Original Article

Tunnel and Underground Space. 31 August 2020. 306-319
https://doi.org/10.7474/TUS.2020.30.4.306

ABSTRACT


MAIN

  • 1. 서 론

  • 2. Task G 요약

  •   2.1 TAS04 실험 터널 소개

  •   2.2 Task G 구성

  • 3. Task G 진행 결과

  •   3.1 프로젝트 계획

  •   3.2 진행 결과 요약

  • 4. 요약 및 결론

1. 서 론

터널의 굴착으로 인해 발생하는 굴착손상영역(Excavation Damage Zone, EDZ)은 지하공간의 안정성을 평가할 때에 필수적으로 고려해야 할 요소이다. 특히 사용후핵연료 심층처분(deep geological disposal) 설계 및 처분장 건설에 있어서 사용후핵연료 처분 터널 및 처분공의 주변에 형성된 굴착손상영역은 주변암반, 즉 자연방벽(natural barrier)의 역학적 및 수리학적 성능을 저하시킬 수 있기 때문에 더욱더 중요하게 여겨지고 있다(Tsang et al., 2005, Hudson et al., 2009). 특히 결정질 암반의 경우에는 굴착손상영역이 균열의 발생, 전파, 변형의 형태로 나타나 주변의 자연 균열망(natural fracture network)과 연결되어 만약의 경우 처분공으로부터 누출된 방사성 핵종(radionuclide)이 유체를 통해 굴착손상영역으로 인해 연결된 균열망을 거쳐서 인류 생활반경으로 이동할 수 있는 잠재적 이동 경로를 새로이 만들어낼 가능성이 있다. 따라서 결정암질 암반에서의 사용후핵연료 처분 사업에서는 처분장 건설에서의 굴착손상영역의 생성뿐만 아니라 장기적으로 처분장의 운영 과정에서 굴착손상영역 내 암반 물성의 변화과정에 대한 충분한 이해가 선행되어야 한다.

이에 따라 기존에 진행되었던 DECOVALEX(DEvelopment of COupled models and their VALidation against EXperiments) 프로젝트에서도 굴착손상영역에 대한 활발한 연구가 선행된 바 있다(Hwang, 1997, Lee, 2007, Tsang et al., 2009, Birkholzer et al., 2019). Lee(2007), Rutqvist et al.(2009) 등의 연구에서는 다양한 조건 하에서 터널 굴착 시에 생성된 굴착손상영역의 역학적 물성, 생성범위에 대한 2차원 수치해석적 연구가 진행되었지만, 해당 굴착손상영역이 생성뿐만 아니라 처분장 운영 중에 다양한 외부요인을 거쳐서 최종적으로 투수율 등의 수리학적 물성에 어느 정도의 영향을 미쳐 잠재적 핵종 이동 경로를 형성할 수 있는지에 대한 정량적 평가는 아직까지는 미흡하였다. 또한 Min et al.(2004), Min et al.(2005) 등의 연구에는 여러 응력조건과 열 하중 하에서 균열의 역학적 거동에 의한 암반 투수율의 변화를 2차원에 한하여 성공적으로 도출해낸 바 있지만 3차원 균열암반 모델에서 나타나는 수리학적 반응은 도출해낸 사례가 많지 않았다.

DECOVALEX-2019 프로젝트의 Task G는 사용후핵연료 처분장의 자연방벽, 특히 결정질 균열암반이 처분장 수명에 가까운 장기적 관점에서 수리학적 인자의 변화가 어떻게 나타나는지를 확인하는 것을 목표로 진행되었다. 그 과정에서 참여한 수치해석 팀들이 3차원 균열암반 모델을 구축하고, 스웨덴 애스푀 지하연구시설(Äspö hard rock laboratory)에서 진행된 TAS04 현장실험과 서로의 수치해석 결과를 비교하여 구축한 모델의 수리역학적 해석 성능을 검증하였다. 최종적으로는 각자 구축한 굴착손상영역을 포함한 균열암반모델이 장기적인 빙하의 형성 및 후퇴(retreat) 과정과 처분된 사용후핵연료에서 발생하는 열에 의하여 투수율이 어떻게 변화하는지를 해석하고자 하였다. 본 논문에서는 해당 Task G에 대한 기본적인 정보와 대상 암반 및 현장 시험에 대한 정보를 소개하고, 3년간 진행된 Task G 내 단계별 과업의 내용과 간단한 결과를 정리하였다. 특히 Task G의 사례는 스웨덴의 사용후핵연료 처분장 부지 특성 평가 단계의 일부에 해당하는 연구이기 때문에, 향후 우리나라의 사용후핵연료 처분장의 계획 및 건설에 있어서도 참고할 수 있는 과업이 될 것으로 전망한다.

2. Task G 요약

DECOVALEX-2019의 Task G는 “굴착손상영역 평가를 위한 수리전도도 및 투수량계수 측정의 신뢰도, 적합성 및 중요성”, 약칭 “EDZ Evolution”라는 이름으로 프로젝트를 진행하였으며, 사용후핵연료 처분장 주변 암반에서의 굴착손상영역으로 인해 발생하는 암반의 수리전도도 변화를 이해하는 것을 최종 목표로 수행되었다(Meier and Backers, 2020). 그 과정에서 수치해석 팀들이 각각 균열암반모델을 구축하고 실제 스웨덴 내 애스푀 지하연구시설에서 진행된 TAS04 간섭시험(interference tests)을 바탕으로 각자의 균열암반모델의 검증을 진행하였다.

2.1 TAS04 실험 터널 소개

Task G의 모든 수치해석 모델은 애스푀 지하연구시설 및 실험실 내 TAS04 실험 터널의 현장 데이터를 기반으로 구축되었다(Fig. 1). TAS04 터널은 주변 암반의 굴착손상영역 크기 및 특성을 정량화하기 위한 현장실험이 진행된 곳으로, 약 410 m 깊이에 위치하고 있다. TAS04는 발파공법을 사용하여 굴착되었으며, 터널 주변 굴착손상영역의 수리학적 특성을 파악하고자 터널 하부에 42개의 1~2 m 길이의 시추공을 굴착하여 양수시험(pumping tests) 및 간섭시험을 수행하였다(Fig. 2).

TAS04 터널의 주변 암반은 화강암, 섬록암, 화강섬록암 등의 결정질암반이 주를 이룬다. Task G에서는 수치해석을 위해서 구성 암종 중 등방성 화강암을 가정하고 그에 맞는 역학적 물성을 제시하였다. 암반에 포함된 균열 물성의 경우에는 수치해석 팀에 따라 균열의 역학적 거동에 대한 상이한 접근방법을 갖고 있어, 각 수치해석 기법에 맞는 접근방법으로 균열의 역학적 모델에 반영하였다. 모델의 경계조건은 3차원 모델의 경우에 TAS04 터널의 진행방향이 최대주응력의 방향(NW-SE)과 거의 일치한다는 가정 하에 애스푀 실험실 내 지표로부터 약 450 m 깊이의 시추공에서 취득한 초기응력 데이터를 활용하여 정하였다(Christiansson and Janson, 2003).

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Fig. 1.

Location of the TAS04 tunnel (Orange) in Äspö Hard Rock Laboratory, Sweden (Ericsson et al., 2015)

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Fig. 2.

Testing boreholes for the interference tests on the TAS04 tunnel floor(Ericsson et al., 2015)

2.2 Task G 구성

DECOVALEX-2019의 Task G는 세부과제 주관기관인 스웨덴 방사성안전청(Swedish Radiation Safety Authority, SSM)의 주도로 조직 및 운영되었다(Fig. 3). SSM은 Task G의 기본 방향성을 제시하고, 수치해석 팀들이 각자의 모델 구축에 필요한 현장 및 실험 데이터들을 제공하였다. SSM은 과업이 진행되는 동안 현장에 대한 정보 제공 및 프로젝트의 방향성을 바탕으로 수치해석 결과에 대한 조언과 수정사항을 제시하기도 하나, 기본적으로는 프로젝트의 진행을 원활하게 보조하는 역할을 수행하였다.

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Fig. 3.

Organizational layout of Task G

Task G의 수치해석 팀은 독일의 지오메콘 주식회사(geomecon, GMC), 한국의 서울대학교(Seoul National University, SNU), 체코의 리베릭 공대(Technical University of Liberec, TUL)으로 구성되었다. 그 중에서 독일의 지오메콘은 SSM과 공동 주관기관으로 본인의 결과를 포함한 수치해석 팀들의 결과의 취합 및 공통결론을 이끌어 내는 역할을 수행하였다. 수치해석 팀과 별개로 미국의 클리어워터 하드락 컨설팅(Clearwater Hard Rock Consulting)에서 수치해석을 위한 지질학적 정보를 제공하였으며, 특히 프로젝트 후반부에 대상 부지의 암반균열망을 구축 및 수치해석 팀별 프로그램의 특성에 따라 가공하여 각각 수치해석 팀의 환경에 맞는 모델을 제공하였다. 프로젝트의 각 단계별 달성목표 및 달성결과에 대한 전문적 평가를 위하여 자문기관의 자문을 통해 프로젝트의 방향을 보완하였다(Meier and Backers, 2020).

3. Task G 진행 결과

3.1 프로젝트 계획

3.1.1 Work Package 1

Task G는 최종 목표를 달성하기 위하여 세 단계의 과업(Work Package, WP)으로 나누어 계획되었다. WP 1에서는 수치해석 팀별로 채택한 수치해석 프로그램의 메카니즘 검증을 위하여 TAS04 터널의 단면을 2차원 수치해석 모델로 구축하고 터널 주변 수리역학적 인자를 상호 비교하였다. 2차원 암반 모델은 등방성 균열암반으로 가정하였고, 모델에 포함된 균열은 짧은 균열들로 이루어진 2차원 암반균열망 모델과, 균열들 사이의 연결도(connectivity) 증가를 위하여 추가한 결정론적(deterministic) 균열로 이루어졌다(Fig. 4). 모든 수치해석 팀은 기본 암반균열망 모델과 암반균열망에 결정론적 균열이 포함된 모델을 모두 구축하여 수치해석을 실행하였다.

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Fig. 4.

(a) Deterministic fractures and(b) discrete fracture network for the two-dimensional modelling(Meier and Backers, 2020)

3.1.2 Work Package 2

WP 2에서는 WP 1에서 구축한 수치해석 모델들을 발전시켜 실제 TAS04 터널에서 진행한 간섭시험을 모사하여 검증하였다. 이를 위해 먼저 WP 1의 2차원 모델을 3차원 모델로 확장하는 과정이 선행되었다. 먼저 모델에 추가하기 위한 3차원 암반균열망을 구축하고 이를 각 수치해석 기법에 맞게 변환하였다. 3차원 암반균열망은 실제 애스푀 지하연구시설에서 관측한 NW 주향의 가파른 절리군과 NNW 방향의 누워있는 절리군을 바탕으로 구축하였으며, 결과적으로 50 m × 50 m × 50 m 해석모델 내에 총 22613개의 균열이 포함되었다. 하지만 유한요소법 모델과 개별요소법 모델 모두 수치해석 성능의 한계 때문에 일부의 균열만 반영하였다. 구축한 3차원 균열암반 수치해석 모델에 터널 개방에 의한 응력 재분배 및 공극수압의 변화를 시각화하여 수치해석 팀별 균열암반 모델에서의 수리역학적 거동을 비교하였다. 안정상태의 공극수압을 비교한 후 최종적으로 TAS04 터널의 간섭시험 조건을 균열암반 모델에 적용하여 현장실험에서 관측된 공극수압과 비교하여 수치해석 모델을 검증하였다.

3.1.3 Work Package 3

WP 3에서는 기존 과업에서 검증된 3차원 균열암반모델에 처분장에서 장기적으로 발생할 수 있는 사용후핵연료 내 방사성물질의 붕괴에 의한 열의 영향과 처분장 부지에 형성되고 후퇴하는 빙하의 하중의 영향을 적용하였을 때 균열암반의 수리전도도가 어떠한 변화를 겪게 되는지 분석하고자 하였다. 사용후핵연료에서 발생하는 열로 인해 균열암반에 열이 확산되면서 암반의 온도가 변화하여 나타나는 열역학적 반응을 확인하고, 해당 반응이 최종적으로 균열암반의 수리전도도에 미치는 영향을 정량적으로 분석하고자 하였다. 사용후핵연료를 모사하는 열원은 Hökmark et al.(2010)가 제시한 시간에 따른 붕괴열(decay heat) 변화 모델을 사용하여 각각의 수치해석 모델에 적용하고자 하였다. 붕괴열 모델은 하나의 처분용기(canister)에서 초기 열 1700 W에서 점점 감소하는 양상을 보이며, 이 열원에 의해 주변 균열암반의 온도는 최대 약 50°C 까지 증가하게 된다(Fig. 5).

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Fig. 5.

Rock wall temperature evolution at vasrious schematic repository layouts (Hökmark et al., 2010)

빙하의 형성 및 후퇴에 의한 영향을 확인하기 위해 경계조건의 변화를 수치해석 모델에 반영하여 시간에 따라 처분장 주변 균열암반에 나타나는 역학적 반응을 확인하고, 균열의 역학적 반응을 바탕으로 수리전도도의 변화를 분석하고자 하였다. Lund et al.(2009)Hökmark et al.(2010)는 스웨덴 포쉬마크(Forsmark) 지역에 예정된 처분장 부지에서의 빙하의 형성 및 후퇴 과정을 예측하였고, 형성된 빙하의 두께를 활용하여 위치별 응력의 변화를 계산한 바 있다(Fig. 6). 포쉬마크 지역에서는 약 7만년의 기간 동안 빙하가 두 번에 걸쳐 형성 및 후퇴를 반복할 것이고, 첫 번째 빙하는 최대 15 MPa 정도, 두 번째 빙하는 25 MPa 정도의 추가 응력이 균열암반에 가해지는 것으로 예측되었다. 이 빙하 형성 과정을 주요한 역학적 반응을 보이는 다섯 단계로 나누어 수치해석 모델에 적용하고자 하였다(Table 1).

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Fig. 6.

Glacially induced principal stress magnitudes and orientations (Hökmark et al., 2010)

Table 1.

Boundary conditions of glacially induced stress

Time (years) 12000 15000 39000 54500 58000
Glacially induced
stress
(MPa)
σx -14.9 -6.8 2.1 -26.6 -10.1
σy -15.6 -5.7 3.0 -27.2 -8.8
σz -18.4 -0.3 -0.4 -25.8 0.2
τxy 0.8 1.1 -2.7 2.0 1.5

(-: compressive)

3.2 진행 결과 요약

3.2.1 Work Package 1

WP 1의 목표 달성을 위하여 세 수치해석 팀은 각기 다른 종류의 수치해석 기법을 활용하여 모델을 구축하였다. 체코의 TUL은 2차원 모델 구축을 위하여 다목적 유한요소해석(Finite Element Method, FEM) 프로그램인 COMSOL Multiphysics(COMSOL Inc., 2018)를 사용하였고, 모델 내 균열의 경우 균열의 역학적 거동을 모사한 경계(interface)를 생성하여 반영하였다. COMSOL의 경우 해석이 간편하고 빠르며 넓은 확장성을 갖고 있지만, 보다 복잡한 균열의 거동을 반영할 수 있는 지에 대해서는 불확실한 면이 있었다. 독일의 GMC 또한 COMSOL Multiphysics의 동일한 경계모델을 활용하여 균열암반 모델을 구축하였고, 여기에 더 나아가 독자적으로 개발한 확장유한요소해석(eXtended Finite Element Method, XFEM) 프로그램 Roxol을 사용한 모델을 마찬가지로 제시하였다. Roxol 모델의 경우 균열로 인한 불연속 모델을 성공적으로 모사할 수 있었고, 더 나아가 균열이 전파되는 양상 또한 표현할 수 있는 강점이 있지만, 아직까지는 2차원 해석만 가능하며 균열전파되는 과정에서 균열 주변 응력 상태 모사에 있어서는 더 많은 검증이 필요하였다. 반면 한국의 서울대에서는 2차원 블록형 개별요소법 수치해석 프로그램인 UDEC(Itasca Consulting Group Inc., 2014)을 활용하여 균열암반을 모사하였다. UDEC의 경우에는 다른 유한요소 해석기법보다 더 사실적인 균열의 역학적 거동 모사가 가능한 강점이 있었다. 하지만 해석시간이 오래 걸리고, 모델의 구현에 있어서 균열의 연결도에 좌우되는 등 제약이 있어 적절한 가정이 필요한 단점이 존재하였다.

채택한 수치해석 기법을 바탕으로 WP 1에서는 2차원 균열암반 모델의 수리역학적 반응을 서로 비교하였다. 역학적으로는 균열이 포함된 모델에 터널 개방으로 인해 재분배된 응력 분포 및 변위를 수치해석 모델에 따라 비교하였다. 수리학적으로는 중앙 터널 개방으로 인한 공극수압의 변화가 안정된 후에 모델 전역의 공극수압 분포 및 터널 내부로 들어오는 유량을 수치해석 모델 별로 비교 분석하여, 수치해석 기법 별 특성을 파악하고 향후 수치해석 준비 과정에서의 고려사항을 정리하는 것으로 과업을 마무리하였다.

3.2.2 Work Package 2

3차원 모델 구축을 위하여 TUL과 GMC는 COMSOL 내에서 3차원 유한요소 모델을 구축하고 균열에 해당하는 면을 추가하고 균열의 역학적 거동을 유한요소모델에 추가하여 수리역학적 영향을 반영하였다. COMSOL을 활용한 두 팀은 균열에 가해지는 응력에 따른 균열 수리전도도 변화를 모사하는 방법에 있어서 차이를 두었다. GMC는 균열의 수직강성을 고려하여 변화하는 간극을 바탕으로 투수율 변화를 모사하고자 하였고(식 (1)), TUL은 균열 투수율 자체를 민감도 분석을 통하여 현장실험 결과에 맞는 균열 투수율을 유도하고자 하였다. 서울대는 UDEC과 같은 메카니즘을 사용하는 3차원 블록형 개별요소법 프로그램 3DEC(Itasca Consulting Group Inc., 2013)을 이용하여 균열을 포함하는 터널 모델을 구축하고자 하였다. 3DEC에서의 균열 수리전도도 변화는 수직강성을 고려한 간극 변화와 추가로 전단 미끄러짐에 의한 간극 팽창을 동시에 고려하여 반영하였다(식 (2)).

$$\Delta e=\Delta\sigma_n/k_n$$ (1)
$$\Delta e=\Delta\delta_s\;\tan\;\phi_d$$ (2)

여기서 e는 균열의 간극, σn는 균열에 가해진 수직응력, kn는 균열의 수직강성, δs는 균열의 전단 변위, d는 균열의 팽창각을 나타낸다.

수치해석 팀별로 구축한 터널 모델의 크기 및 모양은 수치해석 기법에 상관없이 비슷했지만, 모델에 포함한 암반균열망의 규모 및 모양의 경우에는 상이하게 적용되었다. 유한요소법 프로그램인 COMSOL을 사용한 TUL과 GMC는 균열의 모양 및 표면을 보다 자유롭게 적용하는 것이 가능한 반면 상대적으로 적은 수의 균열만 고려할 수 있었다. 반면 개별요소법 프로그램 3DEC을 사용한 서울대는 균열의 모양은 원형으로 고정되었고, 표면의 성질은 역학적으로만 구현이 가능하였다. 하지만 유한요소법 모델에 비해 더 많은 수의 균열을 고려할 수 있었다. 구축된 총 22613개의 암반균열망 내 균열 중 현장실험이 수행된 영역에 존재하는 일부의 균열만 고려하였는데, TUL과 GMC는 시추공과 직접적으로 연결되어있는 7개의 균열만 고려하였고, 서울대의 경우 직접 연결되어 있는 7개의 균열 및 해당 균열과 이어져있는 64개의 균열을 반영하여 총 71개의 균열을 모델에 추가하였다(Fig. 7, Table 2).

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Fig. 7.

TAS04 tunnel model with (a) seven rectangular fractures and the GPR fractures from GMC, (b) seven fractures from TUL, and (c) seventy-one circular fractures from SNU (Meier and Backers, 2020, Kwon and Min, 2020)

세 팀의 수치해석적 접근방법은 굴착손상영역의 반영 방식에서도 차이를 보였다. TAS04 터널은 발파공법으로 굴착되었기 때문에 굴착손상영역의 범위가 넓고 그 영향이 크게 나타나기 때문에 굴착손상영역의 영향에 대한 충분한 고려가 필요하다. 이에 각 수치해석 팀은 각각 수치해석 기법에 적합한 방법으로 굴착손상영역의 영향을 반영하였다. TUL은 발파로 인해 발생한 굴착손상영역의 영향을 해당 영역 암반의 물성을 저하시킴으로써 간접적으로 반영하였다. GMC는 기존의 암반균열망에 추가로 TAS04터널의 지표투과레이다(Ground Penetrating Radar, GPR) 결과로부터 얻은 미세 균열 데이터 중 주요한 데이터를 추가함으로써 굴착손상영역을 반영하였다. 서울대의 3DEC 모델의 경우에는 균열의 추가 혹은 암석의 물성 변화 없이 응력 재분배 및 공극압 변화에 의한 균열의 수직 변형 및 전단 미끄러짐으로 인한 투수율의 변화로만 굴착손상영역을 구현하였다.

구축된 균열암반모델을 토대로 먼저 터널 개방 후 안정상태에서의 수리역학적 반응을 비교하고자 하였다. WP 1과 마찬가지로 수치해석 모델의 단면에서의 응력 재분배 및 변위를 도시하였고 그 값을 비교하였으며 수리학적으로도 공극압의 분포 및 터널 내부로의 유입되는 유량을 비교하였다. 수치해석 팀 간 결과를 비교한 후에 현장실험 결과로의 검증을 수행하고자 TAS04 간섭시험에서의 주입압력 데이터를 활용했다. GMC는 수치해석 모델에 간섭시험을 수행한 시추공을 모델링하여 시추공 내부 주입구간의 공벽에 간섭시험의 주입압력 데이터와 동일한 유체압력을 가하여 관측공에서의 수리학적 반응을 검토하였다. TUL과 서울대는 시추공의 모델링은 생략하고, 주입 구간에 해당하는 영역에 주입압력에 해당하는 유체압력을 가하여 관측 지점에서의 수리학적 반응을 확인하였다. TUL의 경우에는 보다 직관적인 수리전도도의 변화를 파악하기 위하여 주변 균열암반에서의 수리역학적 반응을 바탕으로 등가수리전도도(equivalent hydraulic conductivity)를 계산하여 비교하였다.

Table 2.

Important considerations of each numerical model

GMC TUL SNU
Simulation tools COMSOL Multiphysics (FEM) COMSOL Multiphysics (FEM) 3DEC (DEM)
Number of fractures 7 7 71
Descriptions of
aperture change
Normal deformation Constant value Normal deformation
and shear dilation
Descriptions of
Excavation Damage Zone
Additional fractures
from GPR data
Equivalent rock
properties
Deformations and shear
dilation on fractures
Descriptions of fluid injection Area pore pressure
on the borehole wall
Point pore pressure Point pore pressure on
the fracture

TAS04 간섭시험을 모사하여 관측 지점에서의 압력 반응을 확인한 결과, 모든 간섭시험의 결과를 모사하는 것은 어려웠지만, 일부 간섭시험에서는 최대 압력 반응 값을 모사하는 것이 가능했다(Fig. 8). 또한 시간에 따른 압력의 변화 양상을 확인하였을 때에는 값 자체는 비슷하지 않더라도, 변화 양상 자체는 흡사하게 따라가는 모습을 세 팀의 모델에서 일부 확인할 수 있었다(Meier and Backers, 2020).

각 모델의 결과가 현장실험 결과 및 모델끼리 일치하지 않은 원인은 여러 가지 가정이 포함된 수치해석 모델 특성 상 다양하지만, 그 중에서도 각 모델별로 상이한 암반균열망의 수리역학적 및 기하학적 특성에서 그 원인을 찾을 수 있다. Table 2에서 확인한 바와 같이 균열 자체의 간극변화를 표현하는 방법과 균열을 활용하여 굴착손상영역을 반영하는 방법이 상이하기 때문에, 같은 응력 상태에서도 균열의 수리역학적 거동에 차이를 보이게 된다. 뿐만 아니라 각 수치해석 기법의 특성과 구성하는 메쉬의 모양 및 크기 차이 때문에 균열 자체의 기하학적 모양도 상이하고, 수많은 균열이 포함된 본 수치해석 모델의 경우 기하학적 차이로 인해 전체 균열망의 연결도에 차이가 발생하게 되어 약간의 기하학적 차이만으로도 큰 수리학적 반응의 차이를 야기할 수 있었다.

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Fig. 8.

Measured and modelled maximum pressure responses in direct comparison for each observation drillhole. Please note that the y-scale has been cut off at 100 kPa for better comparison (Meier and Backers, 2020)

3.2.3 Work Package 3

WP 3에서는 본래 열 및 빙하 하중에 의한 영향을 추가하고, WP 2에서 관측한 것과 동일하게 주변 암반의 단면에서의 응력 상태와 변위를 도시하고자 하였고, 수리학적으로도 공극압의 분포 및 터널 내부로 유입되는 유량을 확인하고자 하였다. 그리고 WP 2에서 수행되었던 TAS04 간섭시험을 활용하여 시험에 따른 수리역학적 반응을 파악하고자 하였다. 하지만 본 WP 3은 전체 프로젝트의 일정 상 시간의 부족으로 각 수치해석 팀들이 개별적으로 수행하고 종합적인 비교 분석은 수행되지 않았다.

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Fig. 9.

Transmissivity evolution ratio at the maximum temperature (5 years) and after the heat dissipation (50,000 years) (Kwon and Min, 2020)

서울대는 본 과업을 기존의 처분터널 모델에 각각의 열 및 빙하 조건에 대하여 열원을 비치하고 경계조건에 변화를 주어서 장기거동 평가 수치해석 모델을 구축하였다. 각각의 외부요인에 의한 수리전도도의 변화만 정량적으로 평가하기 위하여 처분터널 주변에 위치한 균열의 간극 변화를 시간대 별로 관찰하였다(Kwon and Min, 2020). 시간대별로 나타난 간극의 변화를 균열 수리전도도로 환산하여 결과적으로 열 및 빙하하중에 의한 단계별 균열 수리전도도의 변화 과정을 얻을 수 있었다. Figure 9에 나타난 바와 같이 열응력에 의한 균열 수리전도도는 시간에 따라 감소하는 경우가 많았지만, 하중이 소산된 후에 증가하는 경우도 많이 관찰되었으며 이는 전단팽창에 의한 것으로 판단되었다. 이와 같은 경향은 빙하하중에 의한 경우에서도 관찰이 되었다(Kwon and Min, 2020). 두 경우에서 나타난 수리전도도의 변화는 수리전도도나 투수량계수 등 암석의 수리적 특성이 고정된 값이 아니라 처분장의 운영과정에서 변화할 수 있으며 처분장의 안정성 해석시 고려되어야 함을 보여준다.

4. 요약 및 결론

본 논문에서는 DECOVALEX-2019에서 진행된 Task G “굴착손상영역 평가를 위한 수리전도도 및 투수량계수 측정의 신뢰도, 적합성 및 중요성”의 구성, 최종 목표, 단계별 연구 진행과정에 대하여 간단하게 소개하였다. 3년에 걸쳐 세 단계로 진행된 Task G는 2차원 수치해석모델을 구축하여 수치해석 기법을 비교 및 검증한 WP 1, 3차원 수치해석모델로 확장하고 수리역학적 반응을 실제 스웨덴 애스푀 지하연구시설 내 현장실험 결과로 검증한 WP 2, 검증된 3차원 균열암반 수치해석 모델을 활용하여 장기적 거동을 평가한 WP 3으로 구성되었다. 최종적으로는 굴착손상영역을 포함한 3차원 균열암반 사용후핵연료 처분장 모델을 구축하고, 장단기적으로 수리학적 인자에 어떠한 변화가 있을 수 있는지를 해석하고 상호 비교해보고자 하였다.

전 과업에 걸쳐서 Task G는 각각 개별요소법을 활용한 한 팀과 유한요소법을 활용한 두 팀이 고유의 수치해석 기법을 확장하여 수리역학적 균열암반 모델을 구축하였고, 특히 균열암반 내 균열의 역학적 거동 모사방법과 처분터널 주변의 굴착손상영역을 반영하는 방법에서 각기 다른 접근방법을 채택하였다. 수치해석 결과는 역학적 인자와 공극수압 및 유입량의 수리학적 인자를 통해 검증이 진행되었고, 현장실험 데이터를 바탕으로 한 수치해석 모델 검증과정에서 정확한 정량적 검증은 일부 시험에서만 가능하였다. 처분장 모델에서의 열 및 빙하 하중에 의한 영향 모사는 일정상 모든 수치해석 팀이 참여하지는 못했지만, 일부 수치해석 팀은 각 영향에 의한 균열 수리전도도의 변화를 파악하는 데에 성공하였다.

결과적으로 DECOVALEX-2019의 Task G는 스웨덴 애스푀 지하연구시설의 균열암반 특성화 자료를 활용하여 3차원 균열암반모델을 다양한 수치해석 기법을 통하여 구축할 수 있었다. 특히 처분터널 주변의 굴착손상영역을 모사하기 위한 다양한 접근방법을 제시하였으며, 각 수치해석 기법을 비교하면서 각 접근방법의 특징을 파악할 수 있었다. 더 나아가 열 및 빙하하중을 반영하여 장기적으로 처분장 모델에서 고려해야 할 요소들을 제시하고, 해당 요소들이 수리학적 인자에 미치는 정량적 정도를 보여주었다. Task G는 향후 고준위폐기물 처분장을 계획하고 있는 많은 나라에서 시도할 처분장 모델링 사업의 진행 방향 및 주요 고려사항들을 제시하였으며, 우리나라에서도 마찬가지로 Task G의 진행과정을 참고하여 부지의 평가 및 실제 처분장 계획 과정에 활용할 수 있을 것으로 전망한다.

Acknowledgements

The authors thank the DECOVALEX-2019 Funding Organisations Andra, BGR/UFZ, CNSC, US DOE, ENSI, JAEA, IRSN, 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 work was also supported by the Nuclear Research and Development Program of the National Research Foundation of Korea (NRF-2018M2A8A5023379) funded by the Minister of Science, ICT, and Future Planning, and the Institute of Engineering Research at Seoul National University. We also thank two anonymous reviewers who provided constructive comments on the manuscript.

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