고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 초과하지 않도록 시스템을 설계하는 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 처분시스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.
고준위 방사성폐기물로 분류되는 사용후핵연료를 현재 기술로 가장 안전한 격리 방법으로는 500 m 심도의 안정한 암반에 심지층 처분하는 방법으로, 가장 중요한 요건은 공학적방벽인 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 초과하지 않도록 시스템을 설계하는 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 처분시스템 요건 만족여부를 확인하기 위하여 열해석을 수행하고 그 결과를 분석하여 처분시스템 열적 안정성을 평가하였다. 평가결과, 기준시스템 위치인 500 m 심도로부터 상부 또는 하부로 75 m를 이격한 심도에 복층으로 처분시스템 구축이 가능하였으며, 실제 부지특성자료에 따른 상세 분석이 요구된다. 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.
A deep geological disposal at a depth of 500 m in stable host rock is considered to be the safest method with current technologies for disposal of spent fuels classified as high-level radioactive waste. The most important requirement is that the temperature of the bentonite buffer, which is a compon...
A deep geological disposal at a depth of 500 m in stable host rock is considered to be the safest method with current technologies for disposal of spent fuels classified as high-level radioactive waste. The most important requirement is that the temperature of the bentonite buffer, which is a component of the engineered barrier, should not exceed $100^{\circ}C$. In Korea, the amount of spent fuel generated by nuclear power generation, which accounts for about 30% of the total electricity, is continuously increasing and accumulating. Accordingly, the area required to dispose of it is also increasing. In this study, various duplex disposal concepts were derived for the purpose of improving the disposal efficiency by reducing the disposal area. Based on these concepts, thermal analyses were carried out to confirm whether the critical disposal system requirements were met, and the thermal stability of the disposal system was evaluated by analyzing the results. The results showed that upward 75 m or downward 75 m apart from the reference disposal system location of 500 m depth would qualify for the double layered disposal concept. The results of this study can be applied to the establishment of spent fuel management policy and the design of practical commercial disposal system. Detailed analyses with data of a real disposal site are necessary.
A deep geological disposal at a depth of 500 m in stable host rock is considered to be the safest method with current technologies for disposal of spent fuels classified as high-level radioactive waste. The most important requirement is that the temperature of the bentonite buffer, which is a component of the engineered barrier, should not exceed $100^{\circ}C$. In Korea, the amount of spent fuel generated by nuclear power generation, which accounts for about 30% of the total electricity, is continuously increasing and accumulating. Accordingly, the area required to dispose of it is also increasing. In this study, various duplex disposal concepts were derived for the purpose of improving the disposal efficiency by reducing the disposal area. Based on these concepts, thermal analyses were carried out to confirm whether the critical disposal system requirements were met, and the thermal stability of the disposal system was evaluated by analyzing the results. The results showed that upward 75 m or downward 75 m apart from the reference disposal system location of 500 m depth would qualify for the double layered disposal concept. The results of this study can be applied to the establishment of spent fuel management policy and the design of practical commercial disposal system. Detailed analyses with data of a real disposal site are necessary.
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문제 정의
지속적인 원자력발전으로 인하여 발생되는 사용후핵연료의 양은 누적되고 있으며, 향후 발생될 사용후핵연료를 고려할 때, 이들을 처분하기 위해서는 상당한 면적이 소요될 것으로 예상된다. 따라서, 국토가 좁은 우리나라의 경우 처분에 필요한 면적을 효율적으로 활용하기 위하여 다양한 방안을 연구하고 있으며, 본 논문에서는 캐나다 사용후핵연료 관리기관인 NWMO (Nuclear Waste Management Organiza-tion)이 분석한 복층 처분시스템 개념[4]을 참고하여 다양한 적층 및 복층 처분시스템 개념을 도출하고, 이를 바탕으로 처분시스템에서 가장 중요한 인자인 열적 안정성 측면에서의 분석을 수행하였다.
본 논문에서는 사용후핵연료 특성변화에 따라 신규로 제안된 기준 사용후핵연료를 적용한 심지층 처분시스템을 검토하고, 처분장 면적 감소효과에 따른 처분효율 향상 방안의 일환으로서 복층 사용후핵연료 처분장 개념을 설정하고 이에 대한 열적 안정성 분석을 수행하였다. 복층 처분개념에 있어서는 처분공에 2개의 처분용기를 쌓아서 처분하는 개념을 포함하여 다양한 층간 간격의 처분장 개념을 설정하고 이에 대한 열적 안정성 해석을 수행하여, 처분시스템 열적요건을 만족하는 복층개념을 도출하였다.
•심도 500 m의 처분공에 1개의 처분용기를 처분하는 기준개념을 바탕으로 1개의 처분공에 2개 처분용기를 처분하는 적층 처분개념의 경우 처분터널 간격을 40 m로 고정하고 처분공 간격을 15, 16, 17 및 18 m로 하여 개념을 설정하였다.
또한, 복층 처분의 경우 기준 처분시스템과 동일한 조건인 처분터널 간격 40 m, 처분공 간격 9 m로 고정으로 하고, 기준층인 500 m 심도 상부 방향과 하부방향 간격에 따른 열해석을 수행한 결과가 열적요건에 만족하는지 여부를 확인하여 열적안정성을 평가하였다. 본 해석을 위한 전산프로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 아바쿠스 ver.
또한, 이들에 처분개념들에 대한 열해석 수행 결과를 바탕으로 열적 안정성을 분석하여 열적 요건을 만족하는 시스템 개념을 설정하였으며 구체적인 내용은 다음에 기술한 바와 같다.
본 논문에서는 사용후핵연료 특성변화에 따라 신규로 제안된 기준 사용후핵연료를 적용한 심지층 처분시스템을 검토하고, 처분장 면적 감소효과에 따른 처분효율 향상 방안의 일환으로서 복층 사용후핵연료 처분장 개념을 설정하고 이에 대한 열적 안정성 분석을 수행하였다. 복층 처분개념에 있어서는 처분공에 2개의 처분용기를 쌓아서 처분하는 개념을 포함하여 다양한 층간 간격의 처분장 개념을 설정하고 이에 대한 열적 안정성 해석을 수행하여, 처분시스템 열적요건을 만족하는 복층개념을 도출하였다.
이 경우 국토의 효율적인 이용뿐만 아니라 국민수용성 측면에서도 불리하므로 처분면적을 감소효과를 기대할 수 있는 처분효율 향상방안에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 이의 일환으로 아래에 기술하는 바와 같이 다양한 복층의 심지층 처분시스템 개념을 설정하였다.
본 열해석을 위한 초기조건으로는 지표 부분의 지하수온도를 기준으로 지표는 10℃로 하였으며, 심도에 따른 지열경사는 국내에서 보유하고 있는 소규모 지하처분연구시설인 KURT (KAERI Underground Research Tunnel) 지질을 기반으로 조사한 결과인 3℃/100 m를 적용하였다. 따라서, 해석모델 범위의 상부와 하부의 온도는 각각 10℃와 40℃로 설정하였다[12, 13].
이 결과를 근거로 처분시스템 설계를 위한 열해석을 수행하여 Fig. 2에서 보여주는 바와 같이 처분시스템에 대한 열적요건을 만족하도록 하여 처분 터널간격 40 m, 처분공 간격 9 m를 설정하였으며, 그에 따른 기준 처분시스템 개념은 Fig. 3에서 보여주는 바와 같다[8].
사용후핵연료 심지층 복층 처분개념은 기준 처분시스템이 위치한 심도인 500 m를 기준으로 상부방향 또는 하부방향으로 일정한 간격을 이격시켜 추가로 처분하는 개념이다. 즉 Fig. 5와 6에서 보여주는 바와 같이 하부방향(Down-ward)으로 각각 25, 50, 75 및 100 m (Case D-25, 50, 75, 100)를 이격시킨 복층 처분개념과 상부방향(Upward)으로각각 25, 50, 75 및 100 m (Case U-25, 50, 75, 100)를 이격시킨 복층 처분개념을 설정하였다.
처분터널 바닥에 굴착한 하나의 처분공에 사용후핵연료를 적재한 처분용기 2개를 적치하여 처분하는 적층 처분시스템은 기준처분시스템과 동일하게 처분터널 간격을 40 m로 고정하고 처분공간격을 15, 16, 17, 18 m로 설정하였다. 이 개념들에 대한 열적 안정성 만족여부를 확인하기 위한 열해석 결과는 Fig.
7에서 보여주는 바와 같이 해석영역은 처분용기로부터 발생하는 붕괴열의 영향이 미치지 않도록 하는 범위인 지표에서부터 1000 m 심도까지를설정하였다. 처분터널과 처분공이 일정한 간격으로 연속적으로 배치되는 특성을 고려하여 처분터널과 처분공 간격의중앙을 기준으로 하는 1/4 모델로 설정하고 대칭성을 지닌점을 고려하여 해석모델의 측면은 단열조건을 설정하였다.
이론/모형
또한, 복층 처분의 경우 기준 처분시스템과 동일한 조건인 처분터널 간격 40 m, 처분공 간격 9 m로 고정으로 하고, 기준층인 500 m 심도 상부 방향과 하부방향 간격에 따른 열해석을 수행한 결과가 열적요건에 만족하는지 여부를 확인하여 열적안정성을 평가하였다. 본 해석을 위한 전산프로그램은 유한요소방식을 이용한 상용코드이며, 고준위폐기물 처분시스템 설계를 위한 코드로서 검토되고 검증된 아바쿠스 ver. 6.14를 활용하였다[11].
성능/효과
결과에서 보여주는 바와 같이 적층 처분시스템의 경우 기준 처분시스템의 처분용기당 소요면적인 360 m2 (터널간격 40 m×처분공 간격 9 m)의 2배인 720 m2 (처분터널 간격 40 m×처분공 간격 18 m)인 경우에도 완충재의 최고온도 100℃이하를 유지하여야 하는 열적요건에 만족할 수 없음을 확인하였다.
또한, 기준 처분시스템 심도에 대한 상부방향으로 25, 50, 75 및 100 m를 이격시킨 복층 처분시스템의 경우 완충재의 최고온도는 각각 105.8, 99.4, 97.4 및 97.3℃를 나타내었으며, 이 시스템의 경우 Table 2에서 보여주는 바와 같이 50 m 이상을 이격시키면 처분시스템 열적요건을 만족하는 것으로 확인되었다.
이상의 평가결과로부터 복층 처분개념이 원자력발전소에서 발생하는 대량의 사용후핵연료에 대한 처분면적 감소효과를 기대하여 좁은 국토를 효율적으로 활용할 수 있는 처분효율 향상방안으로서 적용 가능함을 확인하였다. 추후, 처분장 부지가 확정되면 정확한 해석을 위하여 해당부지 입력자료를 통한 열적 안정성 평가가 필요하며, 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상용 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.
후속연구
따라서, 이들을 장기간 안전하게 관리하기 위해서는 대규모의 사용후핵연료 처분장 면적이 요구므로, 국토를 효율적으로 이용하고 주민 수용성을 높이기 위하여 캐나다 NWMO에서 수행한 다층처분장에 대한 연구[4]와 같이 처분장 면적을 감소시켜 처분효율을 향상시키는 방안에 대한 연구가 필요하다.
본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상용 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.
이상의 평가결과로부터 복층 처분개념이 원자력발전소에서 발생하는 대량의 사용후핵연료에 대한 처분면적 감소효과를 기대하여 좁은 국토를 효율적으로 활용할 수 있는 처분효율 향상방안으로서 적용 가능함을 확인하였다. 추후, 처분장 부지가 확정되면 정확한 해석을 위하여 해당부지 입력자료를 통한 열적 안정성 평가가 필요하며, 본 연구결과는 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 상용 처분시스템 설계에 활용될 것으로 사료된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
사용후핵연료는 어떻게 관리되어야 하는가?
이들 사용후핵연료는 유용한 물질을 함유하고 있어 재활용하는 방안을 고려하거나 고준위폐기물로 분류하여 직접처분을 고려하고 있다. 사용후핵연료 또는 이들에 대한 재활용 공정으로부터 발생하는 고준위폐기물은 높은 열과 방사성 독성을 포함하고 있으므로 인간생활권으로부터 안전하게 격리시켜 수 만년 이상의 장기간 동안 관리하는 것은 원자력에너지의 지속적인 이용을 위한 필수사항이다. 이러한 고준위 방사성폐기물관리는 원자력발전소 가동 이래로 아직 해결되지 못한 과제로서 정부에서는 이에 대한 대책마련을 위한 고준위 방사성폐기물관리 기본계획[1]을 수립하고 이를 바탕으로 한 시행계획을 준비하고 있다.
다량의 사용후핵연료가 발생될 것을 대비하여 무엇이 요구되고 있는가?
또한, 원자력발전의 경제성 향상을 위하여 핵연료를 개량하고, 노심장전 모형을 개선하는등 기술의 진보에 따라 국내 원자로에서 방출되는 사용후핵연료의 특성도 변화하고 있다. 즉, 원자력발전소에서 전기를생산하고 난 후 연소도가 높은 사용후핵연료가 발생되고 이에 따라 붕괴열도 높아지고 있어 보다 넓은 처분면적이 요구되고 있다.
따라서, 이들을 장기간 안전하게 관리하기 위해서는 대규모의 사용후핵연료 처분장 면적이 요구므로, 국토를 효율적으로 이용하고 주민 수용성을 높이기 위하여 캐나다 NWMO에서 수행한 다층처분장에 대한 연구[4]와 같이 처분장 면적을 감소시켜 처분효율을 향상시키는 방안에 대한 연구가 필요하다.
고준위 방사성폐기물 심지층 처분시스템의 주요한 고려인자는 무엇인가?
국내에서 고준위 방사성폐기물에 대한 연구개발은 1997년부터 착수하였으며, 2007년에 사용후핵연료를 직접 처분대상으로 하여 현재기술로 가장 안전한 방법으로 고려하고 있는 심도 500 m의 안정한 암반에 처분하는 심지층 처분방식인 스웨덴 KBS-3형 처분개념을 바탕으로 한 기준 심지층처분 시스템을 개발하였다[2,3]. 고준위 방사성폐기물 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 고려인자는 폐기물로부터 발생하는 열로 인하여 공학적방벽 요소인 완충재의 온도가 100℃ 이하가 되도록 처분공 및 처분터널 간격을 설정하는 것이다.
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