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Deep Borehole Disposal Concept of Spent Fuel for Implementation in Korea
Deep Borehole Disposal Concept of Spent Fuel for Implementation in Korea
Journal of the Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology. 2013. Oct, 11(4): 303-309
Copyright © 2013, The Korean Radioactive Waste Society
  • Received : August 23, 2013
  • Accepted : October 23, 2013
  • Published : October 30, 2013
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SooHyun Yun
Chang-Lak Kim
clkim@kings.ac.kr

Abstract
사용후핵연료의 지층처분의 대안으로 심부시추공을 설치하여 지하 3-5 km 구간에 사용후핵연료를 처분하는 개념이 여러 나라에서 제시된 바 있다. 특히 미국 샌디아국립연구소의 최근 연구 결과를 분석하고, 국내 적용을 위한 한국형 캐니스터 디자인과 심부시추공 디자인 개념을 처분 소요 면적과 함께 제시하였다.
Keywords
1. 서 론
우리나라 원자력 발전에서 발생되는 사용후핵연료는현재 각 발전소 임시저장고에 저장 중이며, 사용후핵연료 관리정책 변화 및 신규 원전 건설 정책들을 반영하여 관리시설의 규모, 운영기간을 선정한 결과 원전내 임시저장고는 2024년에 포화 될 것으로 예상되어 이를 수용할 수 있는 중간저장시설의 준비가 시급하다.
5차 전력수급기본계획을 기준으로 사용후핵연료 발생량을 산정해 보면, 총 34기의 원전(PWR 30기1978-2083년, PHWR 4기1982-2029년)을 운영하여 폐쇄시까지 발생되는 사용후핵연료는 Table 1 과 같이 47,117 톤 이다 [1] .
Estimated Volume of Spent Nuclear Fuel in Korea by the 5th Basic Plan for Electric Power Demand and Supply[1]
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Estimated Volume of Spent Nuclear Fuel in Korea by the 5th Basic Plan for Electric Power Demand and Supply [1]
우리나라는 1997년부터 사용후핵연료 및 고준위방사성폐기물의 처분연구가 지속적으로 진행되어 왔고, 한국원자력연구원은 사용후핵연료 직접처분을 위한 지층처분 시스템의 개념을 제시한 바 있다.
사용후핵연료의 관리와 관련한 국가정책은 사회적 공론화를 거쳐 결정될 전망이며, 이에 관련하여 사용후핵연료의 처분 및 다양한 관리 대안에 대한 연구가 지속적으로 수행되고 있다. 사용후핵연료의 지층처분뿐 아니라 사용후핵연료 관리 대안에 대한 사전 검토는 국가정책 수립 및 관련한 공론화 과정에서 기술적 자료로 활용될 수 있을 것이다.
지금까지 검토되어 온 다양한 대안 중 하나인 시추공처분 개념은 석유시추 기술의 발전으로 처분심도를 수천미터까지 고려할 수 있는 기술적인 토대가 마련되어 있고, 기존의 지층처분 방법에 비해 부지 활용성과 처분의 비가역성 등에서 특징적 차이를 가지고 있다.
스웨덴은 사용후핵연료의 지층 처분장 부지를 성공적으로 확보하여 건설 사업이 진행 중에 있으나 2006년 시추공 처분에 대한 개념을 검토하여 염도가 높은 처분 구간의 지하수가 상부의 지하수와 매우 안정적인 층상구조를 형성하고 있음을 고려하여 지하 3~5 km를 처분 구간으로 제시한 바 있다 [2] .
2. 미국 Sandia National Laboratories의 심부시추공 처분 개념 검토
- 2.1 시추공 처분 개념 및 배경
지난 반세기 동안 고준위 폐기물과 사용후핵연료의 처분 연구는 지층처분에 집중되었다. 하지만 사용후핵연료의 심부시추공 처분개념은 U.S. National Academy of Sciences의 연구를 포함하여 오래 전부터 지층 처분 방식의 대안으로 고려되어 왔다 [3 - 10] .
일반적인 시추공 처분의 개념도는 Fig. 1 과 같으며, 결정질의 기반암에 5000 m 까지 시추공을 뚫은 후 사용후핵연료를 담은 캐니스터를 바닥에서부터 2000 m 까지 적치한 후 나머지 위의 3000 m의 부분을 봉인하는 개념이다 [11] . Fig. 1 에서 보듯이 시추공 처분 개념은 지층처분개념에 비해 몇 배 깊은 심도에 처분하기 때문에 표층과 생활환경권에서부터 자연적 격리에 유리하며, 여러 지역에서 동시에 적치와 건설이 용이하다. 또한, 심부의 결정질 기반암은 낮은 투수도와 높은 염도를 가지고 있고, 지질화학적 특성상 용해도가 낮아, 폐기물의 많은 핵종 흡착을 가능케 하여 인간 생활권과 직접적인 경로가 되는 얕은 지하수원( Fig. 1 의 파란 점선 부분)과의 상호작용을 막을 수 있다.
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Generalized Concept for Deep Borehole Disposal of High-Level Radioactive Waste [11].
- 2.2 시추공 건설
지하 3000~5000 m 의 폐기물 처분구역까지 사용후핵연료 처분용 캐니스터를 적치할 수 있도록 충분한 직경으로 시추되어야 하며, 시추공과 캐이싱은 캐니스터를 원하는 깊이에 적치할 수 있도록 충분한 안정성과 내구성을 보장해야 하고, 시추공과의 간격은 최소 50 m를 유지하여 시추공간의 열적 간섭을 피해야 한다. 50 m 간격 유지를 위한 방향 시추의 최대 오차는 0.6°이다.
- 2.3 캐니스터
캐니스터는 운송시, 취급시, 적치시 방사선 물질의 차폐를 보장하여야 하며, 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 적치 깊이와 폐기물의 발열량의 차이를 고려하여, 최고온도 160℃를 고려한 저온 캐니스터와 최고온도 300℃를 고려한 고온 캐니스터가 각각 제안되었으며 석유시추와 지열발전 산업에 사용되는 재료를 사용한다.
캐니스터의 양 끝단은 프리미엄 나사(premium thread) 가공을 하며, 이음 부품으로 캐니스터끼리 연결하는데 한번에 40 개의 캐니스터를 스트링으로 만들어 적치한다.
사용후핵연료의 처분시에는 핵연료집합체를 해체 후 캐니스터에 연료봉만 장입하는 것으로 가정하였다. 비록 핵연료 집합체 해체 과정에서 큰 비용과 작업자 피폭이 예상되지만, 핵연료 집합체를 그대로 처분하는 경우와 비교해 볼 때 캐니스터의 직경을 줄일 수 있어서 더 작은 직경의 시추공을 사용하므로 시추공 건설을 보다 용이하게 한다. 또한 하나의 캐니스터 안에 더 많은 연료봉을 장입하므로 사용후핵연료 처분에 필요로 하는 캐니스터와 굴착해야 하는 시추공의 갯수가 감소하여 건설 및 운영비의 절감 효과를 기대할 수 있다.
Fig. 4 는 저온 캐니스터에 장입된 연료봉의 배열을 나타내며 한 개의 연료봉의 직경을 1 cm로 가정했을 경우 367 개 수용이 가능한 것을 보여주며, 고온 캐니스터의 경우 349 개의 연료봉을 수용할 수 있다.
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SNL Borehole Design [11].
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SNL Canister Design [11].
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Loading of Fuel Rods in the Lower-Temperature Waste Canister [11].
사용후핵연료 집합체를 그대로 저온 캐니스터 안에 장입 할 경우, 17x17 PWR 집합체를 기준으로 268개의 연료봉만 처분할 수 있으나, 집합체를 해체하여 연료봉을 분리한 후 장입할 경우 367 개의 연료봉을 수용할 수 있어서 처분 가능량을 37% 높일 수 있다. 실제로 현재 미국의 사용후핵연료를 처분할 경우, 집합체 그대로 캐니스터에 장입할 경우 950 개의 시추공이 필요하나 [10] , 연료봉만 따로 모아 장입 할 경우 700 개의 시추공이 필요하다 [11] .
- 2.4 폐기물 적치
40 개 캐니스터 한 묶음의 총 길이는 약 192 m 로, 첫묶음은 처리구역 바닥면에 안착되며, 다음 캐니스터 묶음은 순차적으로 이전 캐니스터 묶음 위에 설치된 브릿지 플러그 위에 안착된다. 브릿지 플러그의 주기능은 두꺼운 시멘트 플러그가 설치 될 수 있는 기반을 제공하는 것이며, 각각의 캐니스터 스트링은 브릿지 플러그와 시멘트 플러그로 분리된다.
캐니스터 설치시 벤토나이트가 포함된 오일 베이스 머드가 사용된다. 이는 비록 캐니스터가 보어홀에 단단히 고정되지는 못하지만, 고밀도의 벤토나이트 머드가 시간에 따라 경화되므로 그라우팅 효과를 줄 수 있다.
- 2.5 실링
시추공의 실링은 유체 흐름을 막는 낮은 투수성 장벽의 기능을 하여야 하며, 처분구역 위 실링 구역의 투수성은 1×10 -12 m 2 보다 작아야 한다 [12] . 압축 벤토나이트와 같은 실링 재료는 균열에 스며들어 주변 암반에 투수성을 낮출 수 있다.
또한 잠재 유체 흐름이 가장 많은 온도가 가장 높은 기간인 2000 년 동안 내구성을 유지해야 하며 100-200℃ 에서 화학적으로 안정되어야 하고, 적치되는 재료로부터 받는 기계적 하중과, 벤토나이트 실링재로부터의 팽압력, 하부에서 오는 잠재 과압에도 견딜 수 있어야 한다. 또한 여러 개의 실링과 실링재를 사용하여 다중 차단을 한다.
3. 국내 적용성 분석
- 3.1 한국형 캐니스터 디자인
2011년 SANDIA 보고서에서는 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉만 캐니스터 안에 장입하는 디자인을 제시하였으나, 한국형 디자인에서는 다음과 같은 사항을 고려하여 캐니스터 1 개당 사용후핵연료 집합체 1 개를 수용한다고 가정하였다.
  • 사용후핵연료의 휨, 찌그러짐, 손상으로 인한 패킹효율 감소
  • 사용후핵연료 해체 전용시설 구축 및 유지비용 상승
  • 수용 밀도가 높아짐에 따라 임계점도 높아짐
  • 연료봉 단위 추적 관리의 번거로움
캐니스터의 크기는 Table 3 에 제시된 다양한 사용후핵연료 집합체를 용기내에 장입할 수 있도록 가장 넓은 너비가 큰 17ACE7의 214 mm를 직경 산정에 적용하였고, 높이가 다른 점을 고려하여 WEC형과 KSNP형 두 가지 종류로 나누었다. 나사 가공을 위한 최소 두께는 30 mm로 설정하였다.
SNL Canister Specification
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SNL Canister Specification
Nuclear Fuel Specification of Korea[13]
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Nuclear Fuel Specification of Korea [13]
한국형 캐니스터 주요 치수는 Table 4 와 같다. Fig. 6 과 같이 중수로 사용후핵연료의 경우는 캐니스터 안에 한단에 중수로 핵연료 다발 7 개씩 9 단을 쌓을 수 있어 총 63개의 중수로 핵연료 다발을 수용할 수 있다.
Reference Specification of Korean Canister
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Reference Specification of Korean Canister
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Borehole Sealing, Plugging, and Backfilling Reference Design Schematic [11].
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Cross Section of Korean Canister with Spent Nuclear Fuel Loaded (Left for PWR SNF, Right for PHWR SNF).
- 3.2 한국형 심부시추공 디자인
한국형 캐니스터의 외경 378 mm 를 수용할 수 있는 심부시추공 및 캐이싱의 제원은 Table 5 와 같으며, 심부시추공 설계 개념도는 Fig. 7 과 같다.
Reference Specification of Korean Deep Borehole and Casing
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Reference Specification of Korean Deep Borehole and Casing
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Korean Deep Borehole Design Concept.
한국지질자원연구원 등이 참여하는 컨소시움이 포항 지열발전소 건설을 위해 현재 약 3 km 까지 시추를 진행하였는데, 2015년에 5 km 까지 시추할 예정이다. 이러한 국내의 시추 기술은 사용후핵연료 시추공 처분방식에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 또한 전세계적으로 7 km 까지 시추기술이 이미 확보되어 있다.
시추 비트 및 캐이싱은 API(American Petroleum Institute) 규격을 사용하며, 제시된 한국형 보어홀의 캐이싱의 경우 기준 규격보다 직경이 크기 때문에 주문 제작이 필요하다.
시추 비용은 드릴링, 캐이싱, 시멘팅, 코어링, 로깅, 테스팅 비용이 포함되어야 하며, 시추직경과 코어링, 테스팅 조건, 시추공의 배열에 따라 크게 차이가 난다. 그 외에 머드 비용, 시멘팅 비용, 방향시추 비용, 로깅 서비스 비용, BOPE(Blow-out Prevention Equipment ) 여부, 부지 준비를 위한 Cellar 및 Conductor 설치비용, 예비비(전체 비용의 20-30%) 등이 고려되어야 한다.
굴착경이 8 1/2인치일 경우 5 km까지 시추기간이 약 145 일 필요하다는 경험자료를 기준으로 판단해 볼 때, 한국형 디자인의 최종 굴착경을 고려하면 시추공 하나당 최소 180 일이 소요될 것으로 전망된다.
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Drilling Site of 10 MW Geothermal Power in Pohang, Korea.
- 3.3 한국형 심부시추공 처분에 필요한 부지 소요면적
5차 전력수급계획(총34기 원전)에 따라 추정된 사용 후 핵연료의 누적 발생량은 우라늄톤 기준 경수로핵연료 35,247 톤 및 중수로핵연료 11,870 톤이다. 경수로 핵연료 집합체의 개당 우라늄의 평균 무게는 422 kg, 중수로핵연료 다발은 19 kg 이다. 경수로 핵연료집합체는 캐니스터당 한 개 그리고 중수로 핵연료는 캐니스터 당 63다발을 포장하고, 한 개의 시추공 당 400 개의 캐니스터를 처분한다고 가정하면, 경수로 사용후핵연료 처분에 209 개의 심부시추공이 필요하고 중수로 사용후핵연료 처분에 25 개의 심부시추공이 필요하여 총 234 개의 심부시추공을 건설하여야 한다.
2011년 SANDIA 보고서에서는 모델링 분석 결과 심부시추공 사이의 열적 간섭을 피하기 위한 최소 거리를 50 m 로 설정하였으나, 실제 심부시추공 굴착시 인접한 심부시추공과 50 m 간격 유지를 위해서는 최대 구배각이 0.6° 이하가 되도록 수직방향의 심부시추기술이 적용되어야 한다. 이러한 심부시추공 굴착의 어려움을 감안하여 본 논문에서는 심부시추공 간의 간격을 2배로 늘려서 100 m로 설정하였다.
심부시추공 간격을 100 m 로 설정할 경우, 234 개의 심부시추공 건설에 필요한 부지 면적은 약 2.56 km 2 이다. 현재 건설중인 경주 중저준위방사성폐기물 처분장의 부지면적이 2 km 2 임을 감안하면 사용후핵연료를 심부시추공 처분시 필요로 하는 부지 면적이 크지 않음을 알 수 있다. 하지만 부지 소요면적은 심부시추공 사이의 간격에 직접적인 영향을 받으므로 추가적인 확인이 필요하다.
4. 결론
사용후핵연료의 심부시추공 처분 방식은 지층처분 방식에 비해 처분부지 면적이 줄어들 가능성을 제시하고 있다. 본 논문에서는 미국 샌디아국립연구소의 최근 연구 결과를 분석하고, 국내 적용을 위한 한국형 캐니스터 디자인과 심부시추공 디자인 개념을 처분 소요 면적과 함께 제시하였다. 심부시추공 처분 방안은 아직 개념 제시 단계에 있으므로 많은 불확실성을 내포하고 있다. 심부시추공 건설 및 폐쇄 기술과 캐니스터를 5 km 심부에 정치하는 기술 등의 실증이 필요하고, 100 개가 넘는 심부시추공 처분시설에 처분될 사용후핵연료에 의한 열적, 수문학적, 화학적, 기계적 거동의 종합 분석이 특히 필요하다. 또한 처분비용 분석에는 아직 불확실성이 매우 클 수 밖에 없다.
References
Radioactive Waste Management Fund Evaluation Committee (2012) Final Report of Radioactive Waste Management Fund Evaluation Ministry of Knowledge Economy
Åhäll Karl-Inge (2006) Final Deposition of High-level Nuclear Waste in Very Deep Boreholes, MKG (Miljöorganisationernas kärnavfallsgranskning) Report 2 The Swedish NGO Office of Nuclear Waste Review
O’Brein M.T. , Cohen L.H. , Narasimhan T.N. , Simkin T.L. , Wollenberg H.A. , Brace W.F. , Green S. , Platt H.P. (1979) The Very Deep Hole Concept: Evaluation of an Alternative for Nuclear Waste Disposal Lawrence Berkeley Laboratory Berkeley, CA LBL-7089
Woodward-Clyde Consultants (1983) Very Deep Hole Systems Engineering Studies ONWI Columbus, OH
Juhlin C. , Sandstedt H. (1989) Storage of Nuclear Waste in Very Deep Boreholes: Feasibility Study and Assessment of Economic Potential. Part I: Geological Considerations. Part II: Overall Facility Plan and Cost Analysis Svensk Karnbranslehantering AB
Heiken G. , Woldegabriel G. , Morley R. , Plannerer H. , Rowley J. (1996) Disposition of Excess Weapon Plutonium in Deep Boreholes –Site Selection Handbook Los Alamos National Laboratory Los Alamos, NM
Nirex (2004) A Review of the Deep Borehole Disposal Concept United Kingdom Nirex Limited Report N/108
Anderson V.K. (2004) An Evaluation of the Feasibility of Disposal of Nuclear Waste in Very Deep Boreholes Dept. of Nuclear Engineering, MIT
Gibb F.G.F. , McTaggart N.A. , Travis K.P. , Burley D. , Hesketh K.W. (2008) “High-Density Support Matrices: Key to the Deep Borehole Disposal of Spent Nuclear Fuel” J. of Nuclear Materials
Brandy P.V. , Arnold B.W. , Freeze G.A. , Swift P.N. , Bauer S.J. , Kanney J. L. , Rechard R.P. , Stein J.S. (2009) Deep Borehole Disposal of High-Level Radioactive Waste SANDIA Report SAND2009-4401
Arnold B.W. , Brady P.V. , Bauer S.J. , Herrick C. , Pye S. , Finger J. (2011) Reference Design and Operations for Deep Borehole Disposal of High-Level Radioactive Waste Sandia National Laboratories SAND2011-6749
Herrick C. , Arnold B. , Hadgu T. , Finley R. , Vaughn P. , Brady P.V. (2011) Deep Borehole Seals Sandia National Laboratories Albuquerque, NM
(2011) Technical Specification of Nuclear Fuel KEPCO Nuclear Fuel