연구원 홈페이지 고객질의에 대한 답변

2019. 8. 28

1. 처분장 면적이 왜 1/100 로 감소하는가?

【답변 요지】

ㅇ 사용후핵연료 처분시 처분장의 면적은 사용후핵연료의 발열량에 의해 주로 결정되며 사용후핵연료의 발열량의 대부분은 초우라늄원소(TRU)와 세슘(Cs), 스트론튬(Sr) 등 고방열 핵분열생성물에 기인합니다.

ㅇ 사용후핵연료 내 TRU를 분리하여 소각하고 핵분열성물질(Cs, Sr)을  분리하여 별도 저장하게 되면, 처분장 면적을 줄일 수 있다는 것이 연구결과로 나와 있으며, KAERI는 그 목표치로 1/100을 제시한 것입니다.

【보충 설명】

ㅇ 2015년 발표된 제7차 전력수급기본계획에 근거한 원전 발전량 기본 시나리오의 직접처분 핵연료주기 처분 소요 면적은 13.54 km2(60,127 톤 기준)인 것으로 분석되었습니다.

ㅇ 하지만 파이로-SFR 연계 핵연료주기에서 경수로 사용후핵연료 처리 시 발생하는 고준위폐기물 및 SFR 사용후핵연료 처리에 따른 고준위폐기물을 처분하기 위해 필요한 소요 면적은 0.132 km2로 직접처분 주기 대비 1/103로 감소하는 것으로 평가되었습니다.

고원일 외, “파이로 사전부합성 평가”, KAERI/TR-6872/2017 (2017) 78쪽

- 플루토늄(Pu) 및 마이너 악티나이드(MA, 넵투늄(Np), 아메리슘(Am), 퀴륨(Cm) 등) 핵종을 99.9% 분리·소각하고, 세슘(Cs), 스트론튬(Sr)을 99.9% 분리‧저장하면, 처분효율을 최대 225배(처분면적 약 1/225 축소)까지 높일 수 있다는 연구결과도 있습니다.

Wigeland, R.A., et. al., “ Separations and Transmutation Criteria to Improve Utilization of a Geological Repository,” Nuclear Technology, 154, 95 (2006)

- OECD/NEA 보고서에서는 동일 전력 생산을 기준으로 할 때 50년 냉각 사용후핵연료를 직접처분하는 것과 초우라늄원소(TRU, Pu 및 MA) 및 Cs, Sr을 분리하는 것을 비교하면 고준위 폐기물의 열 발생량이 약 1/169로 감소되는 것으로 보고한 바 있습니다.

OECD/NEA, Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management, 2006, p.91

- 처분장의 면적은 열 발생량뿐만 아니라 처분방식, 처분장구조, 지질특성, 저장용기 등에 의해 영향을 받으므로, 현 단계에서 감소비율을 정확히 예측하기는 힘들지만, 열 발생량 감소에 준해, 고준위 폐기물의 처분장 면적도 크게 감소할 것이란 사실은 분명합니다.

붙임 1		처분 면적 및 방사성 독성 저감 효과

□ 심층처분 면적 저감

ㅇ 고준위 방사성폐기물을 심지층 처분할 때, 붕괴열에 따른 발열량은 처분면적을 결정하는 중요한 요소

<분리효율 대비 처분효율>

- 이론적으로 고방열 핵종인 세슘과 스트론튬을 99.9% 분리‧회수하고 플루토늄과 마이너악티나이드를 99.9% 회수하여 소멸하는 경우, 붕괴열 감소 효과에 의해 처분효율을 최대 225배까지 높일 수 있음

* 출처: Wigeland, R.A., et. al., “ Separations and Transmutation Criteria to Improve Utilization of a Geological Repository,” Nuclear Technology, 154, 95 (2006)

□ 방사성 독성 저감

ㅇ 사용후핵연료를 직접 처분하는 경우 사용후핵연료의 방사성 독성이 자연계의 우라늄원광의 독성까지 감소되는 데 소요되는 시간은 약 30만년이나, 파이로 처리하여 고독성 핵종을 고속로에 소각하는 경우 그 기간이 300년 이하로 줄어듦

<방사성 독성 감소효과 비교>

* 출처: Wigeland, R.A., et. al., “ Separations and Transmutation Criteria to Improve Utilization of a Geological Repository,” Nuclear Technology, 154, 95 (2006)

* 출처: Wigeland, R.A., et. al., “ Separations and Transmutation Criteria to Improve Utilization of a Geological Repository,” Nuclear Technology, 154, 95 (2006)

* 출처: Wigeland, R.A., et. al., “ Separations and Transmutation Criteria to Improve Utilization of a Geological Repository,” Nuclear Technology, 154, 95 (2006)

【답변 요지】

ㅇ 원자력안전법 시행령 제2조 제1호에 따르면 사용후핵연료 중 약 1.4wt.%를 차지하는 초우라늄원소(Pu: 1.2wt.%, MA: 0.2wt.%)를 제외하고 모두 중저준위 폐기물로 분류됩니다. 그러나 초우라늄원소의 회수율이 낮아질 경우에 희토류(REE) 고화체가 고준위폐기물로 분류될 수 있으며, 방열핵종을 함유하는 염폐기물도 소량의 초우라늄원소에 오염될 경우에 고준위폐기물로 분류될 수 있습니다.

ㅇ 원자력안전법 시행령 제2조 1호(국내 고준위 방사성 폐기물 분류)

- 고준위폐기물: 발열량이 2 kW/m3 이상이면서, 알파핵종(20년이상의 반감기)의 방사능이 4,000 Bq/g 이상

ㅇ 보수적으로 REE 고화체와 염폐기물을 고준위로 분류하여 KAERI에서 자체평가한 결과 직접처분 대비 파이로-고속로 연계주기의 고준위폐기물양은 약 1.4wt.% 수준인(사전부합성 평가 기준) 것으로 계산되었습니다.

고원일 외, “파이로 사전부합성 평가”, KAERI/TR-6872/2017, 한국원자력연구원, 2017 (p.82 인용)

- 단순히 사용후핵연료 내 약 5wt.%를 차지하는 핵분열생성물을 모두 고준위폐기물로 가정하더라도 고준위폐기물의 양은 1/20 수준으로 감소합니다.

ㅇ 사용후핵연료 처분장의 면적은 사용후핵연료의 발열량에 의해 주로 결정되며, 사용후핵연료의 발열량은 단기적으로는 핵분열생성물, 장기적으로는 초우라늄원소의 붕괴열에 가장 큰 영향을 받습니다.

ㅇ 미국 ANL에서 Yucca Mountain 처분장을 기준으로 평가한 결과, 사용후핵연료 내 초우라늄원소(플루토늄(Pu), 아메리슘(Am), 퀴륨(Cm))만 99.9% 분리·소각하면 처분효율을 5.7배 높일 수 있으며, 추가적으로 핵분열성물질(세슘(Cs), 스트론튬(Sr))을 99.9% 분리·저장하면 처분효율을 225배까지 높일 수 있는 것으로 분석되었습니다.

R.A. Wigeland, et al., “Separations and Transmutation Criteria to Improve Utilization of a Geological Repository,” Nuclear Technology, Vol.154, No.1, p.95-106, 2006 (p.105 인용)

ㅇ 또한, KAERI에서 국내 사정을 고려하여 평가한 결과, 직접처분 대비 파이로-고속로 연계주기(초우라늄원소 99.9% 분리·소각, 세슘과 스트론튬 분리·저장)의 처분면적이 1/103인 것으로 분석되었습니다.

고원일 외, “파이로 사전부합성 평가”, KAERI/TR-6872/2017, 한국원자력연구원, 2017 (p.78 인용)

2. 고준위 폐기물양이 왜 1/20로 감소하는가?

【보충 설명】

ㅇ 처분 소요 면적 저감 효과

- 처분 효율은 처분장 지질 특성, 처분장 설계, 핵연료 종류와 특성(냉각 기간, 연소도 등), 원자로의 종류와 구성비 등 여러 가정 조건에 따라 조금씩 달라질 수 있으나, 처분 소요 면적에 가장 큰 영향을 미치는 조건은 폐기물의 열발생량이며 이는 사용후핵연료로부터 전체 열발생량의 99% 이상을 차지하는 고방열 원소들인 TRU와 Cs-Sr을 분리하여 소각하고 저장함으로써 고준위 폐기물 처분면적을 크게 줄일 수 있다는 사실은 명확합니다.

붕괴열(W/ton)	Total	TRU	Cs/Sr	Others
40 yr	1,110	472.01	632.09	5.9
(%)	100.00	42.52	56.95	0.53
100 yr	494.7	343	151.5	0.2
(%)	100.00	69.33	30.62	0.04

- 처분 효율 계산 가정 비교

* OECD/NEA 보고서의 경우, Gen-IV gas-cooled fast reactor를 기반으로 한 fully closed fuel cycle에서 배출되는 HLW를 PWR-UOX 직접처분 사용후핵연료와 비교하였으며, 처분 효율이 아닌 단순 열발생량(thermal output) 기준 비교임.

		KAERI, 2017	Wigeland(ANL) 논문, 2006	OECD/NEA, 2006
처분장 지질특성		화강암(granite)	응회암(tuff)	점토(clay)
처분장 설계		처분공 내 처분	처분터널 내 처분	처분터널 내 처분
온도 제한 조건		완충재 100℃ 이하	- 암석 200℃ 이하 - 터널중간 96℃ 이하	완충재 100℃ 이하
사용후 핵연료	핵연료	PWR-UOX	PWR-UOX	FR-carbide
	평균연소도	55 GWd/tHM	50 GWd/tHM	100 GWd/tHM
	냉각기간	40년	25년	50년
분리효율	TRU	99.9%	99.9%	99.9%
	Cs/Sr	99.9% 이상	99.9%	99%
처분효율		1/103	1/225	1/169
기타		- SFR 재순환 폐기물도 고려함 - 스웨덴, 핀란드(KBS-3 처분개념) 처분 방식 가정 - 벤토나이트 완충재	- 재순환 폐기물 고려 하지 않음 Yucca 처분 - 1/225는 암석온도 (200℃ 이하) 기준으로 결정됨	- 단순 열발생 비교 - 경수로 SF 재순환이 아닌 고속로 자체 핵연료의 완전재순환과 직접처분을 비교함.

3 방사성 독성 감소기간 1/1000의 근거

【답변 요지】

ㅇ 사용후핵연료의 독성도가 우라늄 원광 수준의 독성으로 저감되는 기간은 약 20~30만년입니다. 초우라늄 원소를 재순환하는 경우 우라늄 원광 수준의 독성으로 저감되는 기간을 약 300년 수준으로 크게 저감할 수 있습니다.

【보충 설명】

ㅇ 사용후핵연료의 독성도가 우라늄원광 수준의 독성으로 저감되는 기간은 약 20~30 만년입니다.

ㅇ 처분대상 파이로공정 폐기물 3종(금속폐기물, C/H 폐기물, 희토류 염폐기물)의 독성도 저감기간은 약 15년, 저장대상 파이로공정 폐기물 3종(Cs 폐필터 폐기물, Sr 염폐기물, Kr, Xe)의 독성도 저감기간은 약 275년으로 평가되었습니다.

ㅇ 아래 그림과 같이 경수로 사용후핵연료의 파이로 처리에서 발생하는 TRU 잉곳의 독성도 저감기간은 사용후핵연료의 독성도 저감기간과 유사합니다. 따라서 모든 TRU 잉곳이 고속로에서 재순환되어야만 파이로-고속로 주기를 통해 독성도 저감기간을 목표한 1/1000 이하 수준으로 저감시킬 수 있습니다.

고원일 외, “파이로 사전부합성 평가”, KAERI/TR-6872/2017 (2017) 80쪽