Research Article

Tunnel and Underground Space. 30 April 2019. 75-88
https://doi.org/10.7474/TUS.2019.29.2.075

ABSTRACT


MAIN

  • 1. 서 론

  • 2. 심부시추공 처분 개념

  •   2.1 시추공 시추

  •   2.2 처분용기 설계

  •   2.3 처분용기 적치

  •   2.4 시추공 밀봉

  • 3. 국내 적용을 위한 개념 연구

  •   3.1 국내 적용성 검토

  •   3.2 붕괴열에 따른 처분용기의 안정성 검토

  •   3.3 처분 면적 검토

  •   3.4 대심도 장구경 시추공 건설기술 검토

  •   3.5 처분지역 지질 특성 검토

  • 4. 기술적 해결 과제

  • 5. 결 론

1. 서 론

우리나라는 1978년 4월 고리1호기를 시작으로 지금까지 총 24기의 원자력발전소(원전)를 가동하고 있으며, 2기의 원전이 건설 중이다. 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. 이후 각 원전에서 추가로 발생할 사용후핵연료의 양을 고려하면 중수로형 월성원전은 2019년부터 포화가 예상되고 경수로형 원전은 한빛과 고리가 2024년, 한울원전이 2037년, 신한울 원전이 2038년 순으로 포화가 예상된다(산업통상자원부, 2016).

사용후핵연료 또는 고준위 방사성 폐기물의 영구처분을 위해 제안된 다양한 방법 중 심부 지층에 목적(purpose-built)구조물을 만들어 처분하는 심층처분(DGD, Deep Geological Disposal) 방식이 현재의 기술수준을 감안할 때 가장 안전한 관리방법으로 평가되고 있다(Kwon, 2012; Lee et al., 2014; Ji et al., 2016). 심층처분 방식은 지하 1 km 미만의 지층에 터널 형태의 처분장을 건설하고, 공학적 방벽과 천연 방벽으로 구성되는 다중 방벽 시스템을 설치하여 처분장에 처분된 핵종의 생물권으로의 이동을 저지하는 기술이다. 이러한 처분방식을 고려하고 있는 주요 선진국에서는 심층 처분장 건설에 필요한 기술개발과 실증시험 수행을 위한 지하연구시설(URL, Underground Research Laboratory)을 운영하고 있다.

한편, 지열에너지 개발 및 석유 시추기술의 발달로 대심도 시추공 건설이 가능해지면서 심층처분 방식의 대안으로 여겨지던 심부시추공 처분(DBD, Deep Borehole Disposal) 방식에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다(SNL, 2012). 심부시추공 처분 개념은 1957년 미국 국립과학원 위원회(NAS, US National Academy of Sciences Committee)에서 심층처분 개념과 함께 처음으로 논의되어왔으나 대부분의 국가에서 기술적 한계로 인하여 큰 관심을 받지 못한 채, 심층처분의 대안으로서 연구되어 왔다. 그러나 최근 관련 기술의 발달은 이러한 심부시추공 처분 방식의 기술적 한계를 극복할 수 있는 계기가 되었고 심층 처분에 비해 상당히 깊은 위치에 고준위 방사성 폐기물을 처분할 수 있다는 근본적인 이점으로 인하여 미국을 중심으로 구체적인 연구가 진행된 바 있다.

국내에서는 심층처분 방식에 대한 연구가 주를 이루어 온 반면, 심부시추공 처분 개념에 대한 연구는 미흡한 실정이다. 현재까지 국내에서 수행된 심부시추공 처분 연구는 미국, 스웨덴 등 선진국에서 수행한 고준위 방사성 폐기물의 심부시추공 처분 개념 및 관련 기술에 대한 해외 연구동향을 소개하는 수준이다(Ji et al., 2012; Lee et al., 2014; Kim, 2015). 물론, 국내 고준위 방사성 폐기물 처분과 관련된 사회적 이슈를 반영하여 심부시추공 처분 방식의 국내 적용 가능성을 평가하기 위한 연구가 시작되고 있다(Yun and Kim, 2013; Lee et al., 2016). 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.

2. 심부시추공 처분 개념

심부시추공 처분 방식은 비교적 단순한 개념일 수 있지만, 실제 시공을 위해서는 처분시스템과 관련한 다양한 요소에 대한 선행연구가 필수적이며, 이와 관련된 기술적 제안과 실현 가능한 처분시스템 구성요소의 평가가 수행되어왔다. 미국, 독일, 영국, 스웨덴에서 진행된 선행연구를 종합하여 심부시추공 처분에 필요한 요소기술의 개념을 설명하면 다음과 같다.

2.1 시추공 시추

최근까지 심부시추공 처분과 관련하여 가장 활발한 연구를 진행하고 있는 미국 샌디아국립연구소(SNL, Sandia National Laboratories)는 시추공 설계의 필요조건을 다음과 같이 설정하였다(SNL, 2011).

1) 시추공은 지하 5 km 까지 완전한 상태를 유지한다.

2) 시추공과 케이싱(casing)은 처분용기의 안정적인 적치를 위해 충분한 안정성과 내구성을 갖추어야 한다.

3) 시추공과 케이싱은 처분용기 적치를 위해 충분한 직경을 유지한다.

4) 지하 5 km 심도에서 인접 시추공 사이의 간격은 50 m 이상이 되도록 제어한다.

5) 최적의 밀봉 효과를 위해 채움재와 시추공벽이 직접 닿을 수 있도록 중간 밀봉구간의 케이싱 제거가 가능해야 한다.

6) 처분용기 적치 구간의 과수압을 방지하기 위해서 해당 구간의 케이싱과 그라우트는 유체 유동을 허용해야 한다.

7) 시추과정에서 주변 암반의 특성 분석을 수행해야 한다.

8) 시추공 처분이 완료되기 전, 폐기물의 회수가 필요한 경우를 대비하여 충분한 안정성과 내구성을 갖추어야 한다.

먼저, 처분부지 선정 시 해당 지역의 지질학적 조건을 고려해야 한다. 미국과 스웨덴의 경우, 결정질 암반을 대상으로 연구를 진행하였다(SNL, 2011; MKG, 2006). 스웨덴의 SKB는 불투수성의 암반, 층리화된 지하수, 지구화학적 작용이 방사성 물질의 확산을 막는 중요 지질학적 조건이라고 보고하였다. 심도 3~5 km 수준의 기반암은 지하수의 유동이 거의 없는 불투수성 결정질 암반일 가능성이 높고, 심부 지하수가 지표 부근 지하수와 분리되는 특성을 보인다. 또한, 높은 응력과 온도는 광물의 지구화학적 과정을 촉진시켜 처분용기로부터의 유출을 흡착하는데 유리한 조건을 갖는다. 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). SNL은 전형적인 시추공 시공 과정을 고려하여 여러 단계의 케이싱 설계안을 제시하였다(Table 1).

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Fig. 1.

Conceptual design of DBD; (a) Borehole and casing design in USA (SNL, 2011), and (b) Borehole design in Sweden (MKG, 2006)

Table 1. Specification of borehole and casing design in USA (SNL, 2011)

Diameter of borehole (inches/cm) Outer diameter of casing (inches/cm) Thickness of casing (inches/cm) Inner diameter of casing (inches/cm) Weight of casing (lb/ft) Tensile strength of casing (psi)
Surface (0~457 m) 36/ 91.44 30/ 76.20 0.750/ 1.91 28.0/ 71.12 235 56
Intermediate 1 (0~1500 m) 28/ 71.12 24/ 60.96 0.688/ 1.75 22.44/ 56.99 174 125
Intermediate 2 (1500~3000 m) 22/ 55.88 18.63/ 47.32 0.693/ 1.76 17.05/ 43.31 136 125
Guidance liner (3000~5000 m) 17/ 43.18 13.38/ 33.99 0.380/ 0.97 12.46/ 31.65 54.5 56
Guidance tieback (0~3000 m) - 13.38/ 33.99 0.380/ 0.97 12.46/ 31.65 54.5 56

앞선 사례와는 다르게 독일은 자국의 지질학적 요건을 고려하여 점토암(clay rock)과 암염(salt rock)을 기반암으로 시추공 설계를 검토하였다. 이는 점토암이 핵종 확산의 지연 및 방지에 적합하며 암염은 점소성(visco-plasticity) 특성을 바탕으로 높은 차폐 효과를 기대할 수 있기 때문이다. 동시에 처분지역에서 유출된 기체를 오랜 기간 포집하는 역할을 하는 사암 등의 다공질 암석이 존재하는 지역을 우선적으로 검토하고 있으며 시추공의 심도는 최소 1,500 m 부터 최대 3,500 m까지 고려하고 있다(Fig. 2).

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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)

2.2 처분용기 설계

처분용기의 설계에서 가장 중요하게 다뤄지는 사항은 최종 처분이 완료되기까지 처분용기 내 방사성폐기물의 유출이 없어야 한다는 점이다. 이를 위해서 심부시추공 처분에 적용될 처분용기의 필요조건은 다음과 같다(SNL, 2009).

1) 처분용기의 운반, 취급, 적치 과정에서 방사성 물질의 유출이 없도록 높은 수준의 안정성을 확보해야 한다.

2) 처분용기는 심부시추공 처분 전 과정에 걸쳐 구조적으로 완전한 상태를 유지해야 하며, 시추공 내의 수압, 상재하중, 열에 견딜 수 있어야 한다.

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) 처분용기의 내부 길이는 대부분의 연료봉을 채울 수 있도록 충분한 길이를 확보해야 한다.

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. 이러한 방식은 재포장에 따른 비용 및 위험성의 증가를 초래할 수 있지만, 보다 작은 직경의 처분용기를 설계할 수 있기 때문에 심부시추공 처분 전반에 걸친 시추공 직경의 감소 및 처분 시스템 효율의 향상을 기대할 수 있다. 또한, 연료봉 단위의 재포장 개념은 처분용기 내 사용후핵연료의 밀도를 높여 최종처분할 처분용기의 수를 감소시킬 수 있으며, 이를 통해 시추공 수, 운반 및 운영 비용의 절감효과를 가져올 수 있다.

독일 심부시추공 처분 개념에서는 고준위 방사성 폐기물을 담는 처분용기의 재료로 오스테나이트강(austenitic steel)을 선정했으며, 일명 DBC-R(Deep Borehole Container-Retrievable)을 설계하였다(Fig. 3). 이 처분용기의 크기는 내부에 적재될 유리질 폐기물 용기의 직경과 사용후핵연료 길이에 따라 결정된다. 최대 길이는 약 5.6 m이며 두께는 수직 적재 방식 및 처분 깊이에 따라 증가하지만 4.5 cm의 두께로 3,500 m 깊이까지 처분 가능할 것으로 예측하고 있다. 한편, 온도와 부식을 고려하여 최소 직경은 약 55 cm, 이에 따른 시추공 케이싱의 전체 외경은 70 cm(두께 6 cm)로 설계되었다.

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Fig. 3.

Conceptual design of DBC-R (Bracke el al., 2017)

2.3 처분용기 적치

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 시멘트 플러그에 정착시키고 추가된 처분용기의 최상부에 앞서와 같이 브릿지 플러그와 시멘트 플러그를 설치한다. 이 과정을 10회 반복하여 처분용기 적치를 완료한다. 한편, 처분용기와 케이싱, 케이싱과 시추공벽은 유성의 벤토나이트 머드(oil based bentonite mud)를 사용하여 채운다. Fig. 4는 이 과정을 개념적으로 보여준다.

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Fig. 4.

Schematic diagram for disposal sequence (SNL, 2011)

브릿지 및 시멘트 플러그는 폐기물에서 발생하는 열을 고려하여 설계되며 시추공벽과의 마찰력 및 부착력을 통해 처분용기를 지지하고 잠재적인 유체 유동을 차단하는 역할을 한다. SNL 설계안은 보수적인 관점에서 약 10 m 두께로 제안되었으며 영국에서는 그라우트 혹은 고밀도 지지 매트릭스(HDSM, High Density Support Matrix)를 사용하는 안을 제시하였다. 또한, 적치과정에서 발생할 수 있는 끼임 또는 추락 현상에 대한 대책이 마련되어야 하며 상시계측을 통한 시추공벽 및 케이싱의 이상 유무를 확인하는 것이 필요하다.

2.4 시추공 밀봉

시추공 밀봉(sealing)은 처분용기의 적치구간 끝단에서 상부 지표까지 채움재를 적용하는 것을 말하며, 이를 통해 방사성 물질의 유출을 차단하는 역할을 한다. 밀봉 시스템은 다음과 같은 요건을 만족해야한다(SNL, 2011).

1) 시추공 밀봉재는 1×10-12m2 이하의 낮은 투수율을 갖춰야 하며 시추공 내부를 통한 유체 유동을 차단해야 한다. (밀봉 시 투수율은 1×10-16m2)

2) 밀봉재는 시추공벽에 부착되어 낮은 투수율을 형성하여 밀봉재와 시추공벽 사이에서 발생할 수 있는 유체 유동을 차단하여야 한다.

3) 밀봉재는 장기간 내구성을 갖춰야 하며, 특히 최대 열 발생 시기인 2000년까지 유지되어야 한다.

4) 밀봉재는 상부 하중, 벤토나이트의 팽창압, 하부 과압 등에 견딜 수 있는 강도를 가져야 한다.

5) 밀봉재는 최소 2000년 동안 100~200°C 조건에서 화학적으로 안정한 상태여야 한다.

6) 밀봉재는 요오드-129와 같은 비흡착 방사성 핵종의 이동을 지연시킬 수 있는 화합물로의 변환이 가능해야 한다.

7) 시추공 내 다중 밀봉재를 적용하여 개별 밀봉재의 파괴 이후에도 성능을 발휘하여야 한다.

8) 밀봉재의 이중화(redundancy)는 오랜 경과시간 이후의 노화열화(aging degradation)를 보완하기 위한 목적으로 활용된다.

SNL에서 제안하고 있는 시추공 밀봉 개념은 Fig. 5(a)와 같다. 밀봉재는 시멘트, 벤토나이트, 쇄석 및 자갈 등으로 구성되며, 폐기물 처분구간 이후부터 바로 적용된다. 시멘트는 벤토나이트의 팽창을 억제하고 상부 밀봉재의 하중을 지지한다. 규사 또는 세립 쇄석은 시멘트와 점토 분리하여 화학적 반응을 최소화한다. 한편, 시멘트와 벤토나이트는 시추공 주변의 교란 암반에 침투하여 유체 유동을 차단하는 역할을 한다.

한편, 독일에서는 장기 안정성이 보장된 재료(암염, 점토, 역청(bitumen))를 밀봉에 사용하도록 설계하고 있다. 특히, 대심도의 높은 온도에서 암염의 크립(creep)거동을 이용하는 방법이 추천되고 있다(Fig. 5(b)). 암염층에 설치된 케이싱을 제거하면 고온, 고압으로 인한 암염의 크립거동이 단시간에 작용하게 되고, 이를 통해 시추공벽을 메우게 되는 효과를 얻을 수 있다. 이 밖에 영국에서는 고밀도의 벤토나이트 또는 실런트(sealant)를, 스웨덴에서는 벤토나이트, 아스팔트 및 콘크리트의 조합을 활용하여 밀봉하는 개념을 제시하고 있다.

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Fig. 5.

Conceptual design of sealing; (a) Sealing design in USA (SNL, 2011), and (b) Sealing design in Germany (Bracke et al., 2017)

3. 국내 적용을 위한 개념 연구

3.1 국내 적용성 검토

현재까지 국내에서는 주로 심층처분(DGD) 개념을 중심으로 사용후핵연료 처분 개념을 검토해왔으며, 한국원자력연구원에서는 국내에서 발생되는 사용후핵연료(PWR 및 CANDU)의 특성을 고려하여 스웨덴의 KBS-3과 유사한 한국형기준처분시스템(KRS, Korean Reference disposal System for spent fuel)을 개발하였다(Lee et al., 2007).

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).

Table 2. Possible scenarios for DBD design

Scenario Description
Case 1 Maximum depth: 5 km, maximum diameter: 300 mm (disposal zone: 3~5 km)
Case 2 Maximum depth: 4 km, maximum diameter: 400 mm (disposal zone: 3~4 km)
Case 3 Maximum depth: 3 km, maximum diameter: 500 mm (disposal zone: 2~3 km)

PWR 사용후핵연료를 핵연료집합체 단위로 포장하기에는 심부시추공의 직경이 상당히 작다. 따라서 KRS 처분 개념에서와 같이 다발 단위로 포장하는 대신, 집합체로부터 연료봉을 분리하여 재포장하는 과정이 필요하다. Lee et al. (2014)은 연료봉 분리 및 밀집 포장을 통해 동일 처분용기 내에 핵연료집합체 대비 2배 이상의 연료봉 적재가 가능하다고 판단하였으나, 이는 처분용기의 단면적이 큰 경우에 해당할 것으로 판단된다. SNL에서는 표준형 17x17 핵연료집합체를 분리하여 내경 21.13 cm의 공간에 최대 367개의 연료봉을 처분할 수 있다고 분석하였다.

이를 바탕으로 Table 3와 같이 세 가지 시추공 조건에 부합하는 처분용기 개념을 설계하였다. 각 처분용기에 적재되는 연료봉은 사각형 배열로 균등하게 배치하며, PWR 연료봉의 직경은 10 mm, CANDU 연료봉은 13 mm로 설정하였다. 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.

Table 3. Canister design plan for each DBD scenario

Case 1 Case 2 Case 3
Canister thickness (mm) 50 50 50
Canister outer length (mm) 4,830 4,830 4,830
Canister inner length (mm) 4,550 4,550 4,550
Canister outer diameter (mm) 300 400 500
Canister inner diameter (mm) 200 300 400
Unit diameter (mm) PWR 11.0 (= 10 × 1.1) 11.0 (= 10 × 1.1) 11.0 (= 10 × 1.1)
CANDU 14.3 (= 13 × 1.1) 14.3 (= 13 × 1.1) 14.3 (= 13 × 1.1)
Unit length (mm) PWR 4,530 4,530 4,530
CANDU 495 495 495
Storage per canister (rods) PWR 232 540 988
CANDU 1,116 (124 × 9) 2,844 (316 × 9) 5,040 (560 × 9)
Alignment PWR http://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-02/N0120290201/images/ksrm_29_02_01_T1.jpghttp://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-02/N0120290201/images/ksrm_29_02_01_T2.jpghttp://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-02/N0120290201/images/ksrm_29_02_01_T3.jpg
CANDU http://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-02/N0120290201/images/ksrm_29_02_01_T4.jpghttp://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-02/N0120290201/images/ksrm_29_02_01_T5.jpghttp://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-02/N0120290201/images/ksrm_29_02_01_T6.jpg

3.2 붕괴열에 따른 처분용기의 안정성 검토

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. 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. 다만, 처분용기 내에 적재된 사용후핵연료의 붕괴열을 평가할 필요가 있으며, 이는 처분용기에 적재된 사용후핵연료의 중량과 원자로에서 방출된 후 경과시간으로부터 아래와 같이 계산된다(Lee et al., 2015).

$$P(t)=14545.68t^{-0.75756}\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;\;(30\;\leq\;t\;\leq10^6)$$ (1)

여기서, P(t)는 붕괴열(W/tU), t는 원자로에서 방출된 후의 시간(year)이다. 즉 40년의 냉각시간을 가진 사용후핵연료의 붕괴열은 약 890 W/tU이며, 4개의 PWR 연료집합체를 적재하고 있는 KDC-1의 경우에 처분용기 당 약 1,540 W의 붕괴열이 발생하게 된다. 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.

3.3 처분 면적 검토

상기 세 가지 심부시추공 조건에 대한 시추공 수 및 지표면 부지면적은 Table 4와 같이 계산할 수 있다. 처분할 사용후핵연료의 규모는 PWR 45,000 다발(assemblies)과 CANDU 842,000 다발(bundles)로 설정하였으며, 이는 KRS 설계에 사용된 것과 동일한 값이다. 이를 연료봉 단위로 환산할 경우 PWR 12,060,000개, CANDU 31,154,000개에 해당한다.

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.

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. 이격거리는 폐기물에서 발생하는 붕괴열에 따라 설계되며, 시추공 수는 시추공 당 처분용기 수와 처분용기 당 연료봉 수에 의해 결정된다. 한편, 시추공 당 처분용기 수는 처분용기의 길이와 심부시추공 내 처분구간 길이로 결정되며, 처분용기 당 연료봉 수는 처분용기의 설계 방식 및 사용후핵연료의 종류에 따라 결정된다.

Table 4. Simulation results about disposal area according to each scenario

Case 1 Case 2 Case 3
PWR CANDU PWR CANDU PWR CANDU
Disposal zone (km) 3~5 3~5 3~4 3~4 2~3 2~3
Fuel rod per canister 232 1,116 540 2,844 988 5,040
Number of canisters 51,983 27,916 22,334 10,955 12,207 6,182
Number of boreholes 130 70 112 55 62 31
Required area (km2) 1.22 (1.15×1.06) 0.68 (0.85×0.80) 1.07 (1.10×0.97) 0.53 (0.75×0.70) 0.60 (0.75×0.80) 0.32 (0.60×0.52)

3.4 대심도 장구경 시추공 건설기술 검토

심부시추공 처분을 위해서는 대심도 대구경 시추공 건설이 필수적이며 Beswick(2008)은 5 km 심도에 30 cm 직경의 시추공 건설이 가능하다고 보고하였다. 하지만, 처분용기의 안정적 적치를 위해서는 시추공벽 안정성 및 케이싱 내구성 확보가 필요하며, 그 설계기준 및 유지기간은 석유 및 지열 개발을 위한 시추공보다 훨씬 높은 수준으로 설계되어야 한다. Table 5는 국외 심부시추공 시추 현황을 보여준다(Xie et al., 2015; SNL, 2017).

Table 5. Deep borehole cases in overseas

Site Country Years Total depth (m) Bottom hole diameter (cm)
Kola USSR 1970-1992 12.2 21.6
Fenton Hill USA 1975-1987 2.9, 3.1, 4.0, 4.4 22.2-25.1
Bad Urach Germany 1978-1992 4.4 14
Gravberg Sweden 1986-1987 6.6 16.5
Cajon Pass USA 1987-1988 3.5 15.9
KTB Germany 1987-1994 4.0, 9.1 15.2-16.5
Soultz France 1995-2003 5.1, 5.1, 5.3 24.4
CCSD China 2001-2005 2.0, 5.2 15.2
SAFOD USA 2002-2007 2.2, 4.0 21.6-22.2
Cooper Basin Australia 2003-2012 4.2-4.5 15.2-21.6
Basel Switzerland 2006 5.0 21.6

국내에서는 1960~70년대 석유탐사를 위한 대심도 시추가 시작되었으며, 한반도 동남쪽 포항 영일만 지역을 대상으로 총 18개의 시추공에서 최대 3 km까지 시추가 진행되었다. 또한, 포항 지역은 2003년부터 2008년까지 지열 탐사, 개발 대상 지역에 대한 시추탐사가 진행되었으며 총 4개의 시추공이 건설되었다. 그 중 가장 심도가 깊은 시추공은 최대 심도 2.4 km, 직경 16.5 cm 수준이었다. 2010년 포항에 국내 최초 인공저류층 지열시스템 연구가 착수되어 지열수 순환을 위한 두 개의 시추공(PX-1, PX-2)이 시추되었다. 이는 각각 심도 4.216, 4.348 km, 시추공 직경은 21.6 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.

3.5 처분지역 지질 특성 검토

심부시추공 처분을 위한 최적 처분지역을 선정하기 위해서는 심부 지질환경에 대한 분석이 선행되어야 하지만, 지하 5 km 내외의 깊은 심도에 대한 직접적인 조사는 한계가 있다. 따라서 처분지역이 갖추어야할 기준을 설정하고 이를 만족하지 않는 지역을 배제하는 방안이 바람직할 것으로 판단된다. SNL에서는 다음과 같은 후보지 선정 지침을 설정하였다(SNL, 2013).

1) 지질조건 : 결정질 기반암(심성암 또는 규장질 화성 관입암)

2) 구조특성 : 단층 및 파쇄대 등의 불리한 조건 배제

3) 수평응력 : 최대 수평주응력과 최소 수평주응력 비가 낮은 지역

4) 지체특성 : 지구조적 지각상승(tectonic uplift) 지역 배제

5) 지열특성 : 수직 온도구배 및 지열이 낮은 지역

6) 수리특성 : 지형기복 및 수직 동수구배가 작은 지역

7) 지각활동 : 제 4기 단층 및 화산활동이 없는 지역

8) 인간활동 : 천연자원 부재 지역

Lee et al.(2016)은 국내 4개 지역(석모도, 포항, 대전, 광주)에 대한 심부 지질 자료를 분석하여 심부시추공 처분 예비 개념을 제안한 바 있다. 그러나 상세 계획을 위해서는 위의 조건들은 만족하는 지역 선정과 후보지에 대한 정밀 분석이 요구된다.

4. 기술적 해결 과제

심부시추공 처분 개념은 기본적으로 대심도, 대구경 시추기술의 발전을 토대로 하고 있으나, 국내의 시추기술은 이에 부합하지 않은 실정이다. 시추기술이 발달한 국외의 경우에는 심부에 부존하는 천연자원(석유, 가스, 지열에너지 등)의 개발을 목적으로 다양한 기술들이 개발되어 왔으나, 국내의 경우에는 석유나 가스 등의 천연자원 부재로 인하여 대심도 시추기술의 필요성이 크지 않았던 것이 사실이다. 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.

또한, 심부시추공 처분 방식을 적용하기 위해서는 심부 지질특성에 대한 연구가 필요하다. 심부지층에 대한 연구는 정부출연연구소를 중심으로 다양한 연구가 수행되고 있으나, 사용후핵연료 처분을 목적으로 하는 심부시추공 처분에서는 보다 실증적이고 높은 안전율을 고려한 심부 지질 특성 평가 기술이 마련되어야 한다. 수 km 심부의 암반에서 사용후핵연료 처분으로 인하여 발생하는 열원에 따른 THMC (Thermal-Hydraulic-Mechanical-Chemical) 연계 해석 기술은 매우 중요하며 장기적이고 안정적인 처분을 위한 전제가 된다.

마지막으로 사용후핵연료 집합체의 해체 및 밀집 재포장 기술이 요구될 것으로 판단된다. 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.

5. 결 론

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. 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. 마지막으로 심부시추공 처분의 적용을 위해 추가적으로 요구되는 기술적 과제에 대하여 간략히 정리하였다. 국외 기술 선진국에 비해 대심도 대구경 시추공 시추기술, 대심도 지질특성 조사, 분석, 평가 기술, 사용후핵연료 해체 및 재포장 기술 등이 미진한 것으로 판단되며 앞으로 이에 대한 추가적인 연구가 요구된다.

Acknowledgements

본 논문은 서울대학교 원자력정책연구센터의 지원을 받아 수행되었으며 이에 깊은 감사를 드립니다.

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