초록 ▼

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
1. 고준위폐기물 방사선원항 평가 프로그램 개발
선진핵연료주기 고준위폐기물을 장기간 안전관리하기 위한 처분시스템을 설계하기 위해서는 열해석, 구조해석, 방사선차폐 해석 등이 기본적으로 수행되어야 하며, 이를 위해서는 각 폐기물에서 발생하는 붕괴열, 핵종 조성, 방사능 등과 같은 방사선원항과 폐기물의 질량 및 부피와 같은 정보가 필요하다. 이와 같은 정보는 사용전 핵연료의 제원, 원자로 내 조사이력, 원자로 방출 후 저장 이력 등을 포함해야하므로 각 사용후핵연료에 대해 이러한 정보를 추출하는

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
1. 고준위폐기물 방사선원항 평가 프로그램 개발
선진핵연료주기 고준위폐기물을 장기간 안전관리하기 위한 처분시스템을 설계하기 위해서는 열해석, 구조해석, 방사선차폐 해석 등이 기본적으로 수행되어야 하며, 이를 위해서는 각 폐기물에서 발생하는 붕괴열, 핵종 조성, 방사능 등과 같은 방사선원항과 폐기물의 질량 및 부피와 같은 정보가 필요하다. 이와 같은 정보는 사용전 핵연료의 제원, 원자로 내 조사이력, 원자로 방출 후 저장 이력 등을 포함해야하므로 각 사용후핵연료에 대해 이러한 정보를 추출하는 것은 매우 방대한 일이다. 사용후핵연료 데이터베이스를 분석하고 발생량을 예측할 수 있는 프로그램을 개발하였으며, 선진핵연료주기 고준위폐기물을 파이로 건식처리공정 물질흐름을 반영하여 쉽게 정량화할 수 있는 프로그램을 개발하였다. 경주처분장에 수용될 수 없는 원전해체 장반감기 폐기물도 처분시스템 설계시 고려의 대상이 되므로 이의 방사선 원항을 추정할 수 있는 프로그램도 개발하였다.
2. 공학적방벽 개발
저온분사코팅 기법을 적용하여 구리용기의 두께를 1.0 cm로 줄인 새로운 개념의 사용후핵연료 처분용기를 설계하였다. 국산 2종 및 외산 구리분말 3종을 대상으로 저온분사코팅을 실시하고, 코팅층의 적층효율, 경도, 기공도, 산소함유량 등의 기본 특성을 평가하였다. 실제 처분용기의 축소 시제품에 대하여 10 mm 이상의 구리코팅을 제작하고, 기본 특성을 평가하였으며, 전기화학적 분석법을 통해 부식전위와 부식률을 산출하고, 부식거동을 무게 감손법으로 저온분사코팅 구리의 부식두께를 추정하였다. 아울러 Crevice Corrosion의 발생여부를 전기화학적으로 조사하였다. 실제 처분환경과 유사한 부식조건에서 3종의 저온분사코팅 구리와 압출동, 단조동 및 기타 구리 합금에 대해서 2년간 부식두께를 조사하였다. 이후 KURT 현장에서 부식시험을 진행하고 있다. 완충재를 통한 부식인자의 물질이동을 근거로 한 처분용기의 수명예측 모델을 개발하였다. 완충재 성능향상을 위해 두 가지의 연구를 수행하였다. 첫 번째로 요오드의 흡착능을 향상하는 방안으로서, Ag₂O가 첨가된 압축벤토나이트에서 요오드 이온의 지연 및 확산 특성을 관통 확산법으로 조사하였다. 두 번째로 완충재의 열전달 기능을 향상하기 위한 방안으로서, 모래와 흑연이 혼합된 이중 구조 완충재를 개발하고 성능을 분석하였다.
3. 복합폐기물 처분시스템 예비 개념설계
선진핵주기에서 처분시스템의 대상은 중수로 및 하나로 사용후핵연료, 원전 해체 폐기물, 그리고 파이로 건식처리 폐기물이다. 처분의 대상이 되는 각 폐기물의 특징 및 방사선원항을 평가하였으며, 이를 바탕으로 각 폐기물 용기, 처분용기, 그리고 처분시스템 예비 개념 설계안을 도출하였다. 도출된 처분시스템에 대해 안전성 및 성능을 입증하기 위하여 방사선량, 처분용기 부식수명, 열적 안전성, 구조적 안전성 등을 평가하였다. 또한 중수로 사용후핵연료 처분시스템과 하나로 사용후핵연료 처분시스템에 대해서는 비용분석, 심지층 처분효율을 향상시키기 위한 처분방안 대안분석, 처분 지상시설 개념설계 및 운영방안 도출 등의 연구 통해 처분시스템을 최적화하고자 하였다.
4. A-KRS 장기 운영 안전성 평가체계 구축
본 연구에서는 안전성평가를 위한 방법론으로 원전의 안전성평가를 위한 방법론인 확률론적 안전성 평가 방법론을 선정하였다. 확률론적 안전성평가 방법론을 활용한 운영 안전성 평가 체계를 구축하였으며, 구축된 운영 안전성 평가 체계의 적용성을 확인하기 위하여 처분장의 지상시설 및 지하시설의 대표 사고에 대하여 안전성 사례 평가를 수행하였다. 또한, 운반 안전성 사례 평가를 통한 적용성을 확인하기 위하여 운반용기 및 운반 선박을 고려한 운반 시나리오를 구성하여 운반중 발생 가능한 사고에 대한 안전성 평가를 수행하였다.
5. 고준위폐기물 국가 관리 프로그램(안)
본 보고서에서는 국내에서 예상되는 사용후핵연료 발생 현황을 분석하여 정리하였다. 고준위폐기물 장기관리에 관한 원자력계 전문가들의 의견을 수렴하기 위하여 설문조사를 수행하였다. 이를 바탕으로 고준위폐기물 장기관리를 위한 국가관리 원칙을 작성하였으며, 국내에서 고려할 수 있는 핵연료주기에 대한 분석을 외국자료를 바탕으로 수행하였다. 선정된 핵연료주기를 바탕으로 고준위폐기물 영구처분 관점에서 로드맵을 작성하였다. 로드맵의 기본이 되는 영구처분시점 제안을 위하여 다양한 분석을 수행하였다.
6. 선진 핵주기 선원항 평가기술 개발
제2단계 연구에서는 제1단계에서 개발한 방사선원항 평가 프로그램(A-SOURCE)을 검증하고, 검증된 프로그램을 이용하여 핵적 성능 및 국내 주요 장반감기 핵종의 재고량을 평가하였다. 개발된 프로그램에 대해 기능모듈 및 사용자 편의환경에 대한 개선이 이루어졌으며, 특히 구조재 방사선원항 평가 기능 및 집단 방사선원항평가 기능이 대폭 향상되었다. 프로그램의 검증은 두 단계에 걸쳐 이루어졌는데, 첫번째는 ORIGEN-S 해석결과의 비교를 통해 이루어졌으며, 두 번째는 조사된 물질내 핵종재고량 실측치와의 비교를 통해 이루어졌다 최종적으로 검증된 프로그램을 이용하여 선진핵주기 폐기물에 대한 방사선원항을 평가하여 처분시스템 핵적 성능 평가에 활용하였으며, 고리 4호기 사용후핵연료를 대상으로 TRU 및 장반감기 핵분 열생성물의 주요 재고량에 대한 거동을 2100년까지 추정하였다.
7. 파이로 공정 폐기물 처분용기 개발
세라믹 폐기물 처분용기에 대한 장기 안전성을 규명하고자 하였다. 구리-구상흑연주철 처분용기의 밀봉을 위해 저온분사코팅을 응용하였다. 심지층에서의 처분용기 건전성을 확보하기 위해, 심지층 조건을 모사한 장기부식 시험을 실시하고, 도출된 실험 자료를 바탕으로 부식 수명예측 프로그램을 개발하였다. 또한 심지층에서의 지진에 의한 처분용기의 전단거동 안전성을 규명하기 위하여 두 가지 전단 해석 프로그램을 개발하였다. 전단해석 프로그램 입력자료에 필요한 공학적방벽의 물리적 상수를 검증하였으며, 필요한 물성인자는 실험적으로 도출하였다. 이와 더불어 모사된 전단해석 프로그램의 정확성은 소규모 전단기기를 직접 개발하여 시험함으로써 입증하였다.
8. 선진 핵주기 폐기물 처분시스템 개발
처분단위 모듈을 KURT 처분부지에 분포하는 MWCF 구조와 이를 기반으로 하는 3차원 지하수 유동 해석 모델을 이용하여 최적의 배치를 도출하였다. KURT 주변 암반의 열적 특성을 반영하여 수평처분터널 방식과 수직공 처분방식에 대한 3차원 열 해석을 통해 처분터널 및 처분공 사이의 간격을 결정하고, 환기 측면에서 처분 터널 배치를 설계하였다. 처분시스템 설계에 대해 기술성을 검토하고 열적, 구조적 안정성, 방사선적 측면에서 성능평가를 수행하고 설계기준과 비교하였다. 파이로 공정을 통해 발생된 폐기물의 처분비용과 사용후핵연료 직접 처분비용을 비교하기위하여, 국내 처분단위비용을 확보하고, 이를 이용하여 두 가지 처분시스템에 대한 비용평가를 시도하였다. 금번 단계 연구를 통해 개발된 처분시스템에 대한 객관적평가를 확보하기 위하여 영문 종합보고서를 작성하여, 국제원자력기구(IAEA)의 전문가검토(Peer Review)를 받았다.

Abstract ▼

Ⅲ. Contents and Scope
1. Development of Source Term Evaluation Program for HLWs
The HLWs and spent fuels generated from pyroproecss and CANDU, respectively, are the major source terms of disposal system. Transuranics are recycled as a fuel, and long-lived fission products such as I and Tc are

Ⅲ. Contents and Scope
1. Development of Source Term Evaluation Program for HLWs
The HLWs and spent fuels generated from pyroproecss and CANDU, respectively, are the major source terms of disposal system. Transuranics are recycled as a fuel, and long-lived fission products such as I and Tc are transmuted in the sodium fast reactor in connection with pyroprocess. Only short-lived and metal wastes will be disposed of in a deep geological disposal repository.
For the proper thermal, mechanical, and radiation shielding analyses which are inevitably carried out for a design of disposal system, reasonable source terms like mass and volume of the wastes, decay heat, nuclide concentration, and radioactivity should be determined considering the physical characteristics, irradiation history, cooling history of spent fuels. To facilitate this process, the spent fuel database management, a spent fuel arising projection program, and automatic characterization programs for radwastes from the advanced fuel cycle and decommissioning of nuclear installations were developed.
2. Development of Engineered Barriers
A new A-KDC-CANDU disposal canister was designed with a reduced wall thickness from 5.0 cm to 1.0 cm through a cold sprayed coating (CSC) method. For the practical application, the cold sprayed coating process of a copper was studied of disposal canister. The coating process was evaluated using several different copper powders in view of stacking efficiency, hardness, void fraction, and oxygen content. And then, the manufacturing of a small scale (1/10) copper canister was tried to verify a technical validity of a cold sprayed coating method. To understand physical and chemical properties of a CSC copper, several test, such as XRD, oxygen analysis, electro chemical analysis, and tensile test were performed.
To evaluate the corrosion performance of a CSC copper, corrosion potential and corrosion rate were measured in a electrochemical analysis, and the corrosion thicknesses were produced by weight loss measurement in several corrosive environments. In the corrosion tests, CSC copper was compared with general extruded copper and forging copper.
An underground disposal condition was imitated in a laboratory similarly using underground water, compact bentonite, and titanium vessel, in which surroundings, three kinds of CSC copper, extruded copper, forging copper, and other copper alloys were corroded for 2 years to know their corrosion thickness. And then it is now undergoing the field corrosion test for CSC coppers at KAERI underground research tunnel (KURT).
The overview of copper corrosion models was accomplished to establish a proper corrosion model adequate for Korea underground environment. The surveyed corrosion models were categorized into several groups such as (1) general corrosion model, (2) microbial corrosion Model, (3) stress corrosion cracking (SCC), (4) pitting corrosion model, (5) buffer diffusion model, and etc.
To upgrade buffer performance, two kinds works were tried. One is a developing a Iodide capturing by adding a Ag₂O powder into a compact bentonite buffer. Another thing is a improvement of its thermal conductivity by composing a compact bentonite with a mixture of sand and graphite powder.
3. Conceptual design of disposal system for domestic HLWs and SNFs
The purpose of this section is to design preliminary disposal systems for various radioactive wastes which are classified as disposal waste for management. CANDU spent fuels, Hanaro spent fuels, nuclear power plant dismantled wastes, and Pyroprocess wastes belong to this disposal waste category. For this purpose of disposal system design, basic properties of bedrock and wastes have to be investigated in advance. Radiation safety of these system also has to be proved by calculating the radiation sources and shielding efficiency. Based on this performance, waste can, disposal canister, and disposal system had been conceptually designed.
The radiation dose assessment, disposal canister corrosion lifetime estimation, heat analysis, and structural safety confirmation are carried out to confirm the system safety. The other process like estimating cost for each disposal system, suggesting for the alternative disposal concept, and deriving the surface facility conceptual design & its operation plan also make the conceptual design of the disposal systems complete preliminarily.
4. Establishment of Preclosure Safety Assessment System for A-KRS
The operational phase of the radioactive waste repository means the transportation of radioactive waste packages and construction and operation of a radioactive waste repository. The basic principles considered in the operational phase are environmental integrity, safety, and public acceptance. Among them, the safety assessment should be considered as the first priority. The safety goal for the safe operation of a radioactive waste repository is to protect the environment and human beings from the radiation effect.
The development of the scenarios and methodologies for the safety assessment should be made in order to assess the operational safety of a radioactive waste repository. Also, the relevant safety assessment framework should be established by the selection of appropriate tools based on the methodologies for the safety assessment. In this study, we adopted the probabilistic safety assessment (PSA) as the safety assessment methodology of a radioactive waste repository, which are being used widely in the safety assessment of nuclear power plants. The basic analysis methods in the PSA are the event tree analysis (ETA), fault tree analysis (FTA), and the probabilistic exposure dose assessment resulting from the release of radioactive materials. The exposure dose assessment results are to be compared with the safety goals in order to check whether the results are satisfactory or not. We established the safety assessment framework and the sample safety assessment for the typical events at the surface and subsurface facilities were made in order to check the applicability of the safety assessment framework. Also, we made transportation safety assessment resulting from the accidents during the transportation of radioactive waste packages for the transportation scenarios made by considering the transportation packages and transportation vehicles.
5. National program on the HLW management
The government decision on the management of spent fuels containing most of radioactivities from nuclear energy has not yet been made clearly in Korea. Considering the situation that the temporary storage facilities at the nuclear power plant sites will be saturated around the year 2016, the policy on the interim storage should be made through a public engagement process soon. Anyway, our government has not made any plan or timing on the final geological disposal of high-level wastes.
In this report, total amount of the spent fuels from the 32 nuclear reactors including the planned are projected. In order to collect the opinion on the spent fuel management, a survey was carried out for the experts working in nuclear industry. Based on the survey results, we proposed the principles on the long-term management of HLW in Korea. And the fuel cycles which could be accepted in Korea were compared through the literature survey on the research results of OECD/NEA. With the selected fuel cycles, a road-map for the geological disposal of HLW was produced. The timing for the geological disposal was determined in terms of several factors.
6. The source term estimation program(A-SOURCE) to support an advanced fuel cycle was improved and verified in the 2^nd phase of this research. Source terms needed for the performance evaluation of the disposal system and grand nuclide inventory for long-lived nuclides were calculated by using the A-SOURCE. At first, improvement of the A-SOURCE was focused on the development of functional module and user-interface. Especially, overall source term calculation capability for batch of radwaste was changed remarkably. In the verification of the A-SOURCE, the estimated nuclide inventory by A-SOURCE was compared with results from both ORIGEN-S and chemical assay. Eventually, A-SOURCE was utilized to estimate source terms of various radwastes from advanced fuel cycle for performance evaluation of the disposal system. The A-SOURCE was also used to estimated grand nuclide inventory of transuranics and major fission products in spent fuels discharged from Kori Unit 4.
7. Development of a disposal canister for a high level waste from pyro-process.
Examination of long-term safety of the disposal canister was tried for a ceramic waste. Cold-spray coating method was adopted for the sealing between the copper canister and its lid. To confirm the integrity of disposal canister for environmental corrosion, long-term corrosion test was performed in a underground simulated condition, and the resulted corrosion data was used in the development of a life-time prediction program. And then the safety of a disposal canister for a seismic movement was also studied by establishing two simulation codes about fault movement. For the purpose, physical input-parameters for the codes were investigated, assumed, and derived experimentally if needed. For the verification of developed codes, a miniature fault test machine was manufactured, tested and then the experimental results were compared with the results from computational simulations.
8. The disposal system for the wastes from the pyro-process(A-KRS)
The spacings of the disposal tunnels and the disposal canisters in the cases of the horizontal disposal method and the vertical deposition hole method were determined through the thermal analyses considering the thermal properties of the rock around KURT(Kaeri Underground Research Tunnel). The layout of the disposal tunnels was designed in terms of the ventilation. The optimum layout of the disposal unit module was designed based on the MWCF distributed in the KURT hypothetical disposal site and the 3-D ground fluid analyses model. The technical feasibility of the deep geological disposal system design was reviewed. The performance assessment was carried out in terms of thermal, structural stability and radiological safety and the results were compared with design criteria.
To make a comparison between the disposal cost for the waste from pyro-process and the one for the spent fuels, the domestic unit disposal costs were obtained. Based on the unit costs, the cost estimation of the disposal systems in both case were carried out. The English version of the final report on the disposal system developed in this research stage was made, and to get the objective evaluation, the report was reviewed by the experts from IAEA.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 4
• 요약문 ... 5
• SUMMARY ... 14
• Contents ... 28
• Contents of Table ... 31
• Contents of Figure ... 41
• 차례 ... 63
• 표차례 ... 66
• 그림차례 ... 75
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 94
• 제 1 절 연구개발의 목적 ... 94
• 제 2 절 연구개발의 필요성 ... 97
• 1. 기술적 측면 ... 97
• 2. 경제적ㆍ산업적 측면 ... 98
• 3. 사회적 측면 ... 99
• 제 3 절 연구개발 범위 ... 100
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 104
• 제 1 절 국내 기술개발 현황 ... 104
• 제 2 절 해외 기술개발 현황 ... 110
• 1. 처분용기 개발 현황 ... 110
• 2. 완충재 개발 현황 ... 111
• 제 3 절 연구결과가 국내/외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 114
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 116
• 제 1 절 고준위폐기물 방사선원항 평가 프로그램 개발 ... 116
• 1. 개 요 ... 116
• 2. 사용후핵연료 물량예측 프로그램 ... 118
• 3. 사용후핵연료 데이터베이스 관리 프로그램 ... 133
• 4. 선진핵연료주기 폐기물 선원항 평가 프로그램 ... 151
• 5. 원전해체 폐기물 선원항 평가체계 개발 ... 176
• 6. 결과 요약 ... 197
• 제 2 절 공학적방벽 개발 ... 199
• 1. 처분용기 개발 ... 199
• 2. 완충재 성능 향상 ... 332
• 제 3 절 복합폐기물 처분시스템 예비 개념설계 ... 376
• 1. 처분터널 주변 암반 물성 ... 376
• 2. 사용후핵연료 처분시스템 ... 380
• 3. 선진핵주기 폐기물 처분시스템 ... 405
• 4. 처분시스템 성능평가 ... 436
• 5. 처분시스템 대안분석 ... 485
• 6. 지상시설 운영방안 ... 491
• 7. 심지층 처분시스템 공정 설정 ... 497
• 제 4 절 A-KRS 장기 운영 안전성 평가 체계 구축 ... 514
• 1. 운영 안전성 평가 시나리오 개발 ... 514
• 2. 운영 안전성 평가 방법론 정립 ... 530
• 3. 안전성 평가 체계 구축 및 사례 평가 ... 559
• 제 5 절 고준위폐기물 국가 관리 프로그램(안) ... 596
• 1. 고준위폐기물과 사회적 인식 ... 596
• 2. 고준위폐기물 장기관리 방안 ... 605
• 3. 정책 로드맵 구성 ... 609
• 4. 결 론 ... 621
• 제 6 절 선진핵연료주기 폐기물 방사선원항 평가 기술 ... 623
• 1. 개 요 ... 623
• 2. 방사선원항 평가 프로그램 기능 개선 ... 626
• 3. 방사선원항 평가 프로그램 검증 계산 ... 649
• 4. 선진핵주기 R＆D 분야에의 적용 및 유용성 검토 ... 669
• 5. 처분시스템 핵적 성능 평가 ... 681
• 6. 결과 요약 ... 688
• 제 7 절 파이로 공정 폐기물 처분용기 개발 ... 690
• 1. 밀봉기술개발 ... 690
• 2. 처분용기 수명예측 ... 696
• 3. 전단시험 및 해석 모델 개발 ... 724
• 제 8 절 선진핵주기 폐기물 처분시스템 개발 ... 755
• 1. 수리 모델을 통한 최적 처분터널 배치 ... 755
• 2. 열 해석을 통한 세라믹폐기물 처분시스템 설계 ... 771
• 3. 단위방벽 공학적 평가 및 종합분석 ... 783
• 4. 처분시스템 비용평가 ... 812
• 5. 처분시스템 종합보고서 작성 ... 824
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 829
• 1. 목표 달성도 ... 829
• 2. 관련분야에의 기여도 ... 841
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 844
• 1. 경제적 활용 ... 844
• 2. 사회적 활용 ... 844
• 3. 기술적 활용 ... 845
• 제 6 장 해외과학기술정보 ... 846
• 제 7 장 연구시설ㆍ장비 현황 ... 849
• 제 8 장 참고 문헌 ... 850
• 서지정보양식 ... 858
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 859