 위해 두 차례에 걸쳐 DECOVALEX의 정식 연구과제로 제안하여 DECOVALEX-2015 Task B2에서 연구를 진행하였으며(Sugita et al., 2016), 2021년 현재는 DECOVALEX-2023 Task D에서 연구를 수행 중에 있다.

크게 두 단계로 이루어져 있는 DECOVALEX-2023 Task D에서는 먼저, 벤토나이트와 모래의 혼합물인 Kunigel V1 벤토나이트에 대한 열, 수리, 역학적 특성 규명을 위해 수행된 4종류의 실내시험을 모델링하는 것으로 계획되었다(Sugita, 2021). 첫 번째 단계에서는 한국원자력연구원, JAEA(일본), CAS(중국), 그리고 Taipower(대만)가 참여하여 지하수 유입에 따른 완충재의 팽윤 특성 평가를 위한 두 실험실 시험(Fig. 7(a))과 지하수 및 증기의 유동 특성 및 온도 변화 특성을 평가하기 위해 수행된 두 시험(Fig. 7(b))에 대한 수치해석 연구를 서로 다른 코드를 이용하여 진행 중에 있으며, 2022년부터는 BGR(독일)이 추가로 참여하여 실규모 현장시험에 대한 수치해석을 수행할 예정이다(Appendix B).

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Fig. 6

Schematic view of the Horonobe URL and full-scale engineered barrier system experiment (Sugita, 2021)

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Fig. 7

Schematic view of the laboratory tests in Task D of DECOVALEX-2023 (Sugita, 2021)

2.5 Task E: 가열에 따른 암염 내 염수 특성 평가 실험(Heated brine availability test in salt at WIPP)

암염층(Salt rock)은 낮은 공극률(≤0.1%)과 투수계수(≤10-22 m2)를 지니고 있는 반면, 열전도도(~ 5 W/m・K)는 높은 특성을 지니고 있다. 따라서 암염층 내에는 더 많은 양의 열을 발생시키는 고준위방사성폐기물 처분이 가능하며, 이러한 가능성에 대한 안전성 평가를 위한 추가적인 연구는 필수적이다. 열은 화학 반응, 상변이의 핵심 요소 중 하나이며 온도 증가 시 암염 내 지하수 특성에 따라 구분되는 암염 광물 내부 혹은 입자 사이의 포유 상태 유체(fluid inclusion), 점토 성분을 포함한 유체, 함수 광물을 포함한 유체 등의 흐름이 발생할 수 있다. 특히 암염층의 크리프(creep) 특성에 따른 처분장 수직공 변형으로 인한 균열 발생, 굴착손상영역(Excavation Damaged Zone, EDZ) 등은 염수의 주요 이동 경로로 작용하여 주변 환경에 영향을 미칠 수 있다. 염수는 부식성을 지니고 있기 때문에 처분용기 안전성을 저하시킬 수 있으며, 특히 염수는 앞서 언급한 유체 성분에 따라 온도에 따른 화학 반응, 압력 변화 특성이 달라지므로 유체 특성에 따른 THMC 복합거동 특성을 면밀하게 평가하는 것은 암염층 내 처분장 건전성 평가의 핵심적 요소라고 할 수 있다(Kuhlman et al., 2021). 따라서 미국 뉴멕시코 주 내에 위치한 폐기물 격리 파일럿 플랜트(Waste Isolation Pilot Plant, WIPP) 시설에서는 염수 이동과 관련된 다양한 실험들이 수행되어 왔으며, 현재는 암염층 내 굴착손상영역에서의 유체 성분에 따른 복합거동 특성을 파악하기 위한 실험(Brine Availability Test in Salt, BATS)이 진행 중이다. 실험에서는 직경 약 12.2 cm (4.8 inch), 길이 30.48 cm (12 inch)의 두 개의 수평 시추공 굴착 후 한 시추공은 밀폐, 나머지 시추공에는 히터로 가열을 수행하였으며, 시추공을 중심으로 전기저항단층촬영(Electrical Resistivity Tomography, ERT), 미소파괴음(Acoustic Emission, AE), 광섬유(Fiber optic)를 활용한 변형률 및 온도 계측, 염수 조성 분석, 시멘트/암염/염수 간 상호작용 분석 등을 수행하고 있다(Fig. 8의 Heated 영역). 또한, 비교 분석을 위하여 동일한 배열의 시추공을 굴착한 후 히터를 가열하지 않고 계측을 수행하였다(Fig. 8의 Unheated 영역).

Task E에서는 BATS 실험 결과를 기반으로 암염층 내 염수 특성에 따른 THMC 복합거동을 예측하고 특성을 이해하는 것에 목표를 두고 있으며, 4개국 8개 연구 기관이 참여하여 연구를 수행하고 있다(Appendix B). 연구는 총 네 단계로 구성되어 진행 중이며, 1단계에서는 1992년 수행된 소규모 염수 유체거동 실험(small-scale brine inflow test)을 기반(Finley et al., 1992)으로 한 단상 유체 거동 해석과 BATS에서 수행된 열 특성 실험(Mills et al., 2019) 관련 벤치마크 해석이 수행 중이다. 2단계에서는 TH 거동 모사를 위한 벤치마크 해석 및 다상유체 거동을 고려한 HM/H 거동 해석, 3단계에서는 다상유체 거동을 고려한 THM 복합거동 실험에 대한 해석, 마지막 4단계는 추가 연구 단계로써 암염층 크리프 현상 모사, THMC 복합거동 모사 등을 계획 중에 있다.

/media/sites/ksrm/2021-031-03/N0120310302/images/ksrm_31_03_02_F8.jpg
Fig. 8

Schematic of Brine Availability Test in Salt (BATS) at the WIPP site, sensor arrays, heater and packer setting in a HP borehole (Kuhlman et al., 2021)

2.6 Task F: 결정질 암석 및 암염 내 처분시스템 성능평가(Performance assessment of crystalline and salt rock)

그동안 DECOVALEX에서 주로 다루어졌던 THMC 관련 task와 달리 DECOVALEX-2023에서는 심층처분시스템 안전성 평가를 위한 성능평가(Performance Assessment, PA) task가 미국 에너지부(Department Of Energy, DOE) 소속의 Sandia 국립연구소(Sandia National Laboratory, SNL)를 중심으로 많은 나라의 관심 하에 새롭게 시작되었다. 일반적으로, 처분시스템의 공간적 불균질성과 수십만 년 이상이 되는 안전성평가 기간 동안의 불확실성을 고려할 때, 실험결과를 이용한 성능평가 모델의 검증은 불가능하다. 따라서 처분시스템 규모의 성능평가 모델 검증에서는 유사 모델들과의 비교를 통한 검증과 불확도 평가가 불가피하다. 이러한 필요성에 기반한 Task F의 궁극적인 목적은 임의의 기준 처분시스템을 설정하고, 이를 대상으로 각국이 보유한 다양한 수준의 성능평가모델들을 비교・검증하고 불확도 평가를 수행하는 것이다. 이를 위하여, 기준 처분시스템은 두 가지 암종(결정질암, 암염)에 대해서 별도로 설정되었고(Fig. 9), 참여기관들은 두 가지 암종에 대해서 선택적으로 참여하여 별도의 일정을 통해 task가 진행된다. 결정질암 task에는 7개국 11개 기관이 참여 중이고 암염 task의 참여기관은 4개국 6개 기관이며, 각 해석 기관 및 해석코드 관련 정보는 Appendix B에 정리되어 있다.

Task F는 크게 4단계로 구성된다. 첫 번째 단계에서는 각 암종별로 기준 처분시스템을 설정한다. 이때, 각국이 관심을 가지는 처분시스템 구성요소별 성능을 공유하고 수렴과정을 통하여 기준 처분시스템을 설정한다. 두 번째 단계에서는 성능평가 모델에 적용되는 프로세스 모델들의 벤치마킹이 단계적으로 수행된다. 벤치마킹에 포함된 현상들은 정상유동(steady-state flow), 비반응성 용질이동, 결정론적/확률론적 균열망을 통한 핵종이동, 선원항(source term) 및 핵종누출, 공학적방벽(처분용기, 완충재)에서의 주요현상 등이다. 세 번째 단계에서는 기준 처분시스템에 대한 결정론적 안전성평가이다. 그 전에 비교 지표가 되는 안전(또는 성능)지표를 합의를 통해 설정하고, 각국이 보유한 다양한 수준의 성능평가 모델들을 이용한 결정론적 안전성평가 결과를 비교・검토한다. 마지막으로, 네 번째 단계에서는 입력자료에 대한 불확도 평가와 함께 핵종이동 경로를 통한 불확도 전파 특성을 파악한다. 이와 함께, 선택적으로 민감도 분석이 함께 수행될 수 있다.

/media/sites/ksrm/2021-031-03/N0120310302/images/ksrm_31_03_02_F9.jpg
Fig. 9

Exampled modeling domain for the performance assessment of geological disposal system (left: crystalline rock, right: salt rock)

2.7 Task G: THMC 조건에 따른 균열 생성 특성 평가 실내실험(Micro-scale THMC lab experiments)

천연방벽에서의 장기 복합거동 해석 및 평가를 위해, 실제 암반에서의 THMC 복합거동을 현장 규모로 재현하여 확인할 필요가 있다. 현장 규모의 실험을 수행하기에 앞서서, 대상 암반을 실험실 규모로 축소하여 실험을 진행함으로써 실제 암반에서의 복합거동을 보다 쉽게 확인할 수 있다. Task G에서는 균열을 포함한 결정질 암반에서의 THM 복합거동을 해석할 수 있는 수치해석기법을 개발하는 것을 목표로, 검증 과정에서 균열암반 시료로 진행된 실내실험 결과를 활용하고 있다 (Park et al., 2020). Task G의 연구 주제는 크게 M-HM-THM 연구 단계와 M-TM-THM 연구 단계로 이뤄져 있으며, 최종적으로 균열 암반 대상 THM 복합거동 해석기법을 개발하게 된다. 각 연구 주제에서는 M, HM, TM, THM 복합거동에 해당하는 정해(analytical solution) 혹은 실내실험을 채택하여 모델링을 진행하고 있다(Fig. 10). 현재 Task G에는 BASE(독일), CAS(중국), CNSC(캐나다), LBNL(미국), SNL(미국), KIGAM/KAERI(한국), Quintessa/UoE(영국), DynaFrax (독일), TUBAF(독일)를 포함한 총 6개국의 9개 모델링 팀이 참여하여 연구를 수행하고 있으며, BASE는 수치해석 코드 선정을 논의 중이다(Appendix B).

M 단일거동 및 HM 복합거동에 대한 벤치마크 모델링으로, 단일 균열 내 응력 및 유체 압력에 따른 균열의 개폐 및 미끄러짐 (opening/closing and slip) 거동을 해석한 뒤 Sneddon and Lowengrub(1969)이 제시한 정해를 바탕으로 각 모델의 타당성에 대한 상호 검증이 이루어지고 있다. 정해를 통한 검증 후에 실험 데이터를 바탕으로 한 블라인드 예측 모델링을 위해, 스코틀랜드 Edinburgh 대학교에서 진행된 GREAT(Geo-Reservoir Experimental Analogue Technology) cell 내 균열암반 수압파쇄 실험(McDermott et al., 2018, Fraser-Harris et al., 2020)의 결과를 활용하고자 한다. 균열암반에서의 TM 복합거동 모델 검증은 한국건설기술연구원에서 보유한 진삼축 하중 및 수압파쇄 실험 장비(Zhuang et al., 2020)로 진행 중인 온도 증가에 따른 균열 전단 실험결과를 활용하고자 한다. THM 복합거동 검증을 위한 실내실험은 각각 HM과 TM 복합거동 실험을 발전시켜 진행될 예정이지만, 현재까지 구체적인 실험 계획은 정해지지 않았다. 세 번째 워크숍이 마무리된 현재 시점에서는 GREAT cell 실험을 바탕으로 한 HM 복합거동의 블라인드 예측과 TM 복합거동 검증을 위한 벤치마크 해석의 모델링 조건 및 물성 정보를 바탕으로 참여 모델링 팀들 간 해석 및 상호 검증이 진행되고 있다.

/media/sites/ksrm/2021-031-03/N0120310302/images/ksrm_31_03_02_F10.jpg
Fig. 10

Schematic figures of the benchmark exercises for modelling the M, coupled HM, TM, and THM processes in the fractured cubic and cylindrical samples (Kolditz et al., 2020)

3. 결 언

고준위방사성폐기물 처분장 안전성은 인류 생활 안전과 직결되는 문제이며, 처분시스템 내에서는 복잡한 THMC 복합거동이 발생하여 처분장 안전성에 영향을 미치게 되므로 이를 정확히 예측하고 분석하는 과정이 필요하다. DECOVALEX 국제공동연구에서는 이에 대한 중요성을 인식하고 고준위방사성폐기물 처분시스템에서 발생할 수 있는 THMC 복합거동 특성을 이해하고 이를 수치해석을 통해 예측하기 위한 해석코드, 수치모델, 해석기법을 개발하기 위한 연구들이 진행되고 있다. 개발된 해석기법 및 코드들은 해석코드 간 혹은 현장실험과의 비교・검증, 같은 조건에서 수행한 블라인드 예측 등의 과정을 거쳐 신뢰성을 검증받게 되며, 이 과정에서 가치 높은 현장실험 및 실내실험 관련 자료 및 연구 경험을 공유함으로써 연구 참여 팀들은 처분 관련 연구 분야의 전반적 수준을 함께 증진시킬 수 있다는 커다란 장점을 지니고 있다.

본 기술보고에서는 2020년부터 수행된 DECOVALEX-2023의 연구내용 및 참여 그룹들에 대해 간략하게 소개하였다. 총 13개국 25개 팀이 참여하고 있으며, 1)COx 점토질 암반에서의 가열 및 가스압에 의한 균열 생성, 2)점토층 내 가스 이동 특성, 3)Mont Terri 지하연구시설 내 실규모 히터 정치 실험에 대한 THM 복합거동 모사, 4)Horonobe 지하연구시설 내 공학적방벽 실증 현장실험에 대한 THM 복합거동 모사, 5)WIPP 내 현장실험을 기반으로 한 암염 내 염수 특성에 따른 THM 복합거동 모사, 6)결정질 암반 및 암염에서의 처분시스템 성능 평가, 7)실내실험 기반 THMC 조건에 따른 균열 생성 특성 평가의 총 7개 주제에 대해 활발히 연구가 수행 중이다.

한국에서는 주관연구기관 및 연구기관으로 한국원자력연구원이 총 세 개의 task에 참여하고 있으며, 한국지질자원연구원은 연구기관으로 두 개의 task에 대한 연구를 수행 중이다. 이전에 수행된 DECOVALEX 단계들과 비교하여 처분장 대상 암반으로써 결정질 및 점토질 암반 외에 암염 및 일본 내 퇴적암에 대한 연구가 새롭게 수행되고 있으며 안전성 평가와 관련된 연구가 추가됨으로써 처분 관련 연구에 대한 이해의 폭을 보다 넓힐 수 있을 것으로 기대된다.

Appendix

Appendix A.

Funding organizations and research teams of the DECOVALEX-2023 project

Phase
(Time period)
Funding organization Acronym Country Research teams (Country) Task
DECOVALEX-2023
(2020-2023)
Agence National Pour la Gestion des
Dechets Radioactifs
ANDRA France INERIS (France) A
LaMcube (France)
Universidad Politecnica de Catalunya (Spain) B
Federal Office for the Safety of Nuclear
Waste Management
BASE Germany BASE (Germany) G
Federal Company for Radioactive Waste
Disposal
BGE TUBAF (Germany) C
GRS (Germany) F
Federal Institute for Geosciences and Natural
Resources
Helmhlotz Centre for Environmental
Research
Global Research for Safety
BGR
UFZ
GRS
BGR (Germany) A, B, C, D, E, F
GRS (Germany) C, E
UFZ (Germany) A
TUBAF (Germany) G
Chinese Academy of Science CAS China CAS (China) C, D, G
Canadian Nuclear Safety Commision CNSC Canada CNSC (Canada) F, G
Center Organisation for Radioactive Waste COVRA Netherlands COVRA (Netherlands) E, F
U.S. Department of Energy DOE USA Los Alamos National Laboratory (USA) E, F
Lawrence Berkeley Laboratory (USA) A, B, C, E, G
Sandia National Laboratory (USA) B, C, E, F, G
Empresa Nacional de Residuos Radioactivos ENRESA Spain Universidad Politecnica de Catalunya (Spain) A
Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate ENSI Switzerland ENSI (Switzerland) C
Japan Atomic Energy Agency JAEA Japan JAEA (Japan) D
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI Korea KAERI (Korea) C, D, F
KIGAM (Korea) C, G
Nuclear Waste Management Organization NWMO Canada NWMO (Canada) A, C, F
Radioactive Waste Management RWM UK Quintessa Ltd (UK) A, E
Správa úložišť radioaktivních odpadů SÚRAO Czech Republic SÚRAO (Czech Republic) F
Swedish Radiation Safety Authority SSM Sweden DynaFrax (Germany) G
Taiwan Power Company Taipower Taiwan Taipower (Taiwan) D, F
Appendix B.

DECOVALEX-2023 tasks, research teams and numerical codes

Task Main contents Title Coupled behaviour Research teams (Country) / Numerical codes
A Thermal and gas
fracturing at Bure
HGFrac TH, HM ▪NWMO (Canada) /
COMSOL
▪INERIS (France) /
UDEC
▪LaMcube (France) /
A self-developed code using Matlab
▪BGR/UFZ (Germany) /
OpenGeoSys 5 or 6
▪UPC (Spain) /
CODE_BRIGHT
▪Quintessa (UK) /
COMSOL
▪LBNL (USA) /
TOUGH-FLAC
B Gas transport in clays
(LASGIT at the Aspo
URL)
MAGIC HM ▪BGR/UFZ (Germany) /
OpenGeoSys 5
▪UPC/ANDRA (Spain/France) /
CODE_BRIGHT
▪LBNL (USA) /
TOUGH-FLAC
▪SNL (USA) /
A self-developed model
C THM modeling of FE
heater test at Mont
Terri
THM ▪NWMO (Canada) /
COMSOL
▪CAS (China) /
CASRock
▪BGR/UFZ (Germany) /
OpenGeoSys 5 or 6
▪GRS (Germany) /
CODE_BRIGHT
▪TUBAF (Germany) /
OpenGeoSys 6
▪KAERI/KIGAM (Korea) /
OpenGeoSys 5, OGSFLAC
▪ENSI (Switzerland) /
OpenGeoSys 5 or 6
▪LBNL (USA) /
TOUGH-FLAC
▪SNL (USA) /
COMSOL, PFLOTRAN
D Full-scale EBS
experiment at
Horonobe URL
THM ▪CAS (China) /
CASRock
▪BGR/UFZ (Germany) /
OpenGeoSys 5 or 6
▪JAEA (Japan) /
THAMES
▪KAERI (Korea) /
TOUGH2-MP FLAC3D
▪Taipower (Taiwan) /
COMSOL
E Heated brine
availability test
in salt at WIPP
BATS THMC ▪BGR (Germany) /
OpenGeoSys 5
▪GRS (Germany) /
CODE_BRIGHT
▪COVRA (Netherlands) /
COMSOL
▪Quintessa (UK) /
QPAC
▪LANL/LBNL/SNL (USA) /
TOUGH-FLAC, COMSOL,
FEHM, PFLOTRAN
F Performance
Assessment of
Crystalline and Salt
THMC ▪CNSC (Canada) /
COMSOL/GoldSim
▪NWMO (Canada) /
COMSOL, HydroGeoSpher, AMBER
▪SÚRAO (Czech Republic) /
dfnWorks, PFLOTRAN
▪BASE (Germany) /
Under consideration
▪BGR (Germany) /
FracMan, OpenGeoSys,
RepoTREND, NaTREND
▪GRS (Germany) /
Under consideration
▪KAERI (Korea) /
MATLAB/COMSOL/PHREEQC
▪COVRA (Netherlands) /
COMSOL
▪SSM (Sweden) /
Under consideration
▪Taipower (Taiwan) /
DarcyTools, GoldSim, PFLOTRAN
▪SNL/LANL (USA) /
dfnWorks, PFLOTRAN,
PFLOTRAN
G Micro-scale THMC
Lab experiments
SAFENET THM ▪CNSC (Canada) /
COMSOL
▪CAS (China) /
CASRock
▪BASE (Germany) /
Under consideration
▪DynaFrax (Germany) /
PFC
▪TUBAF (Germany) /
OpenGeoSys 5, OpenGeoSys 6
▪KIGAM (Korea) /
3DEC
▪Quintessa/UoE (UK) /
COMSOL, OpenGeoSys, QPAC
▪LBNL (USA) / TOUGH-FLAC, NMM ▪SNL (USA) /
COMSOL, FRACMAN,
PFLOTRAN

Acknowledgements

The authors appreciate and thank the DECOVALEX-2023 Funding Organisations Andra, BASE, BGE, BGR, CAS, CNSC, COVRA, US DOE, ENRESA, ENSI, JAEA, KAERI, NWMO, RWM, SÚRAO, SSM and Taipower for their financial and technical support of the work described in this paper. The statements made in the paper are, however, solely those of the authors and do not necessarily reflect those of the Funding Organisations. This research was also supported by the Institute for Korea Spent Nuclear Fuel (iKSNF) and National Research Foundation of Korea (NRF) grant funded by the Korea government (Ministry of Science and ICT, MSIT) (2021M2E1A1085193) and the Basic Research Project of the Korea Institute of Geoscience and Mineral Resources (KIGAM, GP2020-010) funded by the Ministry of Science and ICT, Korea.

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