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1.서론
국내에서 1978년 원자력발전소 고리 1호기가 상업운전 을 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 방출 된 이후로 2014년 3/4분기말 기준으로 PWR 사용후핵연료 15,188 다발, CANDU 사용후핵연료 388,440 다발이 방출되 어 각 원자력발전소의 사용후연료 저장조에 저장되어 있다 [1]. 원자력발전소에서 전기를 생산하고 난 후 발생하는 사 용후핵연료는 유용한 물질을 함유하고 있어 재활용하는 방 안을 고려하거나 고준위폐기물로 분류하여 직접처분을 고려 하고 있다. 사용후핵연료 재활용 공정으로부터 발생하는 고 준위폐기물이든 사용후핵연료를 직접 처분하든 이들을 인 간생활권으로부터 격리시켜 수 만년 이상의 장기간 동안 안 전하게 관리하는 것은 원자력에너지의 지속적인 이용을 위 한 필수사항이다.
국내에서도 2007년에 경수로 사용후핵연료를 처분대상 으로 한 기준 심지층 처분시스템을 개발하였으며[2,3], 이 시 스템 개발을 위한 기준 사용후핵연료로는 초기 농축도 4.0 wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU, 원자로 방출 후 40 년 냉각 된 사용후핵연료를 설정하였다. 이후, 경제성 향상을 위한 핵연료 개량사업 및 노심장전 모형 개선 등 원자력발전 기술 의 진보에 따라 국내 원자로에서 방출되는 사용후핵연료의 특성도 변화되었다. 2010년대 이후부터는 대부분 초기농축 도 4.5wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU를 갖는 PLUS-7형 사 용후핵연료가 발생되고 있으며, 향후 이들 PLUS-7형 사용후 핵연료가 전체 발생량의 약 80%를 차지할 것으로 전망하고 있다. 따라서, 이러한 고연소도 사용후핵연료를 심지층 처분 시스템 설계에 근간이 되는 기준 사용후핵연료로 설정할 것 을 제안하고 있다[4].
본 논문에서는 신규로 제안된 기준 사용후핵연료를 적 용한 심지층 처분시스템에 대하여, 처분효율 및 경제성 향상 방안의 일환으로서 사용후핵연료의 종류 및 특성을 검토하 여 사용후핵연료 길이 및 연소도에 따른 처분방안을 분석하 였다. 즉, 사용후핵연료 길이 및 연소도 특성에 따른 처분용 기 개념을 제시하고 이를 바탕으로 열해석을 수행하여 처분 시스템 개념을 도출하였다. 그리고 기준 처분시스템과의 처 분효율 및 경제성 비교를 위하여 처분면적 및 처분밀도, 처 분시스템에 있어서의 처분용기와 완충재 재료량 등을 비교 분석하였다.
2.기준 사용후핵연료 및 기준 처분시스템 개념
2.1.국내 사용후핵연료 종류 및 예상발생량
처분대상 사용후핵연료의 발생량은 국가에서 설정하는 원자로 설비계획과 각 원전에서 매년 방출하는 사용후핵연 료의 양을 예측함으로써 평가할 수 있다. 원자로 설비계획은 국가 에너지기본계획 및 전력수급계획에 따라 결정되는데, 2013년 2월 발표된 제6차 전력수급계획을 통해 2차 에너지 기본계획 확정시까지 원전 신규건설 반영을 유보하되, 제 5 차 전력수급계획에 반영된 2024년까지 총 11기 건설계획은 확정하기로 결정이 되었다. 따라서 기존의 6차 전력수급기 본계획에 따라 총 34기 원전에 대한 사용후핵연료 발생량을 예측하고 있으며, 이에 따른 사용후핵연료 발생 예상 누적량 은 Fig. 1에 나타내고 있다. 그림에서 보여주는 바와 같이 34 기 원전 운전이 모두 종료되는 2081년을 기준으로 예상되는 사용후핵연료 발생량은 PWR 사용후핵연료가 약 35,000 톤, CANDU 사용후핵연료가 12,000 톤으로 총 47,000 톤이 발 생될 것으로 예상된다.
2.2.PWR 노형별 사용후핵연료 사양
현재 우리나라에서 운영 중인 가압 경수로형 원자력발전 소 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 1과 같다[4]. Table 1을 살펴보면, PWR 사용후핵연료 집합체의 길이는 406 cm와 453 cm로 구분되며, 이 값은 사 용후핵연료를 대상으로 하는 처분시스템의 처분용기 설계에 있어 아주 중요한 의미를 갖는다. 따라서 예상되는 사용후핵 연료 총 발생량인 약 83,430 다발을 길이 특성 별로 분석한 결 과, 고리 1,2,3,4 호기, 한빛 1,2 호기 및 한울 1,2 호기에서 발 생하는 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).
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 RSF( Reference-Spent Fuel Assembly)로 명명하여 구분하였다.
2.3.R-SF 및 기준 처분시스템 개념
초기 기준 처분시스템에 대한 연구결과에 의하면[2] 기 준 사용후핵연료로서 초기 농축도 4.0wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU의 저연소도 핵연료를 40 년 냉각시켜 처분하는 것으로 선정하였으며, 이는 당시까지 발생한 사용후핵연료 를 기준으로 초기농축도 측면에서 70% 정도, 방출연소도 측 면에서 99% 정도 포함하여 설정하였다. 이후 시간이 많이 경 과되어 사용후핵연료에 대한 자료가 많이 축적되었고, 국내 에서 사용후핵연료를 재활용하기 위한 파이로공정에 대한 관심이 높아져 기준 사용후핵연료를 보완해야 할 필요성이 제기되었다. 파이로공정 시설 개념설계를 위한 기준 사용후 핵연료 선정에 관한 연구결과[4]에 의하면, 길이 453 cm, 235U 초기 농축도 4.5wt% 이하를 갖는 사용후핵연료 비율은 전체 의 약 95%, 16×16 배열을 갖는 핵연료집합체는 전체의 74% 를 차지할 것으로 예상하였다. 또한 2010년대 후반 이후 발 생할 사용후핵연료 평균연소도는 55 GWd/MtU로 예측되므 로 이를 기준 사용후핵연료(R-SF)로 사용할 것을 제안하고 있다. 이렇게 설정된 R-SF에 대한 붕괴열 평가계산 결과는 Fig. 3에 보여주고 있다.
이 결과를 근거로 처분시스템 설계를 위한 열해석을 수 행하여 처분시스템에 대한 열적요건을 만족하도록 처분 터 널간격 40 m, 처분공 간격 9 m를 설정하였으며, 그에 따른 기준 처분시스템 개념은 Fig. 4에서 보여주는 바와 같다[5].
3.S-SF 처분 시스템 개념
Table 1에서 보여주고 있는 바와 같이 길이가 짧은 사용 후핵연료인 S-SF는 초기의 원자력발전소인 고리 1,2,3,4 호 기, 한빛 1,2 호기 및 한울 1,2 호기로부터 발생하고 있기 때 문에 사용후핵연료 심지층 처분시스템의 주요인자인 열적 요건에 영향을 주는 연소도 측면에서도 기준 사용후핵연료 인 R-SF에 비해 상대적으로 높지 않다. 따라서 S-SF를 R-SF 와 별도로 고려하여 처분시스템을 구성할 경우 처분면적 만 으로 단순 비교할 경우처분효율 및 경제성이 향상될 것으로 판단되며, 추후 관련 설비 등을 포함한 추가적인 상세 경제 성 평가가 필요하다.
본 연구에서는 이들 길이가 짧은 S-SF를 별도로 구분하 여 처분용기 개념을 제시하고 열해석을 통하여 처분시스템 을 설정하였으며, 이를 기준 처분시스템과 비교하여 효율성 을 분석하였다.
3.1.S-SF 처분용기개념
사용후핵연료의 길이가 짧은 S-SF는 초기 원자력발전소 에서 방출되어 연소도가 높지 않으므로 발생되는 붕괴열도 높지 않으며, 초기에 발생하였기 때문에 비교적 장기간의 냉 각기간을 지닌 특성을 가지고 있다. 이러한 사용후핵연료가 지닌 붕괴열 및 이를 근간으로하는 처분시스템의 열적 요건 에 따라 기준 사용후핵연료(R-SF)의 경우는 심부지층에 처 분하기 위한 처분용기에 사용후핵연료를 4다발씩 적재[5]하 는 반면 길이가 짧고 연소도가 낮은 S-SF 경우는 초기의 기준 사용후핵연료 특성을 지닌 집합체 5다발씩 적재하는 처분용 기 개념과 이에 따른 처분 개념을 설정하였다. 처분용기 내 에서의 사용후핵연료 배치는 아래 Table 2에서 보여주는 바 와 같다. 이렇게 설정된 처분개념에 대하여 열해석을 수행하 였으며, 그 결과로부터 열적 요건을 만족하는 처분공 간격과 처분터널 간격을 도출하였다.
한편, 핵임계 안전성은 초기 4개 집합체의 처분용기에 대 한 핵임계 안전성 평가결과가 불확실도를 포함하여 0.81586 로서 미임계 한계치인 0.95를 충분히 만족시킴[6]을 고려할 때, 새로운 처분용기 개념에 있어서도 임계안전성을 확보할 것으로 판단되지만, 추후 상세 조건과 핵임계 해석과 그에 따 른 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 위하 여 사용후핵연료에서 발생하는 열로 인하여 공학적방벽의 일부인 완충재의 온도가 100℃를 넘지 않도록 하는 처분시 스템 열적요건을 만족하는 처분터널 간격 및 처분공 간격을 설정하고자 열해석을 수행하였다[7,8].
S-SF 붕괴열
S-SF는 국내에서 초기에 운영한 경수로형 원자로로부터 방출된 사용후핵연료들이므로 연소도 45 GWd/MtU을 기준 으로 한 붕괴열 산출식을 활용하였으며, 산출식 및 그에 따 른 결과는 Fig. 5에서 보여주고 있다[9,10].
P(t)=14545.68 t(-0.75756)
(30 ≤ t ≤ 106)
여기서, P(t)는 처분용기에 있는 사용후핵연료에서 발생 하는 붕괴열로서 단위는 W/tU 이고, t 는 원자로에서 방출된 후의 시간으로 단위는 년(year)이다.
해석범위 및 방법
심지층 처분시스템의 열적 안정성평가를 위한 열해석 범 위는 Fig. 6에나타낸 바와 같다. 그림에서 보여주는 바와 같 이 해석영역은 처분용기로부터 발생하는 붕괴열의 영향이 미치지 않도록 하는 범위를 설정하고 처분터널과 처분공이 일정한 간격으로 연속적으로 배치되는 특성을 고려하여 처 분터널과 처분공 간격의 중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하였다.
추후 기준 처분시스템과의 처분효율성 및 경제성 비교분 석을 위하여 처분터널 간격은 40 m로 고정을 하고 처분공간 격과 사용후핵연료의 냉각기간을 변화시켜 해석결과에 따라 처분시스템 열적요건을 만족하는 처분공간격을 결정하였다.
본 해석을 위한 전산프로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로 서 검토되고 검증된 아바쿠스 ver. 6.10을 활용하였다[11,12].
초기-경계조건 및 물성
본 열해석을 위한 초기조건으로는 지표 부분의 지하수온 도를 기준으로 지표는 10℃로 하였으며, 심도에 따른 지열경 사는 3℃/100 m를 적용하였다. 따라서, 해석모델 범위의 상 부와 하부의 온도는 각각 10℃와 40℃로 설정하였다[9]. 또 한, 연속적이고 주기적으로 처분터널 및 처분공을 배치하는 특성을 지닌 심지층 처분시스템의 구조상 1/4 열해석 모델 에 대하여 대칭성을 지닌 점을 고려하여 해석모델의 측면은 단열조건을 설정하였다.
사용후핵연료를 적재한 처분용기가 지하 처분장에 처 분되면 사용후핵연료로부터 나온 붕괴열은 처분용기, 완충 재, 뒷채움재 및 암반으로 전달되어 확산하게 된다. 이때, 처 분시스템은 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 3에 나 타낸 바와 같다.
3.2.2.S-SF 처분시스템
S-SF 사용후핵연료 5개 집합체를 수용하는 처분용기를 대 상으로 하는 처분시스템 설정을 위한 열해석 결과는 Table 4 에 나타내었으며, Fig. 7, 8은 해석결과를 시간에 따른 처분 시스템의 온도이력으로 표시하여 보여주고 있다. Table 및 Fig. 7에서 보여주고 있는 바와 같이 처분시스템 열적요건을 만족하는 처분시스템은 처분터널 간격 40 m로 설정할 때, 45 년 냉각시킨 S-SF 집합체 5개를 적재한 처분용기를 9 m 간 격으로 처분공에 처분하였을 때(97.39℃ < 100℃)이다. 또 한, Fig. 8에서와 같이 50 년 냉각시킨 사용후핵연료는 처분 공 간격을 7.5 m로 설정하였을 때 98.4℃로 열적 요건을 만 족하는 것으로 나타났다(Fig. 8). 본 논문에서는 기준 처분 시스템의 처분터널 간격과 처분공 간격이 40 m와 9 m 인 것 을 고려하여 45 년 냉각된 S-SF 사용후핵연료와 비교분석을 수행하였다.
이러한 열해석 결과에 근거하여 S-SF 처분시스템 개념을 설정하였으며, Fig. 9에서 보여주는 바와 같다.
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 발생 되는 방사능붕괴열로 인한 처분장내 완충재의 온도를 처분 터널과 처분공의 간격을 적절하게 설정하여 온도요건에 맞 도록 하는 것이다.
처분시스템의 효율분석을 위하여 Fig. 10에서 보여주고 있는 바와 같이 처분터널 간격과 처분공 간격 간의 면적을 고 려한 단위 처분면적 개념을 설정하였으며, 이는 처분용기 1개 를 처분하였을 때 소요되는 처분구역의 면적을 나타낸다[13].
따라서 고준위폐기물 처분 구역의 개략적인 규모는 단위 처분면적과 처분될 총 처분용기 의 수를 곱하여 추정할 수 있 다. 경제성 관점에서 볼 때, 지하 처분시설의 면적을 최소화 할 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 특성 을 분석하여 사용후핵연료 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮 은 S-SF에 대한 처분시스템을 설정하고 이를 기준 처분시스 템과 비교하여 처분효율을 분석하였다. Table 5는 처분효율 비교분석 결과를 보여주고 있다. Table에서 보여주고 있는 바와 같이 S-SF 총 발생량인 14,540 집합체를 기준으로 기준 처분시스템은 처분용기 수 3,635 개로 처분용기당 처분량은 1.76 tU/처분용기이며, 이때 처분밀도는 4.89 kU/m2이다. S-SF 처분시스템은 처분용기 수는 2,908 개로 처분용기당 처 분량은 2.2 tU/처분용기이며, 이때 처분밀도는 6.11 kU/m2 이다. 따라서, S-SF 처분시스템이 기준 처분시스템에 비하여 20% 이상 처분밀도가 향상됨을 알 수 있다.
4.3.경제성 분석
기준 사용후핵연료 R-SF 처분시스템과 길이가 짧고 연소 도가 비교적 낮은 S-SF 처분시스템에 대한 개념을 바탕으로 처분용기 재료인 구리 소요량, 주철 소요량과 공학적방벽 시 스템을 구성하는 완충재 재료인 벤토나이트의 소요량에 대한 분석을 통하여 경제성을 비교분석 하였으며, 결과는 Table 6 에 나타내었다. 처분터널의 규모는 동일한 것으로 가정하였 다. 표에 나타낸 바와 같이 공학적방벽을 구성하고 있는 주요 재료에 있어서 해당 사용후핵연료 총량 14,540 집합체에 대 하여 S-SF 처분시스템 경우가 Cu 소요량 6,610 m3, 벤토나이 트 소요량 58,131 m3으로 각각 8,528 m3, 76,828 m3인 R-SF 처 분시스템에 비해 약 25%정도 소요량이 절감됨을 확인하였다.
5.결론
본 논문에서는 국내에서 발생하는 경수로 사용후핵연료 의 특성을 분석하여 처분시스템 설계를 위하여 설정한 기준 사용후핵연료(R-SF)와 비교하여 상대적으로 길이가 짧고 연 소도가 낮은 사용후핵연료(S-SF)를 별도로 고려하여 처분용 기 개념과 심지층 처분개념을 도출하였다. 그리고 도출된 S-SF 처분개념에 대한 열해석을 통하여 처분시스템 열적요 건을 만족하는 처분터널과 처분공 간격을 설정하였으며 구 체적인 내용은 아래와 같다.
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- S-SF 처분용기는 기준 사용후핵연료 처분용기와 동일 한 지름으로 길이는 47 cm 짧으며, 처분용기당 5개의 집합체를 수용할 수 있는 개념으로 설정하였다.
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- 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 처분시 스템 개념과 처분효율 및 경제성 측면에서 분석을 수행하였 다. 국내에서의 예상되는 S-SF사용후핵연료 발생량 14,540 집합체를 기준 사용후핵연료에 맞추어 처분하는 경우에 비 하여 사용후핵연료의 길이 및 연소도에 따른 처분용기와 처 분시스템을 설정하는 경우 처분효율 및 경제성이 아래와 같 이 20% 이상 향상됨을 확인할 수 있었다.
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- 처분용기당 처분량이 1.76 톤(4개 집합체)에서 2.2 톤(5 개 집합체)으로 향상됨에 따라 용기의 수는 3,635 개에서 2,908개로 줄어들며, 처분용기당 U적재량은 1.76 tU/처 분용기에서 2.2 tU/처분용기로 약 25% 정도 향상되었다.
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- 처분면적은 1.3 km2에서 1.04 km2로 줄어들며, 처분 밀도는 4.89 kU/m2에서 6.11 kU/m2로 늘어나 약 20%의 이상의 향상을 확인할 수 있었다.
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- 또한, 경제성 측면에서 확인할 수 있는 구리 량, 주철 량 및 벤토나이트 량에 있어서도 기준 처분시스템에 비 하여 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 사용후핵연료 와 비교하여 길이가 짧고 연소도가 비교적 낮은 사용후핵연 료에 대하여 별도의 처분용기 및 처분시스템 개념을 도입함 으로써 처분효율 및 경제성이 향상될 수 있음을 확인하였다. 추후 사용후핵연료 또는 고준위폐기물 처분을 위한 부지가 확정되면 실제 부지특성자료 및 핵임계 안전성을 포함한 정 밀한 분석이 요구되며, 본 연구의 결과는 사용후핵연료 관리 정책 수립 및 처분시스템을 구체화할 시기에 입력자료로서 활용할 수 있을 것으로 기대된다.
