우리나라에서 발생하는 사용후핵 연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵 연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵 연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선한 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, U-density, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30~40 %까지 효율을 향상시킬 수 있었다.
우리나라에서 발생하는 사용후핵 연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵 연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵 연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선한 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, U-density, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30~40 %까지 효율을 향상시킬 수 있었다.
There are two types of spent fuels generated from nuclear power plants, CANDU type and PWR type. PWR spent fuels which include a lot of reusable material can be considered to be recycled. CANDU spent fuels are considered to directly disposed in deep geological formation, since they have little reusa...
There are two types of spent fuels generated from nuclear power plants, CANDU type and PWR type. PWR spent fuels which include a lot of reusable material can be considered to be recycled. CANDU spent fuels are considered to directly disposed in deep geological formation, since they have little reusable material. In this study, based on the Korean Reference spent fuel disposal System(KRS) which is to dispose both PWR and CANDU spent fuels, the more effective CANDU spent fuel disposal systems have been developed. To do this, the disposal canister has been modified to hold the storage basket which can load 60 spent fuel bundles. From these modified disposal canisters, the disposal systems to meet the thermal requirement for which the temperature of the buffer materials should not be over $100^{\circ}C$ have been proposed. These new disposals have made it possible to introduce the concept of long tenn storage and retrievabililty and that of the two-layered disposal canister emplacement in one disposal hole. These disposal concepts have been compared and analyzed with the KRS CANDU spent fuel disposal system in terms of disposal effectiveness. New CANDU spent fuel disposal concepts obtained in this study seem to improve thermal effectiveness, U-density, disposal area, excavation volume, and closure material volume up to 30 - 40 %.
There are two types of spent fuels generated from nuclear power plants, CANDU type and PWR type. PWR spent fuels which include a lot of reusable material can be considered to be recycled. CANDU spent fuels are considered to directly disposed in deep geological formation, since they have little reusable material. In this study, based on the Korean Reference spent fuel disposal System(KRS) which is to dispose both PWR and CANDU spent fuels, the more effective CANDU spent fuel disposal systems have been developed. To do this, the disposal canister has been modified to hold the storage basket which can load 60 spent fuel bundles. From these modified disposal canisters, the disposal systems to meet the thermal requirement for which the temperature of the buffer materials should not be over $100^{\circ}C$ have been proposed. These new disposals have made it possible to introduce the concept of long tenn storage and retrievabililty and that of the two-layered disposal canister emplacement in one disposal hole. These disposal concepts have been compared and analyzed with the KRS CANDU spent fuel disposal system in terms of disposal effectiveness. New CANDU spent fuel disposal concepts obtained in this study seem to improve thermal effectiveness, U-density, disposal area, excavation volume, and closure material volume up to 30 - 40 %.
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문제 정의
PWR 사용후핵 연료는 농축 우라늄을 사용하는 핵 연료로 적절한 처리공정으로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재순환 주기 에 대한 고려가 가능하지만, CANDU 사용후핵 연료는 농축하지 않은 천연우라늄을 사용한 핵연료로 여러 측면에서 재활용 가능성이 낮은 것으로 판단하고 있다. 따라서, 본 논문에서는 CANDU 사용후핵 연료의 가장 안전한 심지층 직접 처분방법을 고려하여, 기존의 한국형 처분시스템인 KRS를 바탕으로 처분효율을 분석하고 그 향상방안 도출하였다. 이를 위하여 우선 기존에 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 처분용기 개념에 대한 개선 방안을 도출하고 이에 대한 처분방안을 설정하여 처분면적, 열용량, 굴착량, 완충재량 등 기술적 효율성 측면에서 비교 .
고준위 폐기물을 유리화시켜 처분할 계획인 일본은 경암과 연암으로 구분하여 구조적 건전성 및 완충재 최고온도 요건에 따른 다양한 처분개념을 도줄하여 굴착량 등 분석에 의한 최적 배치방안을 제안하고, 보다 처분효율을 높일 수 있는 CARE 개념의 처분방안을 대안 개념으로 설정하고 있다. 또한, 스웨 덴, 핀란드에서도 일본과 유사한 연구를 수행하여 가장 처분효율이 높은 방안으로 배치개념을 설정하고 있으몌2, 3], 수평처분개념을 설정한 캐나다의 경우 CANDU 사용후핵연료의 냉각 기간에 따라 처분장 온도요건을 만족시키는 처분터널과 처분 용기 간격을 설정하고 처분장에서의 열하중, 우라늄 밀도 등단 위 면적당 처분효율을 분석하여 최적의 조건을 도출하기 위한 연구를 수행하였대4].
본 연구에서는 PWR 사용후핵 연료는 재활용 핵 연료 주기를 수행하고, 재활용 가능성이 희박한 천연 우라늄을 연료로 사용하는 CANDU형 사용후핵 연료는 직접 처분하는 것으로 가정하여, 기존 PWR형 및 CANDU형 사용후핵 연료를 같이 처분하는 개념인 한국형 기준처분시스템을 바탕으로 이를 개선하기 위하여 처분용기개념을 수정/보완하고 처분효율을 향상시킨 개념을 도출하였다' 또힌-, 개선시킨 처분개념들에 대한 효율성 분석을 수행하였으며, 결론은 다음과 같다.
가설 설정
기존 한국형 사용후핵 연료 처분시스템에 있어서 CANDU 사용후핵 연료 처분용기는 포장공정의 효율성 및 취급 용이성을 위하여 PWR 사용후핵 연료 처분용기와 규모를 동일하게 하여, 33다발을 9단으로 적재하여 총 297 다발 용량이었다 [14, 15], 현재는 PWR 사용후핵 연료의 경우 직접처분 방안과 재활용을 고려하여 이로부터 발생하는 고준위폐기물을 처분하는 방안 모두를 고려할 수 있으므로, 우선 CANDU 사용후핵연료를 직접 처분하는 것으로 가정하여, 개선된 처분 용기 개념을 도출하였다. 즉, 원자력발전소에서 사용 중인 60 다발용 저장 바스켓을 그대로 처분용기에 포장하는 것으로 하고 용기의 규모, 열적 조건 및 취급 등을 고려하여 용기개념을 설정한 후, 이를 바탕으로 장기저장개념을 도입한 처분개념을 도출하였다.
제안 방법
CANDU 사용후핵 연료 처분 효율 향상을 위하여 본 연구에서 도출한 처분방안에 따른 처분 소요면적 , 굴착량 및 폐쇄를 위한 완충재와 뒷채움재량을 산출하여 기존 개념과 비교분석을 수행하였다. 처분 방안별 분석 결과 및 KRS 개념 대비 비율은 표 3에 나타낸 바와 같다.
사용후핵 연료를 심부 지하에 처분하기 위한 지하 처분구역 배치에 있어서 중요한 제한 요건은 사용후핵연료로부터 발생하는 열로 인하여 공학적 방벽을 이루고 있는 완충재의 온도가 100 ℃를넘지 않도록 설계하여야 한다는 것이다[12, 13], 이는 처분 용기로의 지하수 침수 및 처분한 방사성물질이 처분용기 외부로 누출되는 것을 억제하는 완충재인 벤토나이트의 성분을 변화시키지 않고 그 기능을 수행할 수 있도록 하기 위해서이다. 국내에서 발생하는 CANDU 사용후핵 연료를 포장한 처분 용기의 경우 이러한 요건을 만족하기 위해서는 처분터널 간격을 40 m, 처분공 간격을 4 m로 하는 것이 적합한 것으로 분석하였으며, 이에 대한 배치개념을 그림 2에 나타내었다. 이와 같은 배치개념을 적용하면, 국내의 4기에서 발생할 것으로 예상되는 총 CANDU 사용후핵 연료 발생량인 16, 000 tU을 기준으로 할 경우 배치면적은 약 0.
원전에서 사용하고 있는 사용후핵 연료 6。다발용 저장 바스켓 4단을 수용하도록 개선한 처분용기는 심지층 처분터널 바닥에 처분공을 굴착하여 처분용기를 2단으로 수직 처분하는 방안을 도출하였다. 그림 7은 이에 대한 처분개념을 나타내고 있다.
심지층 처분효율을 향상시키기 위하여 개선한 CANDU 사용후핵연료 처분용기를 처분터널에서 폐쇄하지 않고 장기간 저장하여 붕괴열을 상당부분 감소시킨 후 최종 폐쇄하여 처분하는 개념을 적용하였다. 이를 위하여 처분동굴 개념은 처분 용기를 동굴 단면 방향으로 간격 3 m로 하여 4열, 동굴 길이 방향으로 간격 6 m로 적재하도록 하고 장기저장 후 폐기물로부터 발생하는 열이 감소되면 타 장소로의 수송이 없이 제 위치에서 폐쇄가 가능한 개념을 설정하였다.
이들 개선시킨 처분용기를 이용하여 도출한 각 방안별 처분시스템 개념은 아래 그림 9에 나타낸 바와 같이, 기존 KRS 개념과 A-KRS-2 개념에 있어서는 KBS-3 수직형 처분개념을 적용하였으며, A-KIg-1의 경우는 장기저장 및 회수용 이성을 고려한 개념을 적용하였다. 즉, A-KRS-1 개념은 사용후핵연료를 적재한 처분용기를 처분터널에 장기간동안 개방된 상태로 저장한 후 방사성붕괴 열이 상당부분 감소되면 처분시스템 열적 요건에 만족하도록 배치[17, 18]하여 최종 폐쇄하는 개념이다.
따라서, 본 논문에서는 CANDU 사용후핵 연료의 가장 안전한 심지층 직접 처분방법을 고려하여, 기존의 한국형 처분시스템인 KRS를 바탕으로 처분효율을 분석하고 그 향상방안 도출하였다. 이를 위하여 우선 기존에 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템의 처분용기 개념에 대한 개선 방안을 도출하고 이에 대한 처분방안을 설정하여 처분면적, 열용량, 굴착량, 완충재량 등 기술적 효율성 측면에서 비교 . 분석하였다.
개념을 적용하였다. 이를 위하여 처분동굴 개념은 처분 용기를 동굴 단면 방향으로 간격 3 m로 하여 4열, 동굴 길이 방향으로 간격 6 m로 적재하도록 하고 장기저장 후 폐기물로부터 발생하는 열이 감소되면 타 장소로의 수송이 없이 제 위치에서 폐쇄가 가능한 개념을 설정하였다. 그림 4 (가) 는이에 대한 개괄적인 개념을 나타내며, 이 개념에서는 사용 후 핵 연료 처분용기와 완충재를 일체화한 K-PEM(Korea Prefabricated EBS Module) 개념을 적용하였다.
도출하였다. 즉, 원자력발전소에서 사용 중인 60 다발용 저장 바스켓을 그대로 처분용기에 포장하는 것으로 하고 용기의 규모, 열적 조건 및 취급 등을 고려하여 용기개념을 설정한 후, 이를 바탕으로 장기저장개념을 도입한 처분개념을 도출하였다. 개선된 처분용기 개념은 그림 3에 나타낸 바와 같다.
이론/모형
이를 위하여 처분동굴 개념은 처분 용기를 동굴 단면 방향으로 간격 3 m로 하여 4열, 동굴 길이 방향으로 간격 6 m로 적재하도록 하고 장기저장 후 폐기물로부터 발생하는 열이 감소되면 타 장소로의 수송이 없이 제 위치에서 폐쇄가 가능한 개념을 설정하였다. 그림 4 (가) 는이에 대한 개괄적인 개념을 나타내며, 이 개념에서는 사용 후 핵 연료 처분용기와 완충재를 일체화한 K-PEM(Korea Prefabricated EBS Module) 개념을 적용하였다.
성능/효과
처분 방안별 분석 결과 및 KRS 개념 대비 비율은 표 3에 나타낸 바와 같다. 표 3에 나타낸 바와 같이 개선된 개념은 소요면적에 있어서는 기존개념에 비하여 약 30~ 50 %, 굴착량 측면에서는 15~60 %, 폐쇄물질 양에 있어서 완충재는 약 50 %, 뒷채움재는 약 6。% 까지 효율이 향상되었음을 확인하였다.
- CANDU 사용후핵 연료 처분시스템의 효율성 향상을 위하여 현재 발전소에서 사용하고 있는 60다발용 저장 바스켓을 포장하는 처분용기 개념으로 개선하였다.
따라서, 전체 높이 제한으로 인하여 수송용기 에 바스켓을 4단 이상 적재하여 운반하기 어려운 수송여건과 이를 처분용기에 포장하여 처분터널에서의 취급용이성 및 운영 효율성 등을 고려하여 바스켓을 4단씩 수용할 수 있는 처분용기 개념을 도출하였다. 이 개념의 처분용기에는 CANDU 사용후핵연료 240 다발을 수용할 수 있고, 처분공에 처분시에는 2단 적치를 고려하였으며, 개선한 처분용기 개념도를 그림 6에 나타 내었다.
따라서, 처분시스템의 주요 제한요소인 방사성붕괴 열 또는 사용후핵 연료에 포함되어 있는 우라늄을 단위면적 에 수용할 수 있는 양을 극대화하는 방안으로 설계하는 것이 필요하다. 본 연구에서 도출한 CANDU 사용후핵 연료 처분을 위한 개념들에 대한 열용량/U- density 효율은 각각 4.75/35.26, 6.72/49.88, 6.14/45.6으로 기존 KRS 개념대비 개선된 개념의 처분효율은 약 30 % 정도 향상되었으며, 아래 표 2에 나타낸 바와 같다.
굴착량 및 폐쇄물질 양에 대하여 비교 . 분석하였으며, 분석 결과 개선된 개념의 효율이 약 30 - 40 % 향상됨을 확인하였다.
후속연구
분석이 필요하다. 본 연구 결과는 현재 고려중인 PWR 사용후핵 연료 재활용 공정으로부터 발생할 것으로 예상되는 고준위 폐기물 및 장반감기 폐기물 처분시스템 개념과 함께 국내 환경에 적합한 복합 폐기물 처분시스템 개발의 기초자료로 활용할 예정 이다.
향후 상기 향상된 개념을 보다 구체화하고 저장기간, 회수방안 및 열적/구조적 거동 등에 대한 상세분석과 장기저장에 따른 저장바스켓의 장기 건전성 및 기술적 효율성에 따른 경제성 분석이 필요하다. 본 연구 결과는 현재 고려중인 PWR 사용후핵 연료 재활용 공정으로부터 발생할 것으로 예상되는 고준위 폐기물 및 장반감기 폐기물 처분시스템 개념과 함께 국내 환경에 적합한 복합 폐기물 처분시스템 개발의 기초자료로 활용할 예정 이다.
참고문헌 (18)
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이양, 최종원, 최희주, 이종열, “NISA 프로그램을 활용한 열전달 해석과 처분장 설계에 적용,” 한국원자력연구소, KAERI/TR-3228/2006, (2006).
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