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SUMMARY

Contents

목차

Part 1. 처분시스템개발 122

제1장 연구개발과제의 개요 123

제1절 연구개발의 목적 123

제2절 연구개발의 필요성 127

1. 기술적 측면 127

2. 경제적·산업적 측면 128

3. 사회적 측면 129

제3절 연구개발 범위 130

제2장 국내외 기술개발 현황 133

제1절 국내 기술개발 현황 133

제2절 해외 기술개발 현황 138

1. 처분용기 개발 현황 139

제3절 국내/외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 143

제3장 연구개발수행 내용 및 결과 146

제1절 방사선원항 평가 프로그램 개발 146

1. 개요 146

2. 사용후핵연료 물량예측 프로그램 개발 147

3. 사용후핵연료 데이터베이스 관리 프로그램 개발 152

4. 선진핵주기 폐기물 선원항 평가 프로그램 개발 161

5. 원전해체 폐기물 선원항 평가체계 개발 173

6. 결과 요약 183

참고문헌 183

제2절 공학적방벽 개발 184

1. 처분용기 개발 184

2. 완충재 성능 향상 218

참고문헌 232

제3절 복합폐기물 처분시스템 예비 개념설계 234

1. 처분터널 주변 암반 물성 234

2. 사용후핵연료 처분시스템 238

3. 선진핵주기 폐기물 처분시스템 247

4. 처분시스템 성능평가 255

5. 처분시스템 비용 분석 280

6. 대안 분석 282

7. 지상시설 및 운영방안 287

참고문헌 290

제4절 A-KRS 장기 운영 안전성 평가 체계 구축 291

1. 개요 291

2. 운영 안전성 평가 시나리오 개발 292

3. 운영 안전성 평가 방법론 정립 298

4. 안전성 평가 체계 구축 및 사례 평가 307

참고문헌 315

제5절 고준위폐기물 국가 관리 프로그램(안) 317

1. 고준위폐기물과 사회적 인식 317

2. 사회적 인식 및 수용성 분석 318

3. 고준위폐기물 장기관리 방안 321

4. 정책 로드맵 구성 326

5. 연구 결과 337

참고 문헌 338

제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 339

1. 목표 달성도 339

2. 관련분야에의 기여도 349

제5장 연구개발결과의 활용계획 351

1. 경제적 활용 351

2. 사회적 활용 351

3. 기술적 활용 352

제6장 해외과학기술정보 353

제7장 참고 문헌 357

Part 2. 처분안전해석 362

제1장 연구개발과제의 개요 363

제1절 연구개발의 목적 363

제2절 연구개발의 필요성 364

1. 기술적 측면 364

2. 경제·산업적 측면 365

3. 사회·문화적 측면 366

제3절 연구개발의 범위 366

제2장 국내외 기술개발 현황 369

제1절 국외 기술개발 현황 369

1. 안전해석 코드 개발 및 평가기술 현황 369

2. 각국 처분연구 현황 및 안전해석 관련 연구 현황 370

제2절 국내 기술개발 현황 377

1. 기준처분시스템의 확률론적 안전성평가와 종합안전성 평가를 위한 QA 및 데이터관리 시스템 구축 377

2. 종합 안전성 평가를 위한 MASCOT-K 체제 구축 및 Near-field 핵종 이동 모델 개발/확장하여 국산 핵연료 및 단열 암반의 특성에 따른 안전성 현안들의 평가 380

3. 안전성 평가 코드 개발 및 성능 평가 381

4. 처분장 안전성 증진을 위한 신뢰성 증진(confidence building) 연구 382

제3절 연구결과가 국내외 기술개발현황에서 차지하는 위치 383

제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 385

제1절 FEP/시나리오 385

1. 서론 385

2. FEP 연구 386

3. 선진 핵연료주기 측면에서 FEP 분석 방법론 392

4. 선진 핵연료주기 관련 FEP 분석 396

5. 시나리오 개발 방법론 401

6. PID 시나리오 개발 404

7. 결론 413

참고 문헌 415

제2절 선진핵연료주기 안전성평가 프로그램 개발 417

1. 개요 417

2. 평가 대상 고화체 및 시나리오 개발 418

3. Goldsim을 이용한 평가 모델링 개요 423

4. 입력 자료 생성 방안 434

5. 세부 모델링 436

6. 결론 439

제3절 선진핵연료주기 폐기물 처분안전성 평가 440

1. 서론 440

2. 모델 및 평가 입력자료 444

3. 결정론적 평가 결과 448

4. 확률론적 평가 결과 453

5. 결론 461

참고 문헌 462

제4절 선진 핵주기 폐기물 처분 대안 시나리오 확률론적 안전성 평가 463

1. 서론 및 배경 463

2. 확률론적 평가를 위한 대안 시나리오 도출 464

3. 지하수 유동 패턴에 의한 핵종 이동 469

4. 인간 침입 시나리오의 구성 472

5. 지진 발생 시나리오의 구성 474

6. 확률론적 시나리오 평가 결과 475

7. 결론 485

참고문헌 486

제5절 품질보증시스템 운영 및 추가 모듈 개발 487

1. 서론 487

2. CYPRUS 목적 488

3. CYPRUS의 특징 489

4. CYPRUS의 운영 492

5. 추가 모듈 개발 503

6. 결론 513

참고 문헌 514

제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 515

제1절 연도별 연구개발 실적 및 연구목표 달성도 515

1. 2007년도 515

2. 2008년도 516

3. 2009년도 517

제2절 관련분야 기술발전에의 기여도 518

제5장 연구개발결과의 활용계획 519

제6장 참고문헌 520

Part 3. 심지층 처분 타당성 평가 연구 522

제1장 연구개발과제의 개요 523

제1절 연구개발의 목적 및 필요성 523

제2절 연구개발의 범위 524

제2장 국내외 기술개발 현황 526

제1절 국외 현황 526

제2절 국내 기술개발현황 527

제3장 연구개발수행 내용 및 결과 529

제1절 수행 방법 529

1. 추진전략 및 연구 방법 529

제2절 부지 평가 및 선정 방법론 개발 531

1. 지질학적 평가 항목 및 단계별 평가인자 분류 531

2. 부지 선정을 위한 기술지침 제안 536

3. 평가 인자별 정량적 가중치 분석 및 제안 540

4. 인자별 정보입력을 위한 공간범위 도출 541

5. 후보부지 평가 및 선정을 위한 지질정보체계 설계 543

6. 요약 545

7. 참고문헌 546

제3절 장기 지질안정성 요소 정량평가 548

1. 한반도의 지체구조 548

2. 남한의 지질 및 지질구조 특성 550

3. 제4기의 지질 특성 556

4. 지진활동 559

5. 남한의 광역 수리지질 특성 562

6. 남한의 광역 지구화학적 특성 563

7. 열-역학적 특성에 기인한 암반공학적 요소 567

8. 참고문헌 569

제4절 화산암 및 편마암 심지층 환경 기초조사 572

1. 연구지역 선정 572

2. 화산암, 편마암 지역 수리 지화학 특성 575

3. 연구지역 예비 지하수유동 모델링 586

4. 참고문헌 588

제5절 KURT 시설부지 수리 및 지화학 특성평가 589

1. 부지 특성 조사 589

2. 지질학적 특성 604

3. 수리지질학적 특성 612

4. 지구화학적 특성 620

5. 부지특성모델 개발 629

6. 지하수 유동모델링 635

7. 참고문헌 641

제6절 심부지질환경 조사 및 해석기술 개발 643

1. 수리 및 지화학 조사기술 개발 643

2. 지화학 원위치 측정기술 개발 645

3. 참고문헌 646

제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 647

제1절 연도별 연구목표 및 연구개발목표의 달성도 647

제2절 관련분야의 기술발전에의 기여도 651

제5장 연구개발 결과의 활용계획 656

제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 657

제7장 참고문헌 658

Part 4. 공학적 방벽 성능 현장 실증 668

제1장 연구개발과제의 개요 669

제2장 국내외 기술 현황 672

제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 677

제1절 연구개발의 범위 677

제2절 공학적방벽시스템 열-수리-역학적 거동 실증실험 678

1. 배경 678

2. 공학적 규모 실증실험 678

3. 전산 모델링 및 해석 688

4. 현장실증시험 개념설계 및 실험계획 689

제3절 지하처분연구시설 근계영역 암반의 열적거동 현장실험 724

1. 배경 724

2. 암반 열역학적 거동 현장실험 724

3. 히터시험 모델링 739

4. DECOVALEX 국제공동연구 참여 현황 740

제4절 지하처분연구시설 근계영역 손상대 특성 현장시험 767

1. 배경 767

2. 현장시험 및 해석 767

3. 손상대 영향 평가 774

4. 결론 783

제5절 공학적방벽재 개발 811

1. 배경 811

2. 완충재 블록 811

3. 밀봉재 820

제6절 지하처분연구시설 운영 및 기술지원 855

1. 지하처분연구시설 부대시설 설치 855

2. 지하처분연구시설 운영 859

3. 지하처분연구시설 홍보활동 861

제4장 목표달성도 및 관련 분야에의 기여도 868

제5장 연구개발 결과의 활용도 869

제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 870

제7장 참고문헌 871

Part 5. 천연방벽을 이용한 핵종이동 및 지연특성연구 875

제1장 연구개발과제의 개요 876

제1절 연구개발 배경 876

제2절 국내·외 연구 환경 변화 878

1. 국외의 연구 환경 변화 878

2. 국내의 연구 환경 변화 880

제3절 연구개발의 필요성 881

1. 기술적 측면 881

2. 경제·산업적 측면 882

3. 사회·문화적 측면 883

제4절 연구개발 목표 및 내용 884

1. 연구개발 최종 목표 884

2. 연구개발 단계목표 885

3. 주요 연구개발 내용 885

제2장 국내·외 기술개발 현황 889

제1절 심부 처분환경에서 고준위핵종의 지화학반응 특성 규명 889

제2절 심부 처분환경에서 고준위핵종의 수착특성 규명 889

제3절 암반 확산 깊이 측정 및 확산 특성 평가 890

제4절 KURT에서 현장 암반 단열을 통한 핵종이동 및 지연특성 규명 891

제5절 해외 지하실험시설에서 핵종 및 콜로이드 이동 공동연구 892

제6절 심부 처분환경에서 핵종/광물/미생물 복합반응 특성 분석 895

제3장 연구개발수행 내용 및 결과 897

제1절 심부 지하환경에서 고준위핵종들의 지화학반응 특성 규명 897

1. 연구 개요 897

2. 처분환경 방사화학 실험실 구축 898

3. 악틴족원소의 용해도 및 주 용해 화학종 899

4. 결과 요약 922

제2절 심부 지하환경에서 고준위핵종들의 수착 특성 규명 924

1. 연구 개요 924

2. KURT 화강암에 대한 고준위핵종들의 수착 특성 925

3. 화강암의 우라늄 수착에 대한 열역학적 수착모델 적용 937

4. 결과 요약 954

제3절 처분 안전성평가를 위한 고준위핵종들의 지화학반응 및 수착 데이터베이스 구축 956

1. 연구 개요 956

2. 고준위핵종들의 지화학반응 데이터베이스 구축 957

3. 고준위핵종들의 수착 데이터베이스 구축 966

4. 결과 요약 973

제4절 암반을 통한 핵종확산 깊이 측정 및 확산특성 평가 975

1. 연구개요 975

2. 실험 대상 암석 및 기초 물성 측정 976

3. 실험장비 설치 및 확산실험 979

4. 자기방사분석(Autoradiography) 983

5. 순차적 화학추출 988

6. 확산계수 결정 999

7. 결과 요약 1002

제5절 지하연구시설(KURT)에서 핵종 이동 및 지연 특성 규명 1003

1. 연구 개요 1003

2. 현장 용질이동 시스템 설치 및 운전 1004

3. 현장 용질이동 실험 1015

4. 결과 요약 1032

제6절 해외 지하연구시설에서 핵종 및 콜로이드 이동 공동연구 1034

1. 연구 개요 1034

2. 해외 지하처분연구시설 및 연구 현황 1035

3. 핵종 및 콜로이드 이동 관련 국제공동연구 참여 타당성 분석 1039

4. CFM 국제공동연구 1048

5. 결과 요약 1065

제7절 심부처분환경에서 핵종/광물/미생물 복합반응 특성 규명 1067

1. 연구 개요 1067

2. KURT 미생물 특성 분석 1068

3. 광물/미생물 복합 반응 특성 1073

4. 핵종의 생광물화(biomineralization) 반응 1075

5. 핵종/미생물 산화환원 반응 1087

6. 결과 요약 1098

제8절 결론 및 제언 1101

제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 1103

제5장 연구개발결과의 활용계획 1106

제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 1108

제7장 참고문헌 1109

서지정보양식 1124

BIBLIOGRAPHIC INFORMATIOM SHEET 1125

Part 1. 처분시스템개발 92

표 1.2.1. 각국의 처분용기 특성 요약 139

표 1.2.2. 각국의 완충재 현황 142

표 1.2.3. 처분 개념에 따른 국가별 분류 143

표 1.2.4. 고준위 폐기물 장기관리기술의 선진국과의 수준 비교 145

표 1.1. 2007년 12월 기준 사용후핵연료 누적량 비교 152

표 1.2. 가압중수로 핵연료에 대한 수집자료 예 154

표 1.3. 월성 각 호기의 방출연소도에 대한 평균 및 표준편차 155

표 1.4. 데이터분석 프로그램 결과값 도출을 위한 조합 목록 및 결과 목록 159

표 1.5. 각 부지별 사용후핵연료 현황(방출연소도 45 GWD/MtU 이상) 160

표 1.6. 사용후핵연료 설계특성, 조사 및 냉각이력 169

표 1.7. 각 공정폐기물로의 각 핵종별 전환율(transfer rate) 170

표 1.8. 프로그램의 성능 비교 (○:우수, △:보통, ×:불가) 172

표 1.9. ORIGEN-2 와 MCNP의 반응 단면적 비교 174

표 1.10. 각 연소노심 모델별 유효증배계수 180

표 1.11. 채취된 시편의 좌표 182

표 1.12. Nb-94 핵종에 대한 비방사능 결과 비교 183

표 2.1. 저온분사 시편과 일반 동(Standard)의 산소함량 191

표 2.2. KURT 지하수 성분표 199

표 2.3. KURT 모의 지하수 제조용 시약 함량 200

표 2.4. 장기부식 시험용 KURT 지하수의 특성 및 성분표 208

표 2.5. 처분용기별 부식수명 예측에 사용된 자료 217

표 2.6. 실험에 사용한 압축 벤토나이트와 실험 조건 220

표 2.7. 압축 벤토나이트의 탈염수 중 요오드 이온에 대한 지연 시간 및 확산계수 221

표 2.8. 탈염수 중 요오드 이온 농도에 따른 유효 확산계수 변화 223

표 2.9. 0.1 M NaCl 용액 중 요오드 이온에 대한 지연 시간 및 확산계수 224

표 2.10. Ag₂O 첨가량에 따른 50 cm 압축 벤토나이트의 요오드 이온 지연 시간 225

표 2.9. Comparison of the thermal properties for the test cases 230

표 3.1. KURT 주변 물성 측정값 235

표 3.2. KURT 주변 지역의 주요 단열대 분류 결과 236

표 3.3. 수리지질 모델 요소별 수리전도도 237

표 3.4. Burnup Distribution for Spent Fuels in Wolsong Units 239

표 3.5. 기준 사용후핵연료의 특징 및 계산 조건 240

표 3.6. 완충재 성능기준 및 경주 벤토나이트 물성값 [3-1] 242

표 3.7. 기준 사용후핵연료의 특징 및 계산 조건 245

표 3.8. Pyro 공정 주요 폐기물량 추정 및 열량표 (10 MTHM 기준) 247

표 3.9. Pyro-Process에서 발생된 폐기물의 처리방안에 따른 분류표 248

표 3.10. 정련폐기물 물량 분석표 253

표 3.11. 단순화시킨 36봉 핵연료 집합체의 조성 260

표 3.12. 금속폐기물 종류별 질량 및 비율 265

표 3.13. 금속폐기물 주요 구성물의 원소 비율 265

표 3.14. 처분용기별 제원 및 구리부피 271

표 3.15. 처분용기별 부식수명 예측에 사용된 자료 목록 271

표 3.16. 부식수명 계산에 사용된 입력자료 272

표 3.17. 기존 처분용기 개념과 개선된 처분용기 개념 비교 274

표 3.18. 열 해석을 위한 재료의 물성치 274

표 3.19. 구조해석을 위한 재료 물성치 275

표 3.20. 열 해석을 위한 개념 특성 비교 276

표 3.21. 파넬터널과 처분터널 굴착후의 해석결과 279

표 3.22. 기존 처분용기 및 개선 처분용기 개념 비교 285

표 3.23. 방안별 처분 효율 : 열용량 및 U-density 286

표 3.24. 방안별 처분 효율 : 소요면적/굴착량/폐쇄물질 등 287

표 3.25. 사용후핵연료 포장공정 개요 288

표 4.1. 기준 사용후핵연료의 지상시설에서의 사고시 방사선원 312

표 4.2. RSAC-5를 이용한 피폭선량 평가 결과 313

표 4.3. 운반 시나리오 313

표 4.4. 선박 운송시 사고로 인한 집단선량 리스크 (Person-Sv) 314

표 4.5. 도로 운반시 사고로 인한 집단선량 리스크 (Person-Sv) 315

표 5.1. 국내 적용 가능한 핵주기 특성 비교 324

표 5.2. Status of the Nuclear Power Plants at the Wolsong site 330

표 5.3. Comparison of three choices for the CANDU spent fuel disposal timing 336

Part 2. 처분안전해석 94

표 1.1. 파이로 폐기물 분류 389

표 1.2. FEP 분류방법 394

표 1.3. 1차 분석결과로부터 재분석을 위하여 선별된 FEP 397

표 1.4. 상호작용 중요도를 부여한 (예) 412

표 3.1. 확률론적 평가 대상 입력 인자와 확률분포함수 453

표 4.1. 계산에 사용된 Cs와 I의 Kd 값 471

표 5.1. pH 변화에 따른 심부처분환경 조건에서 KURT 화강암에 대한 넵투늄의 수착실험 결과 498

표 5.2. KURT내의 시추공에서의 지하수 조성(부분 발췌) 510

Part 3. 심지층 처분 타당성 평가 연구 94

표 1.2.1 단계별 연구개발 목표 524

표 1.2.2 단계별 주요 연구내용 및 범위 525

표 2.1(1). 부지선정 단계별 분야, 항목, 인자에 대한 분류 534

표 2.2. 상대비교에서 사용되는 입력값 540

표 3.1. 남한에서 분포가 넓은 암석이 차지하는 면적. (남한 면적: 99,300 ㎢) 552

표 3.2. 스웨덴 SKB에서 제시한 단열 분류표. 554

표 3.3. 남한의 하안단구 분포 특성별 대비 (장호와 박희두, 2001 정리자료) 558

표 3.4. 국내 기반암의 방사성원소의 평균 함량 564

표 3.5. 전국 심부 지하수 및 지열수의 지구화학적 특성 자료 566

표 5.1. 연구지역 시추공 굴착위치 평가 595

표 5.2. SPS 검층 결과 단열대로 판단되는 저속도대 599

표 5.3. Full wave sonic 검층 결과 단열대로 분석되는 속도 이상대 600

표 5.4. 전기비저항 검층 결과 저비저항대 600

표 5.6. 밀도검층결과 도출된 고자연간마대 및 저밀도대 601

표 5.7. YS 시추공의 제원 602

표 5.8. KURT 주변 지역의 주요 단열대 및 단열 손상대 609

표 5.9. KURT 주변 지역의 주요 단열대 609

표 5.10. DB-1 시추공 단열대 610

표 5.11. 개구성/반개구성 배경단열의 방향성에 대한 통계적 특성 612

표 5.12. 수리시험을 수행한 DB-1 공의 시험구간과 각 구간에서 관찰된 배경단열의 개수 617

표 5.13. 수리시험 결과로부터 도출한 각 구간의 투수량계수 618

표 5.14. HRD-1에서 관찰된 시험구간별 투수량계수의 분포 620

표 5.15. 확정된 HRD-2 내 투수성 배경단열의 투수량계수 분포 620

표 5.16. 상세 수리시험 및 지화학 모니터링 구간 626

표 5.17. KURT 주변 지역의 주요 단열대 630

표 5.18. 각 수리지질모델의 요소에 대한 특성 632

표 5.19. 모델에 적용된 입력인자 636

Part 4. 공학적 방벽 성능 현장 실증 95

표 1.1. 외국의 지하연구시설 현황 671

표 2.1. 유성지역 시추공 YS-01으로부터 채취한 심부지하수의 수리화학적 특성 693

표 2.2. KENTEX 실험 결과 모사에 사용된 물성 요약 694

표 3.1. KURT 화강암의 열전도도 742

표 3.2. 히터시험을 위한 시추공 길이, 방향 및 직경 743

표 3.3. 온도센서 사양 743

표 3.4. 응력센서 사양 744

표 3.5. 히터 온도의 변화 이력 745

표 3.6. 모델링에 사용된 재료의 열-역학적 물성 745

표 4.1. 경사시추공을 통한 KURT 주변 암반의 물성평가 784

표 4.2. KURT의 평균 암반변형계수(Em) 및 암반손상 영역추정 785

표 4.3. 암반 시료에 대한 직접전단 시험(Direct Shear Test) 785

표 4.4. 암반 불연속면에서의 전단특성 시험 786

표 4.5. FLAC 해석을 위한 지표층 및 암반의 물성입력 정보 786

표 4.6. FLAC 해석을 위한 터널지보재의 지보패턴 및 물성정보 787

표 4.7. 터널 단면위치별 최대주응력 및 변위변화(KURT) 788

표 4.8. 터널 최대주응력 및 변위변화에 대한 터널지보재의 영향분석 789

표 4.9. 손상대 고려유무에 따른 KURT 터널지보재의 최대 압축응력 및 축하중 산정 790

표 4.10. EDZ의 역학적 특성 790

표 4.11. EDZ의 수리학적 특성 791

표 4.12. 연료부와 outshell의 재료적 특징 791

표 4.13. 암반물성과 암반손상대의 물성 792

표 5.1. 경주 벤토나이트의 화학조성 826

표 5.2. 삼축압축시험에서 얻어진 구속압에 따른 최대 압축강도 826

표 5.3. 삼축압축시험에서 구한 완충재블록의 건조밀도 및 수분함량에 따른 점착력과 내부마찰각 827

표 5.4. Onkalo에 시공 중인 low-pH 그라우트 배합비 828

표 5.5. 실리카 퓸 혼합량에 따른 시멘트 그라우트 제조 828

표 5.6. Grout의 FFRC 실험 결과 829

Part 5. 천연방벽을 이용한 핵종이동 및 지연특성연구 96

표 1.4.1. 1단계 연구의 주요 연구개발 목표 및 내용 885

표 1.1. KURT borehole로부터 채취한 지하수의 지화학 조건 901

표 1.2. PHREEQC(Ver. 2) 코드로 계산한 KURT 지하수에서 우라늄의 용해도 및 주 용해화학종 905

표 1.3. 다양한 용액조건에서 우라늄 용해도에 대한 문헌값들의 비교 907

표 1.4. PHREEQC(Ver. 2) 코드로 계산한 KURT 지하수에서 토륨의 용해도 및 주 용해화학종 908

표 1.5. PHREEQC로 계산한 KURT 지하수에서 넵투늄의 용해도 및 주용해 화학종 913

표 1.6. Ternary species를 고려하여 계산한 KURT 지하수에서 넵투늄의 주 용해 화학종 914

표 1.7. 다양한 용액조건에서 넵투늄 용해도에 대한 문헌값들의 비교 916

표 1.8. PHREEQC로 계산한 KURT 지하수에서 아메리슘의 용해도 및 주 용해 화학종 918

표 1.9. PHREEQC로 계산한 KURT 지하수에서 플루토늄의 용해도 및 주용해 화학종. SLSP로서 PuO₂(am, hyd)가 사용됨. 921

표 2.1. KURT 시험공 DB-1의 지하수 성상 928

표 2.2. 핵종별 실험 조건 929

표 2.3. 수착실험에 사용한 KURT 화강암의 광물조성 929

표 2.4. 산화환원전위 변화에 따른 KURT 화강암에 대한 우라늄과 토륨의 수착분배계수 931

표 2.5. 핵종 초기농도 변화에 따른 KURT 화강암에 대한 우라늄의 수착분배계수 932

표 2.6. 산화환원전위 변화에 따른 KURT 화강암에 대한 넵투늄의 수착분배계수 933

표 2.7. pH 변화에 따른 KURT 화강암에 대한 넵투늄의 수착분배계수 933

표 2.8. 산화환원전위 변화에 따른 KURT 화강암에 대한 아메리슘의 수착분배계수 934

표 2.9. pH 변화에 따른 KURT 화강암에 대한 아메리슘의 수착분배계수 935

표 2.10. 단열충전광물에 대한 넵투늄의 수착분배계수 936

표 2.11. 수용액상에서 우라늄 화학종의 형성상수 941

표 2.12. 우라늄(VI)의 고체화학종의 형성상수 942

표 2.13. 비정전기적 표면 착화물모델에 고려한 우라늄의 표면 화학종 949

표 2.14. 2 자리 수착점, 비정전기적 표면 착화물 모델에 적용한 표면 반응 및 형성상수 951

표 3.1. 우라늄 화합물의 반응에 대한 열역학 데이터 960

표 4.1. 신선암 및 풍화암의 화학조성 977

표 4.2. 시료 대상 암석의 기초 특성 측정 결과 978

표 4.3. 암반 내부확산 및 확산깊이 측정 실험 조건 및 대상 핵종 981

표 4.4. 자기방사분석장치를 이용한 Np의 암석 표면 방사선량 분석방법: 각 설정된 구획에 대한 방사능 농도를 정량화 결과 987

표 4.5. 확산깊이 별 핵종농도 분포 990

표 4.6. 풍화 화강암에서 핵종들의 겉보기확산계수(Dα)의 비교(이미지참조) 1001

표 5.1. 현장 용질이동 시스템 구성부 및 구성요소 1006

표 5.2. 시험공 시추조사 항목 및 조사내용 1016

표 5.3. 시험공 시추 요약 1017

표 5.4. 조사결과 요약 1017

표 5.5. 단열 연결성 분석 결과 1022

표 5.6. KURT 시추공의 불연속면 자료 1022

표 5.7. YH 3-2 시험공 수압시험 결과 1027

표 5.8. YH 3-1, YH 3-2 시험공의 수리적 특성 1028

표 5.9. 현장 용질이동 실험 조건 1029

표 6.1. 해외 지하처분연구시설의 현황 1037

표 6.2. 가능한 선원지역 크기 및 평가된 선원의 크기와 부피 1056

표 6.3. 벤토나이트와 방사성 핵종 추적자를 결합시키는 두가지 방법의 특성 비교 1058

표 6.4. CFM 2단계 연구수행 Milestone 1064

표 4.1.1. 연구개발 목표의 달성도 및 관련분야에의 기여도 1103

I. 제목

고준위폐기물 장기관리 기술개발

II. 연구개발의 목적 및 필요성

원자력 발전으로 발생하는 사용후핵연료의 영구처분은 현재와 미래의 인간과 자연을 보호하는 유일한 방법으로 간주되고 있다. 원자력 발전으로 발생하는 사용후핵연료 문제에도 불구하고 최근 국제 에너지 수급의 불균형, 가격의 상승, 이산화탄소 감축 등으로 인한 원자력에 대한 재조명이 이루어지면서 우리나라는 원자력의 지속적 이용 기조를 유지하고 있다. 이는 사용후핵연료와 관련된 문제를 푸는데 필요한 새로운 핵연료주기개념이 필요함을 의미하며, 제255차 원자력위원회에서는 PYRO 공정 및 SFR을 연계한 선진 핵연료주기개념을 제시한 바 있다. 선진 핵연료 주기개념에 따르면, 악티나이드 및 장반감기 핵분열성 핵종은 고속로에서 소멸시킴으로써 단반감기 폐기물은 큰 부담이 없이 처분이 가능하다는 장점이 있다.

현재까지 우리나라의 경우 사용후핵연료의 직접처분을 가정하여 한국의 대표 지질에 부합하는 고준위폐기물 한국형 처분시스템을 개발하기 위하여 많은 노력을 기울여 왔다. 그러나 전진 핵연료주기개념을 채택하는 경우 PYRO 폐기물에 대한 처분을 염두에 두어야만 한다. 이를 위하여, 고준위폐기물 장기관리 기술개발과제 수행은 필수적이며, 세부 과제로 처분시스템 개발, 처분 안전 해석, 심지층처분환경 타당성 평가, 공학적방벽 성능 현장실증 연구 및 천연방벽을 이용한 핵종이동 및 지연특성 연구를 수행하고자 한다.

III. 연구개발의 내용 및 범위

1. 처분시스템 개발

A-KRS 개발을 위한 고준위폐기물 Data-Base를 구축하였다. 이를 위하여 PWR, CANDU 및 HANARO 사용후 핵연료 자료를 수집하고, 이들 자료를 분석할 수 있는 핵주기 폐기물 핵종 재고량 평가 프로그램 (A-SOURCE) 개발하였으며, 선진핵주기 발생 폐기물의 물량 및 방사선원항을 분석할 수 있는 통합 패키지(CLEAN)를 자체 개발하였다. 이밖에도 원전해체 폐기물 및 사용후핵연료 구조재로부터 발생되는 장반감기 폐기물에 대해서도 자료를 수집하고 선원항 평가를 수행하였다.

A-KRS 공학적방벽 개발을 위해 CANDU 사용후핵연료 및 선진핵주기폐기물 등의 저장 및 처분용기를 개발하였다. 먼저 처분 효율을 크게 향상시킨 A-KDC-CANDU 처분용기를 설계하고, 저온분사기술을 적응하여 1/10 규모 제작을 성공적으로 실증하였다. 새로 적용된 저온분사코팅구리는 물성 시험, 전기화학적 평가, 환경부식 평가 등으로 그 내구성을 파악하였으며, 실제 처분환경을 모사한 장기부식 시험과 해석 프로그램 개발을 통하며 용기의 예측 수명을 가늠하였다. 한편 완충재의 물성 향상을 위하여 완충재의 요오드 흡착능 향상과 열전달 성능 향상을 위한 이중구조 완충재를 개발하였다.

A-KRS 설계 요건 개발하고 시스템 고도화를 수행하였다. 먼저 CANDU 사용후핵연료와 HANARO 사용후핵연료 직접처분을 위한 처분용기 및 처분시스템을 설계하고, 성능평가(열, 구조 해석)를 통해 처분시스템 고도화를 도모하였다. 선진핵주기폐기물은 공정분석을 통해 주요폐기물을 분류하고, 각각의 부피 및 질량, 핵종별 방사능, 열-선원항을 도출하였다. 그리고 선진핵주기폐기물을 위한 저장-처분용기를 설계하고, 회수성과 장기관리 기능을 향상시킨 새로운 다층 구조 개념의 복합폐기물 처분방안을 제시하였다. 이에 덧붙여 개발된 처분시스템에 적합한 지상 및 지하 시설 공정 시나리오 및 관련 장비 개념을 도출하였다.

A-KRS 장기관리 운영안전성 평가 방안을 수립하고자 하였다. 먼저 한국형 처분시스템 설계자료와 원전 안전성 평가 경험을 토대로 한국형 처분시설의 운영안전성 평가를 위한 시나리오를 도출하고, 대표 사고에 대한 사건수목 구성 및 고장수목 분석을 수행하였다. 세부적으로 사용후핵연료 운반안전성 평가, 지상시설과 지하시설에 대한 위험 및 운전성 검토, 처분시설 정상운영시 안전성평가 등을 수행하였다.

고준위폐기물 장기관리 방안을 연구하였다. 먼저 고준위폐기물 관리방안에 대한 선진 4개국(미국, 프랑스, 일본, 스웨덴) 사례 분석과 원자력계 전문가 설문조사를 통해 바람직한 사용후핵연료 처분시점을 제안하고, 고준위폐기물 관리 정책 로드맵을 작성하였다. 이에 따라 국내 환경에 맞는 대표 핵주기 2가지(직접처분~고온건식 처리)를 선정하고 이를 위주로 장기관리-처분 방안을 제시하였다. 그리고 최종적으로는 고준위폐기물 관리 사업 로드맵과 수행 방안 등을 정립한 고준위폐기물 관리 기본계획을 작성하였다.

2. 처분안전해석

이번 단계에서 처분안전해석의 주요 목적은 선진 핵연료주기 관점에서의 FEP/시나리오 개발, 종합안전평가코드 개발, 종합안전성 평가, CYPRUS+ 개발 등이다.

효과적인 FEP/시나리오 개발을 위하여 우선적으로 방법론을 수립할 필요가 있다. FEP 개발 방법론을 바탕으로 기존의 KAERI FEP Encyclopedia는 선진 핵연료 주기 관련 FEP list 개발에 사용되었다. 또한 PID 방식을 이용한 시나리오 개발에 관한 방법론을 바탕으로, 기준 시나리오에 대한 Full PID는 구축되었다.

종합성능평가를 위해서는 사용후핵연료와 PYRO 폐기물의 처분에 대한 종합성능평가코드 개발은 필수적이다. 종합성능평가코드는 미국 유카마운틴 처분 안전성 평가에 사용된 Goldsim을 이용하여 개발하였다. Goldsim 버전 평가코드는 다른 심도에 위치하는 처분장의 영향 평가, 사용후핵연료와 파이로 폐기물이 가지는 용출특성 차이에 대한 상세 모델링, 수직 처분공, 수평 터널, 사일로 등 처분장 설계 개념 상이에 따른 평가 방법론 개발, 지진 영향에 대한 정량적 평가, 생태계 평가 등의 기능이 있다.

개발된 Goldsim 버전 종합성능평가코드는 기본 시나리오 및 지진 시나리오 및 지진 시나리오의 평가에 사용되었으며, 입력 데이터의 불확실성을 고려한 확률론적 평가 및 폐기물 고화체 용출율(Dissolution rate)과 핵종의 분배계수(Distribution factor) 등을 고려한 평가에 사용되었다.

T2R3의 품질보증 원칙을 기반으로, web based QA 시스템 기능을 가진 CYPRUS는 USNRC 10CPR50 Appendix B에 나타난 절차서를 이용하여 개발되었다. CYPRUS를 바탕으로 단열정보 및 지하수 정보에 관한 정보전달 기능을 강화한 CYPRUS+를 개발하고자 하였다. 이를 위하여 단열정보 및 지하수 정보에 관한 특별 모들을 개발하였다.

마지막으로 THRC(Thermo - Hydraulic - Radioactive - Chemical) 복합거동에 대한 연구가 UC Berkely와의 공동연구로 수행되었다.

3. 심지층 처분타당성 평가 연구

이번 단계에서 심지층 처분타당성 평가연구의 주요 목적은 부지선정 및 평가방법론 개발, 장기 지질안정성연구, 화산암·편마암 심지층 지질환경 기초조사, KURT 수리·지화학 특성 평가, 심부지질환경 조사·해석기술 개발 등이다.

부지 선정 및 평가 방법론 개발에서는 우리나라 지질조건을 고려한 고준위폐기물 처분 후보부지의 기술적 선정절차 및 평가 방법을 구상하기 위하여 기술적으로 후보부지선정을 위한 기술적 제반절차 및 체계를 구축하여 고준위 처분장 후보부지선정과정의 객관성과 국민의 신뢰를 확보하고자 한다.

장기 지질안정성 연구에서는 처분장 안정성에 영향을 미칠 수 있는 완속성 및 급발성 지각변동 현상에 관한 국내 자료를 분석하고, 국내 연구현황을 토대로 향후 보완되어야 할 연구 항목의 중장기 연구 추진전략을 수립한다.

○ 화산암·편마암 심지층 지질환경 기초조사에서는 일반적으로 처분장의 모암으로 선호되는 화강암 외에 우리나라에 폭 넓게 분포하는 화산암과 편마암이 대안이 될 수 있는지를 검토하기 위하여 연구지역에 대한 기존의 조사자료를 종합하고 수리지질학적 측면에서 예비 타당성 평가를 수행한다.

KURT 수리·지화학 특성 평가에서는 A-KRS 개발 및 안전성 평가 입력자로 제공을 위해 KURT 시설을 중심으로 하여 심부의 수리지질학적, 지구화학적 자료를 조사, 평가하여 체계적인 데이터베이스를 구축한다. 이를 근거로 지질모델과 수리지질학적 개념모델을 개발하여 궁극적으로는 지하수유동 모델링의 기초 모델을 구축한다.

심부지질환경 조사·해석기술 개발에서는 고준위폐기물 처분환경의 천연방벽에 대해 격리 및 지연기능을 지배하는 심지층 처분지질환경 조사기술개발과 심부 원위치 환경에서 검증 및 실증 중심의 처분지질환경의 수리·지화학적 방벽기능 평가기술을 확보한다.

4. 공학적방벽 성능 현장실증연구

공학적방벽시스템 열-수리-역학적 거동 실증실험에서는 엔지니어링 규모의 KENTEX 실험장치를 이용해서 완충재에서의 열-수리-역학적 거동을 실증하고, 실험결과를 해석할 수 있는 전산프로그램을 개발하였다. 향후 지하처분연구시설에서 수행할 현장시험 장치의 개념설계를 하였으며, 실험계획을 수립하였다. 근계영역 암반에서의 열적거동 현장실험에서는 근계영역 암반에서의 열전달과 관련된 열-역학적 거동을 평가하기 위한 현장 히터시험이 수행되었다. 현장조건과 시험목적에 부합하는 시추공 히터시험을 설계하고 히터장치, 관측용 센서, 데이터로깅 시스템 등을 제작, 설치하였다. 지하수 유입이 적은 구간을 시험 구간으로 선정하였으며, 이 시험구간에 대해 불연속면의 분포 및 특성을 조사하였다. 또한 암반의 열-역학적 물성을 평가하기 위한 다양한 실험실 실험을 실시하였다. 지하처분연구시설 내의 터널 벽면에서의 손상대 규모 및 역학적 물성특성 파악을 위하여 지구물리탐사와 암반 변형계수 측정실험을 수행하였으며, 근계 암반의 불연속면 분포와 이의 동적 물성을 측정하였다. 또 암반손상대의 지보재 영향, 수리-역학적 및 열-역학적 거동 그리고 절리암반의 안정성 해석을 수행하였다.

완충재블록 연구에서는 블록 몰더를 설계, 제작하고, 완충재블록의 성형특성, 압축특성, 수분조건에 따른 붕괴특성을 분석하였으며, 완충재블록을 통한 지하수 유동특성을 조사하였다. 또 밀봉재 후보물질인 low-pH 시멘트의 최적 배합조건을 도출하였으며, low-pH 및 high-pH 시멘트 그라우트 시료를 제작하여 관련 역학적 물성을 평가하였다. 지하처분연구시설 운영에서는 현장실험이 효율적으로 수행될 수 있도록 전력공급 시설을 확충하고, 통신 및 데이터 수집 설비를 보강하였다. 또 원자력계, 산업계, 대학, 환경단체 및 일반 국민 등을 대상으로 처분안전성에 대한 홍보 활동도 수행하였다.

5. 천연방벽에서 핵종이동 및 지연특성 연구

본 과제에서 수행한 연구내용 및 범위는 다음과 같다.

연구원 내 심부 처분환경을 대체하는 지하연구시설(KURT)의 심부지하수와 화강암을 이용하여 고준위 핵종들(U, Th, Np, Am)에 대한 지화학반응(예, 용해도) 및 수착특성을 규명함으로서 안전성 평가자료를 확보하고자 하였다.

고준위 핵종들(U, Th, Np, Am) 뿐만 아니라 핵분열생성물이 포함된 방사성폐기물의 처분에서 관심 대상 핵종들의 열역학자료 및 수착자료를 조사·분석하여 처분 안전성 평가를 위한 고준위핵종들의 지화학반응 및 수착 D/B를 구축하였다.

현장 조건을 위해 KURT 시추 코어 암반 및 지하수를 이용한 확산실험을 수행하여 핵종의 암석확산 깊이를 측정하였고 암석표면과의 상호작용을 분석하였다. 또한, 내부확산 이동모델을 자체 개발하여 암반 확산특성을 해석하고 확산계수를 평가하였다.

KURT 현장에 현장 용질 이동 실험을 위한 실험 장치를 설계 및 설치하였고 KURT 현장에서 비수착성(non-sorbing) 핵종, 단순수착성(simply sorbing) 핵종, 다가수착성(multi-valent sorbing) 핵종들을 이용하여 암반 단열을 통한 핵종 이동 및 지연 특성 규명 연구를 하였다. 아울러 암반 충전광물인 점토광물이나 산화철광물등과 핵종과의 상호반응에 대한 분석 및 평가를 수행하였다.

해외 지하연구시설에서의 핵종 및 콜로이드 이동에 대한 연구 현황 및 정보를 수집하고, 조사·분석하여 해외 지하연구시설에서 핵종 및 콜로이드 이동 국제공동연구 참여 타당성을 분석하였다. 이를 바탕으로 국제공동연구 참여를 위한 구체적인 절차를 진행하여, 스웨덴 SKB의 Äspö 및 스위스 GTS 등의 지하연구시설에서의 국제공동연구에 참여하였다.

KURT 지하수의 미생물 특성을 규명하고, 방사성핵종과의 상호반응 및 핵종 광물화(Bio-mineralization), 산화환원 반응 영향 등에 대한 연구를 통해 심부 처분환경에서 핵종/광물/미생물 복합반응에 의한 핵종이동 특성을 분석하였다.

IV. 연구개발 결과

1. 처분시스템 개발

PWR, CANDU, 하나로 등에서 발생된 사용후핵연료의 현황 분석 및 발생량 예측 Data-Base 프로그램을 개발하였으며, 3차원 노심모델 개발 등을 통해 원전 해체폐기물 선원항 평가 프로그램 개발하였다. 이밖에도 선진핵주기 고준위폐기물 선원항 평가를 위한 GUI 모듈 개발하고, 최종적으로 핵주기 폐기물 핵종 재고량 평가프로그램 (A-SOURCE)을 완성하였다.

CANDU 사용후핵연료 및 선진핵주기폐기물 처분용기를 설계하였으며, 구리 소요량을 14.5% 이하로 줄인 저온분사코팅 구리처분용기 제작법을 개발하고, 1/10 규모 제작을 통해 실증하였다. 저온분사코팅 구리의 내구성을 전기화학적 분석과 다양한 환경 부식시험을 통해 검증하였으며, 처분환경을 모사한 장기부식시험과 부식 수명 예측 프로그램 개발을 통해 1,000년 이상의 내구성을 지님을 확인하였다. 이외에도 완충재의 Ag₂O 첨가에 의한 요오드 흡착능 향상을 확인하였으며, 10% 열전달 성능 향상된 이중구조 완충재를 제안하고 열해석을 통해 입증하였다.

CANDU와 HANARO 사용후핵연로 처분용기 및 처분시스템 개념설계를 완료하였으며, CANDU 사용후핵연료의 처분밀도 향상을 통해 비용측면에서 기존 시스템에 비해 1,700억원(약 20.3%)의 효과를 얻었다. 선진핵주기 처분시스템의 경우, 공정폐기물 분석을 통해 저장 및 처분용기를 설계하고 회수성이 향상된 복합폐기물 공학적방벽 및 처분방식을 개념설계하였으며, 처분시스템 효율 및 취급성을 극대화시킨 한국형 공학적방벽 모듈(K-PEM)을 마련하였다. 이외에도 환기 측면에서의 처분터널 배치안의 정량석 분석, 핵심 지상시설에 대한 세부 공정 및 관련 장비 구축방안을 수립하였다.

한국형처분시스템에 적용 가능한 A-KRS 장기관리 운영안전성 평가 방안 수립하였다. 사용후핵연료 운반 중 예상되는 3가지 대표 사고를 선정 및 분석하고 운반안전성 평가 프로그램 INTERTRAN2를 구축하였다. 한국형처분시스템에 대한 사건수목 및 고장수목 분석을 통한 사고 확률을 산정하였으며, A-KRS 장기관리 운영안전성 평가 모듈을 개발하였다.

고준위폐기물 관리에 대한 설문조사를 수행하고, 고준위폐기물 국가 관리 원칙 작성하였다. 선진핵주기가 처분에 미치는 영향 평가하였으며, 대표적인 2가지 핵주기에 대한 고준위폐기물 장기관리-처분 방안 수립 및 관리 로드맵을 작성하였다. 최종적으로는 최적의 CANDU 사용후핵연료 처분시점을 선정하고, 고준위폐기물 관리 기본계획(안)을 마련하였다.

2. 처분안전해석

선진 핵연료주기와 관련된 FEP list를 개발하기 위하여 선진 핵연료주기 기술에 대한 분석 및 FEP 구조 분석을 통하여 방법론을 개발하였다. 기존의 KAERI FEP Encyclopedia는 선진 핵연료주기 측면에서 검토되었다. 그 결과 17건의 FEP record는 수정되거나 추가되어야 하며, 신규 FEP으로 2건의 FEP record를 제시하였다. PID 방식의 시나리오 개발을 위하여 5가지 원칙의 방법론을 개발하였다. 개발된 방법론에 따라 5개 세부 시나리오로 구성된 기준 시나리오에 대한 모델 PID를 구축하고자 하였다. 이를 위하여 기준 시나리오의 5개 세부 시나리오에 대한 세부 PID를 먼저 구축하였으며, 이들을 병합하여 기준 시나리오에 대한 모델 PID를 성공적으로 구축하였다.

GoldSim을 이용한 종합성능평가코드를 성공리에 개발 완료하였으며, 이와 관련된 프로그램 등록 및 특허를 출원하였다. 또한 MDPSA 확장코드인 PULSA 코드를 개발하였으며 프로그램 등록 및 특허를 출원하였다. 개발된 종합성능평가코드를 이용하여 선진 핵연료주기와 관련된 결정론적 안전성 평가 및 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 평가결과는 PYRO 폐기물의 유출형태 및 유출율이 민감한 파라미터임을 알 수 있었다. 이러한 결과로 현재의 처분 개념은 수정될 필요가 있으며, PYRO 폐기물의 제조 방법에 대한 연구가 필요하다.

또한, GoldSim을 이용하여 생태계 평가 프로그램을 개발하였으며, 동적 구획 모델링 방법론 관련 국내 특허 출원하였다. 특히 일본 JAEA와 협동 연구를 통하여 양국의 생태계 모델링 기법 및 평가결과를 검증하였다.

지난 연구 단계에서 개발된 CYPRUS를 바탕으로 확장 CYPRUS+를 개발하였다. 구체적으로는 정보전달체계에서 어려움을 극복할 수 있도록 단열 정보, 지하수 조성 정보 및 PID에 관련된 특수 모듈을 설계 및 개발하였다. 특히 CYPRUS+에 개발된 모듈을 탑재시 발생하는 문제점을 극복하기 위하여 아파치를 사용하여 기술적인 확장성을 강화하였다. 또한 처분연구결과에 대한 품질보증을 위하여 데이터, 절차서 및 관련 문서를 CYPRUS에 등록하였으며, 무엇보다도 CYPRUS+ 개념은 전체 핵연료주기 연구에 적용할 수 있는 종합 정보 품질 보증 시스템으로 개발 중인 Rosetta Stone 개발에 응용되고 있다.

3. 심지층 처분타당성 평가 연구

부지 선정 및 평가 방법론 개발을 위하여, 부지에 대한 지질학적 평가항목과 요소, 인자를 분류하고 IAEA의 안전지침에 부합되는 제외기준과 선호기준을 도출하였다. 공간적인 특성을 갖는 지질요소가 공간적으로 어떤 분포특성을 갖는지를 정량적으로 분석하였으며, 관련 전문가그룹의 평가를 통하여 평가인자별 가중치를 설정하여 평가 과정에서의 중요도의 경중을 검토하였다. 최종년도에는 부지선정 기술지침(안)을 개발하였고, 광역적인 부지선정 과정에 요구되는 부지 통합지질정보체계에 대한 개념적 설계를 수행하였다.

장기 지질안정성 연구를 위하여, 고준위폐기물의 처분부지 선정에 중요한 판단 기준이 되는 장기적인 지질안정성 요소에 관한 정량적인 자료를 수집, 분석하였다. 완속성 지각변동현상에 해당되는 융기, 침강, 해수면변화 자료, 그리고 급발성 지각변동에 해당하는 지진, 단층, 화산활동에 대한 현재까지의 연구결과를 시공간적으로 분석하였다. 이 연구를 통하여 제외지역 요건 중에서 가장 민감한 지진-단층-지구조와의 연관성을 분석하였고, 추가적인 연구가 필요한 항목에 대한 중장기적 추진 방향을 수립하였다.

화산암·편마암 심지층 지질환경 기초조사에서는 처분장 대안 모암의 대상으로 화산암과 편마암을 선정하고 전국적으로 화산암 36개 지역, 편마암 26개 지역을 도출하여 최종적으로 동, 서해안 2개 지역을 선정하여 현재까지 조사된 심부의 수리지질학적 및 지화학적 특성을 예비적으로 분석하였다. 이를 이용하여 지하수유동 모델링과 함께 처분장 모암으로서의 예비 타당성 평가를 수행하였다.

KURT 수리·지화학 특성 평가를 위하여, KURT 시설 주변에서 시추조사, 공내 물리검층, 지구물리탐사를 통하여 조사된 암반배경단열과 결정론적 투수성 구조를 종합하여 지질모델과 지질구조모델, 그리고 수리지질개념모델을 개발하였다. 지하 500 m 심도까지의 수리화학적 변화특성을 장기적으로 모니터링하여 심도별 변화특성을 제시하였다. 근계영역의 공학적방벽의 진화과정을 평가하기 위하여 지하 심부의 원위치 지하수 조건에서의 지하수-벤토나이트-시멘트 간의 지화학반응을 모델화하였다. 본 연구에서 도출된 자료는 A-KRS 개발 및 안전성 평가에 정량적으로 제공되었다.

심부지질환경 조사·해석기술 개발을 위하여, 심부지질환경에 대한 신뢰성있는 조사, 해석기술의 개발을 목표로 하여 심도별 지하수의 원위치 계측기술을 개발하고, 저투수성 암반에서의 수리시험 기술 및 장치 개발, 심부 고압조건에서의 지화학인자의 계측기술을 개발하여 특허등록 7건, 특허출원 9건의 실적을 이루었다.

4. 공학적방벽 성능 현장실증연구

공학적방벽시스템 열-수리-역학적 거동 실증실험을 통하여 정상가열조건, 과열조건, 냉각조건에서의 완충재블록의 열-수리-역학적 거동을 규명하였다. 이 실험에서 얻은 완충재에서의 열-수리-역학적 복합거동을 TOUGH2 컴퓨터코드를 이용해서 해석 할 수 있는 전산프로그램을 개발하였으며, 모델링에 필요한 입력인자를 측정하였다. 또 KENTEX 실증실험 자료와 지하처분연구시설 내 현장시험 대상구역에 대한 절리분포 조사 자료를 이용하여, 공학적방벽시스템 현장시험장치의 개념 설계를 완료하고 세부 실험계획을 수립하였다.

근계영역 암반에서의 열적거동 연구에서는 지하처분연구시설 내에서 시추공 히터시험을 위한 장치가 제작, 설치되었다. 또한 암반에서의 열-역학적 거동 관찰을 위한 센서가 설치되었다. 시추공에서 회수된 암석 코아에 대한 열-역학적 물성 평가를 통해 히터시험 구간에서의 주요 암반 물성을 결정하였다. 이러한 측정 자료를 FLAC3D 컴퓨터 코드를 이용하여, 3차원 모델링을 수행하였다. 모델링을 통해 터널 벽면으로의 대류 열전달이 벽면 암반의 열 분포에 영향을 미침을 알 수 있었다.

지하처분연구시설 내에는 전체적으로 0.6~l.8m의 손상대가 발생하였으며, 손상대구간에서의 변형계수는 주변 암반에 비해 약 40%였다. 현장실험을 바탕으로 한 전산해석 결과, 암반 손상대로 인해 터널에서는 약 65%의 추가변위가 발생하였고, 최대 주응력은 58%가 감소되었다. 또한 암반 손상구간의 수리-역학적, 열-역학적 3차원 해석결과 손상구간으로 인해 지하수 유입량은 약 20% 상승하였고, 완충재에서의 최대 온도는 3℃ 낮게 나타났다.

완충재 블록 연구에서는 최적 성형조건을 도출하였으며, 제작된 완충재블록을 대상으로 압축특성, 열전도특성, 수분조건에 따른 붕괴특성을 규명하였다. 밀봉재용 시멘트의 pH를 11 이하로 하기 위해서는 Ca/Si의 비를 0.8 이하로 유지하여야 하며, 시멘트의 양을 줄이기 위해서 약 40% 이상의 대체 혼화재 실리카 퓸의 주입과 초유동화제의 첨가가 필요하다.

지하처분연구시설 운영에서는 시설의 전기 용량을 전압 3상 6.6KV, 전력 300KVA의 수전 용량으로 증설하고, 인터넷 LAN선 인입 14개소 및 전화기 6개소를 설치하였다. 또 근계영역 암반의 열적 거동 현장실험, 근계영역 암반의 손상대 특성 현장시험 등 5 종류의 실험 현장에 대한 기술지원을 수행하였다. 지하처분연구시설에는 2005년 12월 현재 총 2648명(외국인 포함)이 방문하였다.

5. 천연방벽에서 핵종이동 및 지연특성 연구

본 과제 수행을 통해 다음과 같은 연구결과를 도출하였다.

고준위 핵종의 용해도 및 수착특성 규명 연구에서는 연구계획서에 명시된 악틴족 고준위 핵종들인 U, Th, Np, Am의 지화학반응 및 수착 반응에 대한 pH와 Eh의 영향을 평가하였다. 지화학반응에 대한 열역학데이터를 이용하여 PHREEQC와 같은 지화학코드로 핵종들의 용해도 및 주 용해 화학종을 계산하였으며, 열역학적 수착 모델(thermodynamic sorption model, TSM)을 이용하여 수착 거동을 예측하고, 이 결과를 실험값과 비교하였다.

안전성평가를 위한 고준위핵종들의 지화학반응 및 수착 D/B 구축에서는 처분안전성 평가 활용성과 신뢰성을 증진하기 위하여 자체 생산된 자료들을 이용한 D/B를 지속적으로 구축하였다. 특히 수착 D/B 구축을 위해서는 자체 생산된 Kd 및 해외 Kd 데이터를 지속적으로 기존 D/B(SDB-21C)에 추가하였다. 아울러 SDB-21C의 단점을 보완하고, 확률론적 통계기법을 적용한 Web 기반의 새로운 수착 D/B인 KAERI-SDB를 개발하였다. 수착자료의 활용방법론 개발을 위하여 국제공동연구인 OECD/NEA Sorption Project Phase Ⅲ에 참여하여 공동연구를 수행하였다. 또한 수착자료의 생산방법에 대한 국내외 기술현황을 논의하고, 수착자료의 신뢰성을 확보하기 위해 국내 전문가들을 초청하여 워크숍을 개최하였다.

현장 조건에서 암반을 통한 핵종확산 깊이 측정 및 확산특성 평가를 위해 풍화암의 경우 약 1-2년 정도, 신선암의 경우 약 2-3년 동안 확산실험을 수행하였다. 아울러 핵종의 암석 확산 깊이를 측정하고 암석 표면과의 상호작용을 분석하기 위하여 자기방사분석장치(Autoradiography) 장비를 설치하고 분석방법을 개발하였다. 내부확산 이동모델은 두 가지 선원항(source-term)을 고려하여 개발하였다.

KURT 현장 암반 단열을 통한 핵종이동 및 지연특성 규명 연구에서는 원거리에서 실시간으로 실험 진행 상황을 모니터링하고 제어할 목적으로 원격제어 시스템을 포함하는 현장 용질이동 시스템을 설계하고 KURT에 설치하였다. KURT 현장에 KURT 현장에서 비수착성 핵종(Uranine, Bromide), 단순 수착성 핵종(Rb, Ni), 다가 수착성(Sm, Zr) 핵종들을 이용하여 암반 단열을 통한 핵종이동 및 지연특성을 규명하였다. 본 연구를 수행함에 있어 국제공동연구 참여를 통해 획득한 정보와 기술들을 활용하였다.

해외 지하시험시설에서 핵종 및 콜로이드 이동 공동연구 수행을 위해 해외 기관의 연구보고서 및 논문 등을 조사·분석하여 해외 지하연구시설에서 핵종 및 콜로이드 이동 국제공동연구 참여 타당성을 분석하였다. 타당성 분석 결과를 바탕으로 국제공동연구 참여를 위한 구체적인 절차를 진행하여, 스웨덴 SKB의 Äspö를 중심으로 한 "Task force on modeling of GW flow and transport solutes" 및 스위스 Nagra의 GTS에서 수행중인 "Colloid Formation and Migration(CFM) Phase II"등의 국제공동연구에 참여하였다.

심부 처분환경에서 핵종/광물/미생물 복합반응 특성 분석을 위해 KURT 지하수 미생물의 기초특성을 규명하고, Fe, Mn, Se, SO₄, U 등의 나노광물 형성 특성을 분석하고, 핵종/광물/미생물 간의 복합 상호작용에 대한 메커니즘을 규명하였다. 또 미생물에 의한 핵종 광물화(Bio-mineralization) 과정 및 핵종거동에 대한 영향을 평가하였다. 아울러 미생물에 의한 지하수 Eh 변화 및 핵종 환원반응 영향 실험 등의 연구를 통해 핵종이동에 미치는 미생물의 영향을 분석하였다.

V. 연구개발 결과의 활용방안

1. 처분시스템 개발

선진핵주기와 함께 연계된 A-KRS 처분시스템 개발로 인해 처분부지 면적은 획기적으로 축소되어 처분 부지 확보에 따른 경제적, 사회적 이익은 막대하다. 기존 방식과 달리 회수 및 장기관리를 가능하게 개선된 선진핵주기 처분시스템은 선진핵주기의 도입에 매우 긍정적인 결과를 유도할 것이다. 한편, 기술적 측면에서 분석된 국내 고준위폐기물 국가관리 프로그램은 국가 정책 결정에 유용한 자료로 활용될 것이다.

2. 처분안전해석

본 연구를 통하여 개발된 처분안전해석 기법은 선진 핵연료주기 관련 상세 연구에 활용될 예정이며, 일부는 이미 국내 중저준위방사성폐기물처분시설 성능평가에도 응용되고 있다. 또한, THRC 상호 반응에 의해 장기적인 벤토나이트 화학 성분 변화 및 이에 따른 핵종 유출 증가 현상을 보다 상세 규명하기 위한 후속 연구가 수행될 예정이며, 특히, 핵연료주기 연구에 적용할 수 있는 종합 정보품질보증시스템 개발을 위하여 착수된 Rosetta Stone은 CYPRUS에 바탕을 둔 시스템으로 여러 부분에 응용될 수 있을 것이다.

3. 심지층 처분타당성 평가 연구

본 연구개발을 통하여 개발된 단열체계 및 지하수 유동로 해석결과는 처분시스템설계에 기본적인 입력자료로 활용될 것이며, 안전성평가에 필요한 처분장 주변의 단열체계망 모델링에 유용하게 이용된다. 또한 가상 처분장 주변의 단열망 모사는 주유동경로까지의 유동경로해석에 기본적인 틀을 제공하게 된다. 심부지하수의 지화학적 특성 규명을 위해 개발된 기술은 국내에서 댐 안전성검토, 음용수의 오염 평가, 지하수문환경의 오염, 지하수의 연대측정 및 고기환경 연구의 기초 등 다양한 분야에 활용될 수 있다.

4. 공학적방벽 성능 현장실증연구

본 연구를 통해 얻어진 공학적 방벽의 성능에 관한 실증 연구 결과들은 한국형 고준위폐기물 처분시스템의 설계 및 안전성 평가의 신뢰도를 향상시키는데 활용될 수 있다. 공학적방벽시스템과 근계영역 암반의 열-수리-역학적 거동 현장실험 결과는 처분장의 장기 거동을 평가하는데 이용될 수 있으며, 근계영역 암반에서의 손상대 특성 현장시험 자료와 완충재 및 밀봉재 특성 자료는 처분장의 설계를 최적화시키는데 기여할 것이다. 또 지하처분연구시설의 운영을 통해 고준위폐기물처분기술의 현장실험 환경을 제공하고, 처분안전성의 홍보에 필요한 기술지원을 제공할 예정이다.

5. 천연방벽에서 핵종이동 및 지연특성 연구