1.서론

국내 원자력발전소에서 생산되는 전력량은 총 전력량의 약 30%에 이르고 있으며, 원자력발전소에서 전기를 생산하 고 난 후 발생된 사용후핵연료는 지속적으로 누적되고 있다. 이들 사용후핵연료는 유용한 물질을 함유하고 있어 재활용 하는 방안을 고려하거나 고준위폐기물로 분류하여 직접처분 을 고려하고 있다. 사용후핵연료 또는 이들에 대한 재활용 공 정으로부터 발생하는 고준위폐기물은 높은 열과 방사성 독 성을 포함하고 있으므로 인간생활권으로부터 안전하게 격리 시켜 수 만년 이상의 장기간 동안 관리하는 것은 원자력에너 지의 지속적인 이용을 위한 필수사항이다. 이러한 고준위 방 사성폐기물관리는 원자력발전소 가동 이래로 아직 해결되지 못한 과제로서 정부에서는 이에 대한 대책마련을 위한 고준 위 방사성폐기물관리 기본계획[1]을 수립하고 이를 바탕으로 한 시행계획을 준비하고 있다.

국내에서 고준위 방사성폐기물에 대한 연구개발은 1997년 부터 착수하였으며, 2007년에 사용후핵연료를 직접 처분대 상으로 하여 현재기술로 가장 안전한 방법으로 고려하고 있 는 심도 500 m의 안정한 암반에 처분하는 심지층 처분방식 인 스웨덴 KBS-3형 처분개념을 바탕으로 한 기준 심지층처 분 시스템을 개발하였다[2,3]. 고준위 방사성폐기물 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 고려인자는 폐기물로부터 발생 하는 열로 인하여 공학적방벽 요소인 완충재의 온도가 100℃ 이하가 되도록 처분공 및 처분터널 간격을 설정하는 것이다.

자원이 빈약한 우리나라의 경우 원자력발전에 따른 부 산물인 사용후핵연료는 현재 발전소부지에 임시저장되어 누 적되고 있으며, 향후 안정적인 에너지공급을 위하여 지속적 인 원자력발전소의 운영계획에 따라 다량의 사용후핵연료 가 발생될 것으로 예측된다. 또한, 원자력발전의 경제성 향 상을 위하여 핵연료를 개량하고, 노심장전 모형을 개선하는 등 기술의 진보에 따라 국내 원자로에서 방출되는 사용후핵 연료의 특성도 변화하고 있다. 즉, 원자력발전소에서 전기를 생산하고 난 후 연소도가 높은 사용후핵연료가 발생되고 이 에 따라 붕괴열도 높아지고 있어 보다 넓은 처분면적이 요구 되고 있다.

따라서, 이들을 장기간 안전하게 관리하기 위해서는 대 규모의 사용후핵연료 처분장 면적이 요구므로, 국토를 효 율적으로 이용하고 주민 수용성을 높이기 위하여 캐나다 NWMO에서 수행한 다층처분장에 대한 연구[4]와 같이 처분 장 면적을 감소시켜 처분효율을 향상시키는 방안에 대한 연 구가 필요하다.

본 논문에서는 사용후핵연료 특성변화에 따라 신규로 제 안된 기준 사용후핵연료를 적용한 심지층 처분시스템을 검 토하고, 처분장 면적 감소효과에 따른 처분효율 향상 방안 의 일환으로서 복층 사용후핵연료 처분장 개념을 설정하고 이에 대한 열적 안정성 분석을 수행하였다. 복층 처분개념 에 있어서는 처분공에 2개의 처분용기를 쌓아서 처분하는 개념을 포함하여 다양한 층간 간격의 처분장 개념을 설정 하고 이에 대한 열적 안정성 해석을 수행하여, 처분시스템 열적요건을 만족하는 복층개념을 도출하였다.

본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상 용 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.

2.국내 사용후핵연료 기준 처분시스템 개념

2.1.국내 사용후핵연료 예상발생량

국내에서 2015년말 기준 현재까지 원자력발전소에서 전 기를 생산하고 배출된 사용후핵연료는 경수로 사용후핵연 료 약 16,297 다발, 중수로 사용후핵연료는 408,797 다발이 누적되어 있으며, 이들은 원자력발전소 부지에 임시저장 되 어 있다. 국내 원전에서 전기를 생산하고 배출되는 사용후 핵연료의 발생량은 국가에서 설정하는 원자로 설비계획과 각 원전에서 매년 방출하는 사용후핵연료의 양을 예측함으 로써 평가할 수 있다. 원자로 설비계획은 국가 에너지기본계 획 및 전력수급계획에 따라 결정되는데, 2015년 7월 발표된 제 7차 전력수급계획에 따르면 원자로 총 36기로부터 향후 경수로형 73,110 다발, 중수로형 255,840 다발이 발생될 것 으로 전망하고 있다[1]. 따라서, 현재 처분대상 사용후핵연 료는 PWR 사용후핵연료가 89,407 다발, CANDU 사용후핵 연료가 664,637 다발에 이를 것으로 예상된다.

2.2.기준 처분시스템 개념

국내에서도 2007년에 경수로 사용후핵연료를 처분대상 으로 한 기준 심지층처분 시스템을 개발하였으며, 이 시스템 개발을 위한 기준 사용후핵연료로는 초기 농축도 4.0 wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU, 원자로 방출 후 40년 냉각된 사용 후핵연료를 설정하였다[5]. 이후, 경제성 향상을 위한 핵연 료 개량사업 및 노심장전 모형 개선 등 원자력발전 기술의 진보에 따라 국내 원자로에서 방출되는 사용후핵연료의 특 성도 변화되었다. 2010년대 이후부터는 대부분 초기농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/MtU를 갖는 PLUS-7형 사용후 핵연료가 발생되고 있으며, 향후 이들 PLUS-7형 사용후핵연 료가 전체 발생량의 약 70%를 차지할 것으로 전망하고 있다. 따라서, 이러한 고연소도 사용후핵연료를 심지층처분 시스 템 설계에 근간이 되는 기준 사용후핵연료로 설정할 것을 제안하고 있다[6, 7].

아래 식은 기준 사용후핵연료의 붕괴열식(W/tU)과 시간 범위별 상수를 나타내고 있으며, 이를 바탕으로 한 붕괴열 평 가 계산결과는 Fig. 1에서 보여주고 있는 바와 같이 시간에 따른 붕괴열 변화로 나타내고 있다[8].

Y = y0+A1*exp(-(x-x0)/t1)+A2*exp(-(x-x0)/t2) +A3*exp(-(x-x0)/t3)

이 결과를 근거로 처분시스템 설계를 위한 열해석을 수행 하여 Fig. 2에서 보여주는 바와 같이 처분시스템에 대한 열적 요건을 만족하도록 하여 처분 터널간격 40 m, 처분공 간격 9 m 를 설정하였으며, 그에 따른 기준 처분시스템 개념은 Fig. 3 에서 보여주는 바와 같다[8].

3.사용후핵연료 복층 처분시스템 개념

지속적인 원자력발전으로 인하여 발생되는 사용후핵연 료의 양은 누적되고 있으며, 향후 발생될 사용후핵연료를 고 려할 때, 이들을 처분하기 위해서는 상당한 면적이 소요될 것 으로 예상된다. 따라서, 국토가 좁은 우리나라의 경우 처분 에 필요한 면적을 효율적으로 활용하기 위하여 다양한 방안 을 연구하고 있으며, 본 논문에서는 캐나다 사용후핵연료 관 리기관인 NWMO (Nuclear Waste Management Organization) 이 분석한 복층 처분시스템 개념[4]을 참고하여 다양한 적층 및 복층 처분시스템 개념을 도출하고, 이를 바탕으로 처 분시스템에서 가장 중요한 인자인 열적 안정성 측면에서의 분석을 수행하였다.

3.1.적층 처분시스템 개념

적층처분 개념은 지하 500 m 심도에 뚫은 처분터널 바닥 의 처분공에 사용후핵연료를 적재한 처분용기 1개를 처분하는 기준 처분시스템에 비하여 1개의 처분공에 동일한 처분용기 2개를 적층하여 처분하는 개념으로 Fig. 4에서 보여주는 바 와 같다.

3.2.복층 처분시스템 개념

사용후핵연료 심지층 복층 처분개념은 기준 처분시스 템이 위치한 심도인 500 m를 기준으로 상부방향 또는 하부 방향으로 일정한 간격을 이격시켜 추가로 처분하는 개념이 다. 즉 Fig. 5와 6에서 보여주는 바와 같이 하부방향(Downward) 으로 각각 25, 50, 75 및 100 m (Case D-25, 50, 75, 100)를 이격시킨 복층 처분개념과 상부방향(Upward)으로 각각 25, 50, 75 및 100 m (Case U-25, 50, 75, 100)를 이격시 킨 복층 처분개념을 설정하였다.

4.복층 처분시스템 열해석

현재 기술로 사용후핵연료를 포함하는 고준위폐기물 을 인간환경으로부터 가장 안전하게 격리할 수 있는 방법으 로 지하 500 m 심도의 모암에 공학적방벽을 포함하는 다중 방벽으로 구성된 KBS-3 개념의 처분시스템을 고려하고 있 다. 이 처분시스템에 있어서 중요한 요건 중의 하나는 공학 적방벽의 성능저하를 방지하기 위하여 완충재인 벤토나이 트의 온도가 100℃를 넘지 않도록 하는 것이다[9]. 따라서, 본 논문에서 설정된 다양한 고준위폐기물 복층 처분개념 에 있어서도 처분시스템이 열적 안정성을 유지하도록 하기 위하여 열해석을 수행하여 열적요건 만족여부를 확인하여 야 한다[10].

4.1.해석범위 및 방법

사용후핵연료를 적재한 처분용기가 지하 처분장에 처분 되면 사용후핵연료로부터 나온 붕괴열은 처분용기, 완충재, 뒷채움재 및 암반으로 전달되어 확산하게 된다. 이때, 처분 시스템은 뒷채움재로 폐쇄되어 채워져 있기 때문에 주요 전 달방법은 열전도가 되며, 대류 및 복사는 무시될 수 있다. 심지층 처분시스템의 열적 안정성평가를 위한 열해석 범위 는 Fig. 7에 나타낸 바와 같다. Fig. 7에서 보여주는 바와 같 이 해석영역은 처분용기로부터 발생하는 붕괴열의 영향이 미 치지 않도록 하는 범위인 지표에서부터 1000 m 심도까지를 설정하였다. 처분터널과 처분공이 일정한 간격으로 연속적 으로 배치되는 특성을 고려하여 처분터널과 처분공 간격의 중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하고 대칭성을 지닌 점을 고려하여 해석모델의 측면은 단열조건을 설정하였다.

또한, 복층 처분의 경우 기준 처분시스템과 동일한 조 건인 처분터널 간격 40 m, 처분공 간격 9 m로 고정으로 하 고, 기준층인 500 m 심도 상부 방향과 하부방향 간격에 따 른 열해석을 수행한 결과가 열적요건에 만족하는지 여부를 확인하여 열적안정성을 평가하였다. 본 해석을 위한 전산프 로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기 물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 아바 쿠스 ver. 6.14를 활용하였다[11].

본 열해석을 위한 초기조건으로는 지표 부분의 지하수 온도를 기준으로 지표는 10℃로 하였으며, 심도에 따른 지열 경사는 국내에서 보유하고 있는 소규모 지하처분연구시설인 KURT (KAERI Underground Research Tunnel) 지질을 기반 으로 조사한 결과인 3℃/100 m를 적용하였다. 따라서, 해석 모델 범위의 상부와 하부의 온도는 각각 10℃와 40℃로 설정 하였다[12, 13]. 처분시스템을 구성하는 암반, 완충재, 뒷채움 재, 처분용기의 밀도, 열전도도, 비열 등 해석에 필요한 물성 은 Table 1에 나타낸 바와 같다.

4.2.복층 처분시스템 개념 열적 안정성 평가

4.2.1.적층 처분시스템

처분터널 바닥에 굴착한 하나의 처분공에 사용후핵연료 를 적재한 처분용기 2개를 적치하여 처분하는 적층 처분시 스템은 기준처분시스템과 동일하게 처분터널 간격을 40 m 로 고정하고 처분공간격을 15, 16, 17, 18 m로 설정하였다. 이 개념들에 대한 열적 안정성 만족여부를 확인하기 위한 열 해석 결과는 Fig. 8에서 보여주는 바와 같다.

결과에서 보여주는 바와 같이 적층 처분시스템의 경우 기준 처분시스템의 처분용기당 소요면적인 360 m² (터널간 격 40 m×처분공 간격 9 m)의 2배인 720 m² (처분터널 간 격 40 m×처분공 간격 18 m)인 경우에도 완충재의 최고온도 100℃이하를 유지하여야 하는 열적요건에 만족할 수 없음을 확인하였다. 따라서, 적층 처분시스템의 경우 현재의 완충재 열적요건이 완화되지 않는 경우[14] 처분효율 향상방안으로 서는 적합하지 않을 것으로 판단된다.

4.2.2.복층 처분시스템

사용후핵연료 심지층 복층 처분개념은 Fig. 5와 6에서 보 여주는 바와 같이 기준 처분시스템이 위치한 심도인 500 m 를 기준으로 상부방향 또는 하부방향으로 일정한 간격을 이 격시켜 처분구역을 2개 층으로 구성하여 처분효율을 향상 시키고자 하는 개념이다. 이들 처분개념에 있어서도 처분시 스템의 열적 요건을 만족하여야 하며, 기준시스템의 하부에 처분구역을 설정한 경우에 대한 열해석 결과는 Fig. 9에, 기 준 시스템의 상부에 처분구역을 설정한 경우의 열해석 결과 는 Fig. 10에서 보여주는 바와 같다.

기준 처분시스템 심도에 대한 하부방향으로 25, 50, 75 및 100 m를 이격시킨 복층 처분시스템의 경우 완충재의 최 고온도는 각각 106. 6, 100. 7, 99.8 및 100.4℃으로 산출되 었다. 이들 시스템에서 열적요건을 만족하는 경우는 Table 2 에 나타낸 바와 같이 75 m를 이격시킨 경우의 복층 처분시스 템이며, 100 m 이격시킨 경우는 지온경사에 따른 영향으로 열적요건을 만족하지 못하는 것으로 판단된다.

또한, 기준 처분시스템 심도에 대한 상부방향으로 25, 50, 75 및 100 m를 이격시킨 복층 처분시스템의 경우 완충 재의 최고온도는 각각 105.8, 99.4, 97.4 및 97.3℃를 나타내 었으며, 이 시스템의 경우 Table 2에서 보여주는 바와 같이 50 m 이상을 이격시키면 처분시스템 열적요건을 만족하는 것으로 확인되었다.

5.결론

국내 전력량의 약 30%를 생산하는 원자력발전소에서 전 기를 생산하고 난 후 발생된 사용후핵연료는 지속적으로 증 가되어 누적되고 있으며, 이들을 직접 처분할 경우 처분면적 또한 지속적으로 증가 될 것으로 예상된다. 이 경우 국토의 효율적인 이용뿐만 아니라 국민수용성 측면에서도 불리하므 로 처분면적을 감소효과를 기대할 수 있는 처분효율 향상방 안에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 이의 일환으로 아 래에 기술하는 바와 같이 다양한 복층의 심지층 처분시스템 개념을 설정하였다.

또한, 이들에 처분개념들에 대한 열해석 수행 결과를 바 탕으로 열적 안정성을 분석하여 열적 요건을 만족하는 시스 템 개념을 설정하였으며 구체적인 내용은 다음에 기술한 바 와 같다.

이상의 평가결과로부터 복층 처분개념이 원자력발전소 에서 발생하는 대량의 사용후핵연료에 대한 처분면적 감소 효과를 기대하여 좁은 국토를 효율적으로 활용할 수 있는 처 분효율 향상방안으로서 적용 가능함을 확인하였다. 추후, 처 분장 부지가 확정되면 정확한 해석을 위하여 해당부지 입력 자료를 통한 열적 안정성 평가가 필요하며, 본 연구결과는 사 용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상용 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.