1. 서 론
현재 국내에서 발생하는 사용후핵연료는 주로 초기 농축도 4.0 wt%, 연소도 45,000 MWD/MTU의 PWR 사용후핵연료와 연소도 7,800 MWD/MTU의 CANDU 사용후핵연료로 구성되어 있다. 그러나 2010년대 이후부터 PWR 핵연료의 초기 농축도가 4.5~4.65 wt%까지 증가함에 따라, 평균 연소도가 55,000 MWD/MTU에 이르는 고연소도 사용후핵연료의 비율이 점차 증가하고 있다(Cho et al., 2019, Kim et al., 2015). 이러한 고연소도 사용후핵연료는 높은 붕괴열로 인해 처분용기의 온도를 상승시키며, 이로 인해 처분용기의 부식이 가속화될 가능성이 있다. 또한, 연소도 증가에 따라 악티나이드 계열 핵종의 발생량이 증가하게 되며, 이는 처분 이후 지하 환경에서의 핵종 거동 예측을 더욱 복잡하게 만드는 요인으로 작용할 수 있다. 따라서, 고연소도 사용후핵연료의 처분을 위한 안전한 심층처분장 설계가 필수적으로 요구된다.
한국원자력환경공단(Korea Radioactive Waste Agency, KORAD)의 2022년 발표에 의하면, 국내에서는 518,897다발의 사용후핵연료를 원전 내에 임시저장 중에 있다. 또한, 158,626다발의 사용후핵연료가 추가로 발생하고 있다. 저장용량을 고려하면, 경수로 원전은 한빛원전(2030년), 한울원전(2031년), 고리원전(2032년) 순으로 포화 될 전망이며 유일한 중수로 원전인 월성은 2037년에 포화될 전망이다(KORAD, 2023).
해외의 상황도 유사하다. 2019년 NEA (Nuclear Energy Agency)보고서의 내용에 따르면, 핀란드와 스웨덴은 현재 사용후핵연료 저장 용량이 각각 핀란드의 경우 93%, 스웨덴의 중앙집중식 저장 시설인 CLAB (Centralt mellanlager för använt kärnbränsle)의 경우 80% 포화되어있는 실정이다(NEA, 2019). 이러한 현상을 예측한 두 국가는 1990년대부터 사용후핵연료 약 6,500톤을 심층처분하는 것을 목표로 자체적으로 개발한 처분방식인 KBS-3 방식을 통해서 처분할 예정이며, 2022년 6월 최초 5개의 처분터널 굴착작업을 착수할 예정이다(KORAD, 2021). 스위스는 약 1,337 tHM의 사용후핵연료를 원자로 부지 및 중간 저장시설에서 중간 저장하고 있으며, 원자로의 예상 운전 기간인 60년 동안 약 4,000톤 이상의 사용후핵연료가 추가로 발생할 것으로 예측된다(NEA, 2019). 이에 따라 스위스는 장기적인 처분 방안을 마련하기 위해 다양한 연구를 진행하고 있다. 중수로 원전만을 운영하는 캐나다는 2023년 기준 약 330만 다발의 CANDU (Canada Deuterium Uranium) 사용후핵연료를 원자로 부지 내에서 임시 저장하고 있다. 현재 가동 중인 원자로들의 운영이 종료될 시점에는 총 약 560만 다발의 사용후핵연료가 발생할 것으로 예상되며, 이에 따라 포화 우려가 제기되고 있다. 이를 해결하기 위해 캐나다는 안정적인 처분 방안을 마련하기 위한 연구를 지속적으로 수행하고 있다(NWMO, 2023).
이처럼 전세계적으로 사용후핵연료의 저장량이 증가함에 따라 사용후핵연료의 처분에 관하여 다양한 방법들이 논의 중에 있다. 가장 화제가 되었던 사용후핵연료 재처리 방식은 현존하는 기술력으로 많은 핵연료의 양을 처리하기 어려우며, 재처리 과정에서 발생하는 플루토늄 분리로 인한 사용후핵연료 핵무기화에 대한 문제가 대두되어 실용화시키기 어려운 부분이 존재한다. 이에 다양한 국가들이 가장 안전한 처분방식으로 논의된 심층처분 방식을 채택하여 연구 및 실현하고자 노력하고 있다. 따라서 본 연구는 국내외 사용후핵연료 심층처분 개념 개발 사례들을 종합적으로 분석하고, 이를 통해 국내 특성에 적합한 최적의 심층처분 방안을 위한 기초자료를 제공하고자 한다.
2. 연구 방법 및 내용
2.1 연구 방법
2.1.1 심층처분에 대한 정의
심층처분 시스템은 다중방벽시스템으로 구성된다. 다중방벽시스템은 굴착손상영역(Excavation Damaged Zone, EDZ)이 적고 안정적인 암반으로 이루어진 천연방벽시스템(Natural Barrier System, NBS) 과, 지하수 침입, 인간 접근, 핵종 이동 등을 방지하기 위해 설치된 공학적 방벽 시스템(Engineered Barrier System, EBS) 이 결합된 형태를 의미한다. 공학적 방벽 시스템은 처분용기, 벤토나이트 완충재, 뒤채움재로 구성된다(Fig. 1).
본격적인 심층처분 사례 분석에 앞서, 심층처분의 단계 및 구성요소를 이해하기 위해 핀란드와 스웨덴에서 제안한 개념도를 Fig. 1에 제시하였다. 심층처분 과정은 다음과 같이 이루어진다.
1) 주철로 제작된 처분 용기에 사용후핵연료를 장입
2) 처분 용기의 부식을 방지하기 위해 구리 용기에 주철 용기 삽입
3) 지하 300~500 m 깊이의 처분공에 처분용기를 배치
4) 벤토나이트로 제작된 완충재를 적용하여 지하수 침입 및 충격 방지
5) 벤토나이트와 모래로 제작된 뒤채움재를 이용하여 터널을 완전히 봉쇄
이러한 심층처분 방식은 장기적으로 사용후핵연료의 안전한 격리를 보장하기 위한 핵심 기술로 연구되고 있다.
2.1.2 심층처분 설계 시 고려사항
본 연구에서는 국내에 적합한 최적의 심층처분 방안을 모색하기 위해, 심층처분장 건설 시 고려해야 할 주요 사항들을 분석하였다. 심층처분장의 안전성 확보는 사용후핵연료가 높은 붕괴열을 방출하며, 고독성 장반감기 핵종을 포함하고 있기 때문에 필수적이다. 이에 따라 IAEA는 사용후핵연료 심층처분과 관련하여 수천 년 이상의 장기적인 모니터링 필요성을 강조하였다(IAEA, 2014). 또한, 지하에 처분된 사용후핵연료 펠렛 표면의 UO2가 산소에 노출될 경우, 용해도가 높은 UO22+ 화학종이 생성될 수 있으며, 이는 지하수에 용해되어 방사성 핵종이 자연환경으로 확산될 가능성을 증가시킨다(Fig. 2) (KAERI, 2010). 따라서 핵종의 이동을 효과적으로 억제하기 위해서는 처분시스템의 설계 시 다양한 사항들을 고려해야 한다.
심층처분장에서 방사성 핵종의 장기적인 이동을 억제하기 위해서는 완충재 및 뒤채움재의 품질 건전성이 중요한 요소로 작용한다. 완충재로 널리 사용되는 벤토나이트는 몬모릴로나이트를 주성분으로 하며, 물을 흡수하면 부피가 팽창하는 특성과 낮은 수리전도도를 가지고 있다. 이러한 특성 덕분에 사용후핵연료 용기를 지하수로부터 보호하는 완충재로 적합하다. 그러나 순수한 벤토나이트는 열전도도가 낮다는 단점이 있어, 이를 개선하기 위해 다양한 첨가물을 혼합하여 사용하고 있다. 또한, 뒤채움재의 경우 입자 크기, 습도, 밀도 등이 처분 후 지하수 이동에 영향을 미칠 수 있으므로, 장기적인 안정성을 확보하기 위한 품질 관리가 필수적이다.
심층처분 부지의 암반 특성 역시 처분 시스템의 자연방벽 역할을 수행하는 중요한 요소이다. 일반적으로 처분 암반은 결정질암(Crystalline Rock)과 퇴적암(Sedimentary Rock)으로 구분되며, 두 암종은 각기 다른 특성을 가진다. 결정질암은 낮은 수리전도도와 높은 기계적 강도를 갖고 있어 지하수의 이동을 억제하는 데 유리하다. 반면, 퇴적암은 균열이 발달할 가능성이 높지만, 특정 조건에서는 낮은 수리전도도를 유지할 수 있다. 따라서 처분부지를 선정할 때는 해당 지역 암반의 수리전도도, 열전도도, 암반 강도, EDZ(Excavation Damaged Zone)의 분포 등을 종합적으로 분석해야 한다.
사용후핵연료의 처분방식은 심층처분장의 경제성, 안전성, 처분 후 관리 용이성 등에 영향을 미친다. 대표적인 처분방식으로는 수직처분과 수평처분이 있으며, 각 방식은 장단점을 가진다. 수직처분 방식은 보수적인 설계를 통해 안전성이 검증된 방식으로, 심층의 처분공에 사용후핵연료 용기를 배치하는 방식이다. 반면, 수평처분 방식은 처분터널 내부에서 일정한 간격을 두고 수평 방향으로 사용후핵연료를 배치하는 방식으로, 건설 비용 절감, 처분 후 회수 가능성 증가, 품질 관리 용이성 등의 장점을 가진다.
본 연구에서는 위의 세 가지 주요 관점(완충재 및 뒤채움재의 품질 건전성, 처분 암반의 안전성, 적절한 처분방식)을 중심으로 국내외 사례를 비교·분석하여, 국내 심층처분 시스템 구축을 위한 기초자료를 제공하고자 하였다.
2.1.3 국내외 규제 문서를 통한 심층처분 고려사항 분석
본 연구에서는 국내외 사례 연구를 수행하기 위해 한국원자력환경공단, 한국원자력연구원(Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI), Posiva(핀란드), SKB(스웨덴), NAGRA (National Cooperative for the Disposal of Radioactive Waste, 스위스), NWMO (Nuclear Waste Management Organization, 캐나다)를 분석 대상으로 선정하였다. 심층처분 사례 연구와 관련해서 핀란드, 스위스, 캐나다를 선정한 이유는 다음과 같다.
먼저, 핀란드는 오랜 기간 동안 스웨덴과 협력하여 심층처분과 관련된 연구와 실험을 수행하였으며, 이 과정에서 다양한 데이터가 축적된 Safety Case 문서들이 존재한다. 스위스의 경우, 핀란드, 캐나다, 프랑스 등 여러 국가와 공동으로 약 20년 동안 Mont Terri 지하연구시설(Underground Research Laboratory, URL)에서 심층처분과 관련된 연구를 수행하여 풍부한 데이터를 확보하였다. 또한, 캐나다는 CANDU 연료를 사용하는 국가 중 가장 구체적인 심층처분 방안을 마련한 사례로, 국내 월성 2~4호기에서 사용되는 CANDU-6 형태의 연료와의 유사성을 고려하여 분석이 필요하다고 판단하였다.
이와 함께, 사용후핵연료 심층처분의 장기 안전성과 관련해서 각국의 연구기관 및 규제기관에서 중점적으로 고려하는 항목들을 분석하였다. 먼저 핀란드의 경우, 원자력 안전 규제기관 STUK (Radiation And Nuclear Safety Authority in Finland)에서 발행한 YVL 법안을 토대로 다양한 Safety Case를 만들었다. 이 Saefty Case를 바탕으로 사용후핵연료 심층처분에 필요한 요소들에 대한 세부적인 설계요건들을 5 단계로 구분지은 VAHA 시스템을 구축하였다. 스위스의 경우, 원자력 안전 규제기관 ENSI (Swiss Federal Nuclear Safety Inspectorate)의 법안 내용들을 토대로 심층처분에 관한 Safety Concept을 정의하여 이에 관하여 서술하였다. 캐나다의 경우 원자력 안전 규제기관인 CNSC (Canadian Nuclear Safety Commsision)의 REGDOC-2.11 법안 내용을 기반으로 하여 사용후핵연료 처분 과정을 APM (Adaptive Phased Management) 방식으로 철저하게 관리하고자 한다. 한편, 국내의 경우 심층처분과 관련된 법안이 상대적으로 미비하여, 원자력안전위원회(Nuclear Safety and Security Commission)의 고시 내용을 참고하여 분석을 수행하였다.
위에서 언급한 문서들을 종합적으로 검토하고 분석한 내용을 Table 1에 정리하였다. 이를 바탕으로 각국의 규제 문서에서 중점적으로 고려하는 사항들을 비교·분석한 결과, 심층처분의 장기 안전성을 확보하기 위해 다음 세가지 요소가 핵심적으로 고려되어야 함을 도출하였다. 첫째, 방사성 핵종의 이동을 억제하고 차폐 기능을 수행하는 최적의 완충재 및 뒤채움재의 개발과 적용, 둘째, 처분 암반의 안정성 확보, 셋째, 안전하고 효율적인 처분 방식의 확립이다. 따라서 본 연구에서는 이러한 세 가지 기준을 중심으로 국내외 심층처분 사례를 분석하였다.
Table 1.
Requirements for safe deep geological disposal (STUK, 2018, ENSI, 2009, CNSC, 2020, NSSC Comission, 2024)
2.2 연구 내용
2.2.1 핀란드와 스웨덴의 KBS-3V 방식 연구
핀란드의 Posiva와 스웨덴의 SKB는 1990년대부터 사용후핵연료 심층처분을 목표로 수십년간 연구를 실행해왔다. 핀란드의 경우 결정질암인 Olkiluoto 지역으로 2~3 km2의 처분부지를 선정하여 지하 400~450 m 깊이의 처분시설 안에 약 26개의 처분용기를 처분할 계획으로 심층처분 작업을 실시하고 있다(Posiva, 2018a). 핀란드와 스웨덴이 고안한 처분방식인 KBS-3 방식은 Fig. 3에 나타내었다. KBS-3 방식은 처분용기를 수직으로 처분하는 KBS-3V 방식과 수평으로 처분하는 KBS-3H 방식으로 나뉜다.
먼저 KBS-3V 처분방식은 1980년대부터 연구된 방식으로 사용후핵연료 처분용기를 개별 수직 처분공에 삽입하여 사용후핵연료의 붕괴열 관리에 더욱 용이하고 방사성 물질 격리에 효과적이다. 이 방식은 IAEA 와 STUK와 같은 규제 기관으로부터 그 안전성을 인증받아 매우 안정적인 처분방식으로 확립되어 있다. KBS-3V는 깊이 8 m, 직경 1.75 m인 처분공에 사용후핵연료를 처분한다. 이때 처분용기의 구조는 내부는 주철, 외부는 5 cm 두께의 구리인 이중구조 형태의 용기이다. 처분공 안에는 처분용기가 삽입되기 전에 용기를 고정시키는 목적으로 배치하는 벤토나이트 블록, 처분용기가 삽입되었을 때 처분용기의 주변을 보호하는 목적으로 배치되는 벤토나이트 블록으로 나뉘어서 적재한다(Fig. 4, Posiva, 2021). 이후 벤토나이트와 파쇄암이 혼합된 물질로 처분터널을 뒤채움 하여 콘크리트 플러그로 처분터널을 봉쇄하는 것으로 마무리 한다.
2.2.2 핀란드와 스웨덴의 KBS-3H 방식 연구
KBS-3H 방식은 2003년부터 핀란드와 스웨덴이 처분 공간을 효율적으로 활용하기 위해 설계한 사용후핵연료 수평 처분 방식이다. 그러나 장기적인 관점에서 KBS-3H 방식은 하나의 처분터널에 여러 개의 사용후핵연료가 처분되어, 하나의 완충재 또는 처분용기의 불량이 발생할 경우 다량의 방사성 물질이 누출될 우려가 있어 불안전성이 존재한다. 이러한 불안전성을 개선하기 위해 KBS-3H 설계에는 다양한 보완 방안을 준비하였다. 먼저, KBS-3H의 처분용기는 KBS-3V처분용기를 직접 수직공에 처분하는 KBS-3V 방식과는 달리 벤토나이트 블록으로 처분용기를 1차로 재포장 이후, 티타늄으로 된 외부용기로 2차 재포장한 슈퍼컨테이너의 형태로 처분한다(Fig. 5).
나아가 핀란드의 처분시스템은 처분용기의 온도가 100°C 미만이 되도록 거리를 유지하는 목적으로 제작된 Distance Block, 이러한 Distance Block을 보호하고 사고 시 처분터널 내의 물질 전달 혹은 이탈을 방지하기 위한 Transition Zone, 벤토나이트로 제작된 완충재가 지하수를 흡수할 경우 완충재의 포화밀도가 설계치를 유지하기 위해 설치된 Filling Block으로 구성되어있다(Fig. 6). 이후 티타늄 물질로 제작된 Plug로 밀봉하는 것으로 처분터널의 뒤채움을 마무리한다. 추가적으로 완충재에 소량의 물을 주입하여 슈퍼컨테이너와 주변 암석사이의 간격을 빈틈없이 메우는 역할을 수행한다(Posiva, 2018a). 다양한 공학적방벽시스템으로 KBS-3H 처분방식을 보완한 핀란드와 스웨덴은 사용후핵연료 심층처분 운영 계획을 안정적인 KBS-3V 방식과 경제적인 KBS-3H 방식을 적절히 병용할 계획이다.
마지막으로, 핀란드와 스웨덴에서 KBS-3 방식에 사용을 고려하고 있는 완충재 및 뒤채움재 주요 물질은 Na-벤토나이트인 MX-80 으로, 벤토나이트 완충재 표면에서의 핵종 흡착능력과 층간 이온교환에 의한 핵종 흡착능력이 우수하다. 특히, MX-80은 포화 상태에서 1.0~1.25 W/(m·K)의 높은 열전도도를 나타낸다(Posiva, 2018b). 이를 바탕으로 방사성폐기물의 붕괴열을 효과적으로 제어할 수 있다. 또한 낮은 수리 전도도를 가지기 때문에 공학적방벽으로의 지하수 침투를 억제할 수 있다.
2.2.3 스위스 처분방식 연구
스위스의 Nagra는 2060년에 20개의 900 m의 처분터널안에 약 108개의 처분용기를 처분할 계획으로 최근 2023년에 퇴적암 지층인 Nördlich Lägern지역을 처분부지로 선정하였다(Nagra, 2022a). 스위스가 위 지역을 선정한 주요 이유는 Opalinus Clay에 있다. 이 물질은 벤토나이트와 유사한 몬모릴로나이트 계열의 팽윤성 점토 광물을 함유하여 자가밀봉(Self-Sealing)의 특성을 보인다. 또한 Opalinus Caly는 낮은 수리전도도(<10-13 m/s)와 높은 열전도도(1.35 W/(m·K))를 특징으로 한다(Nagra, 2002). 이러한 특성들을 바탕으로, Opalinus Clay는 사고 시 암반 내 방사성 핵종의 이동을 지연시키고, 지하수 침투를 제한하는 공학적 방벽의 역할을 수행한다. 스위스는 Mont Terri URL 실험 등을 통해 얻은 위와 같은 데이터들을 바탕으로 심층처분 방식을 현장 검증하였다. 스위스의 처분 방식은 탄소강 재질의 처분용기를 처분터널 내에 벤토나이트 블록 위에 정치시킨 후, 벤토나이트와 Opalinus Clay를 혼합한 물질을 입상화하여 처분터널을 채우는 방식으로 수평처분한다(Fig. 7). 스위스는 암반 물질에 관한 철저한 조사를 통해 사전에 현장 검증된 수평처분 방식으로 사용후핵연료를 심층처분할 계획이다.
2.2.4 캐나다 처분방식 연구
캐나다의 NWMO는 2045년까지 심층처분장을 건설할 계획이다. 현재 퇴적암 지층인 South Bruce 지역과 결정질암 지층인 Ignace 지역을 후보지로 검토하고 있다(NWMO, 2022). 캐나다의 심층처분 방식은 다른 국가들과 차이를 보이는데, 이는 캐나다가 상대적으로 낮은 붕괴열을 갖는 CANDU 연료를 처분 대상으로 고려하기 때문이다. CANDU 연료는 상대적으로 낮은 붕괴열을 가지기 때문에, 처분용기 간 거리를 보다 좁게 배치할 수 있어 공간 활용이 용이하다.
캐나다의 처분용기는 탄소강 재질의 용기에 구리를 콜드-스프레이 방식으로 코팅하여 처분한다. 추가적으로 캐나다는 장기 안전성을 고려하여 지하수로 인해 습해질 수 있는 환경에서도 1,500 Kg/m3 이상의 건조밀도를 유지할 수 있는 HCB (Highly Compacted Bentonite) 버퍼박스를 제작하였다(NWMO, 2020). 이 버퍼박스 안에 사용후핵연료 처분용기를 장입한 이후, 버퍼박스를 2단의 엇갈린 형태로 쌓아올리는 수평처분 방식을 채택하였다(Fig. 8). 사용후핵연료 용기의 열관리를 위해 처분터널 안의 바닥은 높이 0.15 m의 벤토나이트 바닥판을 깔고, 버퍼박스 사이는 벤토나이트로 제작된 Spacer Block으로 메워주는 형식이다. 캐나다는 향후 처분부지가 선정됨에 따라 이와 같은 고압 벤토나이트를 이용한 수평처분 방식으로 사용후핵연료를 처분할 방침이다.
2.2.5 국내 사용후핵연료 수직 처분방식 연구(KRS-V)
국내에서는 한국원자력환경공단과 한국원자력연구원이 협력하여 심층처분 방식에 대한 연구를 수행하고 있으며, 이를 기반으로 한국형 처분방식인 KRS (Korean Reference disposal System)를 개발 중이다. KRS-V 방식은 핀란드 Posiva의 KBS-3V 방식 개념을 참고하여 고안된 방식으로, 경수로(PWR)와 중수로(PHWR) 사용후핵연료를 포함하는 처분 개념이며, 각 연료의 특성에 따라 처분공 간격을 조정하여 적용하는 방식이다. 사용후핵연료 심층처분장은 한반도 해안지역에 건설되는 것으로 가정되었으며, 처분용기는 내부 탄소강 구조와 외부 구리 용기로 이루어진 이중구조로 설계되었다. 완충재는 10-12 m/s 이하의 낮은 수리전도도와 1.0 W/(m·K) 이상의 열전도도를 목표로 설계되었으며, 처분용기의 구조적 안정성을 유지하기 위해 우수한 압축강도와 기계적 특성을 갖춘 완충재 사용이 필수적이다. 이를 충족시키기 위해 칼슘 벤토나이트 기반의 완충재가 채택되었다. KRS-V 방식에서는 수직 처분공에 사용후핵연료 처분용기를 배치한 후, 뒤채움재로 파쇄암 70%와 칼슘 벤토나이트 혼합물을 적용하여 처분공을 밀폐하는 방식을 채택하고 있다(KAERI, 2008). 또한, 모든 처분터널은 뒤채움 완료 후 콘크리트 플러그를 설치하여 폐쇄하게 된다(Fig. 9).
2.2.6 국내 사용후핵연료 수평 처분방식 연구 (KRS+)
국내의 경우 현재 21기의 경수로형(PWR) 원전과 3기 중수로형(PHWR) 원전을 운영 중이다. 2022년 한국원자력환경공단이 발표한 바에 의하면, 누적 사용후핵연료 발생량 518,897 다발 중 중수로 사용후핵연료가 497,068 다발로 중수로 사용후핵연료가 차지하는 비중이 크다(KORAD, 2023). 이에 한국원자력연구원은 기존 KRS 개념을 보완하여 경수로(PWR)와 중수로(PHWR) 사용후핵연료를 모두 포함하는 KRS+ 개념을 제안하였다(Kim et al., 2020). KRS+는 PWR 연료와 CANDU 연료의 특성을 고려한 차별적인 처분 방식을 적용하여, 처분 공간 효율성과 열 관리 성능을 향상시키는 데 초점을 맞춘다.
PWR 사용후핵연료의 경우 기존 KRS 방식과 동일하게 수직 처분 방식을 유지하지만, 처분 간격을 개선함으로써 전체 예상 처분 면적을 기존 5.62 km2에서 약 20% 감소한 4.61 km2로 축소하여 처분 공간 활용성을 크게 개선하였다 (Lee et al., 2020). 반면, CANDU 사용후핵연료는 수평 처분 방식을 적용하여 처분 효율을 극대화하였다.
CANDU 연료의 처분 방식은 캐나다 NWMO와 협업한 방식으로, 바스켓(basket) 내부의 사용후핵연료를 개봉하지 않고 벤토나이트로 제작된 버퍼박스에 장입하여 처분한다. 바스켓이 장입된 버퍼박스는 2단으로 적재하며, 처분용기 간의 온도 조절을 위해 벤토나이트로 제작된 Dense Backfill을 삽입한다. 이후 벤토나이트 펠렛을 분사하여 터널 전체를 뒤채움하여 처분을 마무리한다(Fig. 10).
현재 한국원자력환경공단과 한국원자력연구원에서는 다양한 처분방식을 연구 중에 있지만, 국내 심층처분에 있어서 가장 큰 문제는 부지선정과 완충재의 안정적인 수급이다. 실제 2016년도에 고준위방사성폐기물 처분에 관한 기본계획이 수립되어 2020년도에 부지선정, 2030년도에 실증 실험 2050년도에 처분시설 운영하는 일정이 나왔지만, 시민단체와 인근 지역 주민들의 반발에 무산되었다.
완충재의 경우 위 조건들을 만족하는 물질인 벤토나이트가 경북 포항-경주-울산 삼각지대 내에 420~700만톤의 가채광량이 있을 것으로 추정된다. 그러나 대부분의 광산은 개발이 많이 되어 80% 이상이 토목용 및 주물용으로 이용되는 상황이다. 한국원자력연구원 보고서에 따르면 심층처분장을 설계 시, 처분량을 고려하여 53~54개의 처분터널을 건설할 계획이다 (KAERI, 2008). 반면에 KBS-3H와 관련된 보고서에 나타난 처분시스템의 제원을 토대로 가상의 계산을 아래 Table 2와 같이 수행할 경우, 터널 1개당 사용되는 벤토나이트의 양은 655 t이 나오게 된다. 이를 고려할 때, 국내에서의 자체 수급이 다소 어려울 것으로 전망된다.
Table 2.
Detail Spec of the KBS-3H tunnel (Posiva, 2018b)
3. 연구 결과
본 연구에서는 국내에 적합한 처분 방식을 연구하기 위해 국내외 심층처분 사례들을 분석하였다. 이를 위해 각 국가의 처분방식과 암반 특성을 비교·분석한 내용을 Table 3에 정리하였다. 국외 사례를 분석한 결과, 핀란드와 스웨덴의 KBS-3 방식은 결정질암 처분부지에서 안전성이 입증된 KBS-3V 방식과 처분터널 공간을 효율적으로 활용할 수 있는 경제적인 KBS-3H 방식을 적절히 결합하여 운영할 계획이다. KBS-3H 방식은 초기 연구에서 불안정성이 지적되었으나, Distance Block, Transition Zone 등의 완충재를 적용하여 장기 안전성을 확보하였다. 스위스는 Opalinus 점토의 낮은 수리전도도를 활용하여 퇴적암 기반의 처분부지를 구축하였으며, 처분 터널을 Opalinus Clay와 벤토나이트 혼합 물질로 뒤채움하여 방사성 핵종 이동을 억제하는 방식을 채택하였다. 캐나다의 경우, 고밀도 벤토나이트 버퍼 박스를 적용하여 장기 안전성을 확보하였으나, 처분 부지가 아직 최종적으로 결정되지 않아 현재 퇴적암과 결정질암 후보지를 대상으로 조사 중이다. 국내외 사례를 분석한 결과, 처분부지 선정, 수평·수직 처분방식, 완충재의 품질 확보는 국내에서도 주요 고려사항으로 검토되고 있음을 확인하였다.
Table 3.
Summary of the deep geological disposal
완충재의 품질 확보 측면에서는, 스위스의 경우 벤토나이트의 열전도율 향상을 위해 Opalinus Clay와 혼합하는 방식을 적용하였다. 국내에서는 경주산 천연 칼슘 벤토나이트를 기반으로 한 KRS가 제안되었으며, 벤토나이트에 흑연과 모래 등을 첨가하여 열전도도 향상을 위한 연구가 진행 중이다.
현재 국내에서 개발된 칼슘 벤토나이트는 불포화 상태에서 열전도도가 0.8 W/(m·K) 수준이며, 이를 1.0 W/(m·K)까지 향상시키기 위해 최적의 수분 함량 및 첨가제의 종류와 첨가량을 규명하는 연구가 진행 중이다. 또한, 칼슘 벤토나이트에 흑연을 1 wt% 첨가할 경우, 혼합 방식에 따라 열전도도가 약 0.06~0.095 W/(m·K) 증가하는 것으로 보고되었으며, 첨가량이 증가할수록 열전도도가 비례적으로 증가하는 경향을 보였다(Lee et al., 2012).
처분부지와 관련하여, 캐나다 NWMO의 연구 결과에 따르면 퇴적암 지층은 결정질암(압축강도 225 MPa)에 비해 낮은 압축강도(113 MPa)를 가지며, 이로 인해 장기적으로 안정성이 부족할 가능성이 제기된다(NWMO, 2017). 나아가 퇴적암의 열전도도는 2.27 W/(m·K)로, 3.00 W/(m·K)인 결정질암보다 낮아 처분터널 내 처분용기 간격 증가로 인한 처분터널 길이 연장 가능성이 존재한다(NWMO, 2017). 캐나다가 고려하는 결정질암 지역은 국내 지질 환경에서 약 28%를 차지하며, 대표적인 지역으로 불국사 화강암과 대보 화강암이 포함된다(Lee, 2014). 이에 따라 한국원자력환경공단과 한국원자력연구원에서는 다양한 결정질암 지역을 대상으로 수리전도도, 열전도도, 지하수 조건 등을 실험하여 최적의 처분 부지를 검토 중이다(KAERI, 2003).
처분 방식과 관련하여, 핀란드 POSIVA의 연구 결과에 따르면 운영적인 측면에서 수직처분 방식은 개별 처분공에 직접 접근할 수 있어 문제 발생 시 복구가 용이하며, 처분 작업이 비교적 단순하여 작업자의 방사선 피폭 시간을 줄일 수 있다. 또한, 개별 처분공이 독립적으로 존재하므로 특정 처분공에서 문제가 발생하더라도 전체 처분 시스템에 미치는 영향을 최소화할 수 있으며, 보다 깊이 매설되므로 장기적인 지질 안정성이 높다는 이점도 있다(Posiva, 2012). 반면, 환경적인 측면에서는 수평처분 방식이 유리하다. 수평처분 방식은 수직처분 방식에 비해 굴착량이 약 200,000 m3 적으며, 뒤채움재 사용량도 감소하여 환경 부담과 비용 절감 효과가 있다. 또한, POSIVA는 KBS-3H가 산업용 조립식 공법을 적용하여 처분용기, 완충재, 뒤채움재의 품질 편차를 줄이고, 일관성 있는 처분 시스템을 구축할 수 있다고 평가하였다(Posiva, 2012).
결과적으로, POSIVA는 현재 Olkiluoto 처분장에서 수평처분 방식과 수직처분 방식을 병용하기로 결정하였으며, 이는 지속적인 실증 연구를 통해 안전성이 검증되었기 때문이다(Posiva, 2012). 따라서 각 방식은 운영 및 환경적 요소에 따라 상이한 장점을 가지며, 처분 환경과 기술적 요구 사항에 맞춰 적절한 방식이 선택될 필요가 있다. 국내에서도 한국원자력환경공단과 한국원자력연구원이 한국 지질 환경 및 처분 조건을 고려하여 수직처분과 수평처분 방식을 모두 포함한 한국형 심층처분(KRS) 방식을 연구하고 있다.
4. 결 론
현재 국내 사용후핵연료 발생량은 점차 늘어가 2023년도에는 전국 원전 사용후핵연료 예상 포화시점이 1~2년이 단축된 것으로 보고 되었다. 사용후핵연료는 1,800 W의 높은 붕괴열과 고에너지 감마, 베타선을 방출하는 고준위 방사성폐기물이기 때문에, 단순 폐기가 어렵고 1,000년 이상 오랜 기간에 걸쳐 사용후핵연료 처분장을 안정적으로 유지해야 한다. 이를 위해 세계 다양한 나라들이 사용후핵연료를 지하 300~500 m에 처분하는 방식인 심층처분 방식으로 처분하고자 한다. 하지만 현재 국내에서는 구체적인 심층처분 방안이 마련되지 않았기 때문에 국내 기준에 적합한 처분방식을 찾기 위해서는 국내외로 연구 중인 그리고 실시 중인 처분방식에 대한 조사 및 분석이 필요하다.
사용후핵연료 심층처분은 수천 년간 안전성을 보장해야 하는 장기 프로젝트이므로 다양한 문제를 고려해야 한다. 특히 처분부지 선정, 심층처분장 건설 비용, 완충재의 품질 건전성 등 해결해야 할 과제가 많으며, 각국에서는 이를 극복하기 위한 다양한 연구와 기술적 접근을 시도해왔다. 핀란드, 스웨덴, 스위스, 캐나다 등 심층처분 선진국들의 사례를 통해 부지 선정 기준, 비용 절감 방안, 처분 시스템의 안전성 확보 방안 등을 확인할 수 있다. 이러한 연구 사례들은 국내 심층처분 시스템 구축 과정에서 중요한 참고자료가 될 것이다.
본 연구는 국내외 심층처분 사례를 비교·분석하여 국내 심층처분 시스템 구축을 위한 기초자료를 제공하는 데 의의가 있다. 또한, 지속적인 처분 선진국들의 부지 선정, 건설 비용, 품질 건전성 문제 해결 방안에 대한 심도 깊은 연구가 이루어진다면, 국내 사용후핵연료 심층처분 사업의 실현 가능성을 더욱 높일 수 있을 것이다. 이를 위해 지속적인 연구와 국제 협력을 바탕으로 국내 실정에 맞는 최적의 처분 방안을 도출하는 것이 필요하다.
