[논문]국내 고준위 방사성 폐기물 심부시추공 처분을 위한 개념 연구

전병규; 최승범; 이수득; 전석원

doi:10.7474/tus.2019.29.2.075

국내 고준위 방사성 폐기물 심부시추공 처분을 위한 개념 연구
A Conceptual Study for Deep Borehole Disposal of High Level Radioactive Waste in Korea 원문보기

터널과 지하공간: 한국암반공학회지 = Tunnel and underground space, v.29 no.2, 2019년, pp.75 - 88

전병규 (SK건설(주) Infra Engineering 2팀) , 최승범 (서울대학교 에너지자원신기술 연구소) , 이수득 (서울대학교 공과대학 에너지시스템공학부) , 전석원 (서울대학교 공과대학 에너지시스템공학부)

초록
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우리나라는 1978년 4월 고리1호기를 시작으로 지금까지 총 24기의 원전을 가동하고 있으며 2기의 원전이 건설 중이다. 원자력 발전이 지속됨에 따라 원자력발전소에서 발생하는 방사성 폐기물의 양도 늘어나게 되어 이를 영구처분하기 위한 다양한 방법이 제안되어 왔다. 국내에서는 심층처분(DGD)을 중심으로 연구가 진행되어 왔으나 심부 시추공을 활용하는 심부시추공 처분(DBD) 역시 대안으로 고려할 필요가 있다. 본 논문에서는 기술 선진국의 선행 연구결과를 종합하여 심부시추공 처분에 요구되는 요소기술들을 소개하고 이를 국내에 적용하기 위한 적용성 평가를 수행하였다. 시추공 설계, 처분부지 등에 대한 개념적 연구를 수행하였으며 마지막으로 실제 처분을 위하여 향후 요구되는 기술적 과제에 대하여 정리하였다.

Abstract ▼ AI-Helper

With Kori nuclear power plant unit 1 as a beginning in April 1978, 24 nuclear power plants have been operated in Korea and two more plants are under construction. As the nuclear power plants being operated, radioactive wastes from the plants have been accumulated so that various methods for disposing them have been proposed. In Korea, researches have been conducted, being focused on DGD (Deep Geological Disposal), however, DBD (Deep Borehole Disposal) method needs considering as an alternative. In this technical note, element technologies for DBD were analyzed by compiling previous researches and their applicability on domestic cases were investigated. Conceptual studies regarding relevant designs were conducted and finally, technical challenges for actual disposal were described.

주제어

표/그림 (12)

그림 Fig. 1. Conceptual design of DBD; (a) Borehole and casing design in USA (SNL, 2011), and (b) Borehole design in Sweden (MKG, 2006)
그림 Fig. 1. Conceptual design of DBD; (a) Borehole and casing design in USA (SNL, 2011), and (b) Borehole design in Sweden (MKG, 2006) (Continued)
표 Table 1. Specification of borehole and casing design in USA (SNL, 2011)
그림 Fig. 2. Schematic diagram of borehole and casing design in Germany; (a) Geological condition, and (b) Casing design of KTB borehole (Bracke et al., 2017)
그림 Fig. 3. Conceptual design of DBC-R (Bracke el al., 2017)
그림 Fig. 4. Schematic diagram for disposal sequence (SNL, 2011)
그림 Fig. 5. Conceptual design of sealing; (a) Sealing design in USA (SNL, 2011), and (b) Sealing design in Germany (Bracke et al., 2017)
그림 Fig. 5. Conceptual design of sealing; (a) Sealing design in USA (SNL, 2011), and (b) Sealing design in Germany (Bracke et al., 2017) (Continued)
표 Table 2. Possible scenarios for DBD design
표 Table 3. Canister design plan for each DBD scenario
표 Table 4. Simulation results about disposal area according to each scenario
표 Table 5. Deep borehole cases in overseas

AI 본문요약
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문제 정의

본 논문에서는 심부시추공의 처분 개념을 간략히 소개하고 국내 조건에 부합하는 개념을 소개하고자 하였다. 또한, 현재 기술수준을 고려하여 향후 필요한 기술적 과제를 정리하고자 하였다.
본 논문에서는 국내 고준위 방사성 폐기물 심부시추공 처분을 위한 개념 연구를 수행하였다. 먼저, 심부시추공 처분의 개념을 설명하고자 미국, 독일, 영군, 스웨덴 등 기술 선진국에서 수행된 선행연구를 종합하여 처분에 필요한 요소기술을 간략히 설명하였다.
하지만 여전히 일부 선진국에서 수행된 연구를 바탕으로 문헌과 기존자료를 이용해 예비 검토하는 단계로 볼 수 있다. 본 논문에서는 심부시추공의 처분 개념을 간략히 소개하고 국내 조건에 부합하는 개념을 소개하고자 하였다. 또한, 현재 기술수준을 고려하여 향후 필요한 기술적 과제를 정리하고자 하였다.

가설 설정

4) 처분용기의 내부 길이는 대부분의 연료봉을 채울 수 있도록 충분한 길이를 확보해야 한다.
KRS 처분 개념 설계에 반영된 처분 규모(45,000 PWR assemblies, 842,000 CANDU bundles)를 기준으로, 이와 동일한 양의 사용후핵연료에 대해서 심부시추공 처분 방식을 적용하는 경우를 가정하여 그에 따른 처분 적용성을 검토하였다. KRS 처분 개념에서 제시하고 있는 처분용기의 크기는(직경 1,020 mm, 길이 4,830 mm) 심부시추공에 적용할 수 없는 크기이기 때문에, 이 크기를 적절한 수준으로 수정한다는 가정 하에 분석을 수행하였다.
KRS 처분 개념 설계에 반영된 처분 규모(45,000 PWR assemblies, 842,000 CANDU bundles)를 기준으로, 이와 동일한 양의 사용후핵연료에 대해서 심부시추공 처분 방식을 적용하는 경우를 가정하여 그에 따른 처분 적용성을 검토하였다. KRS 처분 개념에서 제시하고 있는 처분용기의 크기는(직경 1,020 mm, 길이 4,830 mm) 심부시추공에 적용할 수 없는 크기이기 때문에, 이 크기를 적절한 수준으로 수정한다는 가정 하에 분석을 수행하였다. 영국에서 수행한 심부시추공의 최대 직경 및 심도에 대한 기술적 검토 결과를 바탕으로(Beswick, 2008), 현재의 기술수준에서 건설할 수 있는 세 가지 조건의 시나리오를 가정하였다(Table 2).
KRS 처분 개념에서 제시하고 있는 처분용기의 크기는(직경 1,020 mm, 길이 4,830 mm) 심부시추공에 적용할 수 없는 크기이기 때문에, 이 크기를 적절한 수준으로 수정한다는 가정 하에 분석을 수행하였다. 영국에서 수행한 심부시추공의 최대 직경 및 심도에 대한 기술적 검토 결과를 바탕으로(Beswick, 2008), 현재의 기술수준에서 건설할 수 있는 세 가지 조건의 시나리오를 가정하였다(Table 2).
처분용기의 적치는 SNL에서 제시하고 있는 40개의 묶음 단위로 하강시키는 방법을 적용하였다. 이때, 처분용기 묶음 사이에 설치되는 플러그(브릿지 및 시멘트)를 고려하여 한 묶음에 필요한 총 길이는 200 m로 가정하였다. 한편, 시추공 간 이격거리는 100 m로 설정하였으며 지표면상의 시추공은 이격거리를 기준으로 삼각형 배치가 되도록 설계하였다.

제안 방법

0 wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU, 원자로 방출 후 40년 냉각된 사용후핵연료를 기준으로 설계되었다. 그 후, KDC-1를 경량화한 KDC-2를 개발했으며 CANDU 사용후핵연료의 포장을 위한 A-KDC-CANDU를 개발하였다. 상기 처분용기에 비해 심부시추공 처분 방식의 처분용기 크기는 작은 편이기 때문에, 현재의 처분용기 제작 및 성능평가 기술 수준으로 심부시추공에 적합한 처분용기를 충분히 제작할 수 있을 것으로 판단된다.
PWR 사용후핵연료는 처분용기의 길이방향으로 하나의 연료봉이 적재되는 반면, CANDU는 처분용기의 길이방향으로 9단을 쌓아 적재되는 형태이다. 단, 적재 효율을 고려하여 PWR 연료봉과 CANDU 다발의 직경을 10% 증가시켜 적용하였다.
크게 시추공 건설, 처분용기 설계, 처분용기 적치, 시추공 밀봉 네 가지 요소기술로 분류하여 기본적인 필요조건 및 각 국가별 적용 방안을 조사하였다. 또한, 심부시추공 처분의 국내 적용을 위하여 적용성 검토를 수행하였다. 시추공 심도 및 직경을 기준으로 세 가지 시나리오를 구성하고 이에 따른 처분면적, 처분용기 안정성 등을 검토하였다.
따라서, 미국과 스웨덴은 결정질 암반에 최대 심도 5 km의 시추공을 건설하고 하부 2~3 km 구간을 적치구간으로, 그 윗부분을 밀봉구간으로 설계하였다. 또한, 처분용기의 크기를 고려하여 시추공 최하부의 직경은 30~50 cm 수준으로 설계하였다(Fig. 1). 심부시추공 처분 개념에서 중요한 또 다른 요소는 케이싱과 공벽 사이의 효율적인 그라우팅으로 시추공의 장기간 안정성을 고려하면 영구적인 케이싱 기술이 필요하다(Beswick, 2008).
또한, 심부시추공 처분의 국내 적용을 위하여 적용성 검토를 수행하였다. 시추공 심도 및 직경을 기준으로 세 가지 시나리오를 구성하고 이에 따른 처분면적, 처분용기 안정성 등을 검토하였다. 마지막으로 심부시추공 처분의 적용을 위해 추가적으로 요구되는 기술적 과제에 대하여 간략히 정리하였다.
처분용기의 사양은 기반암의 상재하중, 온도구배, 폐기물의 최대 온도 등을 고려하여 설계한다. SNL에서 제시하고 있는 처분용기는 기본적으로 핵연료집합체(nuclear fuel assemblies)에서 핵연료봉(fuel rods)을 분리하여 연료봉 단위로 처분용기에 재포장하는 개념을 적용하고 있다.
처분용기의 적치는 SNL에서 제시하고 있는 40개의 묶음 단위로 하강시키는 방법을 적용하였다. 이때, 처분용기 묶음 사이에 설치되는 플러그(브릿지 및 시멘트)를 고려하여 한 묶음에 필요한 총 길이는 200 m로 가정하였다.
SNL에서는 40개의 처분용기를 서로 연결하여 일련(string) 단위로 하강시키는 개념을 채택하고 있으며 개략적인 적치 순서를 다음과 같이 제시하였다. 첫 번째, 처분용기 묶음을 시추공 바닥까지 하강시켜 정착시킨 후, 처분용기 묶음의 최상부에 브릿지 플러그(bridge plug)와 시멘트 플러그(cement plug)를 순차적으로 설치한다. 두 번째, 처분용기 묶음을 하강시켜 기존에 설치된 시멘트플러그에 정착시키고 추가된 처분용기의 최상부에 앞서와 같이 브릿지 플러그와 시멘트 플러그를 설치한다.
먼저, 심부시추공 처분의 개념을 설명하고자 미국, 독일, 영군, 스웨덴 등 기술 선진국에서 수행된 선행연구를 종합하여 처분에 필요한 요소기술을 간략히 설명하였다. 크게 시추공 건설, 처분용기 설계, 처분용기 적치, 시추공 밀봉 네 가지 요소기술로 분류하여 기본적인 필요조건 및 각 국가별 적용 방안을 조사하였다. 또한, 심부시추공 처분의 국내 적용을 위하여 적용성 검토를 수행하였다.
이때, 처분용기 묶음 사이에 설치되는 플러그(브릿지 및 시멘트)를 고려하여 한 묶음에 필요한 총 길이는 200 m로 가정하였다. 한편, 시추공 간 이격거리는 100 m로 설정하였으며 지표면상의 시추공은 이격거리를 기준으로 삼각형 배치가 되도록 설계하였다.

대상 데이터

KRS 개념에서 사용하고 있는 처분용기(KDC-1, Korean Disposal Canister)는 초기농축도 4.0 wt%, 방출연소도 45 GWd/MtU, 원자로 방출 후 40년 냉각된 사용후핵연료를 기준으로 설계되었다. 그 후, KDC-1를 경량화한 KDC-2를 개발했으며 CANDU 사용후핵연료의 포장을 위한 A-KDC-CANDU를 개발하였다.

성능/효과

1) 시추공 밀봉재는 1×10-12 m2 이하의 낮은 투수율을 갖춰야 하며 시추공 내부를 통한 유체 유동을 차단해야 한다.
1) 시추공은 지하 5 km 까지 완전한 상태를 유지한다.
1) 처분용기의 운반, 취급, 적치 과정에서 방사성 물질의 유출이 없도록 높은 수준의 안정성을 확보해야 한다.
2) 밀봉재는 시추공벽에 부착되어 낮은 투수율을 형성하여 밀봉재와 시추공벽 사이에서 발생할 수 있는 유체 유동을 차단하여야 한다.
2) 시추공과 케이싱(casing)은 처분용기의 안정적인 적치를 위해 충분한 안정성과 내구성을 갖추어야 한다.
2) 처분용기는 심부시추공 처분 전 과정에 걸쳐 구조적으로 완전한 상태를 유지해야 하며, 시추공 내의 수압, 상재하중, 열에 견딜 수 있어야 한다.
3) 밀봉재는 장기간 내구성을 갖춰야 하며, 특히 최대 열 발생 시기인 2000년까지 유지되어야 한다.
3) 시추공과 케이싱은 처분용기 적치를 위해 충분한 직경을 유지한다.
3) 처분용기는 시추공에 적치하기 위한 장치 및 처분용기 간에 연결될 수 있도록 설계되어야 하며, 그 연결부는 적치 및 회수 시에 가해지는 하중에 충분히 견딜 수 있어야 한다.
4) 밀봉재는 상부 하중, 벤토나이트의 팽창압, 하부 과압 등에 견딜 수 있는 강도를 가져야 한다.
4) 지하 5 km 심도에서 인접 시추공 사이의 간격은 50 m 이상이 되도록 제어한다.
5) 밀봉재는 최소 2000년 동안 100~200℃ 조건에서 화학적으로 안정한 상태여야 한다.
5) 최적의 밀봉 효과를 위해 채움재와 시추공벽이 직접 닿을 수 있도록 중간 밀봉구간의 케이싱 제거가 가능해야 한다.
6) 밀봉재는 요오드-129와 같은 비흡착 방사성 핵종의 이동을 지연시킬 수 있는 화합물로의 변환이 가능해야 한다.
6) 처분용기 적치 구간의 과수압을 방지하기 위해서 해당 구간의 케이싱과 그라우트는 유체 유동을 허용해야 한다.
7) 시추공 내 다중 밀봉재를 적용하여 개별 밀봉재의 파괴 이후에도 성능을 발휘하여야 한다.
8) 시추공 처분이 완료되기 전, 폐기물의 회수가 필요한 경우를 대비하여 충분한 안정성과 내구성을 갖추어야 한다.
이때, 총 연료봉의 수는 1,056개로, Table 4에서 예상한 시나리오의 연료봉 수보다 많다. 결과적으로, 최대 988개의 PWR 연료봉이 적재되는 가상 시나리오에 대한 열적 안정성은 이미 확보되었다고 판단된다. 다만, 심부시추공 처분에서는 대심도 및 처분용기 자체의 상재하중이 추가적으로 발생하기 때문에, 보다 큰 설계 강도를 고려해야하는 점이 과제로 남아있다.
세 가지 조건에 대한 처분부지 면적을 검토한 결과 PWR 및 CANDU에 대하여 약 2 km²의 면적이 소요될 것으로 예상되며, 이는 동일한 규모의 KRS 개념에서 예상되는 4.6 km²의 절반 수준이다. 단, 심부시추공 처분의 면적은 시추공 이격거리와 시추공 수에 비례하기 때문에 이에 대한 최적 설계가 필요하다.

후속연구

물론 국내에서도 지열에너지 개발 연구는 꾸준히 진행되어왔으나 시추기술 자체에 대한 연구는 상대적으로 빈약한 실정이다. 결국, 심부 시추기술의 발전은 사용후핵연료의 처분 목적뿐만 아니라 국내 천연자원개발, 심부 지질특성 평가, 심부 지하구조물 건설 등 다양한 분양에서 필수적인 기술이라고 할 수 있으며, 이러한 중대성을 감안하여 국내 시추기술 발전을 위한 다양한 연구가 진행되어야 할 것으로 판단된다.
마지막으로 심부시추공 처분의 적용을 위해 추가적으로 요구되는 기술적 과제에 대하여 간략히 정리하였다. 국외 기술 선진국에 비해 대심도 대구경 시추공 시추기술, 대심도 지질 특성 조사, 분석, 평가 기술, 사용후핵연료 해체 및 재포장 기술 등이 미진한 것으로 판단되며 앞으로 이에 대한 추가적인 연구가 요구된다.
6 km²의 절반 수준이다. 단, 심부시추공 처분의 면적은 시추공 이격거리와 시추공 수에 비례하기 때문에 이에 대한 최적 설계가 필요하다. 이격거리는 폐기물에서 발생하는 붕괴열에 따라 설계되며, 시추공 수는 시추공당 처분용기 수와 처분용기 당 연료봉 수에 의해 결정된다.
또한, 심부시추공 처분 방식을 적용하기 위해서는 심부 지질특성에 대한 연구가 필요하다. 심부지층에 대한 연구는 정부출연연 구소를 중심으로 다양한 연구가 수행되고 있으나, 사용후핵연료 처분을 목적으로 하는 심부시추공 처분에서는 보다 실증적이고 높은 안전율을 고려한 심부 지질 특성 평가 기술이 마련되어야 한다.
마지막으로 사용후핵연료 집합체의 해체 및 밀집 재포장 기술이 요구될 것으로 판단된다. 이 기술의 발전은 심부시추공 처분뿐만 아니라 심층처분 방식에 있어서도 경제적 실효성이 높다고 판단된다.
6 cm 수준이다. 이상의 국내 시추 사례에서 알 수 있듯, 결정질 기반암에서 심도 5 km, 직경 50 cm 수준의 시추공 시추는 현재 국내 기술수준으로 실현할 수 없는 상태로 추가적인 연구, 개발이 필요한 실정이다.
이 기술의 발전은 심부시추공 처분뿐만 아니라 심층처분 방식에 있어서도 경제적 실효성이 높다고 판단된다. 즉, 사용후핵연료의 밀집 재포장을 통해 심층처분 방식의 처분면적을 감소시킴으로써, 기존의 방식을 개선하는 효과가 있을 것으로 기대된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	사용후핵연료는 어디에 저장,관리되는가?	상업적 발전이 지속됨에 따라 원전에서 발생하는 방사성폐기물의 양도 자연스레 늘어나게 되었으며 중저준위 방사성폐기물은 많은 어려움 속에서도 경주 부지 선정과 방사성 폐기물 저장소 건설을 성공리에 완수하고 2015년부터 처분을 시작한 반면, 고준위 방사성 폐기물은 안전한 영구 처분을 위한 계획 수립에 난항을 거듭하고 있는 실정이다. 현재 원전에서 발생하는 사용후핵연료는 원전 내 저장수조 또는 원전부지 내 건식저장시설 등의 임시 저장시설에 저장, 관리되고 있다. 2015년 기준, 국내 원전에서 발생한 사용후핵연료의 총량은 경수로형에서 16,297다발, 중수로형에서 408,797다발에 달하고 있다.
	심층처분 방식에 있어서도 경제적 실효성이 있다고 판단되는 이유는?	이 기술의 발전은 심부시추공 처분뿐만 아니라 심층처분 방식에 있어서도 경제적 실효성이 높다고 판단된다. 즉, 사용후핵연료의 밀집 재포장을 통해 심층처분 방식의 처분면적을 감소시킴으로써, 기존의 방식을 개선하는 효과가 있을 것으로 기대된다.
	심부 시추기술의 발전이 필요한 이유는?	물론 국내에서도 지열에너지 개발 연구는 꾸준히 진행되어왔으나 시추기술 자체에 대한 연구는 상대적으로 빈약한 실정이다. 결국, 심부 시추기술의 발전은 사용후핵연료의 처분 목적뿐만 아니라 국내 천연자원개발, 심부 지질특성 평가, 심부 지하구조물 건설 등 다양한 분양에서 필수적인 기술이라고 할 수 있으며, 이러한 중대성을 감안하여 국내 시추기술 발전을 위한 다양한 연구가 진행되어야 할 것으로 판단된다.

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표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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