고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 100℃를 초과하지 않도록 시스템을 설계하 는 것이다. 국내의 경우 전체 전력 소요량의 약 30% 정도를 차지하고 있는 원자력발전으로 발생되는 사용후핵연료의 양은 지속적으로 증가하여 누적되고 있어, 이들을 처분하기 위한 소요면적도 증가하고 있다. 따라서, 본 연구에서는 처분면적을 감소시킴으로써 처분효율을 향상시키기 위한 목적으로 다양한 복층처분 개념을 도출하였다. 이를 바탕으로 중요한 처분시 스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평 가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능 하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스 템 설계에 활용될 것으로 사료된다.

본 연구에서는 고준위폐기물 처분시 완충재로 사용되는 벤토나이트의 열적 거동을 평가하기 위해 실내실험장치를 제작하 였다. 그리고 실험 결과를 검증하기 위해 유한요소해석 프로그램인 ABAQUS를 이용한 열해석을 실시하였다. 그리고 실험 기간 동안의 계절변화를 감안하여 외부대기 온도에 따른 벤토나이트의 열적거동을 평가하였다. 해석결과, 스테인리스스틸 이 포함된 case3 해석모델의 결과가 실험결과와 1℃ 내외의 오차를 보이며 거의 일치함을 볼 수 있었다. 그리고 계절에 따 른 벤토나이트 온도 해석을 수행한 결과, 시간에 따른 온도분포 경향이 일치함을 확인하였다. 이러한 열해석을 통해 완충재 를 둘러싸고 있는 물질의 열전도도와 외부대기의 온도가 벤토나이트 완충재의 열적 거동에 큰 영향을 주는 요소임을 확인할 수 있었다. 향후 열원을 포함한 벤토나이트 완충재의 수분 포화 특성 실험이 실시 될 예정이므로, 실험에 대한 검증과 예측 을 위해 보다 적합한 수치해석모델 개발에 대한 연구가 필요할 것이다.

본 연구에서는 한국원자력연구원 부지 내 KURT 연구시설에 심지층 처분실증시험을 수행할 목적으로 사전 해외현황조사를 실시하였다. 고준위폐기물 심지층 처분을 목적으로 지하연구시설을 구축한 나라들을 대상으로 현재 수행되었거나, 수행이 진행 중인 공학적방벽 성능평가 시험들을 조사하였다. 주요 실증시험으로는, 스웨덴/프랑스 TBT, 스웨덴 LOT, 스위스 HEE, 벨기에 PRACLAY, 스페인 FEBEX, 일본 HORONOBE, 및 캐나다 BCE 등이었다. 각 실증시험에 대하여 시험의 목적, 시험 체의 구성, 시험조건, 세부 구성도, 측정 항목, 측정기기, 및 도출된 결과 등을 구체적으로 조사하였으며, 시험결과보다는 시 험목적 및 시험물의 구축방법 파악에 더 집중하였다. 왜냐하면, 각국의 공학적방벽 성능시험방법의 검토를 통해 향후 KURT 에서 추진하게 될 공학적방벽 실증시설의 설계에 도움을 얻고, 다양한 성능시험을 동시에 수행할 수 있도록 하기 위해서였 다. 향후 KURT 확장을 통해 공학적방벽 성능시험 터널을 확보하고, 중규모의 성능 시험시연을 추진하게 될 예정이다. 본 기 술검토를 통해 이 때 추진할 시험내역과 시험체의 구성 및 크기 등의 상세 설계에 필요한 기초적인 지식을 얻고자 하였다.

상대습도 데이터를 이용하여 벤토나이트 완충재 블록의 불포화 수리전도도 변화를 평가하였다. 불포화 매질에서의 물의 흐 름을 나타내는 일반적인 분석해를 통해 상대습도를 통한 불포화 수리전도도 계산방안을 도출하였고, 이를 실제 수행한 실 내 물 유입 실험 결과에 적용하여 포화가 진행됨에 따라 변화하는 완충재 불포화 수리전도도 양상을 확인하였다. 일반적인 포화 상태와는 확연히 다르게 수두 구배와 물의 유출량이 시간에 따라 불규칙하게 변화하는 결과를 나타냈으며, 벤토나이 트 완충재의 불포화 수리전도도는 시간에 따라 증가하는 경향을 보였다. 수분 흡수로 인한 벤토나이트 입자 팽창 때문으로 인한 매질 내 공극의 부피 및 크기 확대가 불포화 수리전도도값의 증가를 야기하는 것으로 판단되었고, 이러한 결과는 완 충재 블록의 팽창 정도와 수리전도도의 상관성에 관한 추후 연구의 필요성을 제시하였다. 본 연구에서 수행된 불포화 수리 전도도 평가 방안은 방사성폐기물 처분 시 완충재의 장기적인 수리학적 성능평가에 유용한 기술로 사용될 수 있을 것이다.

현재 고준위 방사성 폐기물 심층 처분 시스템에서 기본 완충재 물질로서 건조밀도 1.6 g/cm3의 경주산 칼슘 벤토나이트 를 사용하고 있으나, 열전도도가 낮은 단점이 있다. 따라서 본 연구에서는 기준 완충재의 열전도율을 0.8 W/mK에서 1.0 W/mK로 향상시키기 위한 목적으로 다양한 첨가제를 다양한 혼합 방법을 통해 배합하고 열전도도를 측정하였다. 첨가제는 CNT(Cabon Nano Tube), Graphite, Alumina, CuO 및 Fe2O3 등을 사용하였다. 혼합 방법의 경우, 핸드 믹서기를 통한 건식 혼합, 습식 Milling 혼합, 건식 Ball Mill 혼합 등을 실시하였다. Ball Mill 혼합의 경우가 가장 균일하게 혼합되었기 때문에, 값 의 편차가 가장 적었고 열전도도 증가율이 가장 좋았다. 지금까지 수행된 시험에서 소량의 고열전도 물질의 첨가로 경주산 칼슘 벤토나이트의 열전도도를 1.0 W/mK 수준으로 용 이하게 증가시킬 수 있음을 실험적으로 확인할 수 있었다. 결론적으로, 본 연구에서 제시된 열전도 향상 방법은, 첨가제 혼합 이 벤토나이트의 기본 성질인 팽윤압과 수리전도도에 미치는 영향까지 제시된다면, 국내 고준위폐기물 처분장의 개념 설계에 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

현재까지 개발된 고준위폐기물 심지층처분장의 열-수리-역학적 복합거동 해석을 위한 전산 코드의 현황을 조사하고, 문헌에 보고된 각 코드에 의한 계산치와 현장실험 측정치의 비교 결과를 이용하여, 기존 전산 코드들의 신뢰도를 분석하였다. 개발된 전산코드들은 완충재가 없는 처분장에서는 붕괴열에 따른 암반의 열-수리-역학적 거동을 비교적 잘 모사하였으나, 포화 경암층에 위치한 완충재가 존재하는 처분장의 공학적방벽시스템 내에서 일어나는 열-수리-역학적 복합거동의 예측은 만족스럽지 못하였다. 현재 제안된 열-수리-역학적 복합거동 해석모델을 고준위폐기물 처분장 공학적방벽시스템의 거동 해석에 적용하기위해서는 완충재 내의 수분함량 및 전 압력 분포를 보다 정교하게 모사할 수 있도록 수학적 모델의 개선이 필요하다.

선진핵주기 고준위폐기물 처분시스템의 개념설계를 위하여 가상의 처분장 부지인 KURT 시설 부지의 지질조건에서 A-KRS의 입지 후보영역을 선정하였다. 부지의 모암은 한반도에 폭넓게 분포하는 중생대 화강암을 대표하는 것으로 열수변질작용을 받은 흔적이 있으며, 지표수와 지하수계는 일차적으로 지형의 영향을 받아 부지에서 남동진하여 금강으로 배출된다. 부지 내에서 확인된 단열대는 2 등급 규모로서 NS와 E-W 주향으로 우세하게 분포한다. A-KRS 입지 후보영역을 제안하기 위하여 부지 내에서 공간적으로 -500 m 심도까지 발달되는 것으로예상되는 단열대를 교차하지 않고 동시에 단열대로부터 50 m 이상의 충분한 이격거리를 갖는 조건에서 처분장 규모의 영역을 확보할 수 있는지를 분석하였다. 분석 결과, 본 부지의 중앙부에 우세하게 분포하 는 남북 방향의 주향을 갖는 단열대의 서쪽 영역의 -200 m 이하 심도에서 충분한 영역을 확보할 수 있는 것으로 확인되었다. 단열대의 분포 특성을 감안할 때 부지의 좌하단 영역이 지질학적, 수리지질학적 측면 에서 A-KRS 입지 영역으로 가장 양호한 것으로 판단된다.

Ag2O를 첨가한 압축 벤토나이트에 대하여 관통 확산법으로 요오드 이온의 이동 특성을 관찰하였다. Ag2O를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트와 마찬가지로 Ag2O를 첨가한 압축 벤토나이트에서도 요오드 이온은 확산에 의하여 이동하는데, Ag2O를 첨가한 압축 벤토나이트는 Ag2O를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트에 비하여 요오드 이온의 초기 누출 시간이 지연되는 것으로 나타났다. Ag2O를 첨가한 압축 벤토나이트에서 요오드 이온의 초기 누출 시간 지연은 확산 용액으로 순수 요오드 이온 수용액을 사용하였을 때 뿐만 아니라 0.1 M NaCl-요오드 이온 수용액을 사용하였을 때에도 관찰되었다. 또한 Ag2O를 첨가한 압축 벤토나이트의 겉보기 확산 계수는 Ag2O를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트의 겉보기 확산 계수보다 낮은 값을 나타내었다. Ag2O를 첨가하지 않은 압축 벤토나이트의 유효 확산 계수는 기존 문헌에 보고된 값 과 거의 일치하는 결과를 얻었으며, Ag2O를 첨가한 압축 벤토나이트에서 요오드 이온의 유효 확산 계수는 Ag2O 첨가에 따라 대체적으로 감소하는 경향을 나타내었다.

사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금 속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 17×17 KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파 이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으 며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시 점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 1.40×1015 Bequerels, 236 Watts, 4.34×109 m3-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴 열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중 요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20∼45 % 정도, 위해지수를 30∼45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방 사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중 요하지 않은 것으로 나타났다.

2009년말 기준으로 11,811 다발의 경수로 사용후핵연료가 방출되었으며, 지금까지 각 사용후핵연료에 대해 방사선원항을 가중하여 설계에 반영하기는 사실상 불가능하여, 원자력 관련시설 설계시 보수성을 갖는 기준 사용후핵연료를 선정하고 이를 바탕으로 시스템 설계를 수행하여 왔다. 방사선원항에 대한 단순모델을 적용하면 각 사용후핵연료에 대한 방사선원항을 가중함으로써 이와 같은 보수성을 배제할 수 있으므로 본 연구에서 웨스팅하우스형 원전에 사용된 사용후핵연료를 대상으로 방사선원항, 즉, 붕괴열, 방사능세기, 섭취위해도 등을 예측하기 위한 회귀모형을 개발하였다. 개발된 회귀식을 통해 예측된 방사선원항값은 ORIGEN-ARP 코드로 계산된 값과 약 5% 이내에서 잘 일치함을 확인하였으며, 이의 유용성을 검토한 결과 각각의 사용후핵연료에 대한 방사선원항을 가중하여 설계에 반영하면 보수성을 줄일 수 있음을 확인하였다. 따라서 본 연구에서 개발된 회귀식은 사용후핵연료의 저장 및 처분과 관련한 원자력시설 설계시 개념설계 단계에서 유용하게 사용될 수 있을 것으로 판단된다.

국산 칼슘 벤토나이트를 대상으로 온도가 팽윤압에 미치는 영향을 관찰하였다. 벤토나이트를 건조밀도 1.6 g/㎤으로 압축하고, 0.69 MPa의 일정한 수압으로 증류수를 공급하여 팽윤압을 측정하였다. 온도 영향 실험은 25℃, 30℃, 40℃, 50℃, 60℃, 70℃에서 승온조건과 감온조건으로 수행하였다. 압축 벤토나이트가 물과 접촉하여 상온에서 5.3 MPa의 충분히 높은 팽윤압이 작용하는 것을 실험적으로 확인하였다. 팽윤압 은 온도가 높을수록 감소하는 것으로 나타났다. 승온조건과 감온조건에서의 온도에 따른 팽윤압 거동에 차이를 보이며, 승온조건에서 온도에 따른 변화가 심하게 나타났다. 향후 온도 조건 외에 벤토나이트의 압축 밀도 변화, 지하수 조성에 따라 팽윤압 특성이 어떻게 변화하는지에 대해 평가한다면, 앞으로 국내 고준위 폐기물 처분장의 개념 설계에 유용하게 활용될 수 있을 것으로 본다.

CANDU 사용후핵연료는 핵분열성 핵종의 농도가 비교적 낮아 장기적인 관리 방법으로서 재활용보다는 직접 처분을 고려하고 있으나 처분 부지 확보가 어려워 중간저장 정책이 단기적으로 고려되고 있다. 이와 관련하여 중간저장시설의 운영기간과 최적의 처분 착수시기에 대한 검토가 필요하다. 처분시점의 결정 요인으로는 크게 안전성, 경제성, 수용성을 설정하였다. 안전성은 크게 붕괴열과 핵비확산성 측면에서, 경제성은 각 시설의 관리비용 측면에서, 수용성은 회수성 개념 및 세대 간 책임 윤리 측면으로 나누어 검토하였다. 본 논문에서는 처분시점 결정 요인 분석 결과를 바탕으로 3가지 대안을 비교하고 최적 안을 제시하였다. 중요한 핵심 내용으로는 기술적 측면과 안전성 측면에서는 처분 시점이 빠를수록 좋다는 것과, 최적 CANDU 사용후핵연료 처분시점으로서 2041년 경을 제안하였다.

우리나라에서 발생하는 사용후핵연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념 으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키 는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발 (Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장·활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용 기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 100 ℃를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선 한 처분용기를 1개 처분공에 2단으로 처분하는 것으로서 이들 개념을 기존 한국형 처분시스템과 효율성 측면 에서 비교?분석하였다. 본 연구를 통하여 얻은 CANDU 사용후핵연료 처분개념은 단위면적당 열효율, Udensity, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30∼40 % 까지 효율을 향상시킬 수 있었다.

제3차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 대상 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 무게, 235U 초기 농축도 및 방출연소도이다. 이들은 파이로공정 시설을 설계하는데 필수적인 것이다. 2077년말까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 23,000 tU이 될 것으로 보인다. 235U 초기 농축도 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 95%를 차지할 것이며, 16×16 배열을 갖는 핵연료집합체는 74%를 차지할 것 같다. 현재 사용후핵연료의 평균연소도는 45 GWd/tU인데 반해, 2010년대 중·후반 이후 발생할 사용후 핵연료의 평균연소도는 55 GWd/tU이 될 것 같다. 이상의 결과에 따라 파이로공정 시설의 설계를 위한 기준 사용후핵연료를 도출하였다. 예상 사용후핵연료는 21.4 cm × 21.4 cm의 단면적, 453 cm의 길이, 672 kg의 질량, 4.5 wt.%의 235U 초기 농축도 및 55 GWd/tU의 방출연소도를 갖는 16×16 한국표준형연료가 타당할 것으로 판단된다.

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후 핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9 로서 처분장 온도제한 요건(100 )에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극한 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

후행 핵연료주기 경제성 평가는 추정 비용의 불확실성, 평가 대상기간의 장기성, 적용 할인율에 따른 계산결과의 변동성 등 많은 불확실성을 내포하고 있기 때문에 평가기관 또는 평가자에 따라 그 결과가 서로 상이하다. 본고에서는 지금까지 수행 된 주요 경제성 평가 연구들을 조사/분석하여 그 특징과 한계를 알아봄으로써 현재 국내에서 추진되고 있는 사용후핵연료 공론화 및 후행 핵연료주기 정책 연구 추진에 기초자료로 활용될 수 있도록 하고자 하였다. 분석 결과 사용후핵연료 재활용 옵션에 비해 직접처분 옵션이 유리하나, 입력 자료로 사용된 파라미터 값에 따라 결과의 불확실성이 많이 나타나 이 부분에 대한 추가적인 연구가 필요하다는 사실을 알 수 있었다.