KAERI/CR-332/2009 사용후핵연료단기관리기술방안분석 한국원자력연구원
제출문 경희대학교 귀하 본보고서를경희대학교가수행한 사용후핵연료국가관리단기방안도출을위한사전공론화 연구의일환으로한국원자력연구원이수행한 사용후핵연료단기관리기술방안분석 연구보고서로제출합니다. 2009 년 5 월 주관연구기관명 : 한국원자력연구원 주관연구책임자 : 황용수 연 구 원 : 강철형이성호정미선김종현오원진윤원철손양훈김성호이미자구정의박제호정인수김규태유재형
보고서초록 해당단계과제관리번호 09.01.02~09.05.31 단계구분 (1단계) / (31단계) 연구기간중사업명연구사업명세부사업명대과제명사용후핵연료국가관리단기방안도출을위한사전공론화연구과제명세부과제명사용후핵연료단기관리기술방안분석총 : 16명정부 : 천원해당단계해당단계연구책임자황용수내부 : 3명기업 : 128,145 천원참여연구원수연구비외부 : 13명계 : 128,145 천원연구기관명및한국원자력연구원참여기업명소속부서명방사성폐기물기술개발연구부국제공동연구상대국명 : 상대국연구기관명 : 연구기관명 : 한국방사성폐기물학회 / 한양대힉교위탁연구연구책임자 : 오원진 / 윤원철보고서요약 298 p. 면수본연구는 2009년중반부터본격적으로수행될사용후핵연료국가단기관리방안도출을위한공론화에대비해관리옵션들을상세대안목록, 축약대안목록, 최종대안목록방식으로도출하기위해국내외자료들을근거로 19가지의상세대안목록을도출하고이에대한기술특징을분석하고현실적으로유력한대안인사용후핵연료중간관리방안에대한기술적분석, 원전부지내부지외시설입지를고려한저장옵션으로부지내임시저장과부지내독립저장, 그리고부지외중간저장세가지를상세히규명하고자하였다. 또한구체적인저장기술을크게건식과습식방법으로구분하여, 이미 40여년이상의운영경험이있는습식중간저장과 20여년이상경험과최근미국등원자력선진국들에서많이사용하고있는건식중간저장에대해상술하고건식중간저장기술에대한상세한대안분석하였다. 또한이러한저장시설을건설하는경우현재국내원전개발계획에따라두규모의원전도입경우를가정하고각각 2050년과 2100년까지발생할수있는사용후핵연료발생량을산정한후이를근거로저장방식별소요면적을구하였다. 이와함께사용후핵연료관리에필요한비용산정을위해중간저장뿐아니라비교적넓은범위의사용후핵연료관리대안들에대한포괄적인전생애비용을산정하고자해향후수행될공론화과정에서경제성에대한의문이발생할경우사용토록하였다. 경제성분석을위해서는먼저개념설계, 기본설계, 상세설계가수행되어야하며부지특성이고려되지않은일반적개념설계에서의비용평가의오차는상당하다. 그러나이러한한계에도불구하고본연구에서는개략적이나마관리대안에대한비용을이해하고자미국의전체사용후핵연료직접처분과관련된전생애비용평가, 일본, 스웨덴, 핀란드의비용평가, 중간저장에대한공개된문헌사례분석을통한비용평가및비공개문서분석을통한비용평가를수행하였다. 마지막으로상세대안목록에대한원자력계의견수렴을통해축약대안목록을선정하였다. 여기에설문조사를위탁수행한한국방사성폐기물학회는부지내독립저장대신위탁재처리를추천하였는데본연구에서는이들을조합해총 4 가지대안을원자력계의견으로수렴하였다. 이와같은대안옵션은향후본공론화에서본격적으로선정하기위해서는평가기준이정립되어야하는바이에대한해외사례를조사하였다. 중저준위처분장확보사업에서의교훈을바탕으로향후부지확보에서고려할여러현안중본보고서에서는부지선정위원회와같은공론화와부지선정과정을전체적필요성을지적하고경주사례의교훈을바탕으로법적인기초자체단체와실제시설부지를유치하는군락간의갈등요인을저감시키는방안의하나로파트너쉽제도에대한연구필요성을제안하였다. 또한사용후핵연료단기관리사업은독립적인측면도있지만향후연속적으로수행될중장기적관리사업과밀접히상호연계되어있으므로체계적인상세연구의필요성을제기하였다. 이외에향후관리시설부지확보를위한일부현안을분석하여참고자료로활용되고자한다. 색인어한글사용후핵연료, 부지내임시저장, 부지내독립저장, 부지외중간저장, 비용평가 ( 각 5개이상 ) 영어 Spent Nuclear Fuel,, ISFSI,,
요약문 I. 목표 본연구는 2009 년중반부터본격적으로수행될사용후핵연료국가단기관리방 안도출을위한공론화에대비해관리옵션들을 (1) 추론 가능한 모든 대안들을 포함한 상세대안목록 (Long List), (2) 현실성이 비교적 있는 실현 가능한 대안들로 선정된 축약대안목록 (Screened List), (3) 공론화 과정을 거쳐 최종 선정된 최종대안목록 (Short List) 방식으로도출하기위해국내외자료들을근거로상세대안목록을도출하고이에대한기술특징을분석하고현실적으로유력한대안인사용후핵연료중간관리방안에대한기술적분석, 원전부지내부지외시설입지를고려한부지내저장옵션으로부지내임시저장과부지내독립저장, 그리고부지외중간저장세가지를상세히규명하고자한다. 또한구체적인저장기술을크게건식과습식방법으로구분하여그기술적특징들을상술하고향후기술개발방향등을조명하고자하였다. 또한이러한저장시설을건설하는경우현재국내원전개발계획에따라두규모의원전도입경우를가정하고각각 2050년과 2100년까지발생할수있는사용후핵연료발생량을산정한후이를근거로저장방식별소요면적을구하고자한다. 이와함께사용후핵연료관리에필요한비용산정을위해중간저장뿐아니라비교적넓은범위의사용후핵연료관리대안들에대한포괄적인전생애비용을산정하고자해향후수행될공론화과정에서경제성에대한의문이발생할경우사용토록하였다. 마지막으로상세대안목록에대한원자력계의견수렴을통해축약대안목록을선정하였다. 그리고이러한대안선정에활용될수있는평가인자들을도출해향후본공론화에서본격적으로이러한평가인자들을선정할시참고하도록하였다. 이외에향후관리시설부지확보를위한일부현안을분석하여참고자료로활용되고자한다. II. 연구내용 제 2장에서는 영국, 캐나다의 공론화 사례와 최근 활발히 논의되고 있는 다자간 원자력협력 방안 등을 고려하여 본 연구에서는 아래와 같이 총 19개의 상세대안을 도출하였다. - i -
1. 부지내임시저장확장을통한중간저장 : 기존의원전부지뿐아니라 2030년혹은 2100년까지도입될신규및대체원전부지내에부지내임시저장시설을도입하고사용후핵연료를관리하는대안임이경우 2030년까지총 38기의원전이그이후현재고려되고있는 4가지장기원전도입시나리오 (Reference, High, Low, Very Low Scenario) 에의거해추가적으로원전이도입되고또한경수로 (Pressurized Water Reactor: PWR) 및중수로 (CANDU) 의운전수명을고려해 59% 의원전전력발생률에따른대체원전도입등이고려되어야함이와같은부지내임시저장의경우적용기술로는습식및건식저장기술을고려하며최근세계적인기술추이로볼때건식저장기술이가장유망한기술로고려됨최근저장기술은저장용기당 24개의중수로사용후핵연료다발을적용하던기존의기술을탈피해이미 32개의다발저장기술이적용되고있으며단시일내 37개의다발저장기술이상용화되는등, 고용량 (High Capacity), 고연소도 (High Burn-Up 7만이상 ), 고방사성붕괴열 (High Decay Heat(40 KW) 등3H 목표달성을달성하기위한기술개발이성공적으로진행되고있음 2. 부지외중간저장은미국유타주 Skull Valley에추진되고있는 PFS(Private Fuel Storage) 사업과같이중앙집중식부지를선정하여사용후핵연료를집중관리하는방식임 PFS 프로젝트는 2006년미원자력규제기관인원자력규제위원회 (NRC) 로부터인허가를취득하였으나지역사회반대로사업에어려움을겪고있으며연간 4000 톤의사용후핵연료를저장할수있는능력을보유하고있음이와같은기술을국내에적용할경우규모의경제와단시일내적절한저장용량을확보하는데어려움이없을것으로예상됨 3. 부지내독립저장은미국도처에서추진하고있는개념으로부지내임시저장과달리몇몇원자력발전소에서발생한사용후핵연료를특정부지들에집중저장하는방식을의미함예를들어고리를부지내독립저장부지로선정하는경우고리, 신고리, 신월성등에서발생한사용후핵연료를고리의부지내독립저장부지에서저장함을의미함최근미국의경우사용후핵연료중간저장시설도입에난항을겪었던 PG&E 소속의험블베이부지에지하저장시설을 2008년 12월준공시켰는데이와같은시설이대표적인부지내독립저장사례로부각되고있으며미캘리포니아디아블로캐년 (Diablo Canyon) 의경우아직인허가에난항을겪고있음 4. 심지층처분은사용후핵연료관리의최종방안으로우리나라의경우 2100년까지경수로와중수로의사용후핵연료는 10만톤을상회할것으로예상되며이를처분하기위해서는지하처분면적이최소 20 평방킬로미터규모이며지상면적으로는이와같은지하면적에제한구역과기타부지등을포함하면상당한부지면적이필요할것으로예상됨미국의전주기비용평가에의하면처분및관련수송비용등을합하는경우총 7만톤의사용후핵연료처분을추진하는유카산처분사업 (Yucca Mountain Project: YMP) 에순수처분비용만약 6백억달러등약 960억달러에이르는막대한자금이소요됨 - ii -
5. 소멸처리 : 소멸처리 (Partitioning and Transmutation: P&T) 는 50년대 말부터 미 국에서 제시된 안으로 많은 논의가 있었으며 현실적으로 기술이 확보되었는가에 대해서는 여전히 많은 논란이 있음 특히 고속로 단독으로만은 일부 초우라늄 원 소 (Transuranic element: TRU) 의 소멸처리만 가능하고 장반감기 핵분열생성물 (Fission Products) 의 소멸은 현실적으로 불가능하다는 지적이 끊임없이 제기되 어 왔으며 이를 개선하기 위해 미임계 원자로와 가속기를 결합시킨 미임계원자 로가속 (Accelerator Driven System: ADS) 이 대안으로 제안되었고 최근 핵융합 (Nuclear Fusion) 을 이용한 소멸처리가 제시되기도 하나 아직 어느 기술 모두 완 전한 해결책이 될 수 없어 영국의 공론화 과정에서 상세 목록에는 포함되었으나 최종 목록 (Short List) 선정 시에는 탈락되었음 6. 부지내저장후 단계적 영구 처분 : 이 방법은 캐나다 NWMO가 최종 관리 방안으 로 선정한 것으로 향후 60년 동안은 부지내독립저장 혹은 부지외중간저장을 추 진하고 그 이후 처분을 도모하는 안으로 흔히 수정보완접근방안이라 명칭됨 7. 해양처분 : 해양처분은 70년대까지 국제적으로 많이 고려되어 왔고 특히 구소련의 경우 동해에서 군사용 액체 고준위 폐기물 방류 등을 통해 폐기물을 투기하는 방안으로 오랜 기간 사용한 방법이나 이와 같은 행위를 근절하기 위한 국제 협 약 체결로 더 이상 합법적인 방안이 아님 8. 해저처분 : 바다 밑 불투수 암반층에 사용후핵연료를 처분하는 방법으로 기술적인 측면에서는 가장 안전성이 확보될 수 있는 방안의 하나이나 해저처분에 따른 인 접국과의 분쟁 야기 등을 초래할 수 있어 실질적으로 적용되지 못하다가 최근 관련 국제 협약의 결과 합법적인 수단으로서의 지위를 상실함 9. 빙하처분 : 해저처분과 유사하게 빙하 밑에 처분하는 방법으로 현실적인 대안이 아니며 더 이상 합법적인 대안도 아님 10. 침강 지구체 구조를 이용한 처분 : 세계적으로 국지적인 현상의 하나로 암반이 침강하는 지역이 존재하는바 이러한 지역에 사용후핵연료를 처분하면 자연적으 로 지구 내부로 빨려 들어가게 되므로 안전성을 확보할 수 있다는 방안이나 해 저처분, 빙하처분 등과 함께 관련 국제 협약 상 더 이상 합법적인 관리 방안이 아님 11. 우주 처분 : 우주선을 이용해 사용후핵연료를 우주로 방출하는 방안으로 고비용 고위험성으로 인해 현실성이 없음 12. 희석후 환경으로 방출 : 사용후핵연료 내 각 원소들을 법령 최고 농도치 이하로 희석한 후 인근 바다 등으로 방류하는 방식으로 한 때 영국 셀라필드 (Sellafield) 재처리 공장에서 일부 핵종들을 아리리쉬 해역으로 방출하기 위해 적용한 방안 이나 지역 사회의 극렬한 반대와 이를 규제하는 법규 제정 등으로 더 이상 적 용되지 못하는 방안임 13. 우라늄, 플루토늄 원자로에서 소멸 : 고속로가 아닌 기존의 사용화된 경수로와 혼합산화물핵연료 사용 원자로에서 사용후핵연료를 연소시키는 방안이나 현실 - iii -
적으로소멸이어렵고초우라늄원소들이소멸되더라도이과정에서부수적으로핵분열생성물이발생하는등기술적인문제가많은방안임 14. 폐기물감용을위한소각 : 일반적으로방사선치가낮은경우방사성폐기물을소각감용하는방안이적용되기도하나사용후핵연료와같은고중위폐기물의경우에는전세계적으로소각처리를통한감용이시도된바없음 15. 용광로에서소각 : 상기와같은이유로현실적인방안이아님 16. 해외위탁재처리 : 프랑스 Areva사의 UP2/3 습식재처리시설등을활용하여사용후핵연료를위탁재처리하는방안으로단기적으로사용후핵연료관리부담을경감시킬수있으나재처리비용이일반적으로높고반환된폐기물을저장할시설을필요로하는등여러요인들을종합고려해야하는옵션중하나임 17. 국내재활용 : 최근논의가되고있는건식재활용 (pyro-processing) 등을이용한국내기술을활용하여재활용을의미하는것으로아직까지기술수준이상용화되지못하고있고국제적인핵비확산논란이있어단기적인관리수단으로제시되기에는어려움이많음 18. 다자간국제협력을통한처분 : 팔메로섬프로젝트, 팬지아프로젝트등역사적으로다양한다자간국제협력을통한처분사업이제안되었으나모두현실적인대안이되지못해실패하고최근러시아에서제안을시도한바있으나자국내환경문제, 비용문제등으로새로운진척을보이지못하고있음이러한다자간처분의현실적인어려움은처분장서비스가한곳에서만진행될경우만일의사고나국제분쟁발발시사용후핵연료를더이상위탁처분할수없다는현실적인문제가발생하는바이와같은공급확약 (Assurance of Supply) 문제를해결하기위해서는복수의서비스가수행되어야하고장기간에걸친처분사업과정에서발생할수있는사고처리비용부담에따른책임 (Liability) 문제가적절히제시되어야하는등현실적인문제가따르는대안임 19. 다자간국제협력을통한재처리 / 저장 : 러시아 NPT가제안한국제협력방안의하나로 1 Kg 당 2000 달러를지불하면러시아에서재처리및일정기간처분서비스를제공하겠다는방안이며이에대해러시아정부에서러시아산핵연료의경우법적으로도문제가없다는견해를천명하지만아직구체적인방안이제시된바없고고비용문제로사업화되지못하고있음 제 3장에서는이와같은대안들중사용후핵연료단기관리대안으로해외에서도널리상용화되고있고우리나라내부에서도관심이높은중간저장방안에대해분석하였다. 먼저시설의위치에따라원전부지내와부지외로구분하고기존원전인허가과정에편승여부에따라인허가상별도의복잡한조치가필요없는관계시설로구분될수있는부지내임시저장시설과원자력법제 2조에기술된이용시설로서새로운인허가가필요한부지내독립저장시설과부지외중간저장시설로구분한후이들에대한상세한기술을시도하였다. 또한기술적특성에따라크게통념 - iv -
적으로습식중간저장과건식중간저장으로구분한후이미 40여년이상의운영경험이있는습식중간저장과 20여년이상경험과최근미국등원자력선진국들에서많이사용하고있는건식중간저장에대해상술하고, 상세한대안분석을시도하였다. 그결과현재상용화된모든중간저장시설의기술성과안전성은충분히확보되어어느기술방식을도입해도무방한것으로나타났다. 이와더불어미국일본캐나다독일등해외의중간저장시설현황도정리하였다. 제 4장에서는사용후핵연료관리대안들에대한경제성분석을시도하였다. 경제성분석을위해서는먼저개념설계, 기본설계, 상세설계가수행되어야하며부지특성이고려되지않은일반적개념설계에서의비용평가의오차는상당하다. 그러나이러한한계에도불구하고본연구에서는개략적이나마관리대안에대한비용을이해하고자미국의전체사용후핵연료직접처분과관련된전생애비용평가, 일본, 스웨덴, 핀란드의비용평가, 중간저장에대한공개된문헌사례분석을통한비용평가및비공개문서분석을통한비용평가를수행하였다. 해외비용평가사례는향후공론화과정에서처분등전체사용후핵연료관리사업에대한비용질문이제기되는경우사용할수있을것으로예상된다. 중간저장에대한비용평가결과습식중간저장방식이건식저장방식에대해일반적으로 2배이상비싼것으로나타났으나습식중간저장비용은그저장시설규모에따라크게좌우된다는점을유념해야할것이다. 일반적으로건식저장의경우상세한기술대안별로비용은큰차이가나지않고계약당시협상력과경제환경에따라단가가변화함을알수있었다. 제 5장에서는중간저장시설을국내에도입할경우를가정하여두가지원전도입시나리오를대상으로사용후핵연료발생량을산정하고현재원전부지내임시저장시설을지속적으로사용하는경우와모든발생한사용후핵연료를이용시설인부지내독립저장시설이나부지외중간저장시설로이송저장하는경우를상정하여소요면적을산출하였다. 하지만여타원자력시설건설사례를살펴보면전체소요면적은기술적으로필요한필수면적외에시설입지과정에서주변지역사회의요청에의해수용하는면적등이많으므로현단계에서는대략적인면적만산정이가능하다. 이와관련된자세한내역은 5장본문에나타나있다. 제 6장에서는원자력계를중심으로수행된축약대안목록도출연구결과를수록하였다. 이와같은대안선정을위해본연구에서는총 9가지요인들을도출하여적용토록하였다. 그결과원자력계전문가들은중간저장대안인 3 가지대안이현실성이높다고판단하였다. (1) 부지내임시저장 (2) 부지내독립저장 (3) 부지외중간저장 여기에 설문조사를 위탁 수행한 한국방사성폐기물학회는 부지내독립저장 대신 위탁 - v -
재처리를추천하였는데본연구에서는이들을조합해총 4 가지대안을원자력계의견으로수렴하였다. 이와같은대안옵션은향후본공론화에서본격적으로선정하기위해서는평가기준이정립되어야하는바이에대한해외사례를조사하였다. 이연구결과평가인자들은크게탈락 / 선정여부를결정하는인자들과각대안들을계량적으로평가하기위한인자들로나뉠수있었다. 중저준위처분장확보사업에서의교훈을바탕으로향후부지확보에서고려할여러현안중본보고서에서는부지선정위원회와같은공론화와부지선정과정을전체적입장에서조망자문할수있는자문그룹의필요성을지적하고경주사례의교훈을바탕으로법적인기초자체단체와실제시설부지를유치하는군락간의갈등요인을저감시키는방안의하나로파트너쉽제도에대한연구필요성을제안하였다. 또한사용후핵연료단기관리사업은독립적인측면도있지만향후연속적으로수행될중장기적관리사업과밀접히상호연계되어있으므로체계적인상세연구의필요성을제기하였다. III. 연구결과활용방안 본연구에서도출한상세대안및축약대안들은향후본공론화에서도본격적으로활용될수있으며 19가지기술항목들에대한상세한설명은향후공론화과정에서이러한대안들에대해보다깊은이해가필요할때사용할수있을것이다. 또한사용후핵연료저장에대한기술성, 경제성, 부지면적평가결과는우리나라환경에서는현재세계시장에서널리활용되고있는중간저장기술대안중어떤것을선정하더라도안전성, 경제성, 기술성, 부지면적등에서크게편차가나지않는충분히성숙한기술임을입증하는데활용될수있을것이다. 이와함께핵연료주기전반에대한전생애비용평가자료들은사용후핵연료단기관리방안뿐아니라중장기방안에대한전체적인비용을조망하는데사용할수있을것이다. 본연구에서지적한중장기관리방안과단기관리방안의연계에대한향후연구필요성, 자문기구활성화및파트너쉽관련연구등은비단단기관리방안도출을위한이번공론화단계만아닌전체적인핵연료주기국가중장기정책대안도출을위해반드시고려하는것이바람직할것이다. - vi -
목 차 제 1 장서론 1 제 2 장 사용후핵연료 단기 관리 후보 방안 6 제 1 절 사용후핵연료 관리 방식 6 제 2 절 해외 각국 사례 요약 9 제 3 절 사용후핵연료 단기 관리 방안 상세 목록 1 0 1. 부지내임시저장 1 0 2. 부지내중간저장 1 3 3. 부지내독립저장 1 6 4. 심지층 처분 2 1 5. 소멸 처리 28 6. 부지내저장후 단계적 심층 처분 3 2 7. 해양 처분 36 8. 해저 처분 39 9. 빙하 처분 44 1 0. 침강 지구체 구조를 이용한 처분 4 9 1 1. 우주처분, 고도궤도로의 처분 및 태양으로의 수송 5 5 1 2. 희석후 환경으로의 분산 5 8 1 3. 우라늄과 플루토늄의 원자로에서의 소멸 6 0 1 4. 폐기물 감용을 위한 소각 6 4 1 5. 폐기물 감용을 위한 금속 폐기물의 용광로내 용융 6 8 1 6. 해외 위탁 재처리 7 3 1 7. 국내 재활용 7 9 1 8. 다자간 국제협력을 통한 처분 8 4 1 9. 다자간 국제협력을 통한 저장 / 재처리 9 0 참고문헌 9 4 제 3 장 중간 저장 기술 9 8 제 1 절 개 요 9 8 1. 중간 저장 98 2. 중간 저장의 필요성 9 9 제 2 절 사용후핵연료 중간 저장기술 1 0 1 1. 습식 저장 1 0 1 2. 건식 저장 1 1 1 - vii -
제 3 절 원자력 선진국의 사용후핵연료 중간 저장 현황 1 3 2 1. 국내 현황 1 3 2 2. 미국 현황 1 3 5 3. 독일 현황 1 3 9 4. 영국 현황 1 4 1 5. 스웨덴 현황 1 4 2 6. 네덜란드 현황 1 4 3 7. 프랑스 현황 1 4 4 8. 캐나다 현황 1 4 5 제 4 절 결 론 1 4 6 참고문헌 1 5 2 제 4 장경제성분석 1 5 3 제 1 절서론 1 5 3 제 2 절미국에서의사용후핵연료심지층처분의비용평가 1 5 4 1. 배경 1 5 4 2. 전생애비용평가 1 5 7 제 3 절일본사용후핵연료처분비용평가 1 6 7 1. 배경 1 6 7 2. 비용평가 1 6 8 제 4 절스웨덴사용후핵연료처분비용평가 1 7 8 1. 배경 1 7 8 2. 비용평가 1 8 0 제 5 절핀란드사용후핵연료처분비용평가 1 8 5 1. 배경 1 8 5 2. 비용평가 1 8 6 제 6 절사용후핵연료관리방식 1 9 4 1. 기본개념및방식 1 9 4 2. 국내사용후핵연료관리시나리오 1 9 7 제 7 절사용후핵연료관리방식별경제성분석 1 9 9 1. 경제성분석방법및전제 1 9 9 2. 중간저장방식 2 0 1 3. 재처리 / 재활용및영구처분방식 2 1 2 4. 사용후핵연료관리대안별경제성분석요약 2 1 8 제 8 절선진국의재원조달및관리 2 1 9 1. 해외사례 2 1 9 - viii -
2. 선진국사용후핵연료관리체제및재원관리의시사점 2 2 4 참고문헌 2 2 5 제 5 장 저장 방식별 소요 면적 2 2 9 제 1 절 개 요 2 2 9 제 2 절 대상 중간저장 방식 선정 2 3 0 1. 경수로 건식중간저장시설 2 3 0 2. 중수로 건식중간저장시설 2 3 3 제 3 절 중간저장 저장용량 산출 2 3 4 1. 저장대상 사용후핵연료 2 3 4 2. 중간저장 저장용량 2 3 6 제 4 절 부지면적 산정 기준 2 4 1 1. 부지면적 산출 관련 용어 정의 2 4 1 2. 저장구역 면적 산출 기준 2 4 2 3. 부속시설 면적 산출 기준 2 4 4 4. 제한구역 면적 산출 기준 2 4 4 5. 관리구역 면적 산출 기준 2 4 4 6. 중간저장시설 총 부지면적 산출 기준 2 4 4 제 5 절 중간저장시설 소요 부지면적 2 4 5 1. 부지외중간저장 2 4 5 2. 부지내독립저장 2 6 1 제 6 절 결 론 2 6 7 부록 2 6 9 제 6 장결론 2 8 5 제 1 절배경 2 8 5 제 2 절옵션평가인자 2 8 7 제 3 절중장기관리옵션과의연계 2 8 9 제 4 절축약옵션선정 2 9 5 제 5 절부지선정위원회교훈과시사점 3 0 0 제 6 절기초지방자치단체와실제유치군락갈등문제 3 0 1 제 7 절최종결론 3 0 2 - ix -
표목차 < 표 1-1 > 우리나라와 영국의 관리 대안 비교 2 < 표 2-1 > 건식 저장 방법의 특성 비교 1 0 < 표 2-2 > 저준위 및 중준위 방사성폐기물 용 심지층 저장 시설 2 0 < 표 2-3 > 사용후핵연료나 고준위폐기물 용으로 개발중인 심지층 처분 시설 2 0 < 표 2-4 > U R E X + 공정 7 0 < 표 2-5 > 러시아의 잠재 고객 국가 8 7 < 표 3-1 > 국내 원자력발전소 부지내임시저장 시설 용량 확장 방안 1 0 0 < 표 3-2 > 부지내독립저장과 부지외중간저장의 장단점 비교 1 0 8 < 표 3-3 > 국내 원전의 호기별 부지내임시저장 현황 1 2 8 < 표 3-4 > 국내 원전 본부별 사용후핵연료 현 저장량 및 저장용량 1 2 9 < 표 3-5 > 미국 원전별 건식저장시설 인허가 현황 1 3 2 < 표 3-6 > 세계 주요 원전 보유국의 사용후핵연료 중간 저장시설 운영현황 1 4 2 < 표 3-7 > 중간저장방식별 특성 비교 1 4 5 < 표 4-1> 2007년 종합생애비용 평가 1 5 3 < 표 4-2 > 단계별 처분장 비용 1 5 4 < 표 4-3 > 처분장 개발 및 평가 비용 1 5 5 < 표 4-4 > 처분장의 엔지니어링, 조달, 건설 비용 1 5 5 < 표 4-5 > 처분장 운영 비용 1 5 6 < 표 4-6 > 처분장 감시 비용 1 5 6 < 표 4-7 > 처분장 밀봉 비용 1 5 7 < 표 4-8 > 수송 비용 1 5 7 < 표 4-9 > 주변 프로그램 비용 1 5 8 < 표 4-10> 2001년 종합생애비용 평가 1 5 8 < 표 4-11> 2001년 종합생애비용 평가 1 5 9 < 표 4-12> 2007년 종합생애비용 평가 1 5 9 < 표 4-13> 2001년 종합생애비용 평가 1 6 0 < 표 4-14> 2007년 톤당 종합생애 단위 비용 평가 1 6 0 < 표 4-15> 2001년 톤당 종합생애 단위 비용 평가 1 6 0 < 표 4-1 6 > 일본원자력위원회에서 평가된 시나리오별 비용 1 6 4 < 표 4-1 7 > 일본원자력위원회 평가 시나리오별 핵연료 주기 비용 1 64 < 표 4-1 8 > 로카쇼 프로젝트의 비용 평가 ( 4 0 년 수명 비용 ) 1 6 5 < 표 4-1 9 > 일본 후행 핵주기의 요소별 비용 1 6 7 < 표 4-2 0 > 주요 변수 1 6 8 < 표 4-2 1 > 수직 처분 방식의 심지층 처분 비용 1 6 9 < 표 4-2 2 > 수직 처분식 처분장 부지 면적 및 처분장 비용 1 7 0 - x -
< 표 4-2 3 > 수평 처분 방식의 심지층 처분 비용 1 7 1 < 표 4-2 4 > 심지층 처분 비용 1 7 2 < 표 4-2 5 > 스웨덴 시설 미래 비용 1 7 6 < 표 4-2 6 > 처분용 사용후핵연료 발생 예상량 1 7 7 < 표 4-2 7 > 스웨덴 시설 요소별 비용 1 7 8 < 표 4-2 8 > C O R W M 이 평가한 스웨덴 S K B 사용후핵연료 심지층 처분 비용 1 7 9 < 표 4-29> CORWM이 평가한 기준 연도별 스웨덴 SKB 사용후핵연료 심지층 처 분 비용 1 7 9 < 표 4-30> CORWM이 평가한 핀란드 Posiva의 사용후핵연료 심지층처분비용 182 < 표 4-31> CORWM이 평가한 연도별 핀란드 Posiva의 심지층 처분 비용 183 < 표 4-3 2 > 최종 처분장의 단계별 비용 1 8 3 < 표 4-3 3 > 최종 처분장 시설별 비용 1 8 4 < 표 4-3 4 > 단계별 전체 비용 1 8 5 < 표 4-3 5 > 단계별 건설 비용 1 8 6 < 표 4-3 6 > 단계별 장비 비용 및 시스템 비용 1 8 7 < 표 4-3 7 > 단계별 운영 비용 1 8 8 < 표 4-38> CORWM의 사용후핵연료 관리대안별 비용 및 위험정도 평가 사례 195 < 표 4-3 9 > 대표적인 건식저장 방식 특성 분석 1 9 6 < 표 4-4 0 > 콘크리트와 금속 용기의 비용 비교 2 0 0 < 표 4-4 1 > 미국 공급사가 제공한 건식저장설비의 가격 비교 2 0 1 < 표 4-4 2 > 저장용량 초과분 기준 저장방식별 부지매입비용 2 0 3 < 표 4-4 3 > 용량에 따른 습식저장시설 건설비 단가의 변화 2 0 4 < 표 4-4 4 > 건식저장방식별 단가 2 0 4 < 표 4-45> 일본의 5,000MTU 용량의 중간저장 시설에 대한 저장비용 2 0 5 < 표 4-4 6 > 경수로 사용후핵연료 건식저장방식별 건설단가 2 0 5 < 표 4-4 7 > 저장용량에 따른 중간저장 추정비용 2 0 6 < 표 4-4 8 > 순환주기 및 비순환주기 관련 기존 연구결과 2 0 7 < 표 4-4 9 > 시카고대학 보고서의 처분비용 2 0 8 < 표 4-50> 2000년 명목가격 기준 2007년도 종합생애비용 2 1 0 < 표 4-51> 2007년 명목가격 기준 2007년도 종합생애비용 2 1 1 < 표 4-5 2 > 플루토늄 가치 민감도 분석 2 1 2 < 표 4-5 3 > 캐나다의 원자력 사후처리기금 내역 2 1 5 < 표 4-5 4 > 영국 납세자들의 원전사후처리예산 중복지불내역 2 1 6 < 표 4-5 5 > 최종처분기금 적립추세 2 1 9 < 표 4-5 6 > 주요 원전국가의 사용후핵연료 처분제도 정비 현황 220 < 표 5-1 > 금속용기 방식에 대한 특성 2 2 6 < 표 5-2 > 콘크리트용기 특성 2 2 7 - xi -
< 표 5-3 > 수평모듈용기특성 2 2 7 < 표 5-4 > 콘크리트저장모듈특성 2 2 7 < 표 5-5 > M V D S 저장용기특성 2 2 8 < 표 5-6> 조밀건식저장시스템 (MACSTOR/KN-400) 특성 2 2 9 < 표 5-7> 원전본부별사용후핵연료총발생량및저장용량초과분 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 3 0 < 표 5-8> 원전본부별사용후핵연료총발생량및저장용량초과분 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 3 1 < 표 5-9> 사용후핵연료총발생량및습식저장조저장용량초과분 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 3 2 < 표 5-10> 사용후핵연료총발생량및습식저장조저장용량초과분 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 3 2 < 표 5-1 1 > 부지내독립저장시설 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 3 3 < 표 5-12> 부지내독립저장사용시사용후핵연료중간저장총용량 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 3 4 < 표 5-1 3 > 부지내독립저장시설 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 3 5 < 표 5-14> 부지내독립저장시설사용후핵연료총용량 (68호기원전기준 ) 236 < 표 5-15> 총발생량에대한부지외집중저장의소요부지면적 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 4 1 < 표 5-16> 저장용량초과분에대한부지외중간저장시설소요부지면적 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 4 5 < 표 5-17> 총발생량에대한부지외중간저장시설소요부지면적 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 4 9 < 표 5-18> 저장용량초과분에대한부지외중간저장시설소요부지면적 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 5 3 < 표 5-19> 총발생량에대한부지내독립저장시설부지면적 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 5 8 < 표 5-20> 저장용량초과분에대한부지내독립저장시설부지면적 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 5 9 < 표 5-21> 총발생량에대한부지내독립저장시설부지면적 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 6 1 < 표 5-22> 저장용량초과분에대한부지내독립저장시설부지면적 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 6 2 < 표 6-1 > 본공론화과제에서옵션선정을위한방안 2 8 3 < 표 6-2 > 계량화수월성판단시사용한평가인자 2 8 4 < 표 6-3> 공론화대상사용후핵연료단기관리옵션원자력계설문조사결과 291 < 표 6-4 > 단기공론화대상선정시고려인자만족도여부검토결과 2 9 3 - xii -
그림목차 < 그림 2-1 > 사용후핵연료의 관리 방안 흐름도 3 < 그림 2-2 > 다중 방벽 개념도 4 < 그림 2-3 > F u k u s h i m a - 1 호기의 부지내저장 7 < 그림 2-4 > 습식 기존 저장 랙으로부터 조밀 저장 랙으로의 교체 8 < 그림 2-5 > 공냉 볼트 시스템 구조 1 1 < 그림 2-6 > 수직 원통형 금속 용기 1 1 < 그림 2-7 > 독일 G o r l e b e n 중간 저장 시설 1 2 < 그림 2-8 > 콘크리트 볼트 방식, 콘크리트 사일로 방식 1 3 < 그림 2-9 > 일본의 건식 부지내독립저장 시설 구조 1 4 < 그림 2-1 0 > K N - 1 2 수송 용기와 부지내 이송 과정 1 5 < 그림 2-1 1 > 조밀 건식 저장 시설의 구조 1 5 < 그림 2-1 2 > 미국 부지내독립저장 시설 1 6 < 그림 2-13> 독일 링엔 부지내독립저장 시설의 건물과 내부 건식 저장 용기 17 < 그림 2-1 4 > 심지층 처분 개념도 1 8 < 그림 2-15> 벨기에 Mol 심지층실증시설 부지의 점토층-매질 심지층 처분장의 지 질학적 단면도 2 1 < 그림 2-1 6 > 화강암 심지층 처분 시설의 개념도 2 1 < 그림 2-1 7 > 암염 심지층 처분 시설의 구조 2 2 < 그림 2-1 8 > 미국 칼스뱃 W I P P 처분 시설 2 2 < 그림 2-1 9 > 야카 마운틴 처분 시설 부지와 갱도 2 3 < 그림 2-2 0 > 스웨덴 Ä s p ö 심지층실증시설 부지 2 3 < 그림 2-2 1 > 프랑스 B u r e 심지층실증시설 부지 2 4 < 그림 2-2 2 > 폐기물 유형별 소멸처리 절차도 2 6 < 그림 2-2 3 > 프랑스의 단계적 심층 처분, B - 유형 폐기물과 C - 유형 31 < 그림 2-2 4 > B - 유형 통제 셀의 감시 시스템 3 2 < 그림 2-2 5 > 해양 처분 개념도 3 3 < 그림 2-2 6 > 방사성 폐기물 유형별 영국의 해양 처분 과정 3 5 < 그림 2-2 7 > 해저 처분 개념도 3 6 < 그림 2-2 8 > 해저 처분 개념도 3 6 < 그림 2-2 9 > 방사성 폐기물 유형별 해저 처분 절차 3 9 < 그림 2-3 0 > 빙하 처분 개념도 4 1 < 그림 2-3 1 > 방사성 폐기물 유형별 빙하 처분 절차 4 3 < 그림 2-3 2 > 침강 지대의 지역 분포도 4 5 < 그림 2-3 3 > 지구 내부 구조 모델 4 5 < 그림 2-3 4 > 침강 지구체 구조를 이용한 처분 개념도 4 6 - xiii -
< 그림 2-3 5 > 특허출원중인 이동차량 4 7 < 그림 2-3 6 > 침강 지구체 이동차량의 경로 및 침강 과정 4 7 < 그림 2-3 7 > 이동차량이 내핵으로 이동하는 경로 4 9 < 그림 2-3 8 > 방사성 폐기물 유형별 침강 지구체 구조를 이용한 처분 4 9 < 그림 2-3 9 > 우주 처분 개념도 5 1 < 그림 2-4 0 > 방사성 폐기물 유형별 영국의 우주 처분 과정 5 2 < 그림 2-4 1 > 경수로 내에서 플루토늄의 연소를 보이는 핵연료 주기 5 6 < 그림 2-4 2 > 플루토늄의 연소 5 7 < 그림 2-4 3 > 사용후핵연료의 원자로내 연소 5 7 < 그림 2-4 4 > 미국의 사용후핵연료 재활용 시스템 5 9 < 그림 2-4 5 > 회전식 킬른 소각로 6 1 < 그림 2-4 6 > 공기 제어 소각로 6 1 < 그림 2-4 7 > 과잉 공기 소각로 6 1 < 그림 2-4 8 > 독일의 유도 용융 시스템 개념도 6 6 < 그림 2-4 9 > 영국의 금속 용융 처리 규모 6 7 < 그림 2-5 0 > 재처리 P U R E X 공정 흐름도 6 8 < 그림 2-5 1 > 프랑스 라하그와 영국 셀라필드에 있는 재처리 시설 69 < 그림 2-5 2 > 영국 B N F L 의 고준위 방사성 물질 수송선 7 1 < 그림 2-5 3 > 라하그 시설에서 제조된 재처리 우라늄의 누적량 증가 추이 7 2 < 그림 2-5 4 > 일본으로 이송되는 플루토늄의 잠재 수송 경로 7 3 < 그림 2-5 5 > 일본 로카쇼무라 재처리 시설 7 3 < 그림 2-5 6 > D U P I C 핵연료 주기 7 4 < 그림 2-5 7 > 가압경수로 사용후핵연료의 고온전해분리 공정 7 5 < 그림 2-5 8 > 방사성 폐기물의 러시아 이송 경로 8 5 < 그림 2-5 9 > 사용후핵연료의 지역 저장 시스템 흐름도 8 6 < 그림 3-1 - a > 비 순환주기 9 4 < 그림 3-1 - b > 순환주기 9 4 < 그림 3-2 > 습식 저장방식의 수납 및 저장 공정 취급 순서도 9 8 < 그림 3-3 > R e r a c k i n g 전후 사용후핵연료 부지내 습식 저장조 9 9 < 그림 3-4> 미국 Humboldt Bay 발전소 SAFSTOR 습식 부지내독립저장 시설 101 < 그림 3-5 > 스웨덴 C L A B 시설 1 0 3 < 그림 3-6 > 프랑스 라하그 재처리시설 내 습식 부지외중간저장 시설 1 0 4 < 그림 3-7 > 프랑스 라하그 사용후핵연료 저장시설 개요도 1 0 5 < 그림 3-8 > 미국 F o r t S t V r a i n M V D S ( M o d u l a r V a u l t D r y S t o r a g e ) 1 0 9 < 그림 3-9 > 헝가리 P a k s 부지 내 볼트 방식의 건식 저장시설 1 1 0 < 그림 3-1 0 > N U H O M S 건식 저장시설의 배열 1 1 4 < 그림 3-1 1 > 미국 C a l v e r t C l i f f s 의 수평 콘크리트 모듈 1 1 5 - xiv -
< 그림 3-1 2 > 수평 저장모듈 ( H S M ) 1 1 6 < 그림 3-1 3 > 대표적인 수직 콘크리트 모듈인 M A C S T O R 단면 117 < 그림 3-14> 수직 콘크리트 모듈 방식 (MACSTOR-200) 1 1 8 < 그림 3-15> 사용 가능한 6가지 종류의 저장 혹은 수송 / 저장용기 (REA-2023, VSC-17 : 콘크리트 용기, MC-10, 125-B, V/21, TN-24P : 금속용 기 ) 1 2 0 < 그림 3-1 6 > 콘크리트 용기 저장시설 1 2 1 < 그림 3-1 7 > 콘크리트 용기의 본체 및 바스켓 1 2 2 < 그림 3-1 8 > V S C - 2 4 콘크리트 저장용기 개념도 1 2 2 < 그림 3-19> 미국 Humboldt Bay 지하에 설치된 HI-STORM 100HB 형태의 콘크 리트 용기 저장시설 ( I S F S I ) 1 2 3 < 그림 3-2 0 > 수송 / 저장 겸용 금속 용기 ( C A S T O R ) 1 2 4 < 그림 3-2 1 > 금속 용기 저장시설 1 2 5 < 그림 3-2 2 > 수직저장용기를 사용한 부지내독립저장 시설 1 3 1 < 그림 3-2 3 > 독일 L i n g e n 원자력발전소의 부지내독립저장시설 부지현황 1 3 5 < 그림 3-2 4 > 스웨덴의 사용후핵연료 중간 저장시설 ( C L A B ) 개념도 1 3 7 < 그림 3-2 5 > C O V R A 건물 및 H A B O G 저장시설 전경 1 3 8 < 그림 3-2 6 > 4 가지 대표적인 건식 중간 저장방안 1 4 6 < 그림 4-1 > 방사성 폐기물의 수용량 산정치 1 4 9 < 그림 4-2 > 회계연도 ( F Y ) 별 초기투자 비용 예측 프로파일 1 5 0 < 그림 4-3 > 회계연도 ( F Y ) 별 초기투자 비용 예측 프로파일 1 5 1 < 그림 4-4 > 후행 핵연료 주기의 비용 평가 1 6 6 < 그림 4-5 > S K B 사용후핵연료 심지층 처분장 1 7 4 < 그림 4-6 > 처분용기 배치 개념도 1 7 4 < 그림 4-7 > 스웨덴의 방사성 폐기물 발생 예상 부피 1 7 5 < 그림 4-8 > 핀란드 심지층 처분장 1 8 1 < 그림 4-9 > 사용후핵연료의 관리방안 체계 1 8 9 < 그림 4-1 0 > 사용후핵연료 최종처분까지의 조건들 1 9 0 < 그림 4-1 1 > 직접처분 주기 도식도 1 9 2 < 그림 4-1 2 > G E N - I V 핵연료주기 도식도 1 9 3 < 그림 4-1 3 > 건식저장 용기 운반차량 1 9 7 < 그림 4-1 4 > 수직형 건식저장 용기 1 9 7 < 그림 4-1 5 > 수평형 건식저장시설 건설장면 1 9 7 < 그림 4-1 6 > 수평형 건식저장 용기 1 9 8 < 그림 4-1 7 > N A C - U M S 용기 저장 시스템의 주요 부분 1 9 8 < 그림 4-1 8 > 유카산 처분장 위치 2 0 9 < 그림 4-1 9 > 유카산 처분장 개념도 2 0 9 - xv -
< 그림 4-2 0 > 유카산처분장의공학적방벽시스템 2 1 0 < 그림 4-2 1 > 미국핵폐기물기금예산요청및승인액 2 1 1 < 그림 5-1 > 중간저장시설부지면적개념도 2 3 7 < 그림 5-2 > 총발생량에대한저장방식별배치도 ( 5 0 호기원전기준 ) 2 4 4 < 그림 5-3> 저장용량초과분에대한저장방식별배치도 (50호기원전기준 ) 248 < 그림 5-4 > 총발생량에대한저장방식별배치도 ( 6 8 호기원전기준 ) 2 5 2 < 그림 5-5> 저장용량초과분에대한저장방식별배치도 (68호기원전기준 ) 256 < 그림 6-1 > 처분관련시나리오연계도 2 8 7 < 그림 6-2 > 재처리재활용방안 2 8 8 - xvi -
제 1 장서론 우리나라의고준위방사성폐기물인사용후핵연료의관리방식으로심층검토할 19 가지대안을선정하였다. 이러한대안을선정하는데는무엇보다도이론적으로가능한모든방안이고려되어야한다. 이와같은관점에서중간저장방식및처분방식과관련된이러한 19 가지대안은영국에서검토된상세목록 15 가지대안 [CoRWM700 2006], 5 가지접근법 [NIREX107 2004], 14 가지대안 [DEFRA014 2002], 영국의 2 가지중간저장, 3 가지처리전략및 11 가지처분대안 [NIREX050 2002] 등에관한자료뿐만아니라 IAEA의국제협력을통한처분, 저장 / 재처리개념 [IAEA 2005b] 등을검토하여선정되었다. 영국은 < 표1-1> 에서와같이 15개의옵션들이초기대안시나리오로소위상세목록옵션들이었으며, 캐나다는부지내독립저장, 부지외중간저장, 직접처분등 3가지옵션만고려하였다. 이번사용후핵연료단기관리대안시나리오개발연구그룹에서는영국, 캐나다등해외기존연구사례를중심으로사용후핵연료관리방안을정리하고추가적으로우리나라형편에적합한일부대안을정리하였다. 이를위해단기관리대안으로관심이높은중간저장방안을보다구체적으로세분하여부지내임시저장, 부지외중간저장, 여러부지중일부부지에저장하고인허가는부지내임시저장과같은관계시설이아닌이용시설로간주별도로취득하는부지내독립저장 (Independent Spent Fuel Storage Installation: ISFSI) 방식과같은 3 가지로나누어자세히분석하고 ( 표 1-1의노란색부분 ) 영국에서는고려되지않았던방안들인해외위탁재처리와국내재활용과같은방안들 ( 표 1-1의녹색부분 ) 도많은사람들의관심사항이므로고려하였다. 이상과같이영국의 15개항목과 2가지추가적인저장방안과해외위탁및국내재활용을합하게되면총 19가지의방안이도출되나사용후핵연료관리방안으로는불가능한수십미터깊이의천층처분과고준위폐기물액상주입 ( 표 1-1의회색부분 ) 은재처리후발생하는고준위방사성폐기물이지우리나라에서문제가되는사용후핵연료가아니므로, 사용후핵연료관리방안으로고려하지않했다. 또한 2004년 IAEA 앨버라데이사무총장의이코노미스트지와의회견후전세계적관심을끌고있는다자간협력 (Multi-lateral Nuclear Approach: MNA) 방안 2 가지 (< 표 1-1> 의하늘색부분 ) 를추가해총 19가지기술옵션을도출하였다. 이와같은기술옵션들이도입시기와규모등을고려해구체화되는경우를대안시나리오로도출되었다는의미로향후연구팀에서지속적으로사용될것이다. - 1 -
< 표 1-1> 우리나라와 영국의 관리 대안 비교 영국 대한민국 1 중간 혹은 무기한 저장 1 부지내임시저장 확장 2 지하 수십미터 심도에 천층 처분 2 부지외중간저장 도입 3 심지층처분 3 부지내독립저장시설 4 부지내저장후 단계적 심층 처분 4 심지층 처분 5 암반으로의 액상 폐기물 주입 5 소멸 처리 6 해양 처분 6 부지내저장후 단계적 심지층 처분 7 해저 처분 7 해양 처분 8 빙하 처분 8 해저 처분 9 침강 지구체 구조를 이용한 처분 9 빙하 처분 10 우주처분, 고도궤도로의처분및태양으로의수송 10 침강 지구체 구조를 이용한 처분 11 희석 후 환경으로의 방출 11 우주처분, 고도궤도로의처분및태양으로의수송 12 소멸 처리 12 희석 후 환경으로의 방출 13 우라늄과플루토늄원자로에서우라늄과플루토늄원자로에서 13 소멸소멸 14 폐기물 감용을 위한 소각 14 폐기물 감용을 위한 소각 15 폐기물감용을위한금속폐기물폐기물감용을위한금속폐기물 15 용광로에서소각용광로에서소각 16 해외 위탁 재처리 17 국내 재활용 18 다자간 국제 협력을 통한 처분 19 다자간국제협력을통한저장 / 재처리 - 2 -
제 2 장사용후핵연료단기관리후보방안 제 1 절사용후핵연료관리방식 사용후핵연료관리방안은현실적인관점에서보면처분, 재처리 / 재활용, 중간저장등으로분류된다. 이들방식이동태적으로결합되면관리시나리오가형성된다. 다양한시나리오들가운데어떤특정관리시나리오가국가정책으로결정된다. < 그림 2-1> 에사용후핵연료발생자관점에서살펴본사용후핵연료관리개념이도시되어있다 [ 박기철 2008]. < 그림 2-1> 사용후핵연료의관리방안흐름도 전세계적으로현재 440여기의가동중원전에서연간 10,000중금속톤 (THM) 이상의사용후핵연료가발생한다. 이중 1/3미만은혼합산화물핵연료연료형태로재활용, 나머지는임시저장 ( 중간저장 ) 시설에보관되며현재약 190,000 THM이저장되어있다. 부지내저장현황중대부분은습식저장방식으로보관되어있지만부지내독립저장시설을중심으로건식저장량이증가하고있는추세이다. 이러한건식저장방식이새로운부지외중간저장방법으로선호되고있다 [IAEA 2006; 홍대석 2006]. 사용후핵연료처분이란사용후핵연료의방사성붕괴열이식을때까지충분히중간저장시설에임시보관하다가최종적으로영구처분하는개념으로직접처분혹은비순환핵주기등으로통칭되고있다 [ 최병일 2008]. 핵연료자원의활용성관점에서볼때, 이는비순환주기에속하는개념이다. 영구처분을국가정책으로계획하고있는국가로는미국, 캐나다, 스웨덴, 핀란드등이있다. 재처리 / 재활용방식이란원자로에서연소되지않은채로사용후핵연료안에남아있는잔류우라늄 U-235와핵연료에있던 U-238에서부터생성된핵물질인 Pu-239-3 -
등을 분리하고 추출하여 다시 핵연료 자원으로 재활용하는 개념이다. 이는 재처리 혹은 순환 핵주기 개념 등으로도 불리고 있다 [ 최병일 2008]. 핵연료 자원의 활용성 관점에서 볼 때, 이는 순환 핵주기에 속하는 개념이다. 재처리 / 재활용 기술은 PUREX, UREX, REDOX, 침전법과 같은 습식 기술과 건식재활용, 불화물 / 염화물 휘발법, 고온 야금법, 고온 화학법과 같은 건식 기술로 구분되고 있다. 세계적으로 재처리 시설을 운영하고 있는 국가로는 프랑스, 영국, 러시아, 일본, 인도 등이 있 다. 이들 재처리 / 재활용 이외, 사용후핵연료를 해외 위탁 재처리하는 방식도 고려할 수 있다. 또한, 사용후핵연료 안에 함유되어 있는 소수 초우라늄계열 원소들을 소멸 처리를 통해 방사성 준위 저감과 방사성폐기물 발생량을 저감시키는 방식도 고려되 고 있다. 중간 저장 개념은, 안전성 측면에서 볼 때, 다중 방벽 개념에 바탕을 두고 있다. < 그림 2-2> 에 중간 저장 시설에 적용되고 있는 다중 방벽 개념이 도시되어 있다 [DEFRA 2008]. 일반적으로 중간 저장은 4중 방벽 (1) 폐기물고화체, (2) 중간저장용기, (3) 주변통제시설, (5) 시설구조물 개념에바탕을두고있다. < 그림 2-2> 다중방벽개념도 중간저장이란, 간단히말해, 사용후핵연료를재처리또는직접처분이전에부지내 / 부지외에습식 / 건식방식으로 30~50년동안저장하는방식이다. 즉, 최종관리시설로이송되기전에단기간저장하는것을뜻한다. 그리고이러한단기간중간저장개념은현재비교적장기간중간저장개념으로확장하는연구개발이추진되고있다. 예컨대, 네덜란드에서는 100년이상에걸친중간저장개념을개발하고있다. 그러나이러한연구에는장기간건전성확보문제, 재질문제및경제성문제 - 4 -
등의어려움이상존하고있다중간저장은우리나라원자력법에서는별도의인허가가필요없는관계시설이아닌독립적인인허가를취득해야하는이용시설로서사용후핵연료가발생한부지바깥에중간저장시설에사용후핵연료를저장하는것을지칭한다 [ 최병일 2008]. 중간저장방식을표명하고있는국가로는프랑스, 영국, 독일, 스웨덴, 캐나다, 미국, 일본등이있다. 중간저장은저장위치에따라, 관계시설로분류되는부지내임시저장과이용시설로분류되는부지외중간저장및원전인허가와부지외중간저장과같이별도로인허가를취득해야하는부지내독립저장으로나뉠수있다. 저장방식은냉각매체에따라, 습식저장, 건식저장등으로분류되고있다. 건식저장에서는저장용기유형에따라금속용기, 콘크리트용기, 볼트방식, 건정 (dry well) 방식등으로, 충전기체유형에따라불활성기체저장방식, 공기저장방식등으로구분할수있다 [IAEA 1984]. - 5 -
제 2 절해외각국사례요약 처분과관련하여, 핀란드, 스웨덴, 미국등이고준위폐기물최종처분장의개발분야에서가장앞서있지만 2020년이전에운영을기대하고있는국가는없다. 핀란드와미국은각각올킬루오토와유카산단일부지를선택하여필요한연구를수행하고있다. 미국은 2008년도에유카산에대한인허가신청서를규제기관인원자력규제위원회에제출했으나, 심의예산삭감과신행정부의반대등어려움에직면하고있다. 스웨덴은 2개의가능부지에대해연구를수행하고있다 [IAEA 2006; 홍대석 2006]. 재처리 / 재활용과관련하여, 세계적인민간사용후핵연료재처리용량은현재약 5,000THM/a이다. 일본의로카쇼에건설되고있는새로운재처리시설은 800THM/a의용량을추가할것이다. 세계적인혼합산화물핵연료연료제조용량은현재대략 200THM/a 이며 2010년에는 350THM/a까지성장할것이다 [IAEA 2006; 홍대석 2006]. 우리나라는원전에서발생하는사용후핵연료가원전부지내에임시저장되어있다. 발전소내에설치된기존저장시설의저장용량을넘어서는경우를대비하여 1) 부지내조밀저장랙설치 ( 즉부지내임시저장 ), 2) 호기간이송, 3) 부지내독립저장및부지외중간저장시설건설등을통해저장용량을확장하고있다. 이제부터는이보고서맨처음에언급된가능한모든종류의사용후핵연료관리방안개요에대해알아보기로한다. - 6 -
제 3 절사용후핵연료단기관리방안상세목록 이절에서는이보고서제 1 장에서언급된가능한모든종류의사용후핵연료관 리방안개요에대해알아보기로한다. 1. 부시내임시저장 가. 배경부지내임시저장시설은각각의부지내호기별로원자로건물내에설치되는개별저장시설이다 [Nagano 2003, p.176, p.178]. 냉각매체와용기재료에따라, 부지내임시저장방식은 1) 습식풀저장방식 ; 2) 건식금속용기저장방식 ; 3) 건식콘크리트용기저장방식등으로구분된다 [Nagano 2003, p.175]. < 그림 2-3> 은일본에서부지내임시저장시설에적용되고있는풀저장방식, 금속용기저장방식을보여준다. < 그림 2-3> Fukushima-1 호기의부지내저장 ( 풀저장 ( 좌 ), 금속용기저장 ( 우 )) 기존의 부지내임시저장 시설은 보통 10년 저장 용량을 가지고 있다. 처분 정책이 아직 확정되지 않은 우리나라 또는 동구 유럽 일부 국가에서 부지외중간저장 시설 이 적기에 도입되지 못하고 있다. 이에 대한 해결 방안으로 기존의 부지내임시저장 용량을 증가시킬 수 있는 방식이 적용될 수 있다. 이러한 저장 방식을 적용하면 경 제성이 양호하고, 필요할 때마다 호기별로 확장하므로 투자비가 분산되고, 수송이 불필요하며, 별도 부지 확보가 불필요하다. 반면에, 발전소 폐쇄 시까지도 사용후핵 연료 처분 대책이 수립되지 않을 경우, 부지내임시저장 시설 확장 대안과는 다른 별도 관리 대책이 필요하다. 나. 개념특성부지내임시저장시설확장대안은기존시설의저장수용능력을여러측면에서확장하여저장소요량을대처하려는임시적인방안으로볼수있다. 예컨대, 습식저장인경우에, 내진구조해석법을적용하여설계된조밀저장랙 (rack) 을설치하 - 7 -
여저장조의저장용량을높이고있다 [Wolfe et al. 1985]. 구체적으로, 습식저장에서용량확장방법은다음과같이재배열 (reracking) 방법, 이중스택 (doubling stack) 방법, 그리고핵연료봉압밀 (rod consolidation) 방법이있다. < 그림 2-4> 에습식기존저장랙으로부터조밀저장랙으로의교체를통한재배열방법이도시되어있다 [ 박기철 2008]. 이러한교체를통해 1.5~2배의저장용량확장이가능하다. < 그림 2-4> 습식기존저장랙으로부터조밀저장랙으로의교체 다. 장단점습식저장과관련하여, 재배열방법에서는기존랙을저장밀도가높은조밀저장랙으로교체한다. 스테인리스강이나알루미늄을사용하여유효증배계수를 0.9 이하인개방구조형태에서부터중성자독물질을섞어만든랙을써서유효증배계수를 0.95이하로설계하기때문에, 랙간격이훨씬줄어저장용량이증대한다. 이중스택방법에서는랙을이층으로설치하여저장밀도를두배로확장하는것이다. 그러나이층으로저장하는경우에, 하부랙에저장되어있는핵연료집합체는정기적으로관찰될수없다는단점이있다. 핵연료봉압밀방법은사용후핵연료를해체하여핵연료봉만용기에삽입한후랙에장전하는방법이다. 이방법은이론적으로 100% 저장용량을증대시킨다. 이개념에서는사용후핵연료집합체를해체하여해체된연료봉을조밀근접배열체 (dense closely packed arrays) 안으로재포장하는작업이필요하다 [ 제무성외 1988]. 이작업에는사용후핵연료의해체작업이허용되어야하므로작업자보건문제, 핵확산저항성문제가단점이될수있다. 건식저장과관련하여, 콘크리트사일로방법은땅위에원통형구조물을세우고그내부에사용후핵연료를저장하는방법이다. 장점으로는설계가간단하고, 모듈형식으로건설할수있어시설용량을용이하게조절할수있으며, 운전중폐기물발생이거의없으나단점으로는저장중연료검사가곤란하다. 건식저장방법은밀봉된용기에사용후핵연료를담은후지하에설치된원통구조물에저장하는방법이다. 그장점으로는용량확장성이다소양호, 운전중폐기물이 - 8 -
거의발생하지않으며, 자연적인열전도에의한냉각이가능하다. 단점으로는부지소요면적과다, 저장중연료검사곤란등을지적할수있다. 라. 사례우리나라에서는 2016년까지는임시저장용량을확장하는전략으로기존저장랙을조밀저장랙으로교체설치방안이활용되고있다. 고리원전및영광원전에서부지내확장공사를완료하였다. 경수로인울진원전에서는울진 3,4호기에서각각의발전소건물내에있는저장조에서조밀저장랙의교체를 2008년 11월쯤에계획하고있다 [ 최병일 2008; 박기철 2008]. 마. 향후연구사업방향부지내임시저장대안은사용후핵연료의관리정책이미정인상황에서기존원전의원전별사용후핵연료부지내임시저장시설용량이포화되는시점을대비하여임시적으로적용될수있는관리방안이라고볼수있다. 그러나기존부지내임시저장시설을단순확장하는것은경제적으로이득이며단기간저장부담문제를해소시킬수는있으나, 단순히기존원전부속시설변경의일환으로인허가를추진하는것은지역주민및시민사회단체들의반발을불러올여지가크다. - 9 -
2. 부지외중간저장 가. 배경기존의임시저장시설이더이상발생용량을감당할수없고또한여러곳에저장부지를확보하기용이하지않은경우, 단일혹은복수의원전외부에서부지를확보해부지외중간저장시설을건설운영하는개념이유력하다 [Nagano 2003, p.173]. 나. 기술특성건식저장방식으로는용량확장방법으로는 1) 콘크리트 사일로 방법, 2) 건정 방법, 3) 공냉 볼트 방법, 4) 금속 용기 방법 등이고려되고있다. < 표 2-1> 에네가지유형의건식저장방법이비교되었다 [ 박원재 2008]. 일반적으로, 저장용량확장이용이한방식인콘크리트모듈, 콘크리 트용기, 금속용기방식이잠재적인용량확장방법으로간주될수있다. 콘크리트볼트 < 표 2-1> 건식저장방법의특성비교 콘크리트모듈 콘크리트용기 금속용기 (vault) (module) ( 저장용기 ) ( 수송 / 저장겸용용기 ) 부품 콘크리트볼트, 콘크리트모듈, 튜브또는용기용기 콘크리트용기, 금속용기 격납기능 튜브또는용기 용기 용기 용기 차폐기능 콘크리트 콘크리트 콘크리트 금속 수송용기 필요 필요 필요 불필요 특징 냉각기능우수, 저장용량확장용이, 저장용량확장용이, 가압경수로적용사례저장용량확장용이부지내운반가능수송 / 저장겸용없음 모델사례 MVDS, CASCAD NUHOMS, HI-STORM 100, HI-STORM 100, MACSTOR VSC-24, NAC-UMS TN계열, CASTOR계열 다. 장단점부지외중간저장에서장점으로는 1) 중앙집중적인관리에따른경제성과효율성 ; 2) 가장오래된입증기술등을나열할수있다. 그단점으로는 1) 대규모초기투자가필요하여낮은경제성, - 10 -
2) 별도부지의확보필요성, 3) 방사능오염지역의추가적발생가능성, 4) 저장용량결정이어려운점, 5) 수송의필요등이있다. 공냉볼트방법은탄소용기에담은사용후핵연료를지상의대형차폐건물내에저장하는방법이다. 그장점으로는작업자의방사선피폭선량율이낮고, 부지내임시저장의용량확장법으로이미실용화되었으며, 운영중폐기물발생이거의없다. < 그림 2-5> 에조밀건식저장을위한공냉볼트시스템의한유형 (MACSTOR/KN-400) 이제시되었다 [ 박기철 2008]. < 그림 2-5> 공냉볼트시스템구조 금속용기방법에서는수송용기자체가방사선을차폐하기때문에저장용으로도사용가능한임시저장시설의용량확대방안으로고려될수있다. 용기의크기와용량은발전소에설치된크레인용량과취급설비의조건에맞아야한다. 그장점으로는경험축적이풍부하고, 저장용량확장이용이하며, 수송 / 저장겸용이가능하고, 구조적건전성측면에서유리하며, 운영중폐기물발생이거의없다. 단점으로는용기제작비가높고, 저장중연료검사가거의불가능하다. < 그림 2-6> 는금속용기를나타낸다 [ 최병일 2008]. < 그림 2-6> 수직원통형금속용기 - 11 -
라. 사례미국에서는상용화된중앙집중식중간저장시설의한예는사설연료저장 (Private Fuel Storage: PFS) 시설이다. 현재인허가가진행중인유타주에콘크리트저장용기 4,000개가설치되면 40,000THM이저장될것이다 [ 서기석 2006]. 캐나다에서는 2003년 11월제정된핵폐기물법에따라관리기구인 NWMO가연구해야하는 3 가지가운데한방안으로 100~300년동안한곳에저장하는고려되고있다 [ 황용수외 2008]. 독일에서발생한사용후핵연료는프랑스와영국에있는재처리 ( 즉, 해외위탁재처리 ) 시설로수송되거나, 원전부지내임시저장혹은부지내독립저장시설에보관되거나, 또는부지외중간저장시설에보관되어왔다 [Beckmerhagen et al. 2004]. < 그림 2-7> 에독일골레벤 (Gorleben) 중간저장시설조감도가도시되어있다 [ 박원재 2007]. < 그림 2-7> 독일 Gorleben 중간저장시설 마. 향후연구사업방향중앙집중식저장을위해서는영광부터울진까지모든원전으로부터중앙집중식저장부지로의수송과관련된연구가중요하며이러한대규모시설이건설운영되는경우다음단계사용후핵연료관리전략인처리처분과의연계성도매우중요하다. 따라서이와같은옵션을고려하기에앞서관련정책연구가활발히수행되어야할것이며만일습식방식을채택할경우대규모정화장치개발등의노력이수반되어야한다. - 12 -
3. 부지내독립저장 가. 배경각원전부지별로따로사용후핵연료를저장하는것은임시조치적인저장방식이므로전력사업자는일부원전부지내에일정규모로독립적인저장시설을설치하려한다. 이때에는습식저장방법보다는건식저장방법이선호되고있다. 그이유는습식저장방법에서는냉각계통, 정화계통, 시료채취계통, 전원계통, 비상냉각수주입계통등여러주변시설이요구되기때문에건설비와운영비가더비싸기때문이다 [ 이상근 2004]. 건식저장은습식저장에비해초기투자비가적고, 운영비가낮으며, 용량확장측면과장기적인관리측면에서유리하다. 이러한방식의시설을건설운영하는경우원자력법에의거하여관계시설이아닌이용시설로분류가되며별도의인허가절차를거쳐야한다. 몇몇원자로에서발생한사용후핵연료를각기혹은특정원전부지에저장하는부지내독립저장방식에는여러가지건식저장방식가운데에서도특히콘크리트볼트또는콘크리트사일로방식이유리하다. < 그림 2-8> 에콘크리트볼트방식과콘크리트사일로방식이도시되어있다. < 그림 2-8> 콘크리트볼트방식 ( 좌 ), 콘크리트사일로방식 ( 우 ) 나. 개념특성독립중간저장이란몇몇개의원전들에서발생하는사용후핵연료를특정원전부지에독립적으로저장하는개념이다. 예컨대, 고리원전및신고리원전에서발생하는사용후핵연료를고리또는신고리에설치된부지내독립저장시설에보관하는방안이다. 이저장개념은부지별개별부지내임시저장시설용량한계를넘은사용후핵연료를저장할수있도록하는개념으로경우에따라한원전부지와부지내독립저장시설사이의수송시스템이요구된다 [Nagano 2003]. 다. 장단점 - 13 -
부지내독립저장의장점으로는다음을들수있다 : 1) 규모경제의효과를얻을수있다 ; 2) 시설유치를선호하는지역에시설을건설할수있다 ; 3) 일반적인부지외중간저장방식보다기존원전에위치하므로비교적지역수용성이높을수있다. 4) 효율적으로관리할수있다. 그단점은다음과같다. 1) 부지간수송이필요하다 ; 2) 대상부지와부지간수송에대한인근주민의수용성을획득해야한다. 라. 사례일본에서는현재건식금속저장용기를덮개가있고불활성기체로채워져있는별도의건물안에보관하는저장방식이활용되고있다. 이러한저장시설이후쿠시마원전부지내와토카이원전부지내에운영중이다 [ 서기석 2006]. < 그림 2-9> 에일본에서상용화된건식저장시설의구조가도시되어있다 [ 최병선 2008]. < 그림 2-9> 일본의건식부지내독립저장시설구조 또한, 일본은저장의도입방식으로다음 3 가지전략을시뮬레이션하였다. 1) 10개전력회사는각각자기의사용후핵연료를관리하고각각개별부지내독립저장시설을설치하는전략, 2) 몇개의전력회사가협력하여공동으로지역저장시설을설치하는전략, 즉 3 개의지역-그룹이한개의저장시설을설치하는전략, 3) 모든전력회사가협력하여공동으로부지외중간저장시설을설치하는전략 [Nagano 2003, p.179]. - 14 -
우리나라의 경우 부지내독립저장 개념과 기술적으로 유사한 부지내 인근 호기내 이송 저장 방식이 현재 활용되고 있다. 구체적으로 설명하면 고리 1,2호기에서 고리 3,4호기 임시 저장 시설로 운반되었다. 울진 1,2호기에서 발생한 사용후핵연료는 KN-12 수송 용기에 담겨 2008년 이후에 동일 부지내 인근 호기로 운반될 예정이다 [ 박기철 2008]. < 그림 2-10> 에 KN-21 수송 용기를 사용한 부지내 이송 과정이 도 시되어 있다. < 그림 2-10> KN-12 수송용기 ( 좌 ) 와부지내이송과정 ( 우 ) 중수로에서는부지내독립저장개념으로월성부지를활용한저장방식이사용될수있다. 여태까지중수로인월성원전에서는중수로사용후핵연료를부지내임시저장시설이외에콘크리트사일로건식저장시설에보관하고있다. 2009년 9월경에는월성원전에서조밀저장시설 ( 즉, 콘크리트수직모듈 MACSTOR) 의확장공사를계획하고있다. < 그림 2-11> 에월성에설치될조밀건식저장시설의개념도가도시되어있다 [ 최병일 2008]. < 그림 2-11> 조밀건식저장시설의구조 일반적으로부지내독립저장은사용후핵연료를저장하는금속용기또는콘크리트용기와용기를지지하는콘크리트패드등으로구성되어있으며이외에도배관및 - 15 -
용기내부압력을감시하기위한계측기기등도포함된다. 미국에서는 2010년이후인유카산처분시설의운영이전까지는사업자가부지내에저장하도록하고있다. 미국에서독립적인사용후핵연료의부지내독립의주요사례는제 3 장에잘요약되어있다. < 그림 2-12> 에미국의전형적인건식용기저장방식의부지내독립저장방식이도시되어있다 [ISFSI 2009]. 이러한부지내독립저장은미국연방법 10CFR72에따라규제기관인원자력규제위원회의인허가를받아야하는데일부에서는부지별로인허가를받아야하나대부분의경우사전허가를통해비교적쉽게인허가를받을수있다 [ISFSI 2009]. 부지내독립저장은현재 25개주에걸쳐 38개시설이운전중에있고, 2010년까지는 50개가넘을것으로예상된다. 현재는 15 종류의저장용기, 8 종류의겸용 ( 즉, 수송용및저장용 ) 용기가설계승인을받았다. 750개건식저장용기에사용후핵연료가포장되어있지만, 일반적으로겸용용기가선호된다 [ 서기석 2006]. < 그림 2-12> 미국부지내독립저장시설 독일은 2002년 4월원자력법수정안에따라원자력발전소운영자는부지내독립저장시설을제공해야만한다. 연방방사선방호청 (BfS; Bundesamt für Strahlenschutz) 는 2002년 11월 6일에링엔에위치한중간저장시설에대한첫번째인허가를하였다. 링엔시설은 2002년 12월 2일에운영에착수하였다. < 그림 2-13> 에링엔중간저장시설이도시되어있다 [Beckmerhagen et al. 2004]. - 16 -
< 그림 2-13> 독일링엔부지내독립저장시설의건물 ( 좌 ) 과내부건식저장용기 ( 우 ) 독일의건조저장시설에서는시설을덮는건물이별도로존재하며, 그건물내부는불활성기체로채워진다. 독일은현재 13개발전소부지내에 17개의중간저장시설을추진중이다 [ 서기석 2006]. 캐나다에서는 2003년 11월제정된핵폐기물법에따라담당기구인 NWMO가연구해야하는 3 가지가운데한방안으로발전소내에중간저장시설을설치하고 50 년동안저장하는부지내독립저장방식이고려되고있다 [ 황용수외 2008]. 마. 향후 연구사업 방향 부지내독립저장 대안은 사용후핵연료의 관리 정책의 결정이 지연되는 상황에서, 부지내임시저장 시설이 포화되는 시점을 대비하여 도입될 수 있는 방안이라 할 수 있다. 부지내 이송을 원활하게 하기 위하여 사용후핵연료의 저장 용기 대신에 저장 / 수 송 겸용 용기가 개발되어야 한다. 이러한 용기 개발을 위해 차폐 효율이 높은 차폐 재질 및 완충 재질의 개발도 필요하다 [ 서기석 2006]. - 17 -
4. 심지층처분 가. 배경사용후핵연료와재처리로발생하는고준위폐기물을적절하고안전하게저장할수있는해결대책으로지하 300~1,000m에사용후핵연료 / 고준위폐기물을영구적으로격리하는심지층처분방안이고려되고있다. 현재이처분기술은우리나라에서는연구단계에있지만, 미국, 스웨덴등에서는실용화단계에있다. 심지층시설부지에적합한지질학적인환경을파악하기위해다양한암석매질유형에관한연구 / 탐사프로그램이여러국가들에서진행되고있다. 예컨대, 독일과네덜란드는암염암반 ; 일본, 벨기에, 프랑스, 네덜란드, 스페인, 스위스, 독일은점토 (clay) 암반 ; 일본, 캐나다, 스페인, 스위스, 핀란드, 스웨덴은화강암 (granite) 암반 ; 미국과러시아는화산재응회암 (volcanic tuff) 암반을조사하고있다 [NEA, 2006; Ewing, 2008]. < 그림 2-14> 심지층처분개념도 나. 개념특성심지층처분대안은기본적으로지표면으로부터최저 300m 이상깊이의심지층매질 ( 예 : 결정질암층, 암염층, 점토층등 ) 에사용후핵연료를저장하여영구적으로처분하는방식이다. 이러한지하암반매질의안정적지질환경과역학적특성이지하에있는처분시설을보호하는자연방벽역할을하게된다. 이개념은이러한지하암반의지질환경이지표면에서보다더안정적이어서사용후핵연료의고방사선및고방사독성을오랜기간에걸쳐격리시키고인간환경으로부터차단시킬능력이뛰어나다는사실에바탕을두고있다 [ 이종찬 2003]. 방사성핵종이잠재적으로누출되는경우에는, 수리적으로안정된지질, 지구화학적인완충작용, 암반내미세단열구조, 단열충전광물에의한흡착등으로이들핵종의이동이지연될수있고, 처분장주변의저투수성으로이러한핵종의확산이제어된다 [ 황용수외 2006]. 그러나이러한자연방벽의거동에는시간 / 공간의가변성과지하매질의비균질성때문에높은불확실성이존재한다. 이러한자연방벽의불확실성을감소하기위 - 18 -
해자연방벽이외에보완적으로공학적인인공방벽을도입하는다중방벽개념이심지층처분대안에적용되고있다. 다. 장단점이러한심지층처분의장점은다음과같다 [NIREX069 2002, 최희주외 2008]. 1) 고준위폐기물에함유된핵종이주변환경으로누출되는경로를가능한최소화시켜우리의생활권으로부터차단시키는효과가크다. 2) 기술적실현성이높다. 3) 이를관리하는다음세대가이대안의안전성을좌우하지못한다. 다음세대는사용후핵연료를다룰새로운다른방안을찾을필요가없다. 4) 국제적차원에서도이대안의수용성이높다. 5) 방사선학적이나열적인위해도가충분히낮아안전성이확보될수있는방안으로볼수있다. 반면에, 이대안의단점으로다음이열거될수있다 [NIREX069 2002]. 1) 심지층처분을위한건설은지표면저장에비해고비용이될것이다. 2) 더나은대안이이용가능하거나처분시설이잘못된경우에폐기물을다시꺼내기가쉽지않다. 다음세대가사용후핵연료를관리할새로운방안을찾은경우에도이를적용하기에어려움이있다. 3) 여러나라에서활발하게연구중이나고준위방사성폐기물을배치하여운영하고있는심지층처분장은현재까지아직한곳도없다. 기술적관점에서이에대한이유는수십만년에걸친처분장성능평가및방사성물질거동예측등에관련된불확실성을감소시킬과학적근거가더개발되어야하기때문이다. 라. 사례미국은 1980년에기술적대안으로환경평가과정을통한지층처분을공식적으로선택하였다. 일본에서는지층처분을법적으로규정하였다 [IAEA 2007]. 캐나다에서는캐나다핵폐기물법에따라 NWMO가 3 가지방안가운데하나로지하 500~1,000m 심도에사용후핵연료를처분하는심지층처분방식을연구하도록규정하고있다 [NWMO 2005, 황용수외 2008]. < 표 2-2> 에여러나라에서활성상태에있는저준위및중준위방사성폐기물의심지층저장소에대한모암유형과운영기간이표시되어있다 [Rempe 2007]. < 표 2-3> 에는사용후핵연료나고준위방사성폐기물을위하여개발중인저장시설현황이정리되어있다. 대부분저장소는계획단계에있으나, 지하암반연구소 ( 심지층실증시설 ; Underground Rock Laboratory) 는활성조사단계에있거나, 또는실현 - 19 -
단계에있다 [Rempe 2007]. < 표 2-2> 저준위및중준위방사성폐기물용심지층저장시설저장시설모암유형운영기간 Hostim (CZ) Limestone mine 1959 1965 Russian injection (RUS) Clastic sediments Since 1963 Richard (CZ) Limestone mine Since 1964 Asse (D) Salt/potash mine 1967 1978 Bratrstvi (CZ) Uranium mine Since 1974 Morsleben (D) Salt/potash mine 1978 1998 Forsmark (S) Crystalline basement Since 1998 Olkiluoto and Loviisa (FIN) Crystalline basement Since 1992/1997 WIPP (USA) Salt Since 1999 < 표 2-3> 사용후핵연료나 고준위폐기물용으로 개발중인 심지층 처분 시설 저장 시설 모암 유형 운영 상태 Finland-Onkalo Crystalline basement Active R&D France Claystone/argillite Active R&D (Bure) Germany-Gorleben Salt Suspended R&D Germany-Konrad Iron ore mine Inoperative permit Sweden Crystalline basement Active R&D USA-Yucca Mountain Volcanic tuff Active R&D < 그림 2-15> 에는벨기에 Mol 심지층실증시설부지의점토층 - 매질심지층처분 장의지질학적단면도가제시되어있다 [NEA 2006]. - 20 -
< 그림 2-15> 벨기에 Mol 심지층실증시설부지의점토층 - 매질심지층처분장의 지질학적단면도 [NEA 2006, p.183] < 그림 2-16> 에는스페인에서연구중인화강암층 - 매질심지층처분시설의개념 도가제시되어있다 [NEA 2006, p.199]. < 그림 2-16> 화강암심지층처분시설의개념도 [NEA 2006, p.199] < 그림 2-17> 에독일에서연구중인암염층 - 매질심지층처분시설의개념적구 조가제시되어있다 [NEA 2006, p.223]. - 21 -
< 그림 2-17> 암염심지층처분시설의구조 [NEA 2006, p.223] 미국에서는저준위및중준위방사성폐기물을위한심지층처분장으로현재뉴 멕시코칼스배드시에암염-매질 WIPP를세계에서유일하게운영하고있는데 < 그림 2-18> 에 WIPP 시설이도시되어있다 [NIREX 2002]. < 그림 2-18> 미국칼스뱃 WIPP 처분시설 또한미국은사용후핵연료를위한심지층처분장으로 2010년까지네바다유카산심지층처분시설을개발하고있었는데최근오바마정권의정책변화로중단되고있다. < 그림 2-19> 에야카마운틴시설예정부지가도시되어있다 [NIREX 2002; 최병일 2008]. - 22 -
< 그림 2-19> 야카마운틴처분시설부지 ( 좌 ) 와갱도 ( 우 ) 스웨덴은 Äspö 에국제심지층실증시설프로젝트를진행하고있으며, 2012 년초반 에시험적인처분을위한처분장의잠재부지를조사중이다. < 그림 2-20> 에 Äspö 심지층실증시설이제시되어있다 [NIREX 2002]. < 그림 2-20> 스웨덴 Äspö 심지층실증시설부지 프랑스에서는북동부쪽뷔르에건설하고있는심지층실증시설을 2006년에처분장으로활용할계획인데 < 그림 2-21> 에뷔르심지층실증시설이제시되어있다 [NIREX 2002]. - 23 -
< 그림 2-21> 프랑스 Bure 심지층실증시설부지 마. 향후연구사업방향처분시설은건설까지보통 50년이상이소요되며, 장기적인시설안전성의성능이보장되어야한다. 그러므로단기적으로는세대간형평성, 장기적으로는세대내형평성이모두고려되어야한다 [IAEA 2007]. 심지층처분기술은국내에서는 2040년후에나실용화될수있는단계로보는견해가있다. 국내의기술수준이실용화단계로진입할수있도록심지층실증시설을건설 / 운영하여관련데이터를확보하여야한다. 또한, 이에바탕을둔모델을개발하여관심의시간적 / 공간적범위내에서불확실성을감소시키는노력이필요하다. - 24 -
5. 소멸처리 가. 배경 소멸처리는 군분리 공정 및 핵변환 공정 모두를 일컫는다. 소멸처리는 고준위 방 사성 폐기물의 장기적인 방사독성을 감소시키고 부피를 저감시키려는 수단으로 1960년대에 처음으로 제안된 방안이다. 이 대안을 통해 더욱 단반감기 또는 안정 핵종을 생산할 수 있으므로 고방사성 핵종, 장수명 핵종에 대한 장기적 폐기물 관 리의 필요성이 제거 또는 감소될 수 있다 [NIREX050 2002; 고문성 2007]. 사용후핵연료가 함유하고 있는 방사성 물질로는 우라늄, 플루토늄과 같은 핵분열 성물질과 초우라늄계열 원소들이 있다 [ 최종원 2008]. 소멸처리는 사용후핵연료 구 성 물질 중 일부인 초우라늄계열 원소들과 핵분열생성물을 원자로나 가속기를 사용 하여 핵종 변환시켜 제거하거나 감소시킬 수 있다 [ 고문성 2007]. 이 소멸처리 기술 은 바로 방사성 핵종을 화학적으로 분리하는 공정인 군분리 (partitioning) 과 이들 핵 종을 양성자 / 중성자로 충돌시켜 변환시키는 핵변환 (transmutation) 공정으로 구성된 다. 핵변환은 한 원자를 중성자라고 불리는 작은 입자로 충돌시켜 핵반응을 통해 다 른 원자로 변환시킨다. 이런 중성자는 원자로나 입자 가속기에서 생성된다. 군분리 는 관심이 있는 방사성 핵종을 다른 물질로부터 화학적으로 분리시키는 공정이다. 핵변환을 받으려는 대상 방사성 핵종은 먼저 군분리를 통해 분리된다. 이렇게 먼저 분리하는 이유는 대상 핵종의 변환 소요 시간을 단축시키고 다른 장반감기 방사성 핵종을 생산하는 불필요한 반응을 피하여 이 대안의 유용성을 높이려는 것이다 [NIREX050 2002]. 이러한 소멸처리 기술은 주로 사용후핵연료에 있는 방사성 물질의 방사독성 및 반감기를 감소하려는 용도로 활용될 수 있다. 하지만, 이 기술의 적용으로 발생하는 많은 재고량과 이차적 폐기물을 관리할 보완적인 별도의 처분 대안을 필요로 한다. 부수적으로는 폐기물에 함유된 핵분열성 원소들로부터 생성되는 고에너지를 활용하 려는 용도로도 활용될 수 있다 [DEFRA014 2002]. 나. 개념특성군분리란사용후핵연료와방사성폐기물에함유된다양한동위원소를일련의물리적공정과화학적공정을통해분리하는것이며 [DEFRA014 2002; NWMO 20 05], 핵변환이란이들방사성동위원소에중성자 / 양성자를충돌시켜비방사성동위원소나안정동위원소로변환시키는것이다 [NWMO 2005]. 사용후핵연료와방사성폐기물은핵변환을통해구성비율이변화된다. 변환장치로는중성자 / 양성자를공급할수있는기존의원자로나입자가속기가사용된다 [DEFRA014 2002]. 사용후핵연료소멸처리는일련의재처리를필요로하므로별도의공정과새로운기술이개발되어야한다. < 그림 2-22> 에소멸처리절차도가도시되었다 - 25 -
[DEFRA014 2002]. 여기서, 우라늄과플루토늄은경수로에재활용되며, 초우라늄계 열원소들과장반감기핵분열생성물은재처리단계에서분리되고, 분리후에핵변환단계인고속로나가속기구동장치 (accelerator driven device) 안에서변환된다. < 그림 2-22> 폐기물유형별소멸처리절차도 다. 장단점소멸처리처리대안의장점은다음과같다 [DEFRA014 2002]. 1) 단기적관점에서, 소멸처리기술을통해사용후핵연료에있는장기적인방사독성은감소될수있다. 이를통해보건성이향상될수있다. 2) 장수명핵종이단수명핵종으로변환시키면서, 처분시환경부담이감소될수있다 [ 유재형외 2007]. 3) 다른대안 ( 예 : 해상처분 ) 과는달리, 이대안의기술적진보를막을법률적장애나조약을통한장애가없다. 이기술의단점은다음과같다 [NIREX069 2002; DEFRA014 2002]. 1) 이처리기술은경제적으로고비용이소요되며, 장기적인투자를필요로한다. 2) 기술적으로는어렵다. 이대안의적용시에는기존재처리시설의확장과별도로연료및표적준비를위한원격작동시설이필요하다. 3) 처리후에도여전히또다른이차적인폐기물이생겨난다. 별도로최종장기적인폐기물관리대안이필요하다. - 26 -
4) 이처리방안은모든폐기물성분에적용가능하지못하다. 소멸처리방안을통해 장반감기방사성핵종재고량은효과적으로관리될수있지만, 그이외의폐기물성분은다른장기관리방안을필요로한다. 라. 사례 현재 기술 개발은 실험실 규모에 머무르고 있다. 어떤 초우라늄계열 원소들과 장 수명 핵분열생성물의 군분리 공정은 현재의 넵티늄, 테크니시움, 요오드 등의 분리 기술을 확장하여 적용한다면 달성될 수 있다. 이러한 기술이 상업용 단계에 도달하 려면 향후 연구개발과 규모 확장 작업이 요구된다. 소멸처리 방안에 포함된 여러 가지 기술의 수준은 발아 단계에 있다. 상업화 단계까지는 적어도 20년 정도가 소 요될 것으로 보인다. 투자 관점에서 보면, 미국의 한 프로그램에서 수행한 소멸처리 방안의 비용 평가에 따르면, 몇 백억 달러 범위에 이른다 [DEFRA014 2002]. 소멸처리 대안 자체로만 사용후핵연료의 장기적 관리 방안으로 홀로 사용될 수 없다는 점은 국제적으로 의견 일치를 보고 있다. 미국, 프랑스, 일본 등에서는 이 대안을 활발하게 연구하고 있으며, 또한 심지층 처분 방안도 함께 연구하고 있다 [NIREX050 2002]. 소멸처리 대안은 현재 프랑스, 스페인, 러시아, 미국, 일본, 한국 등에서 연구되고 있다. 인도와 중국은 정부-지원 소멸처리 프로젝트가 진행중이고, 벨기에, 네덜란드, 이탈리아 등은 EC 프로젝트에 참여하고 있다. 이들 나라 모두는 소멸처리에 관한 연구 개발을 단기적인 관리 방안으로 보고 있지 않다. 프랑스와 일본의 경우는 소 멸처리 대안을 앞으로 고속로를 포함한 원전에서 발생하는 다량의 고준위 폐기물에 적용할 수 있는 매우 잠재적인 방안으로 보고 연구 계획을 세우고 있다. 일본에서는 소멸처리 대안을 첨단 연구 개발 프로젝트로 여기고 있다. 이러한 프 로젝트 수행은 미래 적용을 위한 대안을 실현가능하게 만들고, 핵연료 주기 개발에 관한 과학적 관심 수준 및 전문지식을 지속적으로 유지하게 한다. 프랑스에서는 1991년에 통과된 법률에 따르면, 고준위 방사성 폐기물 관리를 위한 다양한 대안 ( 즉, 표면 저장, 심지층 저장, 소멸처리 ) 관련 연구 개발 결과는 15년 이 내에 이용 가능해야 한다. 주요 실증 및 평가 결과가 2006년까지 법적으로 1 단계 수행되었고, 향후 효율적인 핵변환 장치의 개발에 더 많은 노력이 필요하다. 영국은 다른 나라들에서의 소멸처리 경향과 진전을 감시하고 있다. 일본이나 프랑 스의 경우와 달리, 영국에서는 앞으로도 고속로의 역할이 기대되지 않고 있다. 이러 한 상황은 영국에서 재처리의 전략적인 중요성과 고준위 폐기물의 발생 용량을 감 소시킨다. 뿐만 아니라 소멸처리 대안의 중요 부분의 하나인 핵변환용 고속로의 잠 재적인 활용을 배제하는 것이다. 마. 향후연구사업방향이소멸처리기술의성숙도와관련하여, 아직대규모실증단계가남아있다. 기 - 27 -
술수준이상업용규모에도달되는데에는아직도몇십년이걸릴것이라는의견이지배적이다. 소멸처리대안이미래적용을위한대안으로실현되려면, 핵연료주기개발에관한과학적관심수준을지속적으로제고해야하고, 전문지식을지속적으로축적해야한다. 또한, 중성자등충돌입자를효율적으로생산하는핵변환장치가개발되어야한다. - 28 -
6. 부지내저장후단계적심층처분 가. 배경부지내저장후단계적심층처분은단순한심지층처분방안이유연하게진화된대안이라고볼수있다. 더자세히말하면, 단계적심층처분은심지층처분의약점인폐기물의비가역성을보완하기위해제안된방안이다 [CoRWM749 2004]. 처분에대한단계적접근법의하나로영국 NDA의전신인 Nirex사가개발한단계적심층처분개념이포함될수있다. 단계적접근법은 1999년에영국상원의과학기술선정위원회에의해제안된개념이었다. 단계적접근법에서폐기물은입지가탐색되고저장소가건설되는동안에표면저장되지만, 그뒤에는감시와회수성이가능한방법으로저장소에배치된다 [CoRWM749 2004]. 이개념은심지층처분의변형이라볼수있으며, 단계적절차를따르는것이그특징이다. 지하에심지층처분장이설립될것이지만, 처음에는오로지저장시설로만사용될것이다. 폐기물의가역성을고려하는이대안은임시저장되어있는방사성폐기물을감시하면서, 필요시회수성을허용한다 [NIREX069 2002]. 나. 개념특성이대안에서는사용후핵연료가심지층에처분되지만잠재적인다른선택사항을배제하지않기위해단계적이고가역적인방법으로수행된다. 이대안은단계적접근법에바탕을두고있기때문에, 이대안에서는매단계마다한단계앞으로진전하기전에충분한신뢰가구축될시간적여유가있다. 이개념은장기적인관리해결책을얻기위해현세대가어느정도는책임을떠맡지만, 최종폐쇄선택사항은다음세대에게맡기는지하저장방안과유사하다 [NIREX107 2004]. 단계적심층처분대안에서만족해야하는기준은영구처분의경우와동일하지만, 폐기물의보안성을별도로확보하기위해감시기능이부가되어야한다. 또한, 다른대안이가용되거나보다더선호적인경우에이단계적심층처분대신에그다른대안이추구될수있도록회수성이보장되어야한다. 단계적심층처분시설은처음에는사용후핵연료를저장하는지하저장소이지만궁극적으로는영구처분장으로전환될것이다. 이를위해기존개념의지하저장소는부가적으로보수단계를필요로한다. Nirex 보고서에서는 100년의저장기간을넘어서면저장볼트의정비와암반지지물, 크레인레일, 지하수관리시스템등의쇄신 / 교체를위한접근이필요하다 [NIREX107 2004]. 다. 장단점심지층처분방안에비해유연성이뛰어난이기술의장점은다음과같다 :. 1) 이방안이선택되는경우, 다음세대는처분장의유지, 밀봉, 영구폐쇄등의단 - 29 -
계에서여전히선택의여지를가질수있다 [NIREX069 2002]. 2) 다음세대는다양한사용후핵연료관리옵션가운데에서그들이원하는옵션을결정할여지를넘겨받을수있다. 3) 단계적심층처분은표면처분에비해보안과감독측면에서관리가보다더수월하다. 테러리스트공격에대해서도덜취약하다. 이기술의단점은다음과같다. 1) 다른 처분 방안에 비해 추가적으로 저장 볼트와 감시 시스템의 쇄신이 필요하므 로 추가적인 작업자 보건 ( 예 : 개인 피폭선량 ), 작업자 안전성, 보안 문제점 등이 있을 수 있다. 이는 방사선학적 위험도와 지하 건설 및 시스템 취급에 딸린 위험 도를 수반한다 [NIREX107 2004]. 2) 방사능이 더 많은 폐기물 유형은 더 높은 리스크를 갖는다. 3) 이 대안에서는 홍수와 같은 외부사건에 대응할 수 있도록 지하수 관리 시스템과 지하수 펌프시스템을 설치할 필요가 있다. 4) 장기간에 걸쳐 사용후핵연료 포장이 부식되거나 포장 기능이 저하되는 것을 방 지하기 위해 온도, 습도, 염도 등 적절한 환경을 능동적으로 유지하고와 방사성 기체의 적절한 환기 조치가 필요하다. 5) 이 대안에서는 저장 기간 동안에 나타날 평균 지진 활동 수준에 대한 대응 조치 가 필요하다. 라. 사례 유럽연합에서는 단계적 처분에 대한 연구를 지원하고 있으며 영국에서는 Nirex사 가 강력하게 지지하고 있는 방안인데 [CoRWM749 2004] 그 이유의 하나는 바로 이 대안이 영구 해결책을 찾을 때까지 더 많은 시간을 벌어 줄 수 있다는 점 때문이 다. 프랑스에서는 방사성 폐기물 관리 기관인 ANDRA가 유연성을 지닌 가역적인 모 듈형 저장소를 설계하고 있다. 단계적인 처분 과정과 관련된 지하 구조물과 폐기물 처분 셀에서의 변화를 파악하고 의사결정을 돕기 위해 이들 구조물과 셀에 설치된 감시 시스템을 통해 적합한 데이터가 수집될 수 있다. < 그림 2-23> 에 프랑스의 모 듈형 단계적 심층 처분 저장소의 개념도가 도시되어 있다 [Mayer et al. 2006]. - 30 -
< 그림 2-23> 프랑스의단계적심층처분, B- 유형폐기물 ( 좌 ) 와 C- 유형 ( 우 ) 마. 향후연구사업방향장기적으로감시와회수가가능한처분방안의하나인단계적심층처분에서는선행저장방식으로습식보다는건식중간저장을더선호한다 [Wolfe et al. 1985]. 앞으로건식저장방식을위한수송 / 저장겸용용기나수송 / 저장 / 처분겸용용기가활발히개발되면단계적심층처분방안은더욱더실용적인대안으로받아들여질수있다. 또한심지층처분에비해단계적심층처분방안은고비용이소요되므로비용을저감시키는단계적심층처분을위한주변시스템 ( 예 : 감시시스템 ) 의개발이필수적이다. < 그림 2-24> 에프랑스에서개발되고있는감시시스템의한예가도시되어있다. - 31 -
마지막으로, 단계적심층처분방안은 100 년이넘을수있는장기적인지하저장 을수반하므로세대내뿐만아니라세대간에감시 / 회수를가능케하는장기적이고안정적인정보전달의시스템및의사소통의시스템개발이요구된다. < 그림 2-24> B- 유형통제셀의감시시스템 - 32 -
7. 해양처분 가. 배경과거에방사성폐기물은선박에실려바다속으로낙하투기되었다. 1990년 7월 31일런던투기협정에서 65개참여국이방사성폐기물을해양처분하지않는다는것에동의하였다. 그이후에이러한해양처분은국제협약에의해중지되었다 [Nirex069 2002]. 그러므로법률적인관점에서볼때, 현재이대안의적용은국제협약에의해명백히금지되어있다. 나. 개념특성 < 그림 2-25> 에해양처분의개념도가제시되어있다. 해양처분에서방사성폐기물포장은두가지방안으로분류되어진다. < 그림 2-25> 해양처분개념도 [NIREX050 2002] 첫째, 방사성폐기물을심해저에서내부폭발시키는방안으로내부폭발하도록포장하고대양으로운반하여해양투기하면, 그폭발결과방사성물질은바다로직접누출이나분산을통해희석된다. 둘째, 방사성폐기물을온전하게바다속으로떨어뜨리는방안으로그결과, 방사성물질이포장된채온전하게가라앉아해저면에도달하게된다. 시간이지나면서컨테이너의물리적인격납기능이손상되면, 방사성핵종은바다속에분산되어희 - 33 -
석된다. 이러한 방사성 핵종이 해양 처분 부지로부터 이동되고 조류에 의해 운반되 면 더욱 더 희석될 수 있다. 해수에 남아있는 방사성 핵종 양은 1) 방사성 붕괴에 의 한 자연적인 감소 또는 2) 흡착 과정에 의한 해저 퇴적층으로의 방사성 핵종 제거 등을 통해 더욱 더 감소된다. 이 해양 처분 대안에서는 포장된 폐기물이 더 이상 재수거될 의향 없이 해저면 아래쪽으로 버려진다. 포장은 심해에 있는 선별 장소에서의 분산 및 희석 모델에 따라 다르게 이루어진다. 이 포장 상태에 따라 방출되는 방사능과 이 방사능이 식 품체인으로 전달되는 정도에 따라 안전성이 결정된다. 또한 안전하게 운송될 수 있 도록 포장된 폐기물이 직접 선박이나 비행기로부터 대양에 떨어뜨려진다. 이때에 다양한 대양 조건 ( 예 : 수심, 물리적 격리 상태, 탐사 가능한 생물 종의 부재 ) 에서 식 품체인 전달 경로에 따라 주민 허용피폭선량이 보장되어야 한다. 이 대안에서는 해 저면으로의 침투를 위해 설계된 컨테이너는 고려되지 않는다 [DEFRA014 2002, NIREX050 2002]. 다. 장단점이러한해양처분의단점은다음과같다. 1) 국제적인환경보호의무를위반한다. 국제적으로공인된조약또는법률의위반이며이것이앞으로도변화되지않을것으로예측된다 [CoRWM700 2006]; 2) 이대안을저준위및중준위폐기물에대하여실험한문헌은있지만고준위폐기물에대하여실험한문헌은없다 [DEFRA014 2002]. 라. 사례 저준위와 중준위 폐기물을 해양 처분하는 방법은 실제로 많은 국가에서 실시된 처분 방법에서 비롯하였다. 해양 처분 대안은 시간이 지나면서 지금은 국제 협약에 서 금지된 처분 방법으로 발전하였다. 상기 서술된 기술을 사용하여 해양 처분을 한두 번 실행한 국가에는 벨기에, 프랑스, 독일, 이태리, 스웨덴, 네덜란드, 스위스, 미국, 일본, 한국 등이 있다. 이 대안은 고준위 방사성 폐기물에서는 실행되지 않았 다. 영국은 1983년까지 저준위 및 중준위 방사성 폐기물에 대하여 해양 처분을 실시 하였으나 런던투기협정에 의해 중단되었다. 초기에는 방사성 폐기물이 연안 해역에 서 처분되었고, 1970년 중반부터 대서양 심해 평원과 심해 속으로 처분되었다. 이 대안은 영국 영해뿐만 아니라 공해에서도 고려되었다. 영국은 1946~1982년 까지 실시한 해양 처분에서는 저준위 방사성 폐기물 ( 즉, 오염 슬러지 ) 을 영국해협에서, 1951~1963년 까지 심해저에서 내부폭발 하도록 설계된 컨 테이너에 담아 실시하였다. 이러한 유형의 처분은 IAEA가 제안한 수심 최소 2,000m보다 얕았으므로 1963년에 중단되었다. 1964년부터 저준위 슬러지 대부분은 - 34 -
쿰부리아에위치한드리그처분부지에매장되었다. 북아일랜드해의 Beaufort s Dyke를비롯한연안해역에저준위방사성폐기물을처분하는것은 1950년대에실시되었다. 1960년대 ~1970년대중반에걸쳐서는오염된토양, 파편, 슬러지등이영국의여러연안해역부지에처분되었다. 저준위및중준위의고형방사성폐기물은 1949~1982년에걸쳐북동대서양여러곳의수심 2,000m에서해양처분되었다. 이처분방법에서방사성폐기물은온전하게해저면에도달하도록설계된철강컨테이너내부의콘크리트차폐벽안에포장되었다 [DEFRA014 2002; NIREX050 2002]. < 그림 2-26> 에영국에서연구된방사성폐기물유형에따른해양처분절차가도시되고있다. < 그림 2-26> 방사성폐기물유형별영국의해양처분과정 [DEFRA014 2002] 마. 향후연구사업방향이대안에서소요비용이적어야하며, 그렇지않을경우에는설득력있는조건과포장요건이확실해야한다. 방사성폐기물상태, 겉포장, 운송기술등의요건이만족되더라도폐기물-특정요건및부지-특정요건에대한조사가필요하다. 해양처분에대한영국의경험에의하면, 방사성핵종의즉각누출이지양되어야하는경우, 처분깊이에도달할때까지포장이온전히남아있도록설계되어야한다는점이강조되었다 [DEFRA014 2002]. - 35 -
8. 해저처분 가. 배경방사성폐기물을해저면아래의퇴적층이나굴착된시추공에처분하는것은현재국제협약에의해금지되어있다 [Nirex069 2002]. Doug Martin이그린해저처분상황도가 < 그림 2-27> 에제시되어있다 [Nadis 1996]. < 그림 2-27> 해저처분개념도 나. 개념특성해저처분이란방사성폐기물을포장한폐기물컨테이너를심해바닥아래에적합한지질학적지형속에매장하는것을말한다. 해저처분방안은기술적방법에따른방안, 지질학적변수에따른방안으로세분될수있다. < 그림 2-28> 에개념도가제시되어있다 [NIREX050 2002]. < 그림 2-28> 해저처분개념도 ( 왼쪽은심침투방안, 오른쪽은굴착공방안 ) - 36 -
기술적방법에따른해저처분방안의분류는다음과같다. 1) 심침투방안 : 방사성폐기물을무게와형태를갖춘격납용기안에포장하여해저면으로자유낙하시켜그무게로격납용기를심해바닥아래로매몰시키는방안, 2) 굴착공방안 : 선굴착해저면처분장또는시추공안에폐기물을배치하여처분하는방안, 지질학적변수에따른해저처분방안의분류는다음과같다. 1) 근해매장방안 : 육지, 작은무인도, 또는앞바다등과같은구조에서부터접근이 가능한해저면아래에위치한저장소에매장하는방안, 2) 심해매장방안 : 심해퇴적층에방사성폐기물을매장하는방안. 심침투 방안에서 해저면 아래로 방사성 폐기물 컨테이너를 매장하는 깊이는 침투 기 설치 방법 또는 착암기 설치 방법에 따라 각각 다르다. 침투기 설치에 의한 심 침투의 경우, 방사성 폐기물 컨테이너는 퇴적층 내부 약 50m에 위치할 수 있다. 몇 톤씩이나 되는 침투기의 자체-무게 때문에 침투기는 퇴적층 내부로 매몰될 만큼 충 분한 추진력을 가지고 물속으로 낙하한다. 이 침투기에 의한 심침투 방안에서는 방 사성 폐기물이 퇴적층의 두께에 의해 해저면으로부터 격리되어야 한다는 점이 중요 하다. 착암기 설치에 의한 심침투의 경우, 심해에서 30년 동안 축적한 기술력을 바탕으 로 착암 기기를 사용하여 방사성 폐기물이 처분된다. 이 방안에서는 해저면 아래로 수심 800m에 구멍을 뚫어서 포장된 방사성 폐기물이 처분된다. 다. 장단점해저처분의장점은다음과같다 :. 1) 어느정도회수성을제공할수있다. 회수성은수심과시추공의깊이, 각각위치하는컨테이너의설계와숫자, 시추공자체의형태, 다시메우는기술의선택에달려있다. 자유낙하처분은또한침투와물의깊이에따라회수성을제공함, 2) 해저면위치에의해생성된물리적격리와퇴적층에의해만들어진지질학적방벽을이용하는방안을통해, 방사능은수천년동안환경으로부터효과적으로격리될수있음, 3) 해저처분의세부방안은기술적으로나경제적으로실행가능한것으로고려된다. 모델링에서는포장은그대로있고, 퇴적층방벽은방사성핵종의대부분을수천년동안담고있어서, 단지소량만이일반대중에게도달할것으로나타날수있음, - 37 -
해저처분의단점은다음과같다. 1) 국제적인환경보호의무를위반함, 2) 환경적으로민감한지역에위해가됨, 3) 지속가능처분방식이아니다. 즉, 현세대에게는장점으로활용되지만, 미래세대에게는현세대에게부과된것보다더큰리스크가부과될수있음, 4) 국제적으로공인된조약또는법률의위반이며이것이앞으로도변화되지않을것으로예견됨 [CoRWM700 2006], 5) 해양처분에서해수가방사성폐기물에미치는영향과마찬가지로, 해저처분에서도지질학적매개체에의해운반되는방사성핵종은해수의하부에출현할때까지, 희석, 분산, 확산, 수착등의과정을거친다. 그러므로직접해저면에방사성폐기물을처분하는방법과비교할때, 해저처분방법은방사성핵종으로인한추가적인오염을제공하게됨. 라. 사례해저처분은전세계그어느곳에서도아직적용된사례가없으며 DEFRA와 DAC 문헌에이러한방법이언급되어있으나, 국제협약에의해현재금지되어있다. 영국과스웨덴등은해저면아래에건설된해저처분장에방사성폐기물을처분하는방안을고려해왔었다. < 그림 2-29> 에영국에서연구된방사성폐기물유형에따른처분절차가제시되어있다 [DEFRA014 2002]. - 38 -
< 그림 2-29> 방사성폐기물유형별해저처분절차 [DEFRA014 2002] 지중해의수심약 250m에서실시된 1986년실험에의하면, 침투기에의해만들어진입구통로는막혀졌고통로는주변의비방해퇴적층과동일한밀도의재생퇴적층으로채워져있었다. 1980년대에 OECD의후원으로영국의 SWG(Seabed Working Group) 는심해퇴적층에서의고준위방사성폐기물처분타당성을조사하여보고한바있다. 이개념에서부식방지컨테이너포장이나유리화포장된방사성폐기물은방사성핵종의이동지연을위해선택된해수흐름이느리고지질학적으로안정된심해저면에서최소한수심 4,000m 아래에저장된다. 이프로그램은 10년에걸쳐수행된후, 이방법에적절한해저면지역의실존여부를심각히고려해야하는것으로결론났다. 1980년대에는앞바다해저면아래의안정된대륙붕지역에저준위및중준위폐기물을위한시추공을뚫은처분장이조사되었다. 이처분방법에서는수심 2,000~3,000m까지시추하여약 900m 3 폐기물을채우는것이제안되었다. 약 300m 길이의콘크리트마개가각시추구멍을밀폐하게된다. 지름, 깊이, 컨테이너크기, 건설비용등의활용화방안에서가장실용적이면서자체지탱가능한시추공은지름 15m, 깊이 1,300m 규모를가지고있다. 그러나이러한유형의지름과깊이에관한기술적타당성은증명되지않았다. 마. 향후연구사업방향 1) 심해퇴적층내부처분과비교할때, 해저처분저장소설계개념은폐기물이어 - 39 -
느정도의미래회수성을고려하면서개발되는것이바람직하다. 이러한저장소에서의폐기물감시는해양처분의다른형태에비해문제점이적을것이다. 2) 폐기물의상태, 겉포장, 운송을위한기술요소들은입수가능하다. 깊은시추공과 X선투과계기기술을이용한천공및자리설치기술은제시되었지만깊은시추공폐쇄기술은제시되지않았다. 아직도많은폐기물-특정요소, 부지-특정요소등이조사되어야한다. 3) 해저처분대안에서소요비용은선택된기술과요구되는개발작업량에의해결정될것이다. 4) X-선투과기계측용문풀 (moon pool) 선박, 반잠수형정치대, 심해시추용시추선 / 시추대등으로수송부문은전문화되어야한다. 5) 퇴적층의흡착성질은퇴적층침투시설의효과에대해시추공뒷채움역할과함께앞으로더실험이수행되어야한다. 6) 이해저처분대안은해양협정에관해유엔법률이정하는바에따라서다뤄질것이다. 7) 이해저처분대안은 OECD 후원아래대규모국제적프로그램의주체였으나 1987년이후정지상태에있다. 다만안전성관점에서이대안은장점이있다. - 40 -
9. 빙하처분 가. 배경 1959년남극조약에따라남극이국제적관리하에있으므로, 남극대륙에방사성폐기물을처분하는것은모든조약서명국의동의하에서만가능하다. 그린란드빙하를관할하고있는덴마크는유사한금지사항을적용하는것을암시하였다. 빙하가없는국가의경우, 이대안은단지국가밖에서만가능하므로자동적으로국제적대안으로간주될뿐만아니라, 주요대륙의빙하에서빙하처분대안의실행은비핵국가를포함한국제적인동의가요구되며 [NIREX050 2002], 법률적관점에서볼때, 현재이대안의이행은국제조약에의해금지되어있다. 나. 개념특성빙하처분이란방사성폐기물을그린란드나남극대륙같은곳에서발견된안정된빙하에처분하는것을말한다. 방사성폐기물컨테이너는주변의빙하얼음을녹여, 방사성폐기물을빙하속으로깊이침강시켜인간의환경으로부터격리시킨다. 이때에두꺼운방벽으로만들어진방사성폐기물위에빙하가다시얼어방사성폐기물은환경과완전히격리되어안전성을확보한다. < 그림 2-30> 에빙하처분의개념도가도시되어있다 [NIREX050 2002]. < 그림 2-30> 빙하처분개념도 [NIREX050 2002] 기술적으로빙하처분은모든유형의방사성폐기물에대해고려될수있다. 그럼에도불구하고이것은고준위방사성폐기물처분방안으로만진지하게조사되었는데그이유는고준위방사성폐기물의붕괴열이얼음내부를녹이면서폐기물을스스로매장하는장점을이용할수있기때문이다. - 41 -
방사성폐기물을그린란드와남극대륙의매우두꺼운빙하에처분하는경우에, 다음과같은세가지주요개념이고려된다. 1) 용해, 2) 부착장치 이용 거치, 3) 표면 저장. 위의두개념은방사성폐기물의붕괴열이자체 - 융점강하가이루어질정도로클 때만적용될수있다. 중준위방사성폐기물은자체적인붕괴열발생이작으므로이방안에서배제된다. 각 개념을 상세히 설명하면 다음과 같다. 1) 용해 개념 : 발열 폐기물 컨테이너를 얼음 내의 얕은 시추공에 배치하여, 대략 10 년 이상의 기간 동안 자체-융점 강하로 빙하 기반암을 향해 아래로 녹게 한다. 2) 부착장치 배치 개념 : 케이블이 컨테이너를 표면 부착장치에 부착된다. 이때에 부 착장치는 200~500m 깊이의 얼음 안으로 컨테이너가 침투하는 것을 억제한다. 이 개념은 수백 년 동안 추가적으로 형성된 얼음이 부착장치를 덮기 전에 폐기물을 회수하기 위해서, 해빙이 통제되는 침투 깊이에 부착장치가 배치되도록 설계한 다. 3) 표면 저장 : 컨테이너는 최초에는 시설의 부두에 존재하는 얼음 표면 위에 건설된 저장 시설에 배치된다. 부두가 가라앉음에 따라 시설은 수백 년 동안 얼음 위에 남아 있도록 부상할 수도 있다. 그 후에 눈과 얼음이 쌓여 전체 시설은 천천히 빙하 안으로 침강하게 된다. 이 시설이 빙하 안으로만 침강하도록 하여, 기반암 까지 녹아서 내려가지 않도록 해야 한다. 전세계적 고준위 방사성폐기물 관리에 필요한 국제적 시설에 적합한 표면적은 700km 2 이상이다. 폐기물 컨테이너는 수 송 및 배치 중에 필요한 자체적 차폐 특성이 확보되도록 설계되어야 한다. 다. 장단점빙하처분의단점은다음과같다. 1) 증명된개념이아님, 2) 국제적인환경보호의무를위반함, 3) 환경적으로민감한지역에위해가됨, 4) 지속기능방안이아니라서미래세대를위태롭게할수있음, 5) 국제적으로공인된조약또는법률의위반이며미래에변화될만한것으로예견할수없음 [CoRWM700 2006], 6) 해당국에적절한빙하가있어야함 [NIREX050 2002], - 42 -
7) 이대안은국제적인수송을포함하는데, 안전성과대중수용성은고려하지않고경제성관점에서만보더라도, 영국의중준위폐기물과같이많은양이처분되어야하는경우에는이대안은불리하게될것임, 8) 빙하처분이감시와회수가능성을제공하기는하지만, 시간이지나면서이러한가능성은감소될수도있고빙하가변하지않는것은아니기때문에이대안은영구격리를보장하지못함, 9) 남극대륙에서빙하는한해에수 m의비율로중앙고원에서부터이동하고, 얼음은분리되어서빙산이되어결국해안에도달하게되며이것은수년에걸쳐서따뜻한여름바다에서녹게되므로지질학적인시간으로볼때, 방사성폐기물은해양환경으로까지노출될것임. 라. 사례이대안은그어떤국가나국제조직에의해서도실행되고있지않다. 남극대륙조약에서명한국가들은이러한빙하처분대안을거부하였고, 다만자국국경내의방사성폐기물관리를통한해결책에초점을두고있다. < 그림 2-31> 에영국의경우가도시되어있다 [2002DEFRA138]. < 그림 2-31> 방사성폐기물유형별빙하처분절차 [2002DEFRA138] - 43 -
빙하 처분에 대한 대부분의 연구는 남극 빙하에서 실험되었으며, 1980년 이후 이 대안은 특별히 고려되지 않고 있는 상황이다. 중요한 부지는 남극 대륙과 그린란드 뿐이다. 국제 조약은 남극에 이 대안을 적용하는 것을 명확히 제외시켰다. 덴마크 관할인 그린란드는 해양 처분 대안과 유사하게, 빙하 처분 대안에 제한을 두고 있 다. 1972년에 처음으로 국제 극지방 고준위 방사성 폐기물 처분장이 제안되었다. 이 제안은 1970년대의 영국 Nirex 보고서에서 광범위하게 논의되었으며, 미국 에너지 연구개발기구와 에너지성에서도 검토되었다. 마. 향후연구사업방향 1) 이빙하처분대안은대부분일반적수준에서만실험되었으므로, 폐기물의상태, 겉포장, 운송등을위한기술요소들은입수가능하다. 그러나폐기물특정, 부지특정요소들은더조사되어야한다. 2) 처분부지로의수송기술은더개발될필요가있다. 극지방해수에적합한특수수송선박, 특수수송비행기, 빙상수송차량, 운송및저장시설, 특수목적용배치장비등을선정하는데에필요한추가적인요구사항이고려되어야한다. 3) 이대안에서소요비용은운송비용및겉포장비용에의해좌우되지만, 대안의진행중간단계에서개략적으로산출될수도있다. - 44 -
1 0. 침강지구체구조를이용한처분 가. 배경지구내부에는침강지대가있다. 여기서침강지구체구조란침강지대를말하며, 지구지각가운데서서히침강하면서제거되는땅덩어리판을의미한다 [NWMO 2005]. 침강지대는지구표면전체에걸쳐많은곳에서나타나지만, 지질학적으로매우제한된지역에서만발견된다. < 그림 2-32> 에지구에분포되어있는침강지대가도시되어있다 [Engelhardt 2002]. < 그림 2-32> 침강지대의지역분포도그러므로국제적인해결책이모색되지않는한, 모든폐기물-생산국가가심해해구에있는침강지대에처분하는것은어려울것이다. < 그림 2-33> 에해구를포함한지구의내부구조모델이도시되어있다 [Engelhardt 2002]. < 그림 2-33> 지구내부구조모델 - 45 -
침강지구체구조를이용한처분도해양처분의형태이므로해양처분처럼국제협약에의해금지되어있다 [NIREX050 2002]. 이대안은해양협정에관한유엔의법률조문에따라다루어질것이다. 지금까지그어떤국가에서도채택되지않았지만, 단순히과학적인목적으로침강지구체지대에관한국제적인연구가활발히이루어지고있다 [DEFRA014 2002]. 나. 개념 특성 침강 지구체 구조를 이용한 처분이란 사용후핵연료를 지구 안으로 깊이 끌려 들 어갈 수 있는 해구 지역에 처분하는 것을 말한다. 침강 지구체 지대란 지구 지각의 밀한 부분이 소한 부분 아래로 이동하는 지역을 말한다. 그리고 지구 지각의 한 부 분 아래에서 다른 한 부분이 이동하는 것은 근해 해구로 나타난다. < 그림 2-34> 에 이러한 침강 지구체 구조를 이용한 처분의 개념도가 도시되어 있다 [NIREX050 2002]. < 그림 2-34> 침강지구체구조를이용한처분개념도 이 처분 방법은 사용후핵연료를 침강 지질구조 판내의 처분장에 배치하는 것이다. 이때에 지질학적 방벽은 폐기물이 침강 과정에 의해 맨틀로 운반되기 전에 생물권 으로 다시 들어오는 것을 방지하기에 충분해야 한다. 맨틀 내에서 방사능의 희석이 매우 커지게 되면 이 방사능이 생물권으로 돌아가는 시간은 수백만 년이 걸릴 수도 있다. 이와 같은 방법을 실제 적용하기 위해 다음과 같이 다양한 배치 기술이 고려 되고 있다. 1) 심해저면시추공및재래식터널뚫기등의배치기술, 2) 자유낙하침투기기술 : 알려져있는지질구조판활동지대내의퇴적층으로깊이침투하기에충분하도록설계된다면, 침투기는사용후핵연료를침강지구체구 - 46 -
조지역으로운반하기위한매개체로사용될수있음 [NIREX050 2002]. 밀봉된사용후핵연료는운반매개체인이동차량 (Submersible Transport Vehicle; STV) 으로단층중의한곳으로운반되어매장된다. < 그림 2-35> 에이동차량의한예가제시되었다 [Engelhardt 2002]. 이동차량은이단층의수백마일아래로도달되는수십만년동안견딜수있을것이다. < 그림 2-35> 특허출원중인이동차량 매장된사용후핵연료는침투기에의해침강지구체해저에서서로접한대륙지각아래의맨틀로이동해간다. 아래의 < 그림 2-36> 에는이동차량의이러한경로및침강과정이나타나있다 [Engelhardt 2002]. < 그림 2-36> 침강지구체이동차량의경로및침강과정 1) 침강해구에서이동차량은퇴적층표면아래에매장된다. 이동차량은대양지각의기반암표면에고정됨, - 47 -
2) 이동차량은 지구의 맨틀 안으로 서서히 끌려간다. 사용후핵연료 가운데 가장 위 험한 플루토늄은 환경에 해가 되지 않을 정도로 충분히 자연 붕괴된다. 이후에는 잠재적인 시스템 오류로 인해 환경이 방사능에 피폭될 위험도는 거의 없을 것임, 3) 이 지점은 지진이 시작되는 곳이다. 침강 지구체 구조의 지진으로부터 살아남을 수 있도록 이동차량의 디자인, 모양, 재료 등이 결정된다 : i) 이동차량에 가해진 외부 압력이 이동차량 밀봉 기능에 고장이 발생하지 않도록 내부에서도 동일한 압력 상승을 유발하도록 이동차량이 설계된다 ; ii) 형태는 이동차량이 바위에 걸 리는 것을 방지하도록 설계된다 ; iii) 재료는 주변 암석의 강도만큼 강한 것을 사 용함, 4) 이 지점에서 이동차량은 약 350~400 의 열 속에 있게 되는데 이것은 침강 지구 체 단층의 중심지임, 5) 이동차량은 대륙 지각의 아래 표면으로부터 맨틀로 들어온 물질 흐름에 의해 꾸 불꾸불한 맨틀로 생성된 맨틀지역에 위치하게 됨, 6) 깊이 약 200mile 아래에서 열기는 약 1100 로 상승한다. 이러한 온도와 깊이에 서 스테인리스 스틸은 부드러워지기 시작한다. 이동차량의 경로 중에서 기능 장 애를 일으키는 결함이 시작되는 곳이다. 이동차량은 압력-상쇄형 밀봉 설계 때문 에 재질인 스테인리스가 휘어져도 폐기물은 방출되지 않을 것임, 7) 깊이 약 300mile 지점에서 스테인리스가 온도 상승을 견디지 못해 마침내 녹게 되면 폐기물은 방출된다. 철과 주변의 마그마보다 몇 배 무거운 플루토늄 및 우 라늄 성분의 폐기물은 위 / 아래 맨틀을 통하여 서서히 가라앉게 된다. 이것이 아 래 맨틀의 바닥에 도달함으로써 외핵과 만나게 된다. 액상 철 성분의 외핵은 수 천 의 뜨거운 온도에서 유체처럼 흐른다. 사용후핵연료는 이 지역을 매우 쉽게 통과해 내핵의 외부 표면에서 정지하게 될 것임, 8) 연료봉 관과 같은 가벼운 구성요소들은 사용후핵연료와 함께 가라앉지 않을 수 도 있지만, 서서히 부유하여 대륙 지각의 바닥에 붙게 될 것이다. 투입 장소에 따라 이들 가벼운 요소는 수백만 년 내에 화산 밖으로 분출될 수 있다. 그 때에 이들 재료는 방사성 붕괴로 인하여 농도가 낮아져 궁극적으로 무해하게 될 것임. 사용후핵연료를밀봉한이동차량이침강지구체구조로부터내핵으로이동하는경로는아래의 < 그림 2-37> 에서볼수있다 [Engelhardt 2002]. 내핵으로의이동경로는다음과같이설명된다. - 48 -
< 그림 2-37> 이동차량이내핵으로이동하는경로 1) 이동차량은침강지구체단층해저의퇴적층에매립된다. 2) 260,000년후, 방사성붕괴로인해사용후핵연료로부터의위험은사라진다. 3) 사용후핵연료가방출되면서 1600 에서녹게되는깊이에이동차량은도달한다. 4) 사용후핵연료는주변의반소성맨틀보다더무거우므로서서히지구중심을향해내려간다. 5) 액상철로이루어진외핵에도달하게되면, 액상철이물처럼흐르기때문에이보다더무거운사용후핵연료는아래를향하여가속이붙게될것이다. 6) 마지막으로, 사용후핵연료는강한압력에의해고체상철이되어내핵의표면에서정지하게될것이다. 아래 < 그림 2-38> 에는영국에서연구된방사성폐기물유형에따른처분절차가제시되어있다 [DEFRA014 2002]. < 그림 2-38> 방사성폐기물유형별침강지구체구조를이용한처분 다. 장단점 - 49 -
침강지구체구조를이용한처분의장점은다음과같다 : 1) 기술적측면에서, 지구의자연적인지각운동을이용한처분개념이다 ; 2) 법적장애가해결된다면, 이는국제적으로공동처분을할수있는개념이다. 침강지구체구조를이용한처분의단점은다음과같다 [CoRWM700 2006]. 1) 입증된개념이아님, 2) 환경보호의무를위반함, 3) 해양운반이필요하므로환경적으로민감한지역에해가됨, 4) 국제적으로공인된조약또는법률의위반이며미래에변화될만한것으로예견할수없다. 라. 사례이대안은일반수준에서만실험되었을뿐, 그어느곳에서도실행되지않았다. 현재국제협약에의해금지되어있다 [NIREX050 2002]. 영국의경우, 침강지구체구조지대는앞바다이기마련이며, 영국의연안해역에는존재하지않는다. 그러므로영국에게이방법은개념상국제적으로해결해야하는대안으로여겨지며, 복잡함에직면하게될수있다. 그외에도이대안은국제적인수송을포함하므로, 안전성과대중수용성은차치하고라도, 영국과같이많은양의중준위방사성폐기물에있는경우에는경제적측면에서볼때불리할것이다 [DEFRA014 2002]. 마. 향후연구사업방향장기적인관점에서, 사용후핵연료를심해해구에있는침강지대에처분하는경우에, 다음사항이연구개발되어야한다. 1) 고압고온에서도방사성물질의누출을막을수있도록침투기설계기술이개발되어야함, 2) 이대안의기술수준을입증단계까지끌어올려야한다. - 50 -
1 1. 우주처분, 고도궤도로의처분및태양으로의수송 가. 배경우주처분은사용후핵연료나고준위방사성폐기물을우주공간이나태양으로방출함으로써지구로부터영구히제거하는데목적이있다. 폐기물은포장되어있으므로상상가능한모든사고시나리오에서도온전히포장안에남아있게될것이다. 포장된폐기물을우주로발사하는추진장치로는로켓또는우주선이사용된다. 나. 개념특성폐기물투기를위한궁극적인행선지는여러곳이있다. 즉, 태양안으로겨누는것을포함하여지구와금성사이의태양주변궤도에남겨놓는것과, 태양계모두로부터함께방출하는것이고려되고있다. 이러한방법이필요한이유는, 폐기물이지구로되돌아올가능성이있으므로, 폐기물을지구궤도가까이의우주공간에배치하는것으로는충분하지않기때문이다. 아래의 < 그림 2-39> 에우주처분의개념도가간략히제시되어있다 [NIREX050 2002]. < 그림 2-39> 우주처분개념도 이대안에서폐기물은지면으로부터로켓이나우주선내의탈출속도까지가속을위해최소한도로포장된다. 폐기물을배치하는곳에따라, 고지구궤도와태양궤도에배치하는방법에서부터태양영향범위까지적어도여덟가지의개념이시도되었다 [DEFRA014 2002]. 이대안에소요되는고가의비용으로인한이러한폐기물처분방법이고준위폐기물또는사용후핵연료에대해서만적합하다. 아래 < 그림 2-40> 에영국에서연구된방사성폐기물유형별우주처분과정이제시되어있다 [DEFRA014 2002]. - 51 -
< 그림 2-40> 방사성폐기물유형별영국의우주처분과정 다. 장단점 우주처분의장점은다음과같다. 1) 사용후핵연료의 고방사독성과 방사선을 환경과 인간으로부터 완전히 격리할 수 있음, 2) 사용후핵연료의 위협 부담을 다음 세대에 넘겨주지 않는 지속 가능한 방안으로 볼 수 있음. 우주처분, 고도궤도로의처분및태양으로수송하는단점은다음과같다. 1) 국제적인 환경 보호 의무를 위반함, 2) 환경적으로 민감한 지역에 위해가 됨, 3) 안전에 대한 위험도가 높음, 4) 대중 보건에 대한 위험도가 높음, 5) 얻어지는 이익에 대비하여 불균형을 이루는 과대한 비용이 든다 [CoRWM700 2006], 6) 우주 처분은 법에 의해 금지되고 있지는 않지만, 국제 우주법은 운영국이 지구 또는 우주 공간에 손해를 끼치는 것에 대하여 부담스러운 책임감을 강요함, 7) 이 대안을 채택하게 되면 폐기물의 무게를 감소하기 위하여 매우 높은 할증 비 용을 부과하게 될 것이다 [DEFRA014 2002]. - 52 -
라. 사례 이 대안은 처분에 드는 고비용과 발사 실패에 대한 위험도 때문에 수행되지 않았 으며, 연구도 더 이상 진행되지 않았다. 이 대안에는 거의 확실히 국제적 수송이 포 함될 것이며, 국제적으로 가능한 협력 국가의 범위는 제한되어 있다. 단지 프랑스, 미국, 러시아, 일본 및 중국만이 현재 발사 기술 개발을 위한 프로그램을 갖고 있 다. 우주 처분에 대한 대부분의 세부 연구는 1970년대 후반과 1980년대 초반에 미국 NASA에 의해 이루어졌다. 그러나 최근에 NASA는 로켓 이륙을 위하여 핵 보조추 진기를 사용하는 발진을 고려했는데, 이 제안에 대한 안전성 여부는 심각히 고려되 어야 한다 [NIREX050 2002]. 영국의 경우, 비용 분석 결과 일반적으로 재처리 후의 개별 폐기물 부분, 예를 들 어, 초우라늄 원소군에 대해서만 우주 처분을 고려하는 것으로 제한을 두었다. 현재 의 기술을 사용하여 벌크 폐기물, 특히 대량의 중준위 방사성폐기물을 우주 처분하 는 것에는 엄청난 비용이 들 것이다. 또한 대부분의 국가는 현실적으로 우주 처분 기구의 발사 기술 개발이 없으므로 이 대안이 실현되기 위해서는 반드시 국제적인 사업이 추진되어야 할 것이다. 특히 만일 재처리 방사성폐기물을 우주처분하는 경우 유리화와 시멘트고화체로 인해 폐기물의 무게가 많이 증가하므로, 우주 처분 대안은 현실성은 없다 [DEFRA014 2002]. 마. 향후연구사업방향사용후핵연료의우주처분에관한연구는장기적인관점에서고려되어야사항은다음과같다. 1) 처분대상물질의무게를감소시키는감량처리기술이개발되어야함, 2) 우주수송의비용을절감하는기술이개발되어야함, 3) 발진장치가사고로폭발하거나추락해도수송중인포장된폐기물이분산되지않을정도로건전성이보장되는가볍고견고한포장재료와포장기술이개발되어야함. - 53 -
1 2. 희석후환경으로의분산 가. 배경방사성물질을운영하면서방사능은주변환경 ( 대기, 토양및물 ) 으로어느정도방출될것이다. 이렇게배출된방사능은환경으로의분산과자연적인혼합과정에의한희석을겪을것이다. 방출된방사능의위험도수준이감내할수준이하로낮아진다면, 순수한과학적견지에서만보면, 대량의방사성물질이위험도수준을초과하지않는범위로희석후환경으로의분산방법으로방출될수도있을것이다. 나. 개념특성방출된방사성물질로부터나오는방사능은동물과식물에의해흡수되는데, 이때에유해한영향을주는선량이흡수될수있다. 이러한유해성은방사능의선량에비례한다고가정되고있다. 이를바탕으로위험도와손상이예측될수있어이러한방안에대한안전성을평가할수있다. 다. 장단점이대안의장점으로는방사능을환경방출하는데에소요되는비용이낮으나그단점은다음과같다. 1) 입증된개념이아님, 2) 환경보호의무를위반함, 3) 국제적으로공인된조약또는법률의위반이며미래에변화될만한것으로예견할수없음 [CoRWM700 2006], 4) 직접방출될수있는폐기물의량은국내및국제적동의와규제의대상임, 5) 희석과분산처분방법에있어서 OSPAR(Oslo and Paris Commissions) 와같은조약을통한다른국가들로부터의압력은이방법의활용을앞으로더제한할것임 [DEFRA014 2002]. 라. 사례실제이러한방법을적용하기위해서는방사능과환경보호원칙에따라가장실용적인환경대안, 발전소설계에서추가비용을수반하지않는가장가용한기술, 발전소운영에서가장실용적인수단등을나타내는처리방안을사용해야한다. 대부분의국가에서는상당량의방사성폐기물을위한직접적인관리방법으로희석과분산방안을효과적으로배제한다 [DEFRA014 2002]. 마. 향후연구사업방향 - 54 -
현재규제체제에서는이러한방법론의적용에는많은제약이있으며현실적으로 지역사회의반발이심할것이다. - 55 -
1 3. 우라늄과플루토늄의원자로에서의소멸 가. 배경 사용후핵연료 안에는 우라늄과 플루토늄과 같은 핵분열성 물질, 마이너 초우라늄 계열 원소 (Minor Actinides: 이하 MA), 장수명 핵분열생성물 (Long-Lived Fission Products) 등이 함유되어 있다. MA와 장수명 핵분열생성물은 고방사독성 물질에 속한다. 단위 발전량 당 고준위 폐기물의 발생량을 줄이기 위한 효율적인 진보된 핵연료 주기 (Advanced Fuel Cycles) 기술이 개발되고 있다. 예컨대, 사용후핵연료 내에 있 는 핵분열성 물질의 재활용 방안 이외에도, 사용후핵연료의 재처리 방안, 사용후핵 연료 내에 있는 MA의 소멸처리 등의 방안도 고려되고 있다 [ 고문성 2007]. 여기서 는 핵분열성 물질의 재활용 방안의 하나로 볼 수 있는 우라늄과 플루토늄의 원자로 내 소멸 방안을 소개하고자 한다. 우라늄과 플루토늄의 원자로 내 소멸 방안이란 두 가지 측면에서 고려될 수 있다. 첫째, 현재에는 방사성 폐기물로 분류되고 있지 않는 재처리후 우라늄과 플루토늄 의 비축량을 핵연료로 가공하여 기존 원자로에서 연소시키는 방안이다 [CoRWM749 2004]. 장래에 북한 체제 붕괴 시에, 이는 우리나라에는 없지만 북한에 있다고 알려진 핵무기급 핵분열성 물질의 처분을 위한 방안으로 활용될 수 있다. 마지막으로, 사용후핵연료 안에 함유되어 있는 우라늄, 플루토늄과 같은 핵분열성 물을 원자로 내에서 연소하는 방안을 말한다. 이 방안에서는 습식 재처리를 통해 회수된 플루토늄을 농축 우라늄과 섞어 만든 혼합산화물핵연료로 가압경수로에 장 전하여 닫힌 핵연료 주기에서 재활용하고, 넵티늄을 폐기물로 처분한다 [CoRWM749 2004]. < 그림 2-41> 에 경수로 원자로에서 플루토늄을 연소하는 핵연 료 주기 방식이 도시되어 있다 [NEA 2006]. < 그림 2-41> 경수로내에서플루토늄의연소를보이는핵연료주기 사용후핵연료관리에있어이러한연소방안의목적은핵연료자원의활용률을향상시키고, 고방사독성을감소시키며, 폐기물의부피를저감시켜원자력에너지의지속성을향상시키는데에있다. < 그림 2-42> 에경수로내에서플루토늄의연소와 - 56 -
고속로 내에서 플루토늄의 연소를 나타내는 핵연료 주기의 개념도가 도시되어 있다 [NEA 2002]. < 그림 2-42> 플루토늄의연소 기존의여러연구결과에따르면, 경수로에비해고속중성자스펙트럼장치가장수명핵분열생성물의변환이나재활용에있어서효율적임이입증되었다 [ 고문성 2007]. 그러므로경수로와달리, 장수명핵분열생성물대부분을고속로내에서연소시킴으로서장수명핵분열생성물핵종을저감하거나제거할수있다. < 그림 2-43> 에는사용후핵연료의경수로나제 4세대고속로내에서의연소를나타내는핵연료주기개념도가도시되어있다 [Bennett 2003]. < 그림 2-43> 사용후핵연료의원자로내연소 나. 개념특성우라늄과플루토늄을재활용한핵분열성물질은가공후에경수로또는고속로에 - 57 -
서핵연료로사용될수있다. 그러나현재상업용경수로에서연료가계속적으로여러번재활용되는것은고속로에서보다제한적이다. 왜냐하면, 경수로에서여러번재활용하는경우원치않는초우라늄원소들이적절한수준이상생성되어중성자효율을감소시키기때문이다. 반면에, 초우라늄원소의양과관련하여연소용고속로에서는매주기동안에파괴된양이생성된양에비해더많아진다. 이론적으로는초우라늄원소가핵분열되고파괴될때까지제한없는재활용이가능하다 [DOE 2006, p.8]. 그러나고속증식로에서우라늄이나플루토늄을연소시켜더많은핵연료자원을증식하는방안은기술적인성능측면이나경제성측면에서아직도완전히성숙된상태가아니므로플루토늄을혼합핵연료로가공하여경수로에서연소시키는방안에보다많은투자가이뤄지고있다. 보통혼합핵연료는이산화우라늄과플루토늄산화물을섞어만든혼합산화물핵연료를일컫는다. 실제로는, 플루토늄산화물을약 5~10% 함유한고속로용혼합산화물핵연료, 약 3~5% 함유한경수로혼합산화물핵연료, 1% 이하로함유한중수로혼합산화물핵연료등으로구분될수있다 [ 김현군외 2006]. 우라늄은어떤경수로에서도재래식핵연료로재활용될수있지만, 플루토늄은경수로에서재활용되기위해서는혼합산화물핵연료로가공되어야재활용될수있다. 그러므로혼합산화물핵연료를제조할제조공장이있거나, 없다면국제적차원에서혼합산화물핵연료수송이필요한데이경우국제적인반대세력에부딪힐수있다. 다. 장단점우라늄과플루토늄의원자로내연소방안은아래와같은장점이있다. 1) 현재사용후핵연료의재처리기술과핵연료가공기술이잘알려져있으므로이방안은기술적인측면에서실용화단계에있다고볼수있음, 2) 우라늄가격의급등에대한완충용으로재처리하여보관되고있는우라늄과플루토늄의비축량이앞으로방사성폐기물로분류되는경우에는, 장기적인폐기물관리방안의하나로이방안이활용가능하다. 또한이방안은미래형원자로에서활용할수있는방안의하나가됨. 그단점은다음과같다 [CoRWM749 2004]. 1) 이방안은소멸처리방안처럼폐기물처분방안이아닌하나의처리전략으로볼수있으므로, 이차적인폐기물의관리가필요함, 2) 국제적인혼합산화물핵연료수송에대한심한반대세력이있음, 3) 이방안에서플루토늄으로가공된혼합산화물핵연료를경수로에서장전하여재활용하는경우에, 전력생산비용이증가함, - 58 -
4) 우라늄핵연료경수로가혼합산화물핵연료를장전하여플루토늄을연소시키려는 경우에, 이경수로는신규인허가를얻어야하고, 새로운안전성입증이요구됨. 라. 사례플루토늄을원자로내에서연소시키는방안을실현하고있는국가로벨기에와스위스를들수있다. 이들국가는사용후핵연료의재처리로회수된플루토늄을혼합연료혼합산화물핵연료유형으로가공하여경수로에서연소시키고있다. 가압경수로는우라늄핵연료를장전하는원자로이지만, 설계변경없이현재제어계통으로그핵연료의 30% 까지혼합산화물핵연료를사용할수있으며, 노심핵연료의 50% 를혼합산화물핵연료로운전할수는있지만제어계통의재설계가필요하다. 다만경제적인측면에서원전사업자는혼합산화물핵연료가우라늄핵연료에비해연료가격이 2배정도비싸므로플루토늄의연소를꺼려하고있는실정이다. 미국은여러핵연료주기선진국과달리순수플루토늄을분리하지않는정책을고수하고있으나 2009년 4월폐기된 GNEP-TDP 프로그램에서 < 그림 2-44> 과같은사용후핵연료의재활용시스템을제시한바있다 [DOE 2006]. < 그림 2-44> 미국의사용후핵연료재활용시스템 마. 향후연구사업방향대부분의경수로는농축우라늄핵연료를연소하도록설계되어있다. 사용후핵연료의재처리를통해회수된플루토늄을사용한혼합산화물핵연료를연소하려면그에맞는원자로와원자로제어계통의설계가별도로개발되어야한다 [CoRWM632 2004]. 또한경제성을제고하기위해혼합산화물핵연료를경수로가아닌고속증식로에서연소하는새로운핵연료경로를개발할필요가있다. - 59 -
1 4. 폐기물감용을위한소각 가. 배경소각방안이방사성폐기물의발생량을감소시키기위한처리방안의하나로가장많이고려되고있는데이는일반적으로중저준위방사성폐기물에만적용될뿐사용후핵연료나고준위방사성폐기물에는적용되지않는다. 엄밀히말해서, 이방안은금속용융을통한방사성폐기물의감용방안같이처리전략의하나라고볼수있다. 폐기물은소각을통해발생량이줄어들게된다. 가연성폐기물을소각하는경우에잔여물로재가나오는데, 이것은처분에적합한유형이다. 소각에필요한시스템설계와실용화에관한광범위한지식이이미존재한다. 나. 개념 특성 소각 과정은 혼합 폐기물이 내포하고 있는 방사성 물질과 유해한 유기 화학물질 을 파괴하기 위해 활용된다. 소각을 통해 중저준위 방사성폐기물 발생량은 1/75로 감소될 수 있다. 소각 처리되는 폐기물의 유형에 따라 이러한 감소량은 다르다. 소각 대상은 기름이나 용매와 같은 가연성 저방사능 폐기물로 제한한다. 또한 흙, 폴리머, 플라스틱, 종이, 폴리에틸렌 봉지, 고무, 면, 유류 및 나무 등과 같이 가공할 수 있는 유형의 폐기물에 적용된다. 소각 산출물은 설치된 시스템의 유형에 따라 다양하다. 시스템 가동 시간은 소각로에 공급된 폐기물 재료에 따라 다르다. 소각 시스템은 정밀한 대기 오염 제어 장치, 자동 공급 시스템, 유리화 공장 등을 포함한다. 소각로의 가격은 디자인, 건설, 실증, 장비, 인허가에 드는 비용 등으로 산정된다. 상업용 소각로의 가격은 60만 ~180만 파운드에 이른다 [CoRWM777 2004]. 운영 비용은 처리되는 폐기물의 유형에 따라 다르다. 어떤 경우에는 전처리 및 후 처리가 요구될 수도 있다. 또한 플라스틱 같은 폐기물 유형에서는 더 오랜 시간동 안 더 높은 온도에서 폐기물을 소각하는 시스템을 요구하며, 더 비싼 운영 비용을 초래한다. 이들 소각 시설은 저준위 방사성폐기물을 가공할 수 있는 원자력 부지에 설치된다. 현재 다양한 소각로가 원자력 부문과 비 원자력 부문에서 사용되고 있으며, 그 중 가장 흔히 사용되는 것으로 회전식 킬른 소각로, 공기 제어 소각로, 과잉 공기 소각 로 등이 있다. < 그림 2-45> 에 회전식 화로 소각로, < 그림 2-46> 에 공기 제어 소각 로, < 그림 2-47> 에 과잉 공기 소각로가 도시되어 있다 [EPA 1995]. - 60 -
< 그림 2-45> 회전식킬른소각로 < 그림 2-46> 공기제어소각로 < 그림 2-47> 과잉공기소각로 - 61 -
일반적인소각과정에는산소를사용한유기물산화가포함된다. 혼합폐기물, 방사성폐기물, 또는유해한폐기물등의처리를위해소각을활용할경우, 필요한연소산소가공급되도록많은량의공기가사용된다. 또한폐기물과산소의혼합, 완전한열전달등이실현되도록난류가사용된다. 다양한모든유형의소각로에서나오는최종산출물이재이며, 이것은처분단계에앞서처리단계를거쳐야한다 [CoRWM777 2004]. 다. 장단점소각방안의장점으로는이소각방안은현재처리및감용을위한입증된기술이다. 이러한소각시설은현재저준위방사성폐기물을처리하기위해원자력시설에설치되어운영되고있다. 그단점은다음과같다. 1) 대기중의방사성핵종과해로운배기가스양을감소하고제어하기위하여소각처리기술에는대기오염제어장치나미세먼지여과시스템과같은추가적인시스템이요구되며, 2) 환경규제기구의규제로인해대기에방출되지못한방사성잔여물은어떻게해서든지처분될필요가있다. 폐기물의발생량은감소하겠지만, 잔여물의전체적인방사능농도는더높아질것이다. 그어떤종류의소각방안에대해서도심한지역사회의반대세력은늘있게마련이다 [CoRWM749 2004]. 라. 사례유해폐기물의소각은 19세기이래로산업계에서행해져왔다. 자치도시와병원및산업계의소각로와화장장은지난수십년동안영국, 프랑스, 독일및미국등전세계에걸쳐건설되었다. 방사성폐기물과관련하여, 영국에는대부분의원자력발전소에소각로가건설되어활용되고있다. 일부국가에서는의료와관련된일부폐기물이소각된다. 몇몇가정용폐기물도그대로소각된다. 대부분의국가에서는저준위방사성폐기물에대해제한된발생량에대한소각이라도환경기구의소각승인을받아야한다. 영국의경우, 프랑스가이미이러한소각시설을갖추고있고공동운영을위한기회도마련되어있으므로이의활용방안도고려되고있다 [CoRWM749 2004]. 캐나다온타리오주원자력발전회사인 OPG에는저준위방사성폐기물을처리하는소각로시설이있다. 소각시설에서처리될폐기물의방사성핵종최고세기는베타선 / 감마선방출방사성물질에대해 1.16 10 7 Bq/liter, 삼중수소로오염된폐기물에대해 3.55 10 9 Bq/litre 등에달한다. 이소각로는하루에 2000kg 고형및액체폐기물을처리할수있도록설계되어있다. OPG가운영하는공기제어소각로의경우, 폐기물은평균 1/150의감소량에이른다. 재의회반죽양이 100% 증가하면소각으로인한최종적인감소량은약 1/75이된다 [CoRWM777 2004]. - 62 -
마. 향후연구사업방향감용을위한소각방안이방사성폐기물의장기적인관리옵션으로채택되어야하는지는여러각도에서앞으로더고려되어야한다. 원자력부문및상업화측면에서, 용융염산화반응, 습공기산화반응, 초임계수산화반응, 매개전기화학산화반응등의기술에대한경험이부족한실정이다. 그러므로앞으로경험축적과데이터베이스구축이필요하다. - 63 -
1 5. 폐기물감용을위한금속폐기물의용광로내용융 가. 배경 방사능에 오염된 금속은 방사성 금속이 된다. 방사성 금속 같은 많은 양의 방사성 폐기물은 현재 그리고 앞으로도 계속해서 원자력 시설의 폐로 단계에서 발생할 것 이다. 이들 다량의 금속 폐기물의 부피를 줄이기 위해 폐기물 감용을 위한 금속 폐기물 의 용광로내 용융 방안이 고려되고 있는데 사용후핵연료 관리 방안으로 적용 가능 성은 매우 낮다. 나. 개념 특징 용광로에 있는 방사성 금속이 높은 온도에서 녹으면, 용융된 금속으로부터 방사능 을 갖고 있는 중요한 부분은 분리될 수 있다. 고형 방사성 폐기물, 특히 저준위와 중준위 폐기물을 관리하기 위하여 금속 폐기물을 용융한다. 이 대안에서는 폐기물 의 양과 유형을 결정하는 일, 어느 폐기물이 용융될 수 있는지를 확인하는 일도 포 함한다. 금속 폐기물의 양을 줄이는 수단으로 대량의 용융 물질을 금속괴로 만든다. 또한 희석의 수단으로도 주괴의 사용이 제안되었다. 다시 말해, 방사능을 희석하거나 제 한사항에서 면제되는 물질을 창조하기 위하여 방사성 금속 및 비방사성 금속이 결 합될 수 있다 [CoRWM749 2004]. 방사성 금속의 용융은 다음과 같은 세 가지 용도로 쓰인다. 1) 폐기물규모또는발생량의감용, 2) 오염물질의분리, 3) 대량의금속내부의오염물질의균질화. 폐기물의감용과관련하여, 중준위금속의용융이단지양을감소하기위해사용되는경우, 다른용융시설의감용인자에기초하여중준위금속의현재양은 72000 m 3 에서부터 12000~18000 m 3 까지로감축할수있다. 오염물질의격리 / 분리와관련하여, 용융된금속은대량의오염물질을내포하고있는슬래그형태로떠있다. 그밖에휘발성금속과금속산화물을포함하는가연성 / 휘발성물질은증발을통해진공용융장치에의해내포되어슬래그안이나, 배기가스시스템으로유입된다. 대량의금속내부의오염물질의균질화와관련하여, 용융이진행되는동안균질화작용에따라방사능농도는떨어질것이다. 이러한현상은방사성물질의특성및적합한처분시설의결정에영향을미칠것이다. 방사성금속용융은전세계적으로저준위금속의처리에적용되었다. 이러한결과 - 64 -
물을시장에적용하기위해서는생산물에대한엄격한취급기준이있어야한다. 또한처리과정을감시하고확인할수있는정확한통제가요구된다. 방사능에대한불안감이대중과사업자사이에지속되기때문에, 이런물질에대한시장이있는지에관한쟁점도현존한다. 방사능으로오염된금속의사용에대해대중이인식할필요가있다. 원자력산업에서의재활용을목적으로하는경우에, 방사성금속의처리를위해서는처리공장이원자력부지내에입지해야한다. 용융된금속은폐기물을담는컨테이너나차폐물질로재활용될수있다. 이금속은주로처분포장용으로활용될것으로예상된다. 원자력산업에서금속수요는제한되어있다. 금속잉여산물이처분포장의수요를초과할것으로기대된다. 감용처분을위해용융하는경우에, 표면오염이미리제거될필요가없다. 그리고폐기물물질의분리가거의필요하지않다. 용융에의한감용인자는 4~6에이른다. 따라서처분비용도매우감소된다. 용융을통해폐기물은균질화되고안정화되므로폐기물의포장요건도간단해진다. 일반적으로금속은전기아크또는전기유도가열등을통해용융화로에서용융되며, 유동성을가지게된다. 마찬가지로방사성금속의용융을위해사용되는입증된용융기술로는 1) 전기아크기술, 2) 전기유도가열기술등이있다. 전기아크기술에서사용하는 3상아크용융로안에있는금속은세개의전극사이에간접적으로흐르는전류에의해가열되고녹는다. 전기유도가열기술에서사용하는유도용융로는직류전기로인데전자기유도에의해전도체가이차전류를만들면이전류가금속안에서열을만들어금속을녹이게된다. < 그림 2-48> 에독일의 Siempelkamp 시설에서사용되는유도용융시스템의개념도가나타나있다 [CoRWM778 2004]. - 65 -
< 그림 2-48> 독일의유도용융시스템개념도 다. 장단점 방사성금속용융대안에서장점은다음과같다. 1) 방사능으로 오염된 금속의 용융 기술은 입증된 기술이다. 유도 용융 시설은 대부 분의 산업용 금속 용융 시설을 위한 기술로 선택되고 있음, 2) 금속 용융을 통해 주괴가 만들어지므로 비용 절감이 가능함, 3) 주괴는 폐기물을 균질화가 가능해 방사능 농도는 낮아져서 처리된 폐기물은 더 단순해짐, 4) 주괴는 폐기물 최종 포장을 안정시켜 주며, 이로써 폐기물의 추가적인 포장이 필 요하지 않다. 그단점은다음과같다. 1) 유도용융로는슬래그제거를위해열려있는상태이므로먼지와가스가빠져나가는것을방지하는밀봉이매우어려움, 2) 2004년현재중준위방사성폐기물의처분비용에관한정량적자료가없고, 중준위방사성폐기물에관한비용산출은불가능한실정임, 3) 처분대안으로용융을고려할경우, 재활용기회가없어비용창출효과가없음 라. 사례용융기술은현재여러나라에서저준위방사성폐기물금속의용융을위해사용하고있으며, 잠재적으로는중준위방사성폐기물에도적용될수있으나사용후핵연 - 66 -
료나고준위방사성폐기물관리방안으로는고려되지못한다. 현존하는산업용방사성금속용융시설에는유도용융기술이사용되고있다. 현재프랑스, 독일, 스웨덴, 영국, 미국등에있는일곱개발전소에서가동중이며, 중앙집중식금속용융시설의가동을통해방사성금속폐기물의관리에대한통합전략을개발하였다 [CoRWM778 2004]. 프랑스의경우, 폐기물처분방안의하나로서금속용융이 1999년 2월부터 CENTRACO에서파쇄금속에대해가동중이다. 이곳에서는감용비율이 1/10~1/20 범위에이른다. 독일의 Siempelkamp 시설에서는 1984년이래로유도용융로 GERTA를도입하여사용하고있다. 1998년부터는천연방사성물질, 독성의오염물질, 또는화학적오염물질을처리하고있다. 영국에서는용융시설에서처리될중저준위방사성금속폐기물의잠재적인규모를파악했다. < 그림 2-49> 에동연구에서고려된금속용융의처리규모가나타나있다 [CoRWM778 2004]. Metallic Radioactive Waste Quantity awaiting conditioning: LLW (85%) 446 000t ILW (15%) 70 000t Source: Decommissioning (D) / Operational (O) (O) 66 000t (D) 383 000t (O) 39 000t (D) 31 000t < 그림 2-49> 영국의금속용융처리규모 마. 향후연구사업방향미래의방사성금속폐기물의관리에있어서잠재력을갖는용융방안이다음과같이여러측면에서연구개발되어야한다. 1) 경제적인 측면에서, 가장 효과적인 비용 전략을 세운다. 용융 공장에 관한 비용 효과성이 명시되어야 한다. 2) 정책적인 측면에서, 정부 정책 및 안내 지침, 폐기물의 최소화 및 지속가능성의 원칙에 따르는 관리 정책을 개발해야 한다. 3) 전략적인 측면에서, 방사성폐기물 금속 용융에 관한 입증된 기술을 프로젝트 차 원이나 부지 차원에서보다 국가 차원에서 활용하는 혁신적인 방법을 검토해야 한다. - 67 -
1 6. 해외위탁재처리 가. 배경사용후핵연료가재처리기술을통해분리되면다음과같은다양한유형의방사성물질이얻어진다. 고체폐기물가운데플루토늄은전체의약 1%, 고준위핵분열생성물과 MA는 3%, 우라늄은 96% 를차지하고, 나머지는환경으로직접방출되는기체 / 액체폐기물등이있다 [Greenpeace 2005a]. 사용후핵연료의재처리방식에서는아직도연소되지않은채로남아있는우라늄과새로생성된플루토늄을화학적공정과물리적인공정을통해회수하여혼합산화물핵연료형태로재활용하려는것이다 [NWMO 2005]. 예를들어, 33,000 MWD/MT 연소와 10년냉각기상태에있는 1 톤사용후핵연료안에함유되어있는우라늄은 955.4kg, 플루토늄은 8.5kg에해당한다 [Bennett 2003; Todd 2008]. 이방식을활용한다면, 피복제와기타하드웨어를제외한사용후핵연료안에있는금속의약 96% 는재생되고나머지 4% 정도가방사성폐기물로영구처분된다 [Todd 2008]. 이와같이재처분방안은사용후핵연료로부터핵연료자원의재활용뿐만아니라방사성폐기물의발생량을저감할수있게한다. < 그림 2-50> 에상용화재처리공정인 PUREX 공정의흐름도가도시되어있다 [Bennett 2003]. < 그림 2-50> 재처리 PUREX 공정흐름도 사용후핵연료의장기적인관리방안의하나로재처리방안은핵연료주기선진국에서는상용화되어있다. 그러나미국의경우는재처리방안의경제성이떨어져레이건행정부이래재처리를무기한연기시키고있다 [Wolfe et al. 1985]. 재처리서비스장소에따라, 재처리방식은자국재처리방안과해외위탁재처리방안으로분류될수있다. 현재사용후핵연료의자국재처리방안은영국, 프랑스, 러시아, 일본등에서상용화규모로활용되거나근시일내가동을시작할예정이다 [ 김병태 2004]. 한국의경우, 핵확산저항성이비교적높은 PUREX 방법등은한반도비핵화선언입장과한미원자력협정과같이우리나라가처한국제적인여건을고려해관련기초연구조차수행하지않고있다. 현재사용후핵연료의해외위탁재처리방안은벨기에, 네덜란드, 이탈리아, 스위 - 68 -
스등유럽국가에서활용되고있다. 해외위탁재처리방식은재처리를해주는국가인프랑스, 영국등과의계약을통해실용화된방식이다. < 그림 2-51> 에프랑스와영국에있는재처리시설이나타나있다 [ 최병일 2008]. < 그림 2-51> 프랑스라하그 ( 좌 ) 와영국셀라필드 ( 우 ) 에있는재처리시설 프랑스라하그시설은프랑스자체 EdF 원전에서수송된약 1,200톤의사용후핵연료를자국재처리할뿐만아니라유럽과일본의전력회사들이수송하는사용후핵연료를위탁재처리하고있다 [Greenpeace 2005a]. 나. 개념특성재처리란사용후핵연료로부터핵분열가능한물질인우라늄과플루토늄을추출해내는것이다. 재처리시설에도착한사용후핵연료는재처리전에먼저일정기간동안저장되어냉각된다. 이렇게냉각된사용후핵연료를질산에용해시켜우라늄과플루토늄을추출하고, 그다음에잔류핵분열생성물과초우라늄계열원소들을분리해낸다 [ 김병태 2004]. 그러나재처리과정에서도고준위방사성폐기물뿐만아니라다양한저준위 / 중준위방사성폐기물이생산된다. 처음에는습식용매추출법인 PUREX 공정이개발되었다 [ 김병태 2004]. 그러나지금은전세계적으로 UREX+ 공정, COEX 공정, NUEX공정같은다양한 PUREX 변형기술이개발되고있다 [Todd 2008]. < 표 2-4> 에각기다른 UREX+ 공정을통해분리가능한방사성물질들을요약하였다 [Collins 2005]. - 69 -
< 표 2-4> UREX+ 공정 해외 위탁 재처리 방안을 활용해 사용후핵연료의 재처리를 원하는 국가는 프랑스 북부 라하그에 있는 COGEMA사 공장 또는 영국 셀라필드에 있는 BNFL사 공장을 사용하기 위한 계약을 하게 한다. 습식 재처리 공정에서 추출된 원자로급 플루토늄은 우라늄과 혼합하여 혼합산화 물핵연료로 가공된 후 고속증식로, 경수로, 중수로에서 핵연료로 재사용될 수 있다. 그러나 경수로에서 사용되는 경우에는 매 주기 마다 핵분열할 수 없는 플루토늄 동 위원소의 비율이 증가하므로 경수로에서의 재활용 횟수는 매우 제한적이 된다. 반 면에, 고속로에서는 이러한 플루토늄도 연소시킬 수 있으므로 이론상으로 볼 때 재 활용에 제한이 없다. 1976년 이후 영국이 해외 위탁국과 맺는 재처리 계약에 따르면, 사용후핵연료의 재처리 과정에서 생산된 모든 고형 방사성 물질은 위탁국의 재산이다. 영국 정부 정책은 이들 폐기물이 사용후핵연료의 발생국으로 반송되어야 하는 조건을 계약에 포함시키고 있다. 방사성 물질의 수송은 잠재적으로 위험하므로, 국제 규약이 엄격 하게 준수되어야 한다. 영국에서는 반송될 방사성 물질의 부피를 최소화하기 위해 폐기물의 대체 개념을 적용하고자 노력하고 있다. 이러한 대체 개념은 고방사능을 갖는 고준위 폐기물의 재처리는 고준위 폐기물보다 더 많은 부피의 낮은 방사능을 갖는 저준위 / 중준위 폐기물을 만들어 낸다는 사실에 바탕을 두고 있다 [NIREX050 2002]. < 그림 2-52> 에 영국 회사 BNFL(British Nuclear Fuels Ltd.) 이 사용후핵연료의 해외 위탁 재처리에 필요한 수송을 위해 운영하고 있는 PNTL 특수 용도로 건조된 수송선이 도시되어 있다 [Martiniussen 2001]. - 70 -
< 그림 2-52> 영국 BNFL 의고준위방사성물질수송선 다. 장단점 해외위탁재처리방안의장점은다음과같다. 1) 이방안은오래전부터상용화된기술이며, 현재일부국가에서시행되고있는기술이다. 위탁재처리로얻어진플루토늄을사용한혼합핵연료가경수로의일부노심에서사용되고있다 [ 유재형외 2007]. 2) 핵연료자원의활용률을높일수있으므로핵연료확보가안정적이고에너지의해외의존도가낮아져에너지안보의취약성이개선될수있다. 3) 영구처분할방사성폐기물의발생량이저감된다. 4) 채광및농축단계에드는비용을줄일수있다. 해외위탁재처리방안의문제점이나단점으로는다음이고려될수있다. 1) 이방안에서는최종물질로단일우라늄과단일플루토늄이생산되므로핵확산저항성이낮다 [ 유재형외 2007]. 2) 사용후핵연료해외수송이필요하므로해상수송시방사능방출위험도가높다. 3) 우리나라가처한제한사항 ( 예 : 한반도비핵화선언, 한미원자력협정 ) 때문에, 핵확산저항성이낮은해외위탁재처리방안을채택하는경우에, 기술적문제는없으나국제적인핵비확산차원에서미국을비롯한국제사회의사전동의를필요로하는방안이다 [ 박기철 2008]. 4) 상대적으로비용이높고반환폐기물중간저장시설도입이필요하다. 라. 사례해외위탁재처리를하는나라에는벨기에, 네덜란드, 이탈리아, 스위스, 독일, 일본등이있다. COGEMA사가라하그시설에서경수로사용후핵연료로부터재처리한재처리우라늄의누적량추이가 < 그림 2-53> 에나타나있다 [Greenpeace 2005a]. 프랑스의자국재처리누적량뿐만아니라네덜란드, 스위스, 벨기에, 일본, - 71 -
독일등의해외위탁재처리우라늄의누적량도나타나있다. 2003년도에는 18,000 톤이상의재처리우라늄이제조되었으며, 그중반정도가프랑스자국의사용후핵연료로부터, 나머지반정도는주로독일을포함한해외위탁된사용후핵연료로부터발생한다. < 그림 2-53> 라하그시설에서제조된재처리우라늄의누적량증가추이 벨기에, 네덜란드는 재처리 국가 정책에 따라 프랑스 위탁 재처리 방안을 이용하 고 있다. 이탈리아는 해외 위탁 재처리 방식과 부지내 건식 저장 방식을 병행하고 있다. 스위스에서는 사용후핵연료 일부는 건식저장, 일부는 프랑스 위탁 재처리를 진행 하고 있다. 반송된 재처리 폐기물은 중간 저장 시설에 보관되고 있다 [ 최병일, 2008] 독일은 발생한 사용후핵연료의 일부를 프랑스와 영국에 있는 재처리 시설로 수송 하여 해외 위탁 재처리를 활용했었다. 해외 위탁 재처리 이후에 발생한 고준위 방 사성폐기물은 독일로 반송된 후에, 독일 Gorleben 중앙집중식 중간 저장 시설에 보 관되었다. 독일은 2002년 4월 원자력법 수정안에 따라 2005년 7월 1일까지만 재처 리용 수송을 허용한다 [Beckmerhagen et al. 2004]. 일본은 관리 정책으로 중간 저장 및 해외 ( 프랑스, 영국 ) 위탁 재처리 방식을 이용 해 왔었다. 해외 위탁 재처리 방식을 채택한 일본은 장기 왕복 수송을 통해 유럽 지역으로 사용후핵연료를 보내기 위해 수송 용기 단위 저장법을 사용하였다 [Wolfe et al. 1985]. < 그림 2-54> 에는 해외 위탁 재처리 후에 유럽 지역에서 일본으로 보 내질 플루토늄의 가능한 해상 수송 경로가 표시되어 있다 [Martiniussen 2001]. - 72 -
< 그림 2-54> 일본으로이송되는플루토늄의잠재수송경로 일본에서는 2001년부터해외위탁재처리를위한사용후핵연료의국외이송이금지되었으므로해외위탁재처리대신에국내재처리방식이도입되었다. 이를위해로카쇼무라재처리공장이 2007년에운영될예정이다. < 그림 2-55> 에로카쇼무라재처리시설전경이나타나있다. < 그림 2-55> 일본로카쇼무라재처리시설 마. 향후연구사업방향현재상업화단계에있는 PUREX 습식재처리공정에비해핵확산저항성이더높은선진습식재처리공정이연구개발되고있다. 이러한선진재처리기술에서는사용후핵연료로부터플루토늄을순수하게단독으로추출하지않고우라늄이나여러가지원소들과함께추출하여핵물질의전용을어렵게하려는것이다. 재처리과정에서는나오는또다른방사성폐기물도효율적으로소멸할수있는혁신적인미래원자력시스템의연구개발이필요하다 [ 황순택 2005]. 또한, 장기적인관점에서해외위탁재처리방안을활용하려한다면, 이방안에서수반되는수송리스크를저감시키는수송시스템의연구개발도필수적이다. - 73 -
1 7. 국내재활용 가. 배경사용후핵연료에서우라늄이나플루토늄과같은핵연료자원을회수하여재활용하려는습식재처리기술 ( 예 : PUREX 공정 ) 은일부국가에서오래전부터상용화되어왔다. 이러한기존의기술은핵확산의가능성, 고준위폐기물관리에따른환경 / 비용문제등에직면해있다. 이를극복하기위한재활용방안으로 1) 경 / 중수로재활용방안 ; 2) 건식재활용방안이고려되고있는데여기서는건식재활용방안에초점을두어소개하려한다. 우리나라와같이경수로와중수로가모두운영되고있는경우에, 경수로에서나온사용후핵연료를재처리하지않고건식 OREOX 공정에의한열적기계적처리만하여중수로의 DUPIC 핵연료로재활용하는방안이개발되고있다. 이방안은강한방사선을내는핵물질을다루므로차폐시설이나원격제조기술등이연구개발되어야한다 [ 김병태 2004, 김현군외 2006]. < 그림 2-56> 에 DUPIC 핵연료주기개념이도시되어있다 [NEA 2006]. < 그림 2-56> DUPIC 핵연료주기 여기서논의될또다른재활용대안으로건식재활용방안이있다. 핵확산방지에초점을두고있는건식공정을통해사용후핵연료를재처리하는기술이세계여러나라에서활발히연구되고있다 [ 유재형외 2007]. 건식재활용에서는금속핵연료를 LiCl, KCl, 또는고온융염에녹인후금속고유의산화 / 환원전위차를이용하여선택적으로분리한다. 산화물핵연료가적용되는경우에는추가적으로산화물을금속으로전환하는공정이필요하다. 이러한기술을통해사용후핵연료중에잔류하고있는우라늄자원은재활용될수있고, 고준위방사성폐기물의발생량은저감될수있으므로, 고온전해분리공정이사용후핵연료의재활용방안의하나로고려되고있다 [ 이종열외 2008]. 나. 개념특성 - 74 -
경수로에서발생한사용후핵연료는일정기간물속에저장하여방사능및발열량을저감시킨후, 고온전해분리를위한처리시설로운반된다. 그후에일련의건식재활용공정을통해처리된다. 이러한건식공정은전혀유기용매를사용하지않기때문에사용후핵연료의냉각기간이짧아도되며, 습식공정에비해핵임계안전성도높다. 건식재활용기술은크게 1) 산화물의금속처리 ; 2) 산화물처리등두가지로구분될수있다. 이러한처리기술은어떤형태의연료가원자로에사용되느냐에따라결정되는데, 우리나라의차세대원자로에쓰는핵연료특성을고려하여고온전해분리공정에중점을두고있다. < 그림 2-57> 에건식재활용공정이도시되어있다 [ 유재형외 2007]. < 그림 2-57> 가압경수로사용후핵연료의고온전해분리공정 고온전해분리공정은다음과같이구성되어있다 ; 1) 기계적전처리 : 사용후핵연료집합체를차폐공간내부로이송, 집합체를해체하고연료봉을일정한길이로절단 / 분리하는과정을일컫는다. 2) 분말화공정 : 이산화우라늄은산화되면서분말형태로바뀐다. 이과정에서기체형태로존재하는대부분의핵분열생성물과일부금속원소는산화반응을통해휘발성화합물로전환되고반응기에공급된공기와함께배기가스처리공정으로유출된다. 3) 산화물전해환원공정 : 산화물을금속으로처리하는공정에서산화물로된연료물질을전해정련에앞서전기적인환원법에의해금속형태로바꾸는공정이다. 금속형태로된대부분의우라늄, 초우라늄원소등은 LiCI 용융염으로부 - 75 -
터분리되어다음공정으로공급된다. 용융염 LiCI에함유되어있는고가의 Li는전해법으로회수된다. 4) 전해정련공정 + 전착물회수공정 : 금속형태로전환된연료물질로부터우라늄을선택적으로분리 / 회수하기위한공정이다. 각종금속고유의깁스에너지전위차이를이용하여전기분해를통해원소를그룹별로선택적으로분리할수있다. 이공정에서는우라늄만회수하는것이목적이므로, 양극 / 음극사이의전위를조정하여초우라늄계열원소가전착되지않도록한다. 5) 전해제련공정 + 전착물회수공정 : 전공정에서용융염에아직남아있던일부우라늄과초우라늄계열원소를회수하기위하여 2차전해조작이수행되는과정이다. 우라늄, 초우라늄계열원소, 희토류가혼합물상태로함께분리된다. 이때초우라늄계열그룹내에포함되어있는불순물은방사선량 ( 감마선및중성자선 ) 준위와발열량을높이므로핵확산저항성을높이고, 핵연료물질로사용하기위해차폐공간내에서가공과취급을필요로한다. 또한미래형원자로의핵연료로사용될때에이러한불순물로인해중성자효율은그만큼저하된다. 6) 우라늄주조공정 : 금속형태로회수된우라늄전착물로부터혼합된용융염을증발시켜제거한후남아있는우라늄을고온에서녹여주조장치에공급하여주괴로고형화하여밀봉하는공정을말한다. 7) 배기가스처리공정 : 사용후핵연료의고온처리과정에서발생하여기화되는휘발성성분, 즉기체상의방사성폐기물을포집고정화하는공정이다. 특히분말화공정에서방출되는물질을여과기, 용매, 고체흡착제등을이용해흡착하는공정이다. 8) 염재생공정 : 산화물전해환원공정에사용되는 LiCI염과전해정련공정에사용되는 LiCI/KCI염을조금씩연속적으로시스템바깥으로뽑아내어재생시킨후다시시스템안으로순환시키는개념이다. 현재수명이다한용융염을고화처리하는기술이알려져있다. 용융염에포함된핵분열생성물을연속적으로제올라이트에흡착시켜제거하는방법도고려되지만흡착제자체가또다른폐기물로발생하는단점이있다. 9) 폐기물처리공정 : 고온전해분리공정에서발생하는폐기물에는금속폐기물 ( 예 : 집합체부품, 피복관 ), 사용이끝난용융염 (LiCI염, LiCI/KCI염 ) 폐기물, 배기가스로발생하는기체폐기물, 각종처리공정에서발생하는 2차폐기물등이있다. 이가운데서용융염폐기물은고준위방사성폐기물에해당한다. 이를유리형태로용융 / 고화시켜처리하는유리화기술이미국및러시아에의해개발되고있다 [ 유재형외 2007]. 다. 장단점이대안의장점은다음과같다 : 1) 기술적인공정에서큰어려움없이우라늄과초우라늄계열원소들을회수하여 - 76 -
핵연료로 재사용할 수 있다. 2) 핵확산 저항성이 우수하다. 고온전해분리 공정의 초우라늄계열 원소 제품은 희토 류가 방출하는 감마선 외에도 초우라늄계열 원소의 자발 핵분열에 의한 중성자 때문에 사람이 함부로 접근하기에는 위험한 수준이다. 따라서 안전 관리상 반드 시 방사선 차폐 공간 내에서 취급되어야 한다. 그 결과, 추가되는 처리나 가공 없이 바로 핵무기 원료로 전용되기 어려우므로 핵확산 저항성이 높아진다 [ 유재 형 외 2007]. 3) 사용후핵연료의 부피가 저감한다. 고방열 방사성 핵종이 분리될 수 있어, 재활용 공정을 통해 우라늄과 초우라늄계열 원소들을 제거하면 폐기물의 부피가 줄어든 다. 4) 처분장의 열부하를 줄임으로써 처분 효율을 향상시킬 수 있다. 즉, 고방열 핵종 인 Cs 및 Sr을 따로 수집하여 고형화시키면 방사성 폐기물의 열 발생이 줄어들 어서 결과적으로 처분장의 열부하가 줄어든다. 5) 습식 공정에 비해 여러 종류의 핵연료 처리, 비교적 소규모 시설 용적 및 고연소 도 핵연료 취급과 관련한 이점 등으로 인해 선진국에 의해 많은 연구가 진행되 고 있다. 특히 같은 처리능력의 습식 방법에 비해 상당히 축약된 시설 건설이 가 능하므로, 국토가 좁은 우리나라의 경우 가장 적합한 기술이라 할 수 있다 [ 유길 성 외 2007]. 그단점은다음과같다. 1) 이기술의국내실용화단계까지는장시간과고비용이예상된다 [ 박기철 2008]. 2) 전착물회수공정을통해회수된 TRU 그룹내에포함되어있는불순물로인해미래형원자로에서핵연료로사용될때에중성자효율은그만큼저하된다. 3) 고온공정특성에따른취급용기의부식문제때문에아직까지상용화단계에도달하지못했다 [ 유길성외 2007]. 4) 모든공정을적용할경우핵비확산성에문제가발생할개연성이있다. 라. 사례미국의경우, 습식공정인 PUREX를개선한 UREX+ 라는신습식공정이개발중이며, 고속로의개발과함께이를위한핵연료주기기술인건식재활용에관한연구도활발히수행하고있다. 우리나라도고속로의개발추세에발맞춰 1997년경부터건식재활용연구에활발히참여하고있으며, 현재실증준비단계에있다 [ 유길성외 2007 2008]. 2001년에발표된제2차원자력진흥종합계획에따라한국원자력연구원을중심으로후행핵연료주기기술의하나로서건식재활용기술을개발해오고있다. 즉, 이건식재활용의전처리공정으로사용후핵연료를금속전환하는사용후핵연료차 - 77 -
세대 관리 종합공정 (ACP Advanced spent fuel Conditioning Process) 을 개발하여, 현재까지 20kgU/batch 규모의 차세대 관리 종합 공정 실증 시설 (ACP Facility: ACPF) 을 개발하였다. 그리고 건식재활용의 후처리 공정에 해당되는 장수명 핵종 소멸 처리 기술로, 전 해 정련 및 폐기물 처리하는 공정에 관한 연구도 착수되었다. 전해 정련 공정의 경 우 1 kgu/batch 처리용 장치가 개발되었다. 또한 사용후핵연료 사용에 관한 성능 평가 작업을 수행하고 있다. 즉, 고온 용융염 전해 환원 공정의 실험실 규모 실증 시설인 ACPF의 핵물질 계량을 위해 비파괴 중성자 측정 장치 (ASNC: ACP Safeguards Neutron Counter) 를 개발하여 사용하고 있다. 이 장치는 세계 최초로 건식재활용에 큐륨 측정 기법을 적용한 계량 관리 장치이다 [ 유길성 외 2007]. 마. 향후연구사업방향고온전해분리공정을통해문제의주요원소군들의향방을조사하는연구가활발하지만, 분말화과정에서의 Am의증발량과, 전해질 ( 예 : LiCI, LiCI-KCI) 의재생율과수명등아직명확하게예측되지않는부분은더많은실험과연구가필요할것이다 [ 유재형외 2007]. 건식재활용에근거한새로운핵연료주기와연계되어초우라늄원소군을핵연료로장전할수있고, 동시에이러한핵연료에포함된장수명핵종을연소시키는새로운미래형원자로가개발되어야한다 [ 유재형외 2007]. 이를통해핵확산저항성제고와고준위폐기물의환경부담을훨씬덜어줄수있을것이다. - 78 -
1 8. 다자간국제협력을통한처분 가. 배경사용후핵연료는폐기물로다른나라에이송될수있다. 이는직접적으로방사성폐기물을외국에수출하는것으로자국에서생긴폐기물로다른나라에짐을지우는일이므로이러한직접적인사용후핵연료의수출로다자간국제협력을통한처분대안은비윤리적이라고생각하는사람들이많다 [NIREX069 2002]. 다자간국제협력을통한저장처분개념으로는지역처분시설개념 [Webster 2004, 이공희 2005], 다자간원자력접근방식 (Multilateral Nuclear Approach; MNA) [IAEA 2005b, KIER 2005, 5장 ] 등이포함될수있다. 고준위사용후핵연료의지역저장시설 (Regional Spent Fuel Storage Facility; RSFSF) 개념은다국가간의지역적인관리전략의하나이다. 예를들면, 우리나라와대만에서발생한사용후핵연료를몽골에설치된처분시설에영구저장하려는아이디어가이에해당된다. 전력용원자로의소유국에서는중간저장을포함한사용후핵연료관리에대한고유의국가전략이개발되고있는반면에, 소형원자로나연구용원자로의소유국에서는조기처분의가능성이없으며소량규모로인한고비용때문에, 사용후핵연료의중간저장방식을확장하는문제에서여러가지문제점에직면하고있다. 원자로소유국이핵연료관리전략을자체적으로개발하는것이비경제적인경우에는제 3 국의중간저장시설이용방법이바람직한해결책일수도있다. 전체핵연료주기의일부분으로간주될수있는이러한방법이여기서는사용후핵연료의지역저장시설개념으로불리고있다. 나. 개념특성지역저장시설개념과관련된이해관계자그룹은세가지로나뉜다. 1) 지역저장용역을제공하는주관국가, 2) 주관국에게사용후핵연료를회송하는고객국가, 3) 관심을표명하는제3국 ( 예 : 주관국가나고객국가의접경국가, 핵물질의수송허용국가, 사용후핵연료의향후이용국가 ). 기본적으로지역저장방법은, 주관국가가고객국가한테제공할수있는사용후핵연료의저장용역유형이나최종목적에따라, 다음과같은세가지방안으로구분될수있다 [IAEA 2005a]. 1) 지역저장용역방안, 2) 지역저장 / 재처리용역방안, 3) 지역저장 / 처분용역방안. - 79 -
지역저장 용역 방안이란 사용후핵연료를 저장 계약 초기에 결정된 특정 또는 미 정 기간 동안 지역 저장 시설에 저장하는 방안이다. 이 방안은 저장만이 유일한 용 역이므로, 저장 기간 만료 시에는 이 사용후핵연료를 고객 국가가 환수하는 방법이 다. 지역 저장 / 재처리 용역 방안이란 사용후핵연료를 특정 또는 미정 기간 동안 지역 저장 시설에 저장한 이후 재처리 단계로 보내는 방안이다. 이해당사자간 합의로 저 장 기간은 연장될 수 있다. 재처리 용역은 주관 국가나 다른 국가가 제공할 수 있 다 [Webster 2004]. 재처리 이후 저장 주관 국가에서 고준위 방사성폐기물의 처분 을 위해 환수하거나 고객 국가에 저장하는 방법에 해당한다. 지역 저장 / 처분 용역 방안이란 사용후핵연료를 특정 또는 미정 기간 동안 지역 저장 시설에 저장한 이후에, 주관 국가나 다국가 처분장에 있는 지역 처분 시설로 이전한다. 사용후핵연료의 직접 처분은 고려되지 않는다. 주관 국가 처분장이나 다 국가 시설에서 직접 처분되는 방법에 해당한다. 지역저장 방안을 이행하는 경우에 필요한 기술요건으로는 이 방안의 안전성 기준 / 표준, 안전조치, 물리적 방호, 핵연료 허용 기준, 계통의 장기적인 안정성, 부지 선 정 단계, 기반시설, 저장 기술, 인허가, 운영, 수송, 폐쇄 단계, 연구 개발 등이 논의 되고 있다 [IAEA 2005a]. 안전성 기준 및 안전성 표준 : 지역저장 방안은 주관국의 국가 규제뿐만 아니라, 다음과 같은 국제적인 허용 요건 등에 최소한으로 부합되어야 한다 : 1) 사용후핵 연료 / 방사성 폐기물 관리의 안전성에 대한 공동 협정 ; 2) 이온화 방사선 방호 / 방 사선원 안전성에 대한 국제 기본 안전성 표준 ; 3) ALARA 원리 고수 및 대중 수용성 강화를 위한 최신 기술의 사용. 권고사항으로는 주관국에서의 방사성 유 출을 최소화하기 위하여 저장 시설 내에 파손된 사용후핵연료용 재포장 장비가 이용 가능해야 한다. 안전조치 및 물리적 방호 : 각 국가별 저장 방안에 비해 통제가 상대적으로 용이 한 지역저장 방안은 안전조치 및 물리적 방호에 대한 타당한 협약 및 조약을 만족 시켜야 한다. 핵연료 허용 기준 : 지역저장 설계 단계에서는 모든 유형의 사용후핵연료 ( 예 : 전력 용 / 연구용 원자로의 사용후핵연료, 재처리 잔류물 등 ) 가 포함되도록 조정되어야 한 다. 각 유형에 따른 허용 기준은 다음 사항에 기초를 두고서 개발되어야 한다. 1) 연료집합및물질의설계 / 특성, 2) 허용전산코드를사용한연소율계산에기반을둔방사성재고량, 3) 표면선량률및오염수준, 4) 여타필요자료. - 80 -
계통의장기적인안정성 : 지역저장방안에서저장기간은 50년미만으로가정된다. 예컨대, 유럽저장시설의인허가기간은 40년이다. 이시설의운영기간은 50~100년이나그이상일수도있으므로특히안전관련부품의장기적인안정성이검토되어야한다. 고연소율에서연료의거동, 예를들어균열, 취성파괴도시설의기술적인장기적변화근원이므로고려되어야한다. 부지 선정 : 일반적으로, 부지 선정은 기술적 관점에서 보다는 정치적 관점에서 더욱 더 문제가 되고 있다. 시설 설계 및 재료 선정에서는 주관국 부지-특정 의 지질학 / 기후 조건 등이 요구되므로 일반적인 권고사항이 제시되지는 못한 다. 기반시설 측면 : 건설, 운영, 폐쇄 단계에서 중장비 생산, 장비 보수 공장 등과 같은 산업 서비스가 필요하며, 운영 / 보수 / 안전 보장을 위하여 인사 관리가 필 요하다. 지역저장에서 허용 거리 안에 피고용자 및 그들의 가족을 위한 기반시 설이 구축되어야 한다. 저장 기술 : 기술 요건에 부합하는 다양한 입증 저장 기술이 알려져 있다. 습식 / 건식 저장 기술의 선정은 특히 기존 시설, 비용, 안전성 등에 좌우된다. 사용 후핵연료 수송 용기의 표준화는 효율성 측면에서 지역저장 방안 및 고객국 모 두에게 혜택을 준다. 인허가 : 인허가 절차는 지역저장을 주관할 조직이 주관 국가 규제 기관한테 인허가 신청을 하고 서류를 제출하면서 시작된다. 인허가 단계에서는 안전성 평가, 사고 / 사건 분석 등이 수행된다. 안전성 평가에서는 시설의 전수명 동안 안전성 대책이 설계치 ( 예 : 작업자 / 대중 방사선 피폭, 방사성 방출 ) 에 부합하는 것을 보여야 한다. 사고 / 사건 분석에서는 사고시에 대중 피폭량이 규제 제한치 아래에 있음을 보여야 하며, 자연 재해, 인공 재해, 테러리즘 행동 등 외부 사 건에 대한 영향이 분석되어야 한다. 기존 시설의 안전성 분석에 따르면, 극히 낮은 발생 확률 및 중대 결말의 사고 이후에서도 안전성 요구 수준이 만족된 다는 것이 증명되고 있다. 운영 : 운영의기본요건은다음활동을포함하고있다. 1) 사용후핵연료의수납, 취급, 저장, 2) 기능보수, 3) 안전조치및물리방호, 4) 감시및환경보호, 5) 품질보증, 6) 정보 / 데이터관리, - 81 -
7) 훈련, 8) 관리 / 행정. 저장기간의확장 ( 예 : 100 년이상 ) 과더불어미래세대에게유용한유형의데이터 를전달하는문제가심각할수있으므로데이터유형의표준화가요구된다. 수송 : 지역저장시설의물류에서수송은주요도전과제가되고있다. 부지안수송은지역저장인허가과정에서다뤄지기때문에여기서는부지바깥수송만이고려된다. 수송용기기술및트럭 / 기차 / 선박을통한표면수송기술등은입증기술로알려져있다. IAEA 회원국대부분은국내 / 국외수송규제로 IAEA의방사성물질안전수송규제를채택하였지만, 이규제에는국제해상수송에서약소개발도상섬국가및해변국가들의권리가언급되지않고있는실정이다. 여태까지안전성기록은우수하며, 사용후핵연료의수송으로유발된대중방사선상해사례는알려지지않고있다. 지역저장방안의이행에앞서서통과국의다각적인이해관계를포함하는사용후핵연료용기의물류문제의모든측면이고려되어야한다. 폐쇄 : 폐쇄계획은저장시설의건설이전에준비되어야하며, 운영기간동안에정기적으로갱신되어야한다. 각이해국가는폐쇄책임및기금등에미리동의해야한다. 연구개발 : 50년기간의지역저장시설에서는입증기술이적용되므로이방안의이행에추가적인연구개발이요구되지는않지만, 50~100년이상기간의지역저장시설에서는사용후핵연료의거동뿐만아니라저장시설의안전관련부품들의거동이지속적으로연구개발되어야한다. 다. 장단점 지역저장 방식은 전세계적으로 존재하는 사용후핵연료 저장 시설의 개수를 감소 시키기 때문에, 규모 경제의 관점에서 볼 때 경제적이며, 안전 보장 및 안전조치의 관점에서도 관리가 용이하다. 그러나 에너지 안보의 관점에서는 타국가에 종속될 수 있는 방식이라 할 수도 있 다. 또한, 저장 기간 50~100년의 장기간에 걸친 이해 국가 ( 예 : 주관국, 고객국, 통과 국, 주변국 ) 사이의 협력이 요구되며, 이러한 협력 관계의 안정성이 영구적으로 유 지되어야 하므로 불확실성이 매우 높은 방안이라 볼 수 있다 [IAEA, 2005, 김성호, 2006]. 이 처분 방식을 도입하는 경우에 발생할 이득 및 위험은 기술적, 경제적, 제도적, 사회 정치적인 관점에서 다음과 같이 평가될 수 있다 : 기술적인 관점에서 볼 때, 이득 측면에서는, 입증기술의 기술 이전을 통해 주관국 과 고객국 사이에 기존 경험이 공유되면, 주관국의 핵 시설의 설계 최적화, 안전성 - 82 -
표준, 품질등이강화된다. 전세계적인저장부지개수의제한을통해, 사용후핵연료의저장과관련된환경영향및방사선위험도가감소된다. 지역저장방식은개별국가별저장에비해중앙통제가용이하므로안전보장의강화및안보조치의간략화가가능하다. 위험측면에서는, 고객국내저장방안과유사하지만, 수송증가로수송위험도가높아진다. 저장기간의확장이요구되는경우, 사용후핵연료의재포장이요구된다. 경제적인관점에서볼때, 이득측면에서, 지역저장방식에서는규모경제의효과가가능하다. 주관국에서는고객국의기금및시설운영이익을통한경제적이득이가능하다. 산업계에서는저장단가의하락, 투자회수, 세금 / 사용료수입등이기대되며, 지역공동체에서는고용확대, 세수발생, 기반시설구축, 직접장려금등이기대된다. 위험측면에서는, 주관국에서는고객국에서의불충분한핵연료이송위험도및이로인한시설특성의평가절하위험도, 고객국에서는주관국의용역취소위험도및이로인한비용단가증가위험도, 저장기관의상업적실패위험도, 제비용증가로경제적생존실패위험도등이가능하다. 제도적인관점에서볼때, 이득이라기보다는제도상의기회라고볼수있으며, 다음과같은기회가발생할수있다. 1) 사용후핵연료 이동과 연계된 국제 조약 / 협약의 타당성 입증, 2) 다국가 처분 시설의 미래 협력용 국제 체제의 구축, 3) 국제적 관점에서 세계적인 도전문제를 해결하기 위해 대중 / 정치가의 의지 강 화, 4) 국제적인 해결책을 통해, 고객국에서 저장 시설의 개발 필요성 제거. 위험 측 면에서는, 주도국의 제도적인 불안정성 위험 및 고객국이 제도적 통제를 등한 시할 위험도 등이 가능 사회 정치적인 관점에서 볼 때, 이득 측면에서는, 국제적인 차원에서의 관심 주 목으로, 1) 핵연료주기후반부의투명성이증가되며, 2) 핵확산가능성이제한되고, 3) 대테러안전성및방호가증진된다. 주관국에서는환경영향감소, 고용확대, 세수발생, 기반시설구축등이기대된 다. 위험측면에서는, 주관국의지역대중수용성지속위험및이해국가사이의정치적연속성지속위험등이가능하다. 라. 사례 - 83 -
지역처분시설개념은서유럽에서는핵연료공급과재처리단계에서상업화가고려되고있으며, 사용후핵연료 20000tHM, 2백억US$, 80년저장규모의신규지역저장제안이국제적으로논의되고있다 [IAEA 2005a]. 동북아시아에서지역처분장을유치할수있는주관국가의여건을갖춘잠재후보국으로중국, 러시아, 몽골등이제안되었다 [KIER 2005]. 마. 향후 연구사업 방향 지역저장 방안은 기술적인 측면에서 보면 1) 추가적인 저장 용량 ; 2) 저장 위치의 대안 등이 고려되어야 한다. 이밖에도 비기술적인 관점인, 경제적인 측면에서는 1) 경제적이며, 생존가능하고, 경쟁력 있는 저장 서비스 옵션 ; 2) 지역적인 해결을 위한 견인력 등에서, 제도적인 측면에서는 1) 핵 확산-금지 문제 ; 2) 안전성 문제 ; 3) 안 보 문제 등에서, 윤리적인 측면에서는 1) 미래 세대에 대한 의무 ; 2) 미래 세대에 대한 결과 등에서, 사회ㆍ정치적인 측면에서는 1) 지역 해결책에 대한 관심 ; 2) 지 역 저장 방안에 대한 견인력과 제한력 간의 균형성 등이 고려될 수 있다 [IAEA 2005a]. 안전조치 및 물리적 방호 대책은 가장 최근의 경험 및 건전한 지식에 바탕을 둬 야 한다. 지역저장 시설의 설계 / 운영 단계에서 안전조치 및 물리적 방호 문제, 국제 테러리스트 활동, 사보타지 행동 등이 최적화되어야 하며, 선정된 저장 기술 ( 습식 또는 건식 ) 및 사용후핵연료의 향후 특성 변화 등도 고려되어야 한다. - 84 -
1 9. 다자간국제협력을통한저장 / 재처리 가. 배경사용후핵연료는재활용여부에따라자원으로볼수있기때문에다른나라에수출될수있다. 수출한사용후핵연료가재처리되는경우에발생하는고준위폐기물은다른나라가저장관리할수있다. 이는간접적으로고준위방사성폐기물을외국에수출하는격이된다. 이는자국에서생긴방사성폐기물로다른나라에짐을지우는일이다. 그러므로대부분의사람들은이러한직 / 간접적인사용후핵연료의수출이반도덕적이라고생각한다 [NIREX069 2002]. 사용후핵연료의수출은다자간원자력접근법을실행하는경우에야기될수있다. MNA는다자간국제협력을통한저장 / 재처리대안이나다자간국제협력을통한처분대안도포함할수있다. 사용후핵연료의국가저장용량이부족한나라들, 특히동부유럽국가들은사용후핵연료의다자간국제협력을통한저장 / 재처리대안을고려하고있다. 예컨대, 헝가리 Paks에서러시아 Mayak으로의수출, 불가리아 Kozloduy에서러시아 Krasnoyarsk로의수출이고려되고있다 [Greenpeace 2005b]. 비록러시아에는다른나라들처럼아직최종처분장이없지만, 러시아정부 Rosatom( 원자력부 ) 은사용후핵연료의국제적인저장 / 처분국가로러시아를활용하도록활발하게홍보하고있다. 러시아는수입사용후핵연료를처음에는중간저장을위해 Mayak 또는 Krasnoyarsk 등으로이송할것이다 [Greenpeace 2005a]. < 그림 2-58> 에러시아로향하는방사성폐기물의선적경로가도시되어있다 [Greenpeace 2005b]. < 그림 2-58> 방사성폐기물의러시아이송경로 - 85 -
처음에는해외위탁재처리계약이지만 10~20년간의계약연장을통해나중에는이러한해외위탁재처리방안이다자간국제협력을통한저장 / 재처리대안또는다자간국제협력을통한처분대안으로충분히탈바꿈될수있다. IAEA Pellaud 위원회도이러한전략을파악하고있다. 예를들면, 이탈리아가사용후핵연료를프랑스나영국에보낸경우, 러시아와의재처리계약경우가이에속한다 [Greenpeace 2005b]. 나. 개념특성핵연료주기의관점에서 IAEA는사용후핵연료의지역저장시스템에서세가지대안을도식적으로제시했다. < 그림 2-59> 에사용후핵연료의지역저장시스템의흐름도가요약되어있다 [Greenpeace 2005b]. 이들세가지옵션으로부터다자간국제협력을통한저장 / 재처리대안과관련하여다음과같은세가지개념 ( 즉부분적, 내연적, 또는외연적 ) 을파악할수있다. < 그림 2-59> 사용후핵연료의지역저장시스템흐름도 개념 1( 즉, 지역저장 + 고객국으로의반송 / 처분 ) 에서는고객국가의사용후핵연료가주관국가의지역저장시설에보내진다. 이는다른어떤서비스없이그대로주관국가에저장된다. 얼마후에이사용후핵연료는주관국가에서다시고객국가로반송되면그곳에서처분된다. 이대안은다자간국제협력을통한저장 / 처분대안의하나로볼수있다. 개념 2( 즉, 지역저장 + 재처리 + 주관국으로의반송 / 저장 / 처분 ) 에서는고객국가 - 86 -
의 사용후핵연료가 주관국가의 지역 저장 시설에 보내진다. 이는 재처리를 위해 재 처리 서비스 국가에 보내져서 재처리된다. 이의 재처리 단계에서 발생한 고준위 방 사성 폐기물은 주관국가의 지역 저장 시설로 반송되면 그곳에서 처분된다. 이 대안 은 바로 다자간 국제협력을 통한 저장 / 재처리 / 처분 대안이다. 개념 3( 즉, 지역 저장 + 재처리 + 고객국으로의 반송 / 저장 / 처분 ) 에서는 고객국가 의 사용후핵연료가 주관국가의 지역 저장 시설에 보내진다. 이는 재처리를 위해 재 처리 서비스 국가에 보내져서 재처리된다. 이의 재처리 단계에서 발생한 고준위 방 사성 폐기물은 고객국가의 저장 시설로 반송되면 그곳에서 처분된다. 이 대안은 바 로 다자간 국제협력을 통한 저장 / 재처리 대안으로 여겨진다. 러시아 원자력부는 국제 사용후핵연료 저장 / 재처리 방안을 제안하였다. 러시아가 이 방안을 수용할 잠재적인 고객국가로 보고 있는 나라들이 < 표 2-5> 에 요약되었 다. < 표 2-5> 러시아의잠재고객국가 아시아서부유럽동부유럽 일본, 타이완, 한국, 중국, 베트남, 이란, 태국 스위스, 스페인, 독일 불가리아, 헝가리, 체코, 유고슬라비아 다. 장단점다자간국제협력을통한저장 / 재처리대안의장점은다음과같다. 1) 다자간저장 / 재처리방안은핵연료주기시설의개수를줄일수있다. 이를통해민감시설에대한테러리스트의접근가능성을줄여서지구적인핵확산저항성을높이고개별국가의전용가능성을방지할수있다 [ 강정민 2005]. 2) 다자간저장 / 재처리방안은국가단독저장 / 재처리방안에비해시너지효과로지구적인저장 / 처리비용을저감시키고지구적인안전성, 보안, 친환경성등을향상시킬수있다. 3) 원자력의평화적이용을위한국제협력의경험을축적할수있는기회가된다. 그단점은다음과같다. 1) 이대안은사용후핵연료의수송이나사용후핵연료의재처리후에나오는고준위폐기물의수송을수반한다. 이러한수송단계는관련국가 ( 예 : 접경국가, 인접국가, 주관국가, 고객국가, 재처리국가 ) 사이에정치적 / 대중수용성의문제를초래하고, 수송리스크를높인다. 2) 이대안의주관국가에최종처분장이가용하지못한경우에, 심각한환경오염을 - 87 -
유발시킬수있다. 라. 사례구소련은핵연료를위성국가에보내고그사용후핵연료의재처리와처분을위해가져왔었다. 구소련의붕괴이후에는러시아가상업적목적으로사용후핵연료의재처리와처분서비스를제공하고있다. 예를들면, 1998년 9월에러시아는슬로바키아에서발생한 132개의손상핵연료를가져왔다 [Greenpeace 2005b, p14]. 유럽의몇몇국가에서는이중노선 (dual track) 접근법을통해방사성폐기물의수출대안을고려하고있다. 이중노선이란한편으로는국가저장소의개발을추구하고, 다른한편으로는방사성폐기물의다자저장부지의개발을지지하는것이다. 다자방안으로는러시아로의수출이가장현실적으로보인다. 마. 향후연구사업방향다자간저장 / 재처리방안이실제적으로실행되기위해서는국제적인기반시설의구축이필요하다. 기술적인측면이외에관련국가사이에사회 정치적인합의메커니즘이개발되어야한다. - 88 -
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제 3 장중간저장기술 제 1 절개요 중간저장이란제 2 장에서도간략히언급된바와같이원자력발전소부지내임시저장조와재처리혹은영구처분이라는사용후핵연료최종관리방안의중간단계로각발전소부지내독립시설이나부지외중간저장하는방안이다. 사용후핵연료중간저장방식은크게습식방식과건식방식으로분류할수있다. 현재세계적으로 90 % 이상의사용후핵연료가부지내또는부지외습식저장조에습식상태로저장되어있는것으로알려져있으며, 일부사용후핵연료는 40년이상특별한문제를발생하지않고저장수조내에저장되어있다. 한편구조재나차폐체로콘크리트와금속이사용되고사용후핵연료로부터발생되는붕괴열은공기또는불활성기체의자연대류에의하여냉각되는건식저장방식은미국, 일본, 스웨덴등이 1970년대후반부터 30년이상그사용목적에따라다양한종류의건식저장시설을개발, 건설및운영중에있다. 본장에서는 2007-2009년까지수행중인사용후핵연료국가중장기관리모델개발연구과제에서수행했거나수행중인각종기술자료를바탕으로중간저장기술을설명하고자한다. 1. 중간저장중간저장이란방사성폐기물관리사업자가발생자로부터사용후핵연료를인수하여재활용을위한재처리후영구처분또는직접영구처분등최종관리가이루어질때까지안전하게관리하는것으로, 재처리후영구처분과직접영구처분이라는사용후핵연료최종관리방안의중간단계로, 발전소부지내독립된저장시설이나부지외어느한곳에집중적으로저장하는방안이다. 우리나라의경우도사용후핵연료를 50년이상중간저장하는것이현실적인방안이다. 핵연료주기상에서본사용후핵연료중간저장의의미는 < 그림 3-1-a> 와 < 그림 3-1-b> 를통하여보다명확한이해를주고있다. 사용후핵연료관리방안에는기본적으로 < 그림 3-1-a> 에서와같이사용후핵연료를폐기물로간주하여직접처분하는비순환주기와 < 그림 3-1-b> 와같이사용후핵연료를자원으로간주하여재활용하는순환주기가있다. 일반적으로비순환주기에서사용후핵연료의중간저장이라하면원자력발전소내부지내임시저장조의용량초과, 폐로후발전소부지의원상회복등과같은여러가지이유로부지내임시저장조에서인출된사용후핵연료가영구처분할때까지부지내저장시설이나부지외중간저장시설에영구처분하기전까지임시로저장하는것을말한다. - 93 -
한편순환주기에서는발전소부지내임시저장조로부터인출된사용후핵연료는원자로내에서연소되고남은우라늄과새로이생성된플루토늄을재활용하기위하여영구처분전에재처리라는공정을거치게된다. 이때부지내저장시설로부터인출된사용후핵연료의붕괴열이나방사선준위는재처리라는화학공정을할만한수준으로완화되어야한다. 이와같이부지내저장저장시설로부터인출되어재처리할때까지임시로저장된다. < 그림 3-1-a> 비순환주기 < 그림 3-1-b> 순환주기 2. 중간저장의필요성사용후핵연료는그속에포함된플루토늄, 장수명핵분열생성물및장수명초우늄계열원소들때문에원자로에서꺼낸이후에도오랜기간동안강력하게방사선과열을내게된다. 이와같은사용후핵연료에는방사성폐기물이기는하지만쓰고남은우라늄이나새로이생성된플루토늄같은유용한물질이포함되어있다. 영국, 프랑스, 벨기에, 스위스, 일본등에서는재처리과정을통하여사용후핵연료로부터우라늄과플루토늄같은물질을추출해서다시연료로제작하여원자로에사용하고있다. 따라서미래의자원이될수도있는사용후핵연료를바로영구처분할것인가아니면재처리하여다시연료로사용할것인가에대한국가정책이결정될때까지는잠정적으로사용후핵연료를저장관리하게된다. 안전성면에서중간저장의필요성은수송이나재처리혹은영구처분하기에앞서사용후핵연료에서발생하는높은붕괴열과방사능을저감시키는역할을하고경제적측면에서는사용후핵연료속에아직연소되지않은우라늄과새로이생성된플루토늄의재활용을위한재처리후영구처분또는직접영구처분등사용후핵연료최종관리옵션선택시까지정책의유연성을확보하기위한시간적인여유를제공해주는역할을하게된다. - 94 -
마지막으로경제적그리고기술적측면에서는사용후핵연료재활용정책을채택한국가의경우에도사용후핵연료중간저장은재처리의기술적ㆍ경제적ㆍ정치적요인의변화에따른그규모나속도를조절하는데필요한유연성을제공하고, 한편직접영구처분정책을채택한국가에게는최소물량을확보하기위한방편이될수있어경제적으로도많은이익을주게된다. 즉처분장이확보될때까지의시간적여유를제공해주거나또는처분장건설지연등비상사태에대처할수있는시간적여유를제공하는역할을하게된다. 사용후핵연료중간저장방안을도출하기위해서는먼저사용후핵연료발생량을예측하고현재와앞으로발전소내저장시설의저장용량을파악하여부지내저장시설의용량초과분을예측해야한다. 다음으로, 현재세계각국의사용후핵연료에대한부지내 외중간저장시설현황을분석하여, 이와관련된기술현황과미래전망및지금까지의중간저장경험을분석하고기술성과경제성평가를통하여국내실정에맞는중간저장방안을도출하게된다. - 95 -
제 2 절사용후핵연료중간저장기술 본 절에서는 현재 원자력 선진국에서 활발하게 기술개발을 하고 있고 또 비교적 많은 건설 및 운영 경험을 통해 그 기술성이나 경제성이 입증되어 있는 몇 가지 대 표적인 중간저장 방식을 선정하여 그들의 기술에 대한 설명과 그 기술을 평가함으 로써 장차 국내 사용후핵연료 중간저장 방안을 선정하는데 필요한 참고자료를 제공 하게 한다. 사용후핵연료 중간저장 기술은 습식 저장기술과 건식 저장기술로 구분되며, '80년 대 중반까지는 실증경험이 풍부한 습식 저장이 주로 채택되었으나, '90년대에 들어 서면서 용량 확장과 장기 관리 측면에서 유리한 건식 저장방식을 채택하기 시작하 여 독일, 헝가리, 체코, 미국, 영국 등 현재 많은 나라에서 건식 저장시설을 설치하 여 운영하고 있다. 1. 습식저장습식저장이란사용후핵연료를수조에넣어저장하는방식을말하며이때물은냉각재역할뿐만아니라주요방사선차폐체역할을하게된다. 현재세계적으로 90 % 이상의사용후핵연료가부지내또는부지외습식저장조에습식상태로저장되어있는것으로알려져있으며, 일부사용후핵연료는 40년이상별다른문제없이저장수조내에저장되어있다. 일반적으로습식저장에서사용후핵연료집합체는콘크리트재질의저장조내저장대에저장되며, 저장조내부는주로스테인리스스틸또는에폭시도장으로라이닝되어있다. 최근설계에서는콘크리트와라이닝사이에틈새를두어냉각수누수를감시하고누수시냉각수를한곳으로모을수있도록하는안전설계방법을도입하고있다. 습식저장방식은풍부한운영경험에의해안전성과효율성이입증되었으나부지외집중저장의개념으로는영국과프랑스등에서재처리시설의일부로운영관리되고있고독립된중앙집중식습식저장시설은스웨덴, 불가리아등일부국가에서만채택되어운영되고있다. 사용후핵연료의습식저장과관련한안전성측면의주요현안은 1) 냉각재및방사성차폐체역할을하고있는저장수가손실되지않은상태에서항상사용후핵연료를저장할수있음을보장하고, 2) 저장조내에서핵분열연쇄반응에따른핵임계사고를방지하기위한충분한저장공간의확보와중성자흡수능력을보장하는것이다. 습식저장방식은효과적인차폐성능및냉각성능을가진물을이용하므로뛰어난 - 96 -
차폐능력및냉각능력을가지며, 중간저장상태에서사용후핵연료에대한검사를용이하게수행할수있다는장점을가지고있다. 또한원자력발전소에서부지내저장시설에대한운영경험이풍부하여충분히입증된기술을사용한다는장점을지니고있다. 그러나저장기간중에물을계속순환시켜냉각및정화를해야하므로운영비가많이들고, 습식저장시설의운영에따른비교적많은양의방사성폐기물이발생한다는단점이있다. 가. 습식저장시설구성설비습식저장시설의구성설비로는수납및저장시설그리고몇개의보조시설로되어있다. 또한이들의공정취급순서는 < 그림 3-2> 과같으며, 주요구성설비에대한간단한설명은다음과같다. ( 1 ) 수납시설수납시설은운반장비로부터수송용기를하역하여, 수송용기의제염및냉각작업을마친후, 사용후핵연료바스켓을인출하여저장용기에인입을마친다음저장시설로이송하게된다. 수납시설이라하면이와같이저장을위한준비작업이수행되는곳을의미한다. ( 2 ) 저장시설사용후핵연료저장지역은이송통로와저장수조로구성되며, 저장지역의모든수조는액체상태의방사성폐기물누출을방지하기위하여스테인리스스틸또는에폭시도장으로라이닝되어있다. 저장수의누출을차단하기위해지하배수계통이설치되는데, 이배수계통은주변의수계로부터분리된다. 여기서지하배수계통으로부터모아진물에대한감시가이루어지며, 필요한경우액체폐기물처리계통으로보내진다. ( 3 ) 보조시설 - 방사성폐기물 처리시설 - 수송용기 유지보수시설 - 보안시설 - 계측 제어시설 - 환기시설 - 화재방호시설 - 97 -
< 그림 3-2> 습식저장방식의수납및저장공정취급순서도 나. 습식저장장단점 장점 : - 습식저장방식은효과적인차폐성능및냉각성능을가진물을이용하고있다. 따라서물의뛰어난냉각능력으로인하여냉각기간이짧아도수납이가능하다. ( 건식저장의경우보통 5년 ) - 원자력발전소부지내저장시설에서 40년이상풍부한운영경험을갖고있어충분히입증된기술을사용한다는장점을지니고있다. - 운전중핵연료피복관온도를 30~40 로유지할수있도록핵붕괴열이열교환기를이용해강제냉각되기때문에저장밀도가건식저장에서보다높을수있다. 따라서적은부지면적이소요된다. - 사용후핵연료에대한검사를용이하게수행할수있어핵물질의보장조치가용이하다. 단점 : - 저장기간중에물을계속순환시켜냉각및정화를해야하므로냉각시스템가동으로인한시설운영비가증가된다. - 사용후핵연료를장기간물속에저장할경우생기는부식으로인한다량의 2차방사성폐기물이발생된다. - 용량확장성이불리하다. - 부지선정시제한요소가많다. 다. 습식저장종류 ( 1 ) 부지내습식저장 - 98 -
현재각원자력발전소에서운영하고있는부지내저장시설에는원자로에서연소되어핵연료로서의수명을다한사용후핵연료가일정기간저장된다. 이와같이사용후핵연료를부지내저장시설에저장하는것은다음관리단계인중간저장, 재활용혹은재처리및영구처분등을위한작업과정에서고연소로인한높은방사능과붕괴열을허용한도까지줄이기위하여일정한냉각기간을갖게하기위한목적으로도입된임시방안이다. 이와같은부지내저장방식은원자로건물내에있는시설에저장하는기술로서원자력발전소를보유한모든국가에서많은저장경험을갖고있다. 즉지르칼로이피복관을사용한사용후핵연료의경우미국에서는 1959년이후약 50년가까운경험을갖고있고스테인리스피복관을사용한사용후핵연료에대해서는여러나라에서 30년이상의경험을갖고있다. 부지내임시저장시설은통상 10년저장용량을갖도록설계되어있는데우리나라와같이후행핵연료주기와처분정책이아직결정되지않은국가또는구소련체제에서독립된동구유럽일부국가에서부지외중간저장시설이적기에추진되지못해이에대한대안으로 < 그림 3-3> 에서와같이부지내임시저장시설의용량을확장하고있다. 모든사용후핵연료부지내임시저장시설은원자로건물내에위치하며, 저장수의화학적성분에대한수질관리와저장수조의누설여부에대한감시가이루어지고있다. 저장수에서방사성물질의농도는 ALARA 측면에서관리되고있다. < 그림 3-3> Reracking 전후사용후핵연료부지내습식저장조 우리나라의경우기존사용후핵연료부지내임시저장시설의저장효율극대화를위해먼저울진 1,2호기및고리 3호기에조밀저장대를교체및추가설치하였으며 1996년에는고리 4호기에 406다발용량의조밀저장대를추가로설치하였고, - 99 -
1997년에는영광 1,2호기에도같은용량의조밀저장대를설치하였으며, 2001년에는고리 3호기에기존저장대를조밀저장대로교체설치하였다. 이와같은부지내임시저장시설용량증대를위한여러가지노력은나머지원자력발전소에서도계속될것으로전망된다. < 표 3-1> 에는국내원전의부지내임시저장시설용량확장현황이나타나있다. < 표 3-1> 국내원자력발전소부지내임시저장시설용량확장방안 원자력발전소건설인허가시승인된부지내임시저장시설은중간저장방안고려에서제외하는것이보통이다. 단지부지내임시저장시설의용량이중간저장에미치는영향과부지내임시저장의경험이일반적인습식저장기술에미치는영향을고려하여어느정도언급하게되었다. 중간저장시설인습식부지내독립저장시설을운영하고있는핀란드 (TVO-KPR), 벨기에 (Tihaange) 는이를이용하여부지내임시저장시설의용량부족현상을해결하고있다. 그밖에도 1976년가동중지된미국 Humboldt Bay 원자력발전소에서는최근까지 < 그림 3-4> 와같은 SAFSTOR라는부지내습식저장시설을운영한바있었으나최근지하금속용기저장방식의건식저장시설을건설하여이를대체운영하게되었다. - 100 -
< 그림 3-4> 미국 Humboldt Bay 발전소 SAFSTOR 습식부지내독립저장시설 ( 2 ) 부지외중간저장습식저장에서고려해야되는주요기술사항은사용후핵연료내핵분열생성물의붕괴열을적절한방법으로제거하고사용후핵연료의밀집저장으로인하여발생가능한상태인핵임계에도달되는것을막아주어야된다는것이다. 또한플루토늄, 장수명핵분열생성물그리고장수명초우라늄계역원소들로부터방출되는방사선의차폐가잘이루어져야한다. 부지외중간저장의경우적어도 1년이상의냉각기간을거친사용후핵연료가운반되어수납되게되어있음으로부지내임시저장시설보다냉각및차폐에대한구비요건이훨씬줄어들게되어있다. 부지외중간저장시설은일반적으로 500톤의사용후핵연료를저장할수있는수조를기본으로하여다수의동형수조들로구성된다. 전형적인수조의주요구성요소는알루미늄혹은스테인리스스틸로되어있는저장대, 구조물로스테인리스스틸로된라이러와강화콘크리트, 냉각시스템의핵심인열교환기, 각종파이프와밸브등이있다. 이외에도용기의취급, 제염, 수송설비와폐기물처리시설및기타지원시설이필요하다. 방사선의차폐와밀폐를위하여강화콘크리트로제작된수조내부는 3~6 mm의스테인리스스틸로라이닝되어있다. 한편수조의깊이는사용후핵연료로부터방사선차폐를위해 8~12 m로충분히깊게만들어졌고사용후핵연료를수납하게될저장대는핵임계를고려하여일정하게충분한간격을유지하고있다. 사용후핵연료 - 101 -
의 붕괴열로 인한 수조 내 열은 열교환기에 의하여 제거되어 수조 내 수온을 섭씨 50도 이하로 유지시켜 준다. 열교환기에서 나온 냉각수는 냉각조 또는 냉각탑으로 보내져서 필요한 온도로 냉각된다. 그밖에 고려되어야 할 문제는 수조 속에 저장된 사용후핵연료의 부식이다. 수조 내 사용후핵연료의 부식으로 인하여 생성되는 hallide 이온은 피복관의 응력 부식 균열을 일으킬 수 있으므로 수조의 물은 탈이온수를 사용하는 것이 바람직하다. 피복관의 균열로 인하여 사용후핵연료가 손상되었을 때는 취급 중 방사성 물질의 누출을 막기 위하여 손상 연료를 용기에 넣어 밀봉하는 것이 바람직하다. 누출되는 방사성 물질은 냉각수, 환기용 공기, 배기가스 등을 오염시킬 수 있으므로 주위 환 경에 방출되는 방사성 물질의 양을 줄여주기 위하여 먼저 지속적인 방사능 감시가 필요하다. 현재 순수한 의미에서 부지외중간저장 시설로는 재처리 시설 미 소유국인 스웨덴 에서 운영하고 있는 CLAB과 불가리아의 Kozladuy가 있을 뿐이고 대부분의 경우에 는 재처리 시설의 일부로서 한시적으로 운영되고 있는 영국의 셀라필드, 프랑스의 라하그, 일본의 로카쇼, 러시아의 마약 등의 부지외중간저장 시설이 있다. 이밖에 다른 한 경우는 처음에는 재처리 시설의 일부로 건설했다가 재처리 시설의 가동 승 인이 나지 않아 현재는 저장시설로만 사용하고 있는 미국의 모리스 및 반웰 시설이 있다. 재처리 시설의 일부로 운영되고 있는 습식 저장조나 미국에서 건설되지는 않았으 나 개념설계까지는 완료되었던 부지외중간저장 시설들은 모두 지상에 위치한 저장 시설인데 반하여 스웨덴의 습식 저장조인 CLAB 저장조는 유일하게 지하에 건설된 습식 저장시설이다. 본 보고서에서는 부지외중간저장 시설로 스웨덴의 CLAB 시설을, 재처리 시설의 일환으로 운영되고 있는 부지외중간저장 시설로는 프랑스의 라하그 시설을 그리고 재처리 시설의 가동 승인이 나지 않아 현재 부지외중간저장 시설로만 운영중인 미 국의 모리스 시설에 대한 간단한 기술 사항과 이들 시설에 대한 운영 현황을 간단 하게 기술하고자 한다. ( 가 ) 습식부지외중간저장재처리시설미보유국중스웨덴 ( 추후직접영구처분예정 ) 과불가리아 ( 일부위탁재처리예정 ) 만이습식방식의부지외중간저장시설을운영하고있다. 1 스웨덴의 C L A B 시설 1985년준공된대표적인부지외중간저장시설로이시설은지하 30 m 암반에건설되었다. 초기 3000여톤이던저장능력은현재 8000톤으로확장되었으며여기에 30~40년동안저장된사용후핵연료는영구처분하게된다. CLAB은지상및지하시설로되어있다. 지상에는있는시설은사용후핵연료의수송, 전력계통그리고그 - 102 -
밖의부대기능을갖고있는건물로되어있고지하시설은사용후핵연료의저장기능을갖도록설계되었다. 초기 3000톤규모의저장능력을가진저장구역은지하 25~30 m에길이 120 m, 넓이 20 m, 높이 27 m의수조로건설되었다. 이지하시설은암반동굴형태의시설로화강암층에위치하고있으며수조내부는강화콘크리트로라이닝되어있고암반표면은록볼트로강화되어있다. 저장용량을늘이기위하여추가저장시설이필요한경우기존동굴에평행하게또다른동굴을설치할수있게설계되어있다. < 그림 3-5> 로부터 CLAB 시설의외부전경과사용후핵연료가저장되어있는수조의모습을볼수있다. 사용후핵연료를지상의수납시설에서지하의저장시설로운반할때에는핵연료엘리베이터를이용한다. 이엘리베이터수직갱은통로를통해각저장조와연결되어있고이저장시설은지상시설과도엘리베이터, 환기구등을포함하고있는수직갱을통해연결되어있다. 사용후핵연료나그밖에필요한물자를수송하기위해서는앞에서말한수직갱이외에도저장시설의양끝에설치되어있는경사가완만하여차량의통행이가능한동굴을통해서도운반할수있다. 이들동굴은저장시설을확장하는추가저장시설건설시에도사용된바있다. < 그림 3-5> 스웨덴 CLAB 시설 앞에서설명한주요 CLAB 시설이외에도일반적인습식저장시설의부대시설과마찬가지로사용후핵연료를받아드리는수납시설, 수납시설에서내려온사용후핵연료저장용기를수납하는저장시설, 해수냉각계통, 중간냉각계통그리고일차처리계통등세개의순환계통으로되어있는냉각계통이있다. 마지막으로수처리계통에서는용기세척시발생하는부식및핵분열생성물때문에생긴오염된물의처리와배수, 수조내저장수로부터고체불순물의제거및핵분열생성물이분리제거된다. ( 나 ) 재처리시설의일부로서습식부지외중간저장 - 103 -
스웨덴이나불가리아를제외하고는습식방식중부지외중간저장시설은영국, 프랑스, 일본, 러시아등과같은재처리시설보유국가들만이재처리시설의일부로운영하고있다. 즉이들시설에서는자국내혹은국외에서재처리를위하여수송된사용후핵연료가재처리전까지한시적으로저장되고있다. 미국에서는재처리시설의일부로건설되었다가재처리시설의건설이취소되면서중간저장시설로만사용하고있는모리스와반웰습식저장시설이있다. 1 프랑스라하그재처리시설의습식부지외중간저장시설프랑스원자력전문회사아레바 (Areva) 사의라하그부지는경수로형사용후핵연료저장시설로그용량은 14,400 MTU이다. 이는국내ㆍ외에서보내온사용후핵연료를재처리전까지임시저장하기위한부지외중간저장시설로이시설을운영하고있는 Areva사는현재의저장용량 14,400 MTU를 18,000 MTU로확충하기위해인허가를추진중에있다. < 그림 3-6> 으로부터라하그재처리시설내저장시설의수조와저장되어있는사용후핵연료를볼수있다. 그리고 < 그림 3-7> 에서는라하그저장시설의개요도를보여주고있다. 그림으로부터알수있는바와같이주요저장시설은사용후핵연료수납시설, 저장시설그리고수송용기임시저장시설로되어있다. 이와같은재처리부지에서사용후핵연료의대규모저장시설은부지외중간저장시설의한형태로생각할수있다. < 그림 3-6> 프랑스라하그재처리시설내습식부지외중간저장시설 - 104 -
< 그림 3-7> 프랑스라하그사용후핵연료저장시설개요도 2 미국모리스습식저장시설모리스에위치한 General Electric사의사용후핵연료습식저장시설은처음에는재처리시설의일부로건설되었으나재처리공장이재처리성능미달로인하여상용운전에들어가지못하면서이시설은사용후핵연료중간저장시설로만사용되어왔다. 이시설은사용후핵연료수납수조와이와연결된 2 개의저장조로구성되었으나후에 1 개의저장조를추가로건설하였다. 수납수조의깊이는 14.6 m이지만저장조깊이는대부분의발전소저장조와달리 8.54 m이다. 추가로건설한 1,100 MTHM 용량의저장조는기존저장조에연결되어초기저장조와동일한방법으로건설되었다. 저장조의정화계통및냉각계통은확장전에사용했던기기와동일한기기를확장후의용량에맞추어추가로확장설치하였으나사용후핵연료와용기취급설비는기존의설비를그대로사용하고있다. 사용후핵연료는수납시설에서바스켓에넣어수조에설치된바스켓지지대에고정하며, 각바스켓은경수로연료의경우 2 2 배열이고내경 30 cm인스테인리스스틸파이프로제작되었다. 이바스켓의내부에는핵연료의깊이및폭에따라서사용후핵연료를격자체속에넣을수있도록설계제작되었다. 저장조수온은섭씨 24도내외로공냉열교환기로냉각되며, 물의정화를위해서는파우더형태의정화계통을가동하고있다. 지난수년간의가동경험에의하면방사능방출량은허용한도내를유지하고있었다. - 105 -
2. 건식저장건식저장시설은구조재나차폐체로콘크리트와금속이사용되고사용후핵연료로부터발생되는붕괴열은냉각재인공기또는불활성기체의자연대류에의하여냉각된다. 그밖에도냉각재로반응도가낮은질소를사용하기도한다. 미국, 일본, 스웨덴등이 1970년대후반부터 30년이상사용목적에따라다양한종류의건식저장시설을운영중에있다. 현재상용규모로운영중인건식저장시설의기술은저장특성에따라볼트 (vault) 방식, 콘크리트모듈 (module) 방식, 용기 (cask) 방식등으로구분할수있다. 용기방식은다시콘크리트용기방식과저장 / 수송겸용금속용기방식으로나눌수있다. 건식저장을위해서는먼저사용후핵연료를건식저장이가능한수준으로냉각하여야한다. 이를위해서사용후핵연료는일단수년동안원전내사용후핵연료부지내임시저장시설에저장된다. 건식저장방식은공기의자연대류에의한냉각을하게되므로운영비가거의들지않고운영중폐기물의발생이거의없다는장점이있다. 그러나사용후핵연료의온도가상대적으로높게유지되므로사용후핵연료의건전성유지에불리하며, 운영경험이습식방식에비해짧다는단점이있다. 건식저장시사용후핵연료의구조적건전성에영향을미칠수있는요인으로는피복관의수소화물형성때문에발생하게되는수소의취화현상과핵연료및피복관의부식, 응력파괴등이있다. 일반적으로많은수량의사용후핵연료를장기간저장함으로써경제적효과를달성하기위해서는볼트저장방식이적절하며, 단위별모듈화를통한관리의유연성확보가필요할경우에는용기저장방식이나콘크리트모듈저장방식이바람직하다고알려져있다. 선진국의건식저장기술은저장시스템에대한요건과동시에저장되는사용후핵연료의장기저장시건전성유지에대한실증적요건을제시하고이를저장시설운영에요구하고있다. 현행미국의경우사용후핵연료의연소도와저장기간요건을적용하여연소도 45 GWD/MtU, 저장기간 20년, Zircaloy 피복관으로한정되어있다. 그러나최근의고연소도사용후핵연료와더불어영구처분장건설지연에따른장기저장의필요성때문에이에관련된연구가새롭게수행되고있다. 사용후핵연료의건식저장방식은습식저장방식에비하여저장용량의확장성, 운영의용이성, 안전성및경제성측면에서뛰어나며, 이미미국을포함한 13개국에서의상용운전경험을통하여그효용성과안전성이입증된기술이다. 그럼에도불구하고현재세계적으로핵연료의고연소화가새로운추세에있으므로고연소도사용후핵연료의장기저장에대한영향규명, 장기저장시핵연료의산화거동에대한연구및장기저장후사용후핵연료의회수에미치는영향규명등이필요하다. 그밖에도고연소도사용후핵연료의저장효율을극대화하기위하여연소도효과를고려한저장시스템개발및핵종별임계도평가기술개발을수행하고있고, 건식저장환경에서사용후핵연료의거동규명, 저장성능및안전성평가연구가활발히진행중이다. 한편장기간의원자력발전의결과로생산되는사용후핵연료에 - 106 -
대한적절한처리나처분업무가국제적으로중요산업으로대두되면서사용후핵연료의건식저장기술분야의선진국들은그들이개발한기술을국내ㆍ외특허출원등을통해건식저장기술의독점화를시도하고있다. 대표적건식저장기술인 NUHOMS 서비스를제공하던 Transnuclear가인수합병에의해프랑스 Areva사로병합되는등현재자국내서비스만을제공하고있는일부일본기업들을제외하고는전세계의실질적인사용후핵연료에대한저장서비스의공급은거의대부분전술한 Areva사와이분야미국전문회사인 Holtec사에의하여이루어지고있는실정이다. 국내에서는사용후핵연료건식저장시설의설계와안전성평가를위한요소기술인차폐, 열, 구조, 내진, 방사선방어및격납구조물의구조해석기술이상당수준으로확보되어있다고는하지만앞에서말한 Areva사와 Holtec사의시장독과점현상은최근우리나라가추진하고있는저장관련기술개발과이의상용화에도많은어려움을불러올수있을것으로예상된다. 사용후핵연료의처리및처분문제가원자력발전의주요사안으로떠오르면서이에대한기술개발뿐만아니라사용후핵연료의저장기술과저장시설에대한인허가측면에서정책적인배려가고려되고있다. 특히미국원자력규제위원회는원전의부담을경감해주고자특정부지별부지특성을고려한인허가방식을지양하고특정중간저장시설에대해서는부지와상관없이일반인허가 (general licence) 를준다는정책을쓰고있다. 따라서국내에서미국원자력규제위원회로부터인허가를받은바있는저장용기를사용할경우우리가미국원자력규제위원회방식을준용한다면국내에서도이런중간저장방식을도입하는데따른인허가상의문제는최소화될것으로예상된다. 가. 건식저장의장 단점앞에서설명한건식저장의장단점을요약해서정리하면다음과같다. 장점 : - 장기 저장 관리 측면에서 유리하다. - 종류의 다양성과 용량 확장이 용이하고 습식 저장에 비하여 저장용량이 크다. - 운영의 용이성, 안전성 및 경제성 측면에서 뛰어나다. - 공기나 기체의 자연 대류에 의한 냉각으로 운영비가 거의 들지 않음 - 2차 폐기물이 거의 발생하지 않음 - 설계가 간단하여 초기 시설비가 적게 든다. - 시설 관리자의 피폭 선량율이 낮다. 단점 : - 107 -
- 사용후핵연료의온도가상대적으로높게유지되므로사용후핵연료의건전성유지에불리하다. - 운영경험이습식방식에비해짧다. - 부지소요면적이과다하다. - 저장중연료검사곤란하다. 나. 부지외중간저장과 부지내독립저장의 장ㆍ단점 부지외중간저장의 장점은 물리적 방호에 유리하고 저장 및 향후 관리에 적합한 최적의 부지를 선정할 수 있다는 점이다. 이에 비해 가장 큰 단점은 부지 선정의 어려움과 수송비용 및 리스크의 증가라고 볼 수 있다. 여기서 부지내독립저장이란 각 발전소에 독립적으로 설치된 부지내독립저장을 말하며 발전소 건설 후 정상 가 동 중에 부지내임시저장 시설의 저장용량이 부족한 것을 해소하기 위하여 발전소 부지 내에 독립적으로 건설한 습식 혹은 건식 저장시설을 의미한다. 다시 말하여 부지내독립저장의 장점은 별도 부지의 확보가 불필요하고, 기존의 원전시설과 부지 를 사용함으로서 수송비 등 운영비를 크게 절감할 수 있다. 그러나 단점으로는 기 존 원전 지역 주민의 반발이 예상되며, 부지내 장기 저장 시 원전 해체와의 간섭 사항 등을 검토할 필요가 있다. < 표 3-2> 에는 부지내독립저장과 부지외중간저장의 장단점이 나타나 있다. 일반 적으로 부지내독립저장의 장점은 부지외중간저장의 단점이 되고 부지내독립저장의 단점은 부지외중간저장의 장점이 된다. < 표 3-2> 부지내독립저장과부지외중간저장의장단점비교 구분부지내독립저장부지외중간저장 장점 별도부지확보불필요 별도통제및부대시설불필요 ( 수송및방호시설등 ) 수송비등운영비절감 물리적방호에유리 저장및향후관리에적합한최적의부지선정가능 부지면적, 위치제약없음 단점 기존원전지역주민반발예상 부지선정어려움및인허가복잡 부지내장기저장시원전해체에 통제구역설정및부대시설건설따른문제등검토필요 수송비용증가및수송기술및체 경주시 ( 월성본부 ) 에중간저장계확립시설건설불가 리스크의증가 ( 유치지역지원에관한특별법 ) 다. 건식저장의종류 - 108 -
( 1 ) 볼트방식볼트방식은사용후핵연료를대형콘크리트건물안에저장하는방식으로, 외부구조물은방사선차폐체로이용되고, 건물내부에는사용후핵연료저장유닛에적합한많은저장공간을갖게된다. 이와같은공간에설치된콘크리트구조물속에는금속튜브가설치되며튜브내에사용후핵연료를장입밀봉하여저장하는방식으로서, 튜브내에는저장되는사용후핵연료의특성에따라공기, 질소또는헬륨가스가채워진다. 볼트방식중가장많이사용되는모듈형볼트저장방식, MVDS(Modular Vault Dry Storage) 는지상에세워진대형콘크리트차폐건물내에사용후핵연료저장용기를수직으로저장하는방식으로현재미국, 영국, 프랑스, 네덜란드, 헝가리등지에서건설 / 운영중이며, MAGNOX, HTGR 및 VVER 등의다양한사용후핵연료를저장하고있다. 이중네덜란드는유일하게볼트방식을부지외중간시설로사용하고있고그밖의나라에서는부지내독립저장시설로사용하고있다. < 그림 3-8> 는미국 Fort St Vrain 원전부지에설치되어있는 MVDS를도시하고있다. < 그림 3-8> 미국 Fort St Vrain MVDS(Modular Vault Dry Storage) 볼트방식건식저장시설은일반적으로수납시설이저장시설의중앙에위치하며 4개의집합체를저장하는차폐저장관이가로 10열, 세로 5열로총 200개의집합체 (4개집합체 / 차폐저장관 (10 5) 열 ) 가하나의볼트모듈에저장된다. 이와같은볼트방식의저장시설은 4개의볼트모듈 (800개의집합체 ) 단위로용량을확장할수있으며크레인의이동거리를고려하여양쪽으로최대 5개 (20개의볼트모듈 ) 까지건설하게된다. - 109 -
< 그림 3-9> 에서는볼트방식의건식저장시설의외부콘크리트건물을볼수있 다. 이시설은 Gec-Alsthom사가헝가리 Paks 원전부지에제작설치한 MDVS 개념을가진대표적인볼트저장시설의하나이다. < 그림 3-9> 헝가리 Paks 부지내볼트방식의건식저장시설 저장설비계통은사용후핵연료저장컨테이너를포함한저장계통, 연료취급계통, 구조설비계통, 공정설비및보조계통, 기타특수장비및부대시설등으로구성된다. 이방식은미국, 영국, 헝가리등에서인허가를받아이용되고있으며, 현재운영중인시설들은앞에서말한 MAGNOX 원자로의사용후핵연료등다양한형태의연료를저장하고있다. 그러나경수로형사용후핵연료를저장하는데는볼트방식이적용된사례는아직까지없다. 주요제작사로는미국의 Holtec, 프랑스의 Areva, 영국의 GEC-Alsthom사가있다. 만일이러한볼트방식이우리나라에도입되는경우한수원의예비평가에의하면저장시설의 1단계건설용량은 5,490 MTU(64개의볼트모듈용량 ) 이며총경수로형사용후핵연료발생량인 26,160 MTU(312개의볼트모듈용량 ) 를저장할수있는볼트모듈이단계적으로건설되는것이적합하다. 볼트방식에서사용후핵연료는일반적으로하나혹은몇개의사용후핵연료집합체를수용할수있는금속저장튜브나저장실린더에저장된다. 이들튜브나실린더는열전달을향상시키고저장하는동안사용후핵연료의산화를방지하기위해불활성기체가채워져밀봉되는데, 이는사용후핵연료로부터발생되는방사성물질에대한격납역할을하게된다. 사용후핵연료로부터발생되는열은부분적으로강제대류에의하여외부로배출되나대부분의경우자연대류방식에의해이동되어외부로배출된다. 금속저장튜브를사용하는방식에서는사용후핵연료가장전된금속저장튜브를수송용기로부터인출하여바로저장위치로이송하여저장하는반면, 저장실린더를사용하는방식에서는사용후핵연료를컨테이너에밀봉하여저장하게된다. 따라 - 110 -
서볼트방식으로사용후핵연료를저장하는경우에는크레인과같은연료취급장비가반드시필요하게된다. 지금까지볼트저장방식으로사용후핵연료를저장하고있는저장시설로는영국의 Wylfa 저장시설, 미국의 Fort St. Vrain 저장시설, 프랑스의 CASCAD 저장시설, 네덜란드의 HABOG 저장시설등과같이주로가스냉각로또는연구로에서발생한사용후핵연료를저장하는데사용되고있지만, 헝가리의 Paks 저장시설에는러시아원전인 VVER-440에서발생한사용후핵연료를저장하고있다. 앞에서말한대로 GEC-Alsthom사의 MVDS 개념설계보고서에따르면 1개의용기에 4개의집합체연료를장전하여총 50개의저장용기에 200개의집합체를관리한다. 저장용기내부에는헬륨가스를충전하였으며, 기준연료는초기농축도 3.7 %, 평균연소도 33,000 MWD/MTU, 최대연소도 47,000 MWD/MTU로설정되었다. 냉각기간은 5 ~ 16 년으로하여 50개의용기에서발생되는총방사성붕괴열이 150 kw가되도록설정하였다. 이기준연료를저장할때건물외부의평균대기온도를 30 로가정하면, 용기표면온도는 85, 연료봉최대온도는약 260 로, 동일조건에서용기저장방식또는 NUHOMS 방식에비하여방사성붕괴열제거측면에서비교적유리한것으로알려져있다. 사용후핵연료의붕괴열제거방식은자연대류방식을이용하고있으며, 모든저장모듈이하나의콘크리트취급건물단위로서비스를받을수있도록설계되어있다. 따라서필요시차폐저장관을모듈식으로증설확장할수있다. 볼트방식저장시설은기존의발전소시설로부터완전히독립하여운영할수있으며, 최종처분장으로의수송을위한모든사용후핵연료의재포장작업도사용후핵연료취급시설지역에서수행할수있다. 또한이볼트방식은사용후핵연료의저장시온도가허용온도에비해높은여유도를갖도록설계되어있기때문에냉각기간이짧은사용후핵연료도저장이가능하고이런사용후핵연료의방사선준위를볼트저장방식을통해낮게할수있다는이점도갖고있다. 특히, 볼트의외부차폐체두께가증가해도저장시설의냉각능력이저하되지않으므로냉각능력향상과동시에방사선차폐능력을향상시킬수있다는점에서다른저장방식에비하여유리한점을갖고있다. 그러나다른저장방식에비해저장용기의용량이작기때문에볼트저장방식을이용한건식저장을위해소요되는작업시간이다른저장방식에비하여상대적으로많다는단점이있다. 또한독립적인대형콘크리트구조물을건설해야되고건물내각종유틸리티설비가필요하여건설기간이오래걸리고건설비용이많이소요된다. 볼트방식은사용후핵연료의저장을위한볼트모듈, 수송용기수납건물및기체공급계통 ( 질소이용 ), 작업자및감시기기를위한보건물리시설등으로구성된다. 볼트방식의저장시설은철근콘크리트구조물인볼트내에하나의사용후핵연료를저장하는차폐저장관과차폐저장관을둘러싸고있는콘크리트및철판구조물, 상부구조물, 사용후핵연료를수송용기로부터차폐저장관까지이송하기위한연료 - 111 -
취급장비 및 이송 크레인으로 구성된다. 여기 차폐 저장관에는 하나 또는 여러 개의 사용후핵연료 집합체를 저장할 수 있 으며 이 차폐 저장관은 3부분 즉 탄소강으로 만들어진 상단 링, 몸체 및 하단 기초 로 구성되어 있고, 내부는 1.25 psig 압력의 질소가 충전되어 있다. 볼트 저장방식의 기타 보조시설 등은 특별한 계통 ( 기체 공급계통 등 ) 을 제외하고 는 습식 저장방식이나 수평 모듈 방식과 동일하며, 차폐 저장관의 저장 환경 유지, 저장 환경의 압력 조절, 주기적인 차폐 저장관 감시 등을 위해 기체 공급계통이 별 도로 설치된다. 기체 공급계통은 고정 배관계통 및 질소계통으로 구성된다. 질소계 통은 차폐 저장관 내를 비교적 낮은 정압력으로 유지하며, 내부 압력이 설계 기준 치 이상으로 상승하는 경우 질소 기체는 여과기를 통하여 대기로 방출된다. 또 질 소계통은 수납건물에 이웃하여 설치되며, 고정 배관을 통해 모든 차폐 저장관에 연 결된다. 기체 공급용 고정 배관계통은 공기나 질소계통을 차폐 저장관에 연결하며, 각각의 차폐 저장관은 열팽창을 고려하여 설치한 유동 배관에 의해 고정점에 연결 된다. 중간 저장시설 부지로 수송된 사용후핵연료는 수송용기 수납건물에서 수납되어 저장 전의 필요한 준비 작업을 거쳐 차폐 저장관으로 이송, 저장된다. 수납시설은 수송용기 수납건물, 수납지역, 준비지역, 취급 크레인 및 연료 취급 장비 등으로 구 성된다. ( 가 ) 볼트방식에대한장ㆍ단점대표적인부지외중간저장방식의하나인볼트저장방식은다음과같은장ㆍ단점을가지고있다. 장점 : - 작업자의방사선피폭량이낮다. - 저장용량의확장이용이하다. - 운영중에방사성폐기물의발생이거의없다. - 외부차폐체의두께증가가시설의냉각능력에영향을주지않으므로냉각능력및방사선차폐측면에서유리하다. - 타방식에비하여저장용량이크다 ( 일반적으로 5000톤이상인경우경제성이유리함 ). 단점 : - 경수로사용후핵연료의저장경험이없다. - 저장중사용후핵연료의검사가곤란하다. - 사용후핵연료의저장밀도가낮다. - 작업시간이길며, 추가유틸리티설비가필요하다. - 112 -
( 2 ) 콘크리트모듈방식콘크리트모듈방식은콘크리트구조물안쪽에있는금속라이너속에직접사용후핵연료를채워넣는일체방식과사용후핵연료를별도의금속저장용기에삽입후수직혹은수평으로콘크리트실린더에저장하는모듈방식이있다. 다음에소개될수평콘크리트모듈방식은별도의금속저장용기를콘크리트실린더에수납하는저장방식을말하며, 수직콘크리트모듈방식은일체형저장방식을말한다. 콘크리트모듈방식에서모듈의구조물로사용되는강화콘크리트는방사선차폐역할을하고격납역할은일체형의경우금속라이너가하고모듈형의경우별도의금속저장용기가존재한다. 사용후핵연료를금속저장용기에삽입후콘크리트구조물속에수납하는모듈방식은사용후핵연료에서발생되는방사성붕괴열이콘크리트용기와금속저장용기로형성된환형공간을자연적으로대류하는공기에의해냉각되도록설계되었다. 이방식은콘크리트모듈이구조및방사선차폐체의역할을하게되므로별도의콘크리트건물이따로필요없게된다. 이와같은콘크리트모듈방식은건설비용이저렴하고저장용량의확장이용이한장점이있으나부지이용률이떨어진다는단점이있다. 또설계가간단하여금속용기방식에비해값이싸다는장점은있으나내열성, 내충격성및냉각성능이떨어진다는단점이있다. 그밖에도운영중방사성폐기물의발생이거의없다는장점이있으나저장중사용후핵연료에대한검사가힘들다는단점이있다. 현재콘크리트모듈방식은미국, 캐나다, 우크라이나등에서부지내독립저장시설로건설 / 운영중에있다. 국내에서월성중수로원자력발전소부지내독립저장시설로건설중에있는 MACSTOR 방식의 MACSTOR/KN-400도수직콘크리트모듈방식의일종이다. 다음에두가지콘크리트모듈방식인수평콘크리트모듈과수직콘크리트모듈에대하여설명하기로한다. 일반적으로콘크리트모듈이라하면수평콘크리트모듈을말하고있으며지금까지건설된대부분의콘크리트모듈도여기에속한다. ( 가 ) 수평콘크리트모듈방식수평콘크리트모듈방식은사용후핵연료가장전된차폐저장용기를부지에설치된콘크리트저장모듈에수평상태로수납하는방식이다. 여기서저장용기는방사성물질이외부로누출되지않도록하는차폐역할을하며, 운반및저장기간중에사용후핵연료를지지및보호하는역할을하게된다. 수평콘크리트모듈방식의대표적인예는 NUHOMS 방식으로, 사용후핵연료는금속저장용기에수직으로장전되며, 이금속저장용기는다시콘크리트저장모듈에수평으로수납된다. NUHOMS 방식에는, 24P, 24PTH, 52B, 61PT, 32PTH 등다양한저장용기가장착될수있고, 냉각기간은 3년이상, 5w/o 농축도, 40.8 kw의 - 113 -
붕괴열및 60,000 MWd/MTU의고연소도를고려한다양한사용후핵연료를장전할수있도록설계되었다. 이와같은 NUHOMS는미국에서개발되어현재미국, 아르메니아및러시아에서사용중에있다. 이방식은작업공정이다소불편하지만안전성및경제성면에서다른방식에비해우수한것으로알려져있으며, 여러종류사용후핵연료의중간저장에이용이가능하다는장점을갖고있다. 수평콘크리트모듈방식에서사용하고있는저장용기는수송 / 저장겸용으로사용이가능하며, 발전소에서저장모듈까지저장용기의운반을위하여별도의수송용기를필요로한다. 콘크리트모듈이구조및차폐역할을하므로별도의콘크리트건물을필요로하지않고필요에따라모듈식으로증설이가능하다. 저장용기내에있는사용후핵연료에서발생하는방사성붕괴열은저장용기와콘크리트모듈사이에서자연대류냉각으로제거된다. NUHOMS 방식의저장시설은크게연료를장전할수있는건식차폐저장용기 (DSC : Dry Shielding Canister), 저장용기를저장하는수평저장모듈 (HSM : Horizontal Storage Module) 및원자력발전소에서콘크리트모듈까지저장용기를운반할수있는수송용기, 기타수송및적재장비, 보조설비등으로구분된다. 이와같은수평콘크리트모듈방식은여러종류의사용후핵연료에적용이가능한방식으로작업공정이다소불편하지만안정성및경제성면에서다른방식에비해우수하다고알려져있다. < 그림 3-10> 에는수평콘크리트모듈방식의대표적인예인 NUHOMES 방식이나타나있다. NUHOMS의맨끝부분에는선량률감소를위해대략 61 cm 정도의차폐체가설치되어있다. 또 < 그림 3-11> 에는이방식을이용하고있는미국 Calvert Cliffs에설치되어있는수평콘크리트모듈방식의부지내독립저장시설을도시하고있다. < 그림 3-10> NUHOMS 건식저장시설의배열 - 114 -
< 그림 3-11> 미국 Calvert Cliffs 의수평콘크리트모듈 수평 콘크리트 모듈의 전체 설비와 이들을 설치하는 과정을 간단히 설명하면 핵 심 설비인 건식 차폐 저장용기는 < 그림 3-12> 와 같이 내부에 사용후핵연료를 장전 할 수 있는 연료 장전통과 원통쉘, 상 / 하부 차폐플러그 등으로 구성되며, 경수로형 사용후핵연료 24다발 또는 비등형 경수로 사용후핵연료 52다발 저장 용량을 갖는 다. 표준화된 NUHOMS-24P의 저장용기는 5년 냉각된 경수로형 사용후핵연료를 장 전할 수 있고, 총 방사성붕괴열은 24 kw를 기준으로 미국 원자력규제위원회로부터 인허가를 받았다. 원통쉘은 스테인리스강 구조물로서 방사성 물질에 대한 격납 역 할을 하는 압력용기이며, 내부에는 헬륨을 충전하여 사용후핵연료가 부식되지 않도 록 보호한다. 차폐 플러그, 스페이서판 및 지지봉과 같은 내부 구조물의 일부는 탄 소강으로 제작되었으나 사용후핵연료와 직접 접촉하는 바스켓 가이드슬리브 등은 스테인리스 스틸을 사용하였다. 수평 저장모듈은 < 그림 3-12> 와 같이 단독으로 1개 단위 또는 2개 단위로 제작 되어 있어 다른 장소로 이동 설치가 가능하다. 주요 구조부는 하단에 2개의 공기 인입구, 상단에 공기 배출구, 바닥을 제외한 3면에는 열 전달판이 부착된 벽면, 그 리고 차폐 저장용기 입 / 출구 문 등으로 구분되며, 수송용기로 운반해 온 저장용기를 수평상태로 저장모듈에 수납되게 된다. - 115 -
< 그림 3-12> 수평저장모듈 (HSM) 각 수평 저장모듈간의 설치 간격은 공기 통로를 고려하여 약 1 m 정도 떨어뜨려 설치하며, 열 방출과 자체 차폐효과가 최적상태가 되도록 배치한다. 모듈사이에는 30 cm 두께의 차폐벽을 설치하여 인접 모듈에 작용하는 산란효과를 방지하며, 마지 막에 위치하는 모듈의 외벽에는 108 cm 두께의 차폐벽을 설치한다. 모듈의 구조물은 단일품으로 제작하여 현장에서 간단히 조립식으로 설치할 수 있 도록 설계되었다. 사용후핵연료가 장전된 이송용기는 트레일러에 의해 수평 저장모 듈로 이송되며, 트레일러에는 40톤 용량의 5.8m 인장 길이를 갖는 유압식 램 및 정 렬 기능을 갖추고 있다. 건식 차폐 저장용기가 수송 차량에 의해 건식 저장시설로 운반된 다음에는 수송용기의 뚜껑에 부착된 볼트를 분리해 뚜껑을 제거한다. 뚜껑 이 제거된 수송용기는 크레인 등의 인양장비를 이용하여 수송용기에서 저장용기를 인출한 후 트레일러에 설치된 load arm을 사용하여 수평상태로 저장모듈에 저장된 다. 저장용기 내에 적재된 사용후핵연료에서 발생되는 방사성붕괴열이 자연 대류에 의하여 방출되도록 공기 순환계통을 설계하였고, 공기가 적절히 순환되는지를 확인 하기 위하여 공기 입ㆍ출구의 온도를 측정할 수 있도록 하였다. ( 나 ) 수직콘크리트모듈방식수직콘크리트모듈방식의전형적인예는내부가금속라이너로피복된철근콘크리트로제작된캐나다의콘크리트저장용기및중수로사용후핵연료를채운저장바스켓을아연도금탄소강저장실린더에수직으로저장하는방식인 MACSTOR - 116 -
가있다. 현재월성원전부지에건설되고있는최신 MACSTOR 방식의 MACSTOR/KN-400도수직콘크리트모듈방식의일종이다. MACSTOR/KN-400 방식은 MACSTOR와마찬가지로콘크리트저장모듈에중수로사용후핵연료를채운저장바스켓을아연도금탄소강저장실린더에수직으로저장하는방식이다. 하나의모듈에는 40개의저장실린더가설치되어있으며, 1개의저장실린더에는 60다발의사용후핵연료가담긴바스켓을 10단으로저장하여총 24,000 다발의사용후핵연료를저장하게된다. < 그림 3-13> 은 MACSTOR 타입저장모듈의측면을보여주고있다. 한개의저장모듈에 20개의저장실린더가설치되어있으면 MACSTOR/KN-200이고앞에서말한바와같이 40개의실린더가설치되어있는저장시설은 MACSTOR/KN-400이라고한다. < 그림 3-13> 대표적인수직콘크리트모듈인 MACSTOR 단면 콘크리트모듈은 < 그림 3-14> 에서보는바와같이자신이구조물및차폐역할을하기때문에별도의콘크리트건물을필요로하지않는다. 따라서필요에따라모듈식으로증설이가능하며저장실린더내의사용후핵연료에서발생하는붕괴열은모듈하부의공기입구 (10개) 와모듈상부의공기출구 (12개) 를통한자연대류냉각방식으로제거된다. - 117 -
< 그림 3-14> 수직콘크리트모듈방식 (MACSTOR-200) MACSTOR/KN-400 방식은중수로사용후핵연료를저장할수있도록개발한중간저장방식으로설계자료로사용된연소도는 7,800 MWD/MTU, 냉각기간 6년인사용후핵연료를기준으로붕괴열은다발당 6.08 W의설정된값을사용한다. MACSTOR/KN-400 저장시설은연료를장전할수있는저장실린더, 저장실린더를수용하는콘크리트모듈, 원전에서 MACSTOR/KN-400 모듈까지연료바스켓을운반할수있는수송용기, 기타하역및적재장비, 보조설비등으로구성된다. 콘크리트모듈의저장실린더는 10개의바스켓을수용할수있는원통형스틸용기로, 외경 1.12 m, 길이약 6.94 m이다. 각실린더는모듈상부슬래브에고정되어있으며, 하부는모듈내부콘크리트바닥으로부터이격시켜설치한다. 이는저장실린더로부터콘크리트바닥면으로전도될수있는열을크게감소시키고, 저장실린더아래로냉각공기를순환시킴으로써실린더를균일하게냉각시킬수있게할뿐만아니라저장실린더의열팽창을수용하기위해서다. 스테인리스스틸로만들어진사용후핵연료바스켓에는사용후핵연료저장수조에서 6년간냉각시킨중수로사용후핵연료 60 다발이들어간다. 이와같은바스켓은사용후핵연료에서발생되는방사성물질의방출을안전하게격납하는 1차격납방벽역할을한다. 이들사용후핵연료바스켓은이송플라스크에장전되어이송차량을통해저장모듈까지운반된다. 앞의 < 그림 3-13> 에서개략적으로보여주고있는저장모듈에는하부에 10개의공기입구, 상부에 12개의공기출구그리고모듈내부에는열차단판이설치되어있다. 공기입구의덕트는먼지나겨울철에눈이쌓여입구가차단되는것을막기위해모듈바닥으로부터 1.2 m 높이에설치되어있고, 공기입구의내부덕트는저 - 118 -
장실린더의바닥에냉각공기를공급하기위하여모듈내부바닥높이와같은위치에설치된다. 이런공기입구의미로형태는저장실린더주위의냉각공기통로를최적화하고방사선피폭을최소화하기위한것이다. 저장모듈의상부슬래브에는저장실린더가고정되어있고, 저장실린더하부판에실린더지름보다더크게확대되어있는확장부분에는고정용구멍이갖춰져있다. 저장모듈내부에는저장실린더당두개의지진억제지지봉이모듈바닥슬래브에설치되어있고, 고정용구멍에지지봉이느슨하게끼워지게되어지진으로인한저장실린더의횡방향요동을억제시켜준다. IAEA 안전조치의일환으로저장모듈내에는 4개의중앙재검증관이설치되게되어있고모듈내부콘크리트에는 24개의재검증관튜브가들어가게되어있다. 이들재검증관은 E-Type 봉인과 Cobra-Type 봉인으로봉인되어있다. ( 3 ) 용기 저장방식 용기 저장방식을 용기의 재질로 구분하면 콘크리트 용기 방식과 금속 용기 방식 으로 나눌 수 있다. 이를 다시 사용 목적에 따라 분류하면 저장 전용 방식과 수송 / 저장 겸용 방식이 있다. 콘크리트 용기 방식은 주로 저장만을 위한 저장 전용 방식인데 반해 금속 용기 방식은 본래 볼트 및 모듈 방식과 마찬가지로 초기에는 단지 저장만을 위해서 저장 전용 용기가 설계, 제작되었으나, 최근에는 수송 및 저장의 이중목적 또는 수송 및 저장뿐만 아니라 영구처분을 위해 사용 가능한 다목적 용기 방식으로 개발되었다. 용기 저장방식은 용기 자체가 가지고 있는 확장의 유연성 때문에 미국을 비롯한 유럽 및 일본에서 널리 이용되고 있는 저장방식이다. 사용후핵연료는 원자력발전소 부지내임시저장 시설에서 사용후핵연료 취급 장비 를 이용하여 저장용기 또는 저장 / 수송 겸용 용기에 장전된다. 저장용기는 격납 기능 만을 제공할 뿐 차폐 기능은 콘크리트 또는 금속 저장용기가 제공하게 된다. 또한 저장 / 수송 겸용 용기는 그 자체로서 차폐 및 격납 기능을 제공한다. 원래 콘크리트 용기 및 금속 용기는 여러 제작 업체들에 의해 다양한 종류의 용기가 개발되어 왔 었으나 현재는 Areva사나 Holtec사 같은 전문 제작업체만이 이들을 독점적으로 제 작하고 있다. 콘크리트 용기 방식은 콘크리트 모듈 방식과 달리 이동이 가능한 구조물이기 때 문에 부지내독립저장의 경우 사용후핵연료가 장전된 수송용기가 콘크리트 저장용기 에 적재되어 저장 부지로 이송, 저장되며, 부지외중간저장의 경우 저장용기를 별도 의 수송용기에 적재하여 부지로 운반한 후 저장 부지에 있는 콘크리트 저장용기에 하역하여 적재하게 된다. 구조재인 철근 콘크리트 또는 고밀도 콘크리트는 구조적 강도 및 방사선 차폐 기 능을 제공하고 있고 콘크리트 용기 내부에는 사용후핵연료가 장전되어 있는 금속 저장용기가 적재하게 된다. 금속 저장용기 내의 사용후핵연료에서 발생하는 방사성 - 119 -
붕괴열은콘크리트구조물을통한자연대류에의해냉각된다. VSC-24, HI-STORM 100 및 NAC-UMS 등이대표적인콘크리트저장용기이다. 금속용기는사용후핵연료의수송및저장에사용되는용기로서, 구조적강도및핵임계안전성이제공되어야하고, 여기에는바스켓또는밀봉된저장용기가수납된다. 금속용기는일반적으로뚜껑이볼트로고정되거나용접으로밀봉되는 2중뚜껑격납구조를갖는다. 대표적인금속용기로는 TN-24, TN-32, TN-40, MC-10, CASTOR V/21 및 HI-STAR 100 등이있다. < 그림 3-15> 로부터대표적인콘크리트그리고금속용기를볼수있다. < 그림 3-15> 사용가능한 6가지종류의저장혹은수송 / 저장용기 (REA-2023, VSC-17 : 콘크리트용기, MC-10, 125-B, V/21, TN-24P : 금속용기 ) ( 가 ) 콘크리트용기방식 < 그림 3-16> 에보이는콘크리트용기방식은사용후핵연료를금속으로된저장용기에수납한후사일로형태의수직원통형콘크리트구조물에밀봉저장하는방식으로미국, 우크라이나등지에서운영중이다. 대표적인콘크리트용기에는 VSC-24, HI-STORM 100, NAC_UMS 등이있다. - 120 -
< 그림 3-16> 콘크리트용기저장시설 콘크리트용기의철근콘크리트또는고밀도콘크리트는구조적강도를유지시켜주고방사선을차폐해주는역할을한다. 콘크리트용기내부에는사용후핵연료를포함하는금속저장용기가적재된다. 금속저장용기내의사용후핵연료에서발생하는방사성붕괴열은콘크리트구조물을통한열전도에의해냉각된다. 또한콘크리트용기의상ㆍ하단에는공기흡입구및배기구를설치하여공기순환에의한자연냉각이된다. 콘크리트용기저장방식은콘크리트모듈저장방식과달리원통형콘크리트구조물이지표면에서이동이가능하다. 콘크리트용기방식은 < 그림 3-17> 에서볼수있는바와같이크게나누어콘크리트저장용기와사용후핵연료를적재하는바스켓으로구성된다. 부지내독립저장의경우사용후핵연료가적재된수송용기가이송용기에의해저장패드위에위치한콘크리트용기까지운반되어저장되거나, 수납시설에서콘크리트저장용기에적재된후, 콘크리트용기운반용특수트랙터에의하여저장패드까지운반되어수직으로저장된다. 한편부지외중간저장의경우는수송용기에적재하여저장부지로운반한후저장부지에있는콘크리트용기에하역하여밀봉저장하게된다. - 121 -
< 그림 3-17> 콘크리트용기의본체및바스켓 콘크리트용기저장방식을우리나라에적용하면저장용기 100개 (5 20열 ) 를기본단위로설치해야하며 100개의용기는 6.1 m의간격을유지하게된다. 따라서 1 단계초과용량인 5,490 MTU에대하여우선 542개의저장전용콘크리트용기를설치, 저장해야하며, 나머지 25,160 MTU에대해서는 2,583개의저장전용콘크리트용기를단계적으로건설하는것이적정하다. < 그림 3-18> VSC-24 콘크리트저장용기개념도 - 122 -
콘크리트 용기 저장방식에 사용되는 대표적인 용기 VSC-24의 경우 24개의 경수 로 형 사용후핵연료 집합체를 저장하게 되는데 용기의 크기는 3.35 m ( 외부직경 ) 5.7 m ( 높이 ) 이며 이들 용기들은 용기 표면에 허용 선량률을 유지하기 위하여 2 m 간격으로 배열된다. < 그림 3-18> 에는 대표적인 콘크리트 용기인 VSC-24 개념도가 도시되어 있다. 콘크리트 용기 저장방식은 저장용량의 확장이 용이하여 수요에 맞게 단계적인 건 설이 가능하고 근거리의 경우 콘크리트 용기를 직접 운반하여 설치하는 것도 가능 하다는 장점이 있다. 또 콘크리트 용기는 금속 용기에 비하여 재료비나 제작비 가 격이 저렴한 반면 부지의 이용률이 떨어지고 콘크리트의 열전도도가 낯아 냉각 성 능이 떨어지는 단점이 있다. 그 밖에도 내열성 및 내 충격성이 금속 용기에 비하여 떨어짐으로 장기 저장시 콘크리트의 건전성에 문제가 있다는 단점도 있다. 1976년 운전 정지에 들어간 미국 가압 비등형 원전 Humboldt Bay 부지에 최근 건설 / 운영에 들어간 저장 용기방식의 부지내독립저장 시설은 사용후핵연료 저장 용 기를 지상에 세워두는 대신에 지하에 설치하여 저장하고 있다. < 그림 3-19> 에서는 Humboldt Bay 원전 부지에 설치된 콘크리트 용기 저장시설을 볼 수 있다. < 그림 3-19> 미국 Humboldt Bay 지하에설치된 HI-STORM 100HB 형태의콘크리트용기저장시설 (ISFSI) ( 나 ) 금속용기방식금속용기저장방식은사용후핵연료를금속용기에담아콘크리트패드위에저장하는간단한개념으로미국, 일본, 독일, 벨기에, 이탈리아, 스위스, 체코등지에서운영중에있다. 금속용기의구조는몸체, 핵연료바스켓, 뚜껑으로구성되어있으며, 용기몸체의외부표면은냉각의효율성을높이기위하여여러종류의냉각핀을부착하기도한다. - 123 -
최근금속용기는수송 / 저장겸용으로개발되는추세이며이와같은수송 / 저장겸용용기는별도의운반용기가필요없고발전소내임시로저장하였다가중간저장시설로이동할수있다는유리한점이있다. 또한콘크리트용기저장방식에비하여구조적건전성이우수한반면제작비용이비싸다는단점이있다. 원래금속용기저장방식은임시저장시설의용량확대방안으로개발된방식으로수송용기자체가방사선을차폐하고있기때문에수송뿐만아니라저장겸용으로도사용이가능하다. 최근에는저장 / 수송의이중목적이외에도수송 / 저장 / 처분의다목적금속용기겸용방식이미에너지성후원으로가압경수로사용후핵연료에대해서는 NAC이비등형경수로사용후핵연료에대해서는미 Areva의주도로개발되고있다. 겸용방식은원전부지내에서사용후핵연료를일정기간저장한후최종관리시설로직접운반할수있는방식으로초기투자비용은다소비싸지만사용후핵연료수송에따른별도의수송용기는필요없고수송 / 저장작업의안전성이나작업공정을단순화시킬수있는장점이있다. < 그림 3-20> 수송 / 저장겸용금속용기 (CASTOR) < 그림 3-20> 에서볼수있는대표적인수송 / 저장겸용용기인 CASTOR는 24개의사용후핵연료집합체를저장하는금속용기다. 용기크기는 2.4 m ( 외부직경 ) 4.9 m ( 높이 ) 이며저장시설에서용기간의간격은외부표면선량률을고려하여 2 m 간격을유지하게된다. 실제로용기의크기와용량은발전소에설치된크레인용량과취급설비의조건에도맞아야하다. < 그림 3-21> 에는금속용기저장방식으 - 124 -
로건설된중간저장시설이나타나있다. < 그림 3-21> 금속용기저장시설 금속 용기 저장방식은 사용후핵연료를 금속 용기에 장전하여 저장하는 방식으로, 금속 용기 저장방식에 사용되는 대표적인 저장용기로는 HI-STAR 100, NAC-STC, TN-24P, CASTOR V/21, CASTOR V/21A 및 MC-10 등이 있다. 금속 용기의 저 장용량은 경수로형 사용후핵연료를 기준으로 21 ~ 26 핵연료 다발을 저장할 수 있 게 개발되었으며, 그중에서도 24 다발의 경수로형 사용후핵연료를 저장할 수 있는 금속 용기가 주류를 이루고 있다. 금속 용기의 중량은 대개 100톤을 약간 상회하며, 사용후핵연료의 설계 기준 연소도는 35,000-40,000 MWD/MTU, 냉각 기간은 5년 이 주류를 이루고 있다. 현재 금속 용기 저장방식을 사용하고 있는 나라 중에서 부지내독립저장방식을 채 택하고 있는 나라는 독일 (Goegen), 벨기에 (Doel), 캐나다 (Pickering) 등이 있고 부지 외중간저장방식으로 사용후핵연료에 대한 중간 저장을 하고 있는 나라는 독일 (Gorleben, Ahaus), 일본 (Mutsu), 스위스 (Wuerenligen) 등이 있다. 사용후핵연료 중간 저장방식 중에서 금속 용기 저장방식의 장점은 상대적으로 많 은 건설 및 운전 경험이 있고 콘크리트 용기 저장방식에 비해서도 훨씬 뛰어난 용 량 확장성을 갖고 있다는 점 그리고 운전 중에 방사성 폐기물이 거의 발생하지 않 는다는 점이 있다. 반면 단점으로는 사용후핵연료의 피복관 온도가 높고 금속 용기 의 제작비가 비싸 대량 저장에 불리하고 저장 중 사용후핵연료의 검사가 거의 불가 능하다는 점이다. 이밖에 주의해야 할 점은 문헌에 따라 콘크리트 사일로 방식을 별도로 구분하는 - 125 -
경우와모듈방식에포함하는경우가있다. 또한아직상용화되지는않은저장방법이긴하지만지하저장의개념인건정및터널방식이있다. - 126 -
제 3 절원자력선진국의사용후핵연료중간저장현황 1. 국내 현황 현재 우리나라에서는 경수로형 사용후핵연료를 기본적으로 부지내 습식 저장조에 저장하고 있으며 월성 원전에서 발생하는 중수로형 사용후핵연료는 습식 저장조 및 건식 저장시설에 저장하고 있다. 현재까지 국내에서 적용되고 있는 부지내 사용후핵연료 관리는 가압경수로 사용 후핵연료의 경우 사용후핵연료 부지내임시저장 시설의 저장용량을 늘리는 방법과 원전 호기별 부지내임시저장 시설을 공유하는 등의 방법이, 중수로 사용후핵연료의 경우에는 부지내임시저장 시설을 추가로 건설하여 이용한다. 예를 들면, 고리 3/4호 기는 기존 저장대를 철거하고 조밀 저장대로 전면 교체하기 위하여 저장대를 제작 설치 완료함으로서 고리 원전 사용후핵연료를 2016년까지 추가로 저장할 수 있는 저장용량을 확보할 수 있었다. 우리나라에서는 원자력 정책의 최고 의결기구인 원자력위원회의 결정에 따라 2016년까지는 부지내임시저장을 원칙으로 하고 있으나 원전의 부지내임시저장용량 이 부분적으로 이미 한계에 도달해 발전 사업자인 한수원 측에서는 부지내임시저장 용량을 기존 저장대에서 조밀 저장대로 교체하거나 저장용량에 다소 여유가 있는 이웃 원전으로 이송 저장하여 2016년 까지 부지내임시저장에 문제가 없도록 조치를 취해오고 있다. 월성에 있는 중수로 원자력발전소의 경우 사용후핵연료 발생량이 경수로 원자력 발전소보다 월등히 많아 1992년부터 부지내임시저장 시설 용량 부족을 해소하기 위 하여 별도의 콘크리트 건식 저장시설을 건설하여 운영해 오고 있으며 최근 한수원 은 2009년 9월까지 월성 원자력발전소의 조밀 건식 저장 설비인 MACSTOR /KN-400을 건설하여 중수로 사용후핵연료 저장용량의 부족 현상을 해소하려 하고 있다. 또한 경수로의 경우도 사용후핵연료를 발전소 부지에 건식 저장을 할 수 있 는 건식 저장 시스템을 개발 중에 있다. 국내 사용후핵연료 중간 저장시설은 1998년 9월 제249차 원자력위원회에서 확정 된 국가 방사성폐기물 관리 대책에 따라 2016년까지 2,000톤 규모로 건설할 계획이 다. 원전 부지 내 부지내임시저장조 시설 용량은 현재 추진 중인 확장사업이 완료 되면 부지 별로 2006~2008년 까지 사용후핵연료를 자체 부지내임시저장 시설에 저 장할 수 있으며, 부지내독립저장 혹은 부지외중간저장 시설이 건설될 것으로 예상 되는 2016년까지 부지내임시저장할 수 있도록 조밀 저장대 설치, 건식 저장소 건설 및 호기 간 사용후핵연료 수송을 통한 저장용량의 공유 계획을 수립하고 있다. < 표 3-3> 에는 국내 원전의 호기별 부지내임시저장 현황이, < 표 3-4> 에는 국내 원전 본 부별 사용후핵연료 현 저장량 및 저장용량이 나타나 있다. - 127 -
< 표 3-3> 국내원전의호기별부지내임시저장현황 ( 단위 : MTU) - 128 -
< 표 3-4> 국내원전본부별사용후핵연료현저장량및저장용량 (2007 년 12 월말기준 ) 1) () 내는 2008년에확장완료시울진 3,4호기저장용량임 2) () 내는 2009년에확장완료시월성원전의저장용량임 - 129 -
2. 미국현황미국내운영되고있는 104기의원전중현재약 66기의원전에서사용후핵연료부지내임시저장시설이저장용량을초과한상태에있다. 이를효율적으로해결하기위하여대부분원전은사용후핵연료부지내임시저장시설에조밀저장대을설치하여저장용량을확장시키고있으며, 일부원자력발전소에서는발전소부지내에여러가지방식의건식부지내독립저장시설을건설, 운영하여초과되는사용후핵연료를저장하고있다. 미국정부는 1998년부터사용후핵연료를원전사업자로부터이관받아최종관리하기로약속을한바있어현재부지내운영중인사용후핵연료중간저장시설의운영에따른비용은향후연방정부에서배상해주어야하는개연성이높다. 건식저장방식은원전사용후핵연료부지내임시저장시설이저장능력을초과하는경우효율적으로건설, 활용할수있는방안으로저장만의단일목적을위한용기저장방식 (VSC, CASTOR, HI-STORM 등 ), 볼트저장방식 (MVDS) 그리고수평콘크리트모듈저장방식 (NUHOMS) 에서점차적으로수송 / 저장겸용금속용기저장방식 (NAC, TN, HI-STAR, TRANSTOR 등 ) 이개발되어사용되고있다. 일부에서 TAD(Transport, Aging, and Disposal) 라는새로운개념의수송 / 저장 / 처분겸용용기를개발사용할것을주장하고있는데대하여 EPRI 등일부산업체의반대가있고저장수명이 100 년으로늘어남에따라재료들의열화문제, 핵임계도문제등다양한기술적현안이발생할수있다는우려가있는것도사실이었으나현재에는수송 / 저장 / 처분과같은다목적금속용기등을개발하여사용하겠다는것이일부원자력산업계의생각이다. 앞에서본 < 그림 3-19> 의최근 Humboldt Bay 원전부지에건설한지하콘크리트용기저장방식의저장시설과함께 < 그림 3-22> 에서보여주고있는 Yankee Rowe 원자력발전소와 Connecticut Yankee 원자력발전소부지에건설한다목적금속용기저장방식를이용한저장시설로부터미국의사용후핵연료저장정책의단면을알수있다. 이들은전형적인부지내독립저장시설이다. - 130 -
< 그림 3-22> 수직저장용기를사용한부지내독립저장시설 미국 내의 건식 저장시설에 대한 인허가 현황이 < 표 3-5> 에 요약되어 있다. 표 에 나타나듯이 미국에서는 약 18개의 원전 부지에서 부지내임시저장 시설로부터 초 과되는 사용후핵연료를 저장하기 위하여 발전소 부지에 부지내독립저장 시설을 건 설, 운영 중에 있으며, 인허가 심사를 받고 있는 건식 저장시설도 다수에 이른다. 다시 말하여 현재 기존의 부지내임시저장 시설이 포화상태에 있는 원전 66기 중 대부분은 조밀 저장대를 사용하는 등 임시로 사용후핵연료 저장 문제를 해결하고 있고 그중 28기의 원전에 대해서는 부지내독립저장시설을 건설하여 운영 중에 있 다. 한편, 8개 전력회사로 구성된 컨소시엄인 PFS는 유타 주에 최대 40년 동안 저장 할 수 있는 사용후핵연료 부지외중간저장 시설의 건설을 추진하여 2006년 1월에 미 국 원자력규제위원회로부터 인허가를 받은바 있으나 현재 주 정부의 반대로 중단된 상태에 있다. - 131 -
< 표 3-5> 미국원전별건식저장시설인허가현황 - 132 -
TN : Transnuclear, Inc. NAC : NAC International, Inc. HOLTEC : Holtec International, Inc. BNFL : BNG Fuel Solutions - 133 -
3. 독일현황독일은지금까지가동을정지한 18기의원자력발전소외에총 19기의경수로형원자력발전소를가동하고있는데, 2000년 6월에정부가제시한탈원자력정책에따라 19기의원전을 2021년까지점진적으로폐쇄하기로하는방침을발표하였다. 독일의사용후핵연료관리정책은 1989년자국내에서재처리를금지한이후일부사용후핵연료는프랑스와영국에서위탁재처리를하였으나, 대부분의사용후핵연료는최종처분까지부지내독립저장및부지외중간저장시설에저장하기로되어있었다. 1998년에사회당과녹색당의연립정권이들어서면서원자력폐지정책이채택되었고, 2002년 4월에원자력법 (Atomic Energy Act) 을개정하여 1994년이후사용후핵연료의관리는재처리및최종처분중에서선택이가능하도록하였다. 그후 2005년 7월부터사용후핵연료의위탁재처리를금지하고부지외중간저장시설을건설하는대신원전부지내에임시의사용후핵연료저장시설을건설하도록하면서궁극적으로는모든사용후핵연료를영구처분하는것으로결정하였다. 사용후핵연료중간저장은전력회사들의책임으로, 그들은공동투자에의해회사를설립하여 Ahaus 및 Gorleben 부지외중간저장시설을건설및운영하고자했다. 그러나앞에서말한대로현재의중간저장정책은부지마다분산저장하는것으로결정되면서 Ahaus나 Gorleben 부지외중간저장시설은이미수송이끝나기저장된사용후핵연료만을저장하게되었다. 예외적인경우에한해서이들은중앙집중저장시설에저장할수있게되어있으나현실적으로는이곳에더이상사용후핵연료를저장하는것은불가능해졌다. 이에따라폐쇄된구소련모델원자로인 Greifswald 및 Rheinsberg 원전에서발생된사용후핵연료는 Greifswald 독립된부지내독립저장시설에서관리되고있다. Greifswald 부지내독립저장시설을제외하고대체로각원전의부지내독립저장방식은건식저장방식이며전체저장용량은약 6,700 thm에이르고있다. 부지외중간저장시설은독립적인시설로서원자력법에따라연방방사선방호청으로부터인허가를받게되고각시설이있는주당국에의해규제를받아야한다. 독일원자력법에따라중간저장을위하여인허가를받은저장용기는경수로형사용후핵연료건식저장용기 790개, HAW(High Active Waste) 저장용기 420개및 Pebble Bed 원자로의흑연저장용기 463개이다. Gorleben 건식저장시설은약 3,800 thm의경수로형사용후핵연료를저장할수있는용량으로 1995년부터운영하기시작하였으나 1998년정부방침에따라사용후핵연료의반입이금지되면서시설의운영이중지된상태이다. 2005년 7월부터법에의하여사용후핵연료의원전외부운송이금지되면서각원전별로부지내사용후핵연료부지내독립저장시설을건설할수밖에없는상황에처하게되었으나이에따른사용후핵연료부지내독립저장시설건설문제를가지고도전력회사와시민단체사이에첨예한대립이야기되기에이르렀다. 그러나일반적으로원자력을반대하는대부분의사람들은사용후핵연료의운송에따른위험이 - 134 -
너무크다고생각하기때문에사용후핵연료는원전내에저장되어야한다고주장하고있다. 대표적인반핵단체인그린피스도부지내독립저장을주장하여왔다. 따라서원전별로부지내독립저장하는독일의경우가환경단체의입장을반영하여사용후핵연료의저장방법을결정한대표적인사례가된다. < 그림 3-23> 에는독일 Lingen 원전의부지내독립저장시설의부지현황이나타나있다. 각원자력발전소부지에건설될부지내독립저장시설의저장용량은연간사용후핵연료발생량, 원전수명등을고려하여결정하게된다. 즉독일의대부분원자력발전소부지내임시저장시설의저장용량은이미조밀저장대등을사용하여최대로확장되어있어더이상부지내임시저장시설의용량은확장이불가능하다고가정하고있다. 따라서방사성폐기물의최종처분이 2030년이후에나가능하다고가정하면저장시설의설계수명은대략 40년으로결정된다. < 그림 3-23> 독일 Lingen 원자력발전소의부지내독립저장시설부지현황 - 135 -
4. 영국현황영국의원자력발전사업자들은플루토늄을재순환하는것이비경제적이라고판단하여추출된플루토늄을저장관리하고있다. 과거에는 Magnox 연료를재처리하여얻어진회수우라늄을재농축후선진기체냉각로 (Advanced Gas Cooled Reactor: AGR) 원자로로재순환하여사용하였다. 그러나앞으로건설될신규원자로에대해서는재순환여부가아직결정되지않았다. 따라서중간저장시설에대한결정도재순환여부가결정된후에나가능하리라생각된다. 현재자국그리고재처리를위탁하고있는나라들에서보내온사용후핵연료는셀라필드로보내져서재처리시까지임시습식저장하게되어있다. 그러나 1994년부터운영에들어간이재처리시설은핫셀내부의파이프에결함이생긴것이발견되어 2005년 4월에운영이정지되었고 2007년초에재가동을위한준비를완료하고규제당국의승인을거쳐재가동에들어갈예정이었으나현재까지재처리시설의재가동은되고있지않다. 이와같이셀라필드에는재처리를기다리는국내ㆍ외에서보내온사용후핵연료를임시저장하기위한습식중간저장시설이운영되고있다. - 136 -
5. 스웨덴 현황 2007년 현재 10기의 원자력발전소가 가동 중이며 전력 생산량의 약 46% 를 차지 하고 있다. 1990년 스웨덴 의회는 자국 내의 모든 원전을 2010년까지 폐쇄하기로 결정하였으나 현재는 이들을 계속 가동하려는 것은 물론이고 추가로 신규 원전을 건설하려는 움직임도 있다. 사용후핵연료 관리 정책은 직접 영구처분 이며, 현재 습 식방식의 중앙 집중식 중간 저장시설인 CLAB 시설을 운영하면서 영구 처분장 건 설을 위한 부지 선정을 추진 중에 있는데 2009년 여름 최종후보지가 도출될 예정이 다. 앞에서 말한 사용후핵연료 중간저장 시설 CLAB의 건설은 1980년 의회에서 결정 되어, 1986년 처음으로 가동에 들어갔다. 오스카르샴에 위치한 이 저장시설은 지하 30m 암반에 건설되었으며, 저장용량은 최근 5,000톤에서 8,000톤으로 확장하였다. 저장기간은 약 30~40년으로 예상하고 있다. < 그림 3-24> 에서는 스웨덴에서 사용하고 있는 대표적 중앙 집중식 부지외중간저 장 시설인 CLAB의 개념도를 볼 수 있다. < 그림 3-24> 스웨덴의사용후핵연료중간저장시설 (CLAB) 개념도 - 137 -
6. 네덜란드 현황 네덜란드는 1기의 경수로형 원자력발전소를 운영 중에 있다. 원자력 발전 규모가 작고 폐기물 발생량도 적기 때문에 방사성 폐기물은 보르셀 (Borssele) 에서 중앙 집 중 관리하고 있다. 방사성 폐기물 관리는 전담 기관인 COVRA(Central Organization for Radioactive Waste) 에서 담당하고 있다. 네덜란드는 모든 사용후핵연료를 프랑스 라하그 및 영국 셀라필드에서 재처리한 다는 원칙을 유지하고 있으나 최근 100년간 장기 저장 후 최종 처분을 결정한다는 정책을 채택하였다. 또한 2003년 보르셀의 원자로 폐쇄를 연기하기로 결정하고 프 랑스의 라하그 재처리 시설과의 계약도 연장하였다. 따라서 중ㆍ저준위 폐기물과 일부 연구용 원자로에서 발생한 사용후핵연료는 최소 100년 동안 저장하는 것을 목 표로 2003년부터 볼트 저장방식인 하보그 (HABOG) 저장시설을 건설 운영하고 있 다. 원자로에서 발생하는 사용후핵연료는 부지내임시저장 시설 내에서 1~3년 저장한 후에 재처리를 위해 프랑스로 이송된다. 1997년에 폐쇄된 Dodewaard의 비등형경수 로에서 발생한 사용후핵연료는 부지내독립저장 시설에서 저장 후 재처리를 위해 2003년 영국의 셀라필드로 이송되었다. 그 밖에도 1993년 정부가 채택하여 국회에 제출한 방사성 폐기물 장기 지층 처분 의견서에 따라 재처리 과정에서 발생된 고준 위 폐기물과 연구용 원자로에서 발생한 사용후핵연료 등은 무엇보다 장기간 저장 이후에도 회수가 가능하도록 저장하여야 한다는 방침을 결정하였다. < 그림 3-25> 에서 COVRA 건물과 하보그 저장시설이 있는 전경을 볼 수 있다. < 그림 3-25> COVRA 건물및 HABOG 저장시설전경 - 138 -
7. 프랑스현황프랑스는원자력사업초기부터순환연료주기정책을추진하고있다. 현재상용규모의재처리시설과혼합산화물핵연료제조시설을운영하면서국내는물론해외에까지물량을공급하고있다. 다시말하여 2006년말까지약 22,700톤의경수로형사용후핵연료와약 18,000톤의가스냉각로사용후핵연료를재처리한실적을갖고있다. 또한, 유럽지역에서제조된총 2,200톤의혼합산화물핵연료의약 2/3가프랑스에서제조된것이다. 한편, 라하그재처리시설에있는습식저장시설의용량은 14,400 MTU이며, 이시설을운영하고있는 Areva사는용량을 18,000 MTU로확충하기위해인허가를추진중에있다. 한편카다라치부지에는연구용원자로에서발생한재처리가불가능한사용후핵연료를저장하기위한목적으로볼트방식의 CASCAD(CASemate CADarache) 라는저장시설을운영하고있다. 2004년말현재프랑스에서발생된사용후핵연료는라하그에 7,200 MTU, 원전부지에 3,600 MTU, CEA 센터에 120 MTU가저장되어있으며, 이외에독일 (347 MTU), 스위스 (95 MTU), 네덜란드 (4 MTU) 등의외국원전에서발생된사용후핵연료 450 MTU이라하그의저장수조 (< 그림 3-6> 참조 ) 에저장되어있다. - 139 -
8. 캐나다 현황 풍부한 천연 에너지 자원을 가진 캐나다는 총 12,600 MWe 규모의 중수로 원전 18기의 운전을 통해 캐나다 전체 전력의 약 16% 를 공급하고 있다. 이들 원전에서 약 36,000톤의 사용후핵연료가 발생되었고, 이들은 Ontario, Quebec 및 New Brunswick 원자력발전소 부지 내 건식 저장시설과 Manitoba에 있는 캐나다 원자력 공사 (AECL) 의 저장시설에서 관리되고 있다. 사용후핵연료 관리방안을 제시하기 위하여 2002년 11월 사용후핵연료 폐기물법 (Nuclear Fuel Waste Act) 을 위한 전담기관으로 방사성폐기물관리기구을 설립하였 다. 캐나다는 후행 핵연료 주기로 비 순환 핵연료 주기 즉 직접 영구처분하는 정책을 채택하고 있다. 따라서 중간 저장도 사용후핵연료가 부지내임시저장 시설에서 인출 된 후 영구처분까지를 말하게 되는데 2002년 설립된 방사성폐기물관리기구가 권고 한 수정보완접근방안을 채택하였다. 여기서 수정보완접근방안은 장기 저장을 기본으로 하면서 일반 대중의 의사를 적 극적으로 반영하므로 구체적인 관리방안을 마련하여 추진하고, 최종적으로는 심지 층 처분을 하되 구체적인 처분방안은 현세대가 결정하지 말고 미래세대가 결정하도 록 하는 수정보완접근방안이다. 따라서 캐나다의 중간 저장방식은 수정보완접근방 안 원칙을 따르고 장기 저장에 알맞은 중앙 집중식 건식 저장시설로 현재 콘크리트 용기방식, 콘크리트 모듈 방식 등이 건설 운영되고 있다. 방사성폐기물관리기구는 사용후핵연료를 지층 처분하는 방안, 원전별 부지내독립 저장하는 방안, 최장 300년 집중 저장하는 방안, 30년 분산 저장과 30년 집중 저장 을 거친 후 지층 처분을 하는 방안 등 4가지 관리 대안을 검토하였다. 앞에서 말한 4가지 대안 중 사용후핵연료를 30년간 원자력발전소에서 임시 저장 한 후 영구처분 부지가 확정되는 시점에서 처분장 인근의 지하 집중 저장시설로 운 송하여 30년을 추가 저장하고 나서 지층 처분하는 방안 수정보완접근방안이 사용후 핵연료의 최적의 장기 관리방안으로 최종 확정되었다. - 140 -
제 4 절결론 전세계원자력발전소에서사용후핵연료부지내임시저장시설의저장용량을확장하려는꾸준한노력에도불구하고점차부지내임시저장시설용량을초과하고있는사용후핵연료양은날이갈수록증가하고있다. 또원자력발전소가동수명이점점다해가면서일부는이미운전정지후폐로를한상태에서사용후핵연료를부지내임시저장시설에서인출해야하는상황에이르게된다. 아직사용후핵연료에대한처리나처분에대한최종정책이결정되지않은대부분의원전보유국에서는정책결정시까지이렇게넘쳐나는사용후핵연료를임시저장할중간저장시설의필요성이점차커지고있다. 일부국가에서는이미이런사용후핵연료를부지내독립저장시설이나부지외중간저장시설에보내어중간저장을하고있다. 특히이렇게수명을다한원자력발전소는사간이갈수록더욱증가할것이며이에따라사용후핵연료의중간저장에대한필요성은더욱커지게된다. 지난 2004년말까지전세계사용후핵연료발생량은 186,000 thm이다. 그중 3분의 2는부지내임시 / 독립저장을, 나머지 3분의 1은부지외중간저장을하고있는데부지내임시저장시설의대부분은발전소건설시원자로와함께인허가를받고건설한부지내임시저장시설를말하고있다. 원자력발전소부지내임시저장시설을제외한총 92개의중간저장시설중습식대건식의비율은 21개대 71개로, 더많은건식저장시설이운영되고있다. < 표 3-6> 에는세계주요원자력발전소보유국의중간저장시설보유현황및운영실태가나타나있다. - 141 -
< 표 3-6> 세계 주요 원전 보유국의 사용후핵연료 중간 저장시설 운영현황 (2004년 말 현재 ) 국가 저장방법시설부지명습식건식 ( 용량 / 방식 ) 비고 캐나다 9 Witeshell, ChalkRiver, Darlington에 DSC NPD, Douglas Point, Point Lepreau, 계획중 (2007) Gentilly 1 ( 콘크리트모듈 ) DSC : Dry Gentilly 2 (MACSTOR) Shielding Canister Pickering, Bruce (DSC) 라하그 (14,400) 프랑스 1 - UP2 : 6,000 재처리시설 부지 - UP3 : 8,400 Gorleben ( 금속캐스크 ) 일부 운영중, 독일 20 Ahaus ( 금속캐스크 ) 일분 건설 또는 Juelich ( 금속캐스크 :HTR 연료 ) 계획 중 2 Tokai 재처리시설 (140) Rokkasho 재처리시설 (3,000) 재처리시설 부지 일본 Fukushima-Daini ( 금속캐스크 ) 2 Tokai-2 ( 금속캐스크 ) (1) Mutsu에 건설 중 한국 1 월성 ( 콘크리트모듈 ) MACSTOR 용량확장계획중 1 Midwest 재처리시설 (750) 미국 1 Fort St.Vrain ( 볼트, HTGR 연료용 ) 33 부지내독립저장 시설 내 셀라필드 재처리 시설 부지 - B205 : Magnox/AGR용 (2,650) 영국 1 AGR Buffer Pool (1,445) Oxide 연료용 (2,300) - THORP(3,800) (1) Wylfa (modular vault:958thm) AR 저장시설 네덜란드 1 COVRA ( 볼트 ) 일부 재처리 스웨덴 1 CLAB(5,000) 8000tHM로 확장 사용후핵연료의중간저장방안으로습식방식중부지외중간저장시설은영국, 프랑스, 일본, 러시아등재처리시설보유국가들만이재처리시설의일부로운영하고있고, 재처리시설미보유국중에는스웨덴 ( 추후직접영구처분예정 ) 과불가 - 142 -
리아 ( 일부 위탁 재처리 예정 ) 가 사용후핵연료 중간 저장방안으로 습식방식의 부지 외중간저장 시설을 운영하고 있다. 반면, 건식 저장방식은 종류의 다양성과 용량 확장 및 운영의 용이성으로 인해 최 근 많은 나라들이 채택하고 있으며, 특히 건식방식 중 용기 저장방식은 고유의 유 연성을 갖고 있다는 특성 때문에 미국 및 일본에서는 중간 저장이라는 한시적인 저 장 목적이 아니라 장기 저장 목적으로 건설 운영하기도 한다. 건식 저장방식 중 볼트 저장방식은 작업자의 방사선 피폭 선량률이 낮다는 장점 이 있으나, 가압경수로형 사용후핵연료의 저장 경험이 없고, 저장 중 사용후핵연료 검사가 어려우며, 저장밀도가 낮다는 단점이 있다. 콘크리트 모듈 저장방식은 용량 확장성이 매우 뛰어나다는 장점이 있으나, 저장밀 도가 낮고, 저장 중 사용후핵연료 검사가 어렵고, 사용후핵연료 피복관 온도가 높으 며, 콘크리트의 장기 건전성에 문제가 있다는 단점이 있다. 용기 저장방식 중 콘크리트 용기 저장방식은 저장용량의 확장성이 뛰어나고 용기 가격이 저렴하다는 장점이 있으나, 콘크리트의 열전도도가 매우 낮고, 장기 저장 시 콘크리트의 건전성에 문제가 있다는 단점이 있다. 금속 용기 저장방식은 운영 경험 이 풍부하고 사용후핵연료 저장용량의 확장성이 콘크리트 용기 저장방식보다도 더 뛰어나다는 장점은 있으나, 금속 용기 제작비가 비싸 대량 저장에 불리하고, 저장 중 사용후핵연료의 검사가 거의 불가능하며, 사용후핵연료의 피복관 온도가 높다는 단점이 있다. 중앙 집중식 저장방법은 부지조사 등을 통해 적합한 부지를 선정하고, 각 원전에 서 수송된 사용후핵연료를 종합적으로 관리하는 방식이다. 이 방식은 사용후핵연료 중간 저장시설의 운영 효율화 등 경제적 관점과 핵물질 보장조치 관점에서는 상대 적으로 유리하다고 할 수 있다. 그러나 우리의 경우 국내 원전이 모두 해안가에 위 치하고 있어 중간 저장시설로의 해상수송 및 일부 육상수송 도중에 일반 대중 및 지역 주민에게 직접 노출됨으로써 상당한 사회적 마찰과 비용 부담이 예상된다. 그 리고 방사성 물질의 수송 빈도가 높아짐에 따라 안전성 및 환경 친화성도 상대적으 로 낮아지는 문제점을 갖고 있다. 부지내독립저장방법은 원자력발전소에서 발생되는 사용후핵연료를 각 발전소 부 지별로 중간 저장시설을 운영하여 관리하는 방안이다. 원자력발전소의 기존 부지를 이용하게 됨으로써 부지 확보에 따른 비용을 절감할 수 있고 국민 수용성 측면에서 도 유리하다. 또한 사용후핵연료 수송에 따르는 사회적 비용을 절감할 수 있으며, 저장용량이 소규모일 경우 집중 저장방법에 비해 앞에서 언급한 안전성 및 경제적 측면 등에서 상대적으로 유리하다. 그러나 저장시설이 분산됨에 따라 사용후핵연료 의 장기적 관리 측면에서 비효율적이고, 수명 종료 등으로 원자력발전소의 운영이 중지되면 운영 비용 및 폐지 비용이 증가하는 단점도 있다. 또한, 사용후핵연료를 부지내독립저장할 경우 IAEA의 핵사찰 횟수가 증가하여 이에 따른 부대비용의 증 가와 물리적 방호 측면에서 불리한 측면이 있다 - 143 -
다양한중간저장방안에대해기술적인측면에서는특별히좋고나쁨이없이모두기술적인문제점이크게없다는사실을알수있다. 따라서중간저장방안을선정할때그들의기술성보다중요한것은중간저장해야되는사용후핵연료의양, 발생패턴, 중간저장시기, 중간저장예상기간등으로이들에의하여결정하게되는경우도배제할수없다. 즉많은수량의사용후핵연료를장기간저장함으로써경제적효과를달성하기위해서는볼트 (vault) 방식이적절하며, 단위별모듈화를통한관리의유연성확보가필요할경우에는콘크리트 / 금속용기 (cask) 저장방식이나콘크리트모듈 (module) 저장방식이볼트저장방식보다더바람직하다고생각된다. 따라서대부분원자력발전소보유국들이사용후핵연료에대한최종정책을확고하게결정하지못하고있는상황에서당장의경제적인효과보다는미래의정책결정방향에따라서달라질상황변화에적응하기위해서는유연성확보가상대적으로중요하다고생각하는국가가더많을수있다. < 표 3-5> 와 < 표 3-7> 에서볼수있는바와같이건식저장방식의경우볼트방식에비해콘크리트모듈및콘크리트 / 금속용기방식이더많이이용되고있다는것은현재상황에서당장의경제성보다는유연성의확보가더중요함을보다알기쉽게설명하고있다. 일반적으로중간저장방안중건식저장방식 (< 그림 3-26> 참조 ) 은그저장방식에관계없이현재사용후핵연료를단기간저장하는데기술적인문제점은거의없는것으로평가되고있다. 그러나국내경수로형사용후핵연료의건식저장경험은실험실규모에서 (hot cell 실험 ) 약 15년정도에불과하기때문에장기저장시의핵연료건전성및시설안전성에미치는영향을규명하기위하여핵연료열화거동, 자연대류냉각계통신뢰도, 저장구조물의내구성, 장수명핵종의밀봉재개발등의기술개발을통한기술성향상이요구되고있다. - 144 -
저장방식장점단점이용국가특징 건식 습식 -40 년이상풍부한운영경험 - 높은저장밀도 볼트 -작업자피폭선량률낮음 모듈 -용량 확장성 우 수 캐스크 < 표 3-7> 중간저장방식별특성비교 -높은 운영비 -운영 폐기물 발 생 -용량확장성 불 리 -가압경수로 사 용후핵연료 저장 경험 없음 -저장 밀도 낮음 -저장 밀도 낮음 -장기 건전성 불 리 -용량 확장성 우 수 -장기 건전성 불 -용기가격 저렴리 ( 콘크리트 ) ( 콘크리트 ) -용기 가격 고가 -경험풍부 ( 금속 ) ( 금속 ) 원전을보유하고있는모든국가 핀란드 (TVO-KPA) 벨기에 (Tihaange) 영국 ( 셀라필드프랑스 ( 라하그 ) 일본 ( 로카쇼 ) 러시아 ( 마약등 ) 스웨덴 (CLAB) 불가리아 (Kozloduy) 미국 (Fort St.vrain) 영국 (Wylfa) 헝가리 (Paks) 네덜란드 (Borsele) 미국 (Oconee 등 ) 캐나다 (PointLepreau 등 ) 한국 (Wolsung) 독일 (Goesgen 등 ) 벨기에 (Doel) 캐나다 (Pickering) 독일 (Goreben, Ahaus) 일본 (Mutsu) 스위스 (Wuerenligen) 체코 (Dukovany) 부지내임시저장 ( 발전소시설로보통중간저장시설로분류하지않음 ) 부지내독립저장 부지외중간저장 ( 재처리시설의일부 ) 부지외중간저장 부지내독립저장 부지외중간저장 부지내독립저장 부지내독립저장 부지외중간저장 - 145 -
< 그림 3-26> 4 가지대표적인건식중간저장방안 - 146 -
참고 문헌 1. Robert Petroski, "Centralized Interim Storage of Nuclear Waste and a National Interim Storage Strategy", University of California, Berkeley, August 2005. 2. Presentation 자료, "Interim Storage of Used Nuclear Fuel", Nuclear Energy Institute, February 2008. 3. Y. Hwang (Presentation 자료 ), Near Term SNF Management & SNF Storage, KAERI, January 2009. 4. 김성호, 사용후핵연료의 장기적인 관리방안 : 19가지 대안을 중심으로, 시스테 미아 지엔이, 2009. 1. 31. 5. 이 경구 외, 사용후핵연료 중장기 국가관리 모델 개발, 한국 수력 원자력 ( 주 ) 원자력 발전 기술원, 2008. 8. 6. 황 용수 외, 사용후핵연료 국가 중장기 관리 모델 개발 연구, 한국 원자력 연구 원, KAERI/RR-2924/2008. 2008. 7. 7. 이 상근, 사용후핵연료 중간 저장 기술 동향, 한국 과학 기술 정보 연구원 8. 이 창건 외, 사용후핵연료 중간 저장에 관한 연구, KRC-84N-T18, KAERI, June 1985. 9. Techno Leaders Digest (TLD), "NEA, 원자력 에너지 전망, 세계는 지금, 2008. 11.20. 10. 월성 원자력 환경관리 센터, 중저준위 방사성폐기물 처분시설 공정계획, 2008. 9. 22. - 147 -
제 4 장경제성분석 제 1 절서론 사용후핵연료및고준위방사성폐기물의비용평가는지속가능한원자력확보에필수적이다. 비용인자는사용후핵연료및고준위방사성폐기물을위한심지층처분방안을평가하는 6 가지의평가기준가운데하나인평가인자로고려되고있다 [Baldwin et al. 2008]. 사용후핵연료의비용평가는원자력을에너지원으로사용하고있는여러나라에서수행되고있다. 이러한비용평가에서는주로공학적설계에바탕을둔종합생애비용 (TSLCC; Total System Life Cycle Cost) 평가접근법을사용하고있다. 예컨대, 미국, 일본, 스웨덴, 핀란드등은사용후핵연료의심지층처분개념을다각적측면 ( 예 : 경제성, 사회 정치성, 환경성 ) 에서체계적인원가분석방법을통해재무재원평가시스템과사후보증시스템을구축하고있다 [ 이종열외 2008]. 영국에서도심지층처분에소요되는전체수명비용 (total lifetime cost) 이예측되었다 [Baldwin et al. 2008]. 또다른접근법으로는개념설정단계또는외국사례에바탕을둔예비비용평가접근법이사용되고있다. 이보고서에서는여러나라의비용평가현황을파악하여우리나라비용평가의결과를평가하는데에활용하기위해미국, 일본, 스웨덴, 핀란드에서예측된처분비용의사례를검토하고자한다. 이장에수록된내용중대부분은 2008~2009년수행되고있는사용후핵연료국가중장기관리모델개발연구에서수집한내용을중심으로구성되었음을밝혀둔다. - 148 -
제 2 절미국사용후핵연료심지층처분의비용평가 1. 배경원자력폐기물정책법 (NWPA) 의개정안에서는 2차처분장의운영전에 1차처분장 ( 즉, 유카마운틴처분장 ) 에배치될수있는최대방사성폐기물 ( 사용후핵연료및고준위방사성폐기물 ) 의양으로법정상한선 70,000MTHM을제시하고있다. 행정부는현재법정상한선을없애는법률제정을제안하고있고, 2차처분장의필요성에대한권고사항을 2008년에공고하려하고있다. 하지만, 현재 2차처분장에관한비용정보, 설계, 또는위임기관이존재하지않고있다 [DOE 2008]. < 그림 4-1> 에미국유카마운틴에저장할수있는사용후핵연료와고준위방사성폐기물의수용용량이제시되어있다 [Swift 2006]. < 그림 4-1> 방사성폐기물의수용량산정치 사용후핵연료의처분장프로그램비용으로원자력발전소의전력생산량에따라단위 MWh 당 1$ ( 즉, 1mill/kWh) 씩적립하는핵폐기물기금 (NWF; Nuclear Waste Fund) 을사용하는것이제안되었다. 그러나미국의회는이기금을 20년이상동안실제적으로다른용도로사용하고있기때문에이기금이유카마운틴처분용도로사용되는것은매우어려운상황이다. 2007년한해동안, 처분장프로그램예산으로 54,450만 $ 가신청되어있다. 구체적으로보면, 이예산내역은핵폐기물기금에서 15,640만 $ 와국방원자력폐기물처분프로그램에서 38,810만 $ 로구성되어있다. 이예산가운데유카마운틴비용은 35,540만 $, 수송프로그램비용은 6,760만 $, 프로그램관리와종합 / 프로그램감독비용은 12,100만 $ 로할당되어있다. 2007년도에는사용후핵연료재활용비용은처분장 - 149 -
프로그램비용과는별도로미에너지성원자력프로그램비용에서지출된다. 참고로 2006년에는처분장프로그램예산으로 49,500만 $ 가지출되었다. 이가운데사용후핵연료재활용비용으로 4,950만 $ 가지출되었고, 처분장비용으로나머지 45,000 만 $ 정도만지출되었다 [Zacha 2006]. 민간방사성폐기물관리실 (OCRWM) 가보고한 FY2009 ~ FY2023년까지초기투자예산예측이 < 그림 4-2> 에보인다 [OCRWM 2007]. 여기서비용요소는네가지로분류된다. 1) 처분장비, 2) 프로그램종합및광고비용, 3) 국가수송비용, 4) 네바다수송기반시설비용. < 그림 4-2> 회계연도 (FY) 별초기투자비용예측프로파일 예산예측치를요약하면, 2009 ~ 2023년까지초기투자 ( 즉, 운영시설및수송기반시설 ) 비용은 185억 $, 2016 ~ 2023년까지운영비용은 84억 $ 이므로, 2009 ~ 2023년까지전체비용은 269억 $ 이다. < 그림 4-3> 에는초기투자비용의상세내역별예산예측치가도시되었다 [OCRWM 2007]. 이들예산예측수치는전과정비용평가를갱신하는데에활용될것이다. - 150 -
< 그림 4-3> 회계연도 (FY) 별초기투자비용예측프로파일 - 151 -
2. 종합생애비용평가민간방사성폐기물관리시스템 (CRWMS) 의종합생애비용평가가수행되었다. 2007년 5월에수행된이러한종합생애비용분석의결과가민간방사성폐기물관리사무소 (OCRWM) 에의해보고되었다. 여기서고려된방사성폐기물은국가사용후핵연료와고준위방사성폐기물등이다 [DOE 2008]. 비용평가의활용성과관련하여, 이러한전과정비용분석결과를통해 1982년원자력폐기물정책법 (NWPA) 의개정안제302조에서요청된것과같은핵폐기물기금수수료의적합성이평가될수있으며, 정부-소유 / 관리사용후핵연료및고준위방사성폐기물에대한처분비용의정부분담금비율이계산될수있다. 전과정비용평가와관련하여, 우선 2007년평가결과가전반적으로논의되고, 상세항목이소개된다. 그다음에 2001년평가결과가주어지고, 각상세항목이서술된다. 마지막으로두가지평가가비교된다. 가. 2 0 0 7 년 종합생애비용 평가 여기에서종합생애비용은 처분장 비용, 수송 비용, 주변 프로그램 비용 등으로 구 성되어 있다. 우선 2007년도에 수행된 종합생애비용 평가 결과가 소개된다. 다음에 각 비용 요소의 평가 결과가 간략하게 서술된다. 수송 단계, 유카 마운틴 처분장의 건설 단계에서부터 폐로 단계까지의 전과정을 고려하는 종합생애비용 평가에는 과거 비용과 예측 비용 모두가 포함된다. 이 평가 에서는 2001년도에 발표된 최근 종합생애비용 평가 결과를 갱신하고 있다 [DOE 2008]. 이 평가에서 사용된 일정으로 2017년 3월의 수납 날짜가 가정되었다. 미래 비용 평가에서 이들 일정은 갱신되어 반영될 예정이다. 종합생애비용 평가에서는 평가기 간으로 1983년부터 2133년 밀봉시기까지 가정되고 있다. 종합생애비용 평가에서는 현재 예측된 모든 민간 및 군용 폐기물을 유카 마운틴 처분장으로 수용하고 수송하며 영구적으로 처분한다는 것에 바탕을 두고 있다. 사 용후핵연료및 고준위 방사성폐기물 방사성 폐기물 전체 중량 평가치는 122,100 MTHM이다. 이 가운데 민간 사용후핵연료 전체 평가치는 109,300 MTHM 이다. 이 값은 2007년 1월 현재 미원자력안전규제위원회가 인정한 인허가 연장의 47개 원자로가 방출하는 폐기물의 예측 데이터에 기반을 두고 있다. 신규 원자로의 방출 폐기물은 포함되지 않았다. 건설되는 신규 원자로의 방출 예측으로 증가할 폐기물 중량은 미래 평가에 반영될 것이다. 또한 OCRWM 프로그램이 12,800 MTHM 정도 의 정부 소유 사용후핵연료 및 고준위 방사성폐기물 재고량도 처분하는 것으로 가 정되고 있다. < 표 4-1> 에 2007년 종합생애비용 평가 결과가 제시되어 있다. - 152 -
< 표 4-1> 2007년 종합생애비용 평가 ( 단위 : 2007년도 [ 백만 달러 ], 반올림 ) 과거 비용 미래 비용 전체 비용 비용 요소 (1983 ~ 2006) (2007 ~ 2133) (1983 ~ 2133) 처분장 9,910 54,820 64,730 수송 780 19,480 20,250 주변 프로그램 2,860 8,340 11,200 합계 13,540 82,640 96,180 종합생애비용은 2007년고정달러기준으로 961억 8천만 $ 로예측되었다. 이값은 2000년고정달러기준으로 793억 4천만 $ 에해당한다. 이들비용의차액 168억 4천만 $ 는 2000년에서 2007년까지의인플레이션에기인한다. 다음에는종합생애비용을구성하고있는처분장비용, 수송비용, 주변프로그램비용등과같은비용요소별평가가소개된다. 나. 2 0 0 7 년 처분장 비용 평가 처분장 비용 견적에서 주요 비용 인자는 지상 시설 건설 비용, 처분장 시설 운영 비용, drip shields 비용, 폐기물 포장 비용 등을 포함한다. 이러한 비용 견적에 포함 되는 처분장의 주요 지상 시설은 참고문헌에서 나타나 있다 [DOE 2008, Section 2]. 처분장 비용 분석에서 아래와 같은 폐기물 시설이 가정되고 있다. 1) 초기 취급 시설 : 해군용 사용후핵연료와 고준위 방사성폐기물 처분용기 수령 및 폐기물 포장 하역 / 밀봉, 2) 습 폐기물 취급 시설 : 용기에 들어있지 않은 상업용 사용후핵연료 수령 및 TAD( 수송, 저장, 처분 ) 용기 하역 / 밀봉, 3) 처분용기 수령 및 밀봉 시설 1: 고준위 방사성폐기물, 미 에너지성이 발생한 사용후핵연료, TAD 용기 수령 및 폐기물 포장 하역 / 밀봉, 4) 처분용기 수령 및 밀봉 시설 2: TAD 용기 수령 및 폐기물 포장 하역 / 밀봉, 5) 처분용기 수령 및 밀봉 시설 3: TAD 용기 수령 및 폐기물 포장 하역 / 밀봉, 6) 수령 시설 : TAD 용기 또는 DPC가 든 철도 수송 용기 수령 및 노화 패드 또 는 다른 폐기물 취급 시설로의 전달. 이러한시설에추가하여또한부지기반시설비용과주변설비시설비용이견적에포함된다. 즉, 부지외접근도로, 부지내 / 부지외공공설비, 장비정비시설, 중앙통제센터및행정건물, 보안과비상 ( 예 : 화재, 구조, 의료 ) 시설및시스템, 배치이전폐기물냉각을허용하는노화패드등에관한비용이포함된다. - 153 -
처분장견적에는폐기물을처분하기위한지하배치비용이포함된다. 종합생애비 용견적에서처분장비용은총사업기간 (1983 ~ 2133 년 ) 에걸쳐시간적으로분류 된다음과같은다섯단계에대한비용을종합한다. 1) 개발 및 평가 단계 (1983 ~ 2002), 2) 공학, 조달, 건설 단계 (2003 ~ 2053), 3) 배치 및 운영 단계 (2017 ~ 2073), 4) 감시 단계 (2074 ~ 2123), 5) 밀봉 단계 (2124 ~ 2133). 이러한처분장비용이다섯단계별로 < 표 4-2> 에요약되어있다. < 표 4-2> 단계별 처분장 비용 ( 단위 : 2007년도 [ 백만 달러 ], 반올림 ) 과거 비용 미래 비용 전체 비용 단계 (1983 ~ 2006) (2007 ~ 2133) (1983 ~ 2133) 개발 및 평가 단계 (1983 ~ 2002) 8,330 0 8,330 공학, 조달, 건설 단계 (2003 ~ 2053) 1,580 16,550 18,130 배치 및 운영 단계 (2017 ~ 2073) 0 26,730 26,730 감시 단계 (2074 ~ 2123) 0 10,150 10,150 밀봉 단계 (2124 ~ 2133) 0 1,390 1,390 합계 9,910 54,820 64,730 (1) 개발및평가단계 1980년대에처분장의개발및평가비용은여러개의지리적처분장후보부지의평가와관련된활동으로초래되었다. 1990년대에는유카마운틴처분장부지권고에대한 2002년국회승인을위한개념설계및부지특성화활동으로지출되었다. 1980년대에이프로그램은태평양북서부의현무암구조에있는부지및서부와남부의암염돔구조에있는부지를포함하면서, 처분장부지적합성에대하여 6개주의 9개부지를평가하였다. 이기간의활동에는기술적평가를지휘하는현장사무소의설립, 현장작업의지휘, 샘플채취를위한테스트천공의굴착, 처분장개념설계의개발등이포함되었다. 의회는유카마운틴에중점을두도록연방정부를규제하는 1982년핵폐기물정책법 (NWPA) 의 1987년개정안통과에따라, 1990년대에해당부서는지리적처분장으로유카마운틴의적합성을결정하기위하여유카마운틴의부지특성화심층활동을수행하였다. 이작업에는탐색연구시설 (ESF; Exploratory Studies Facility) 의굴착, 유카마운틴을통과하는 5 mile 터널등이포함되었다. 이때처분장환경의 - 154 -
장기적인성능에대한과학적연구가수행될수있었다. 처분장심도의바위에대한연구를위해 1.7 mile의추가터널이뚫렸다. 또한사용후핵연료폐기물포장및물방울차폐 (drip shields) 에대한설계개념및재료검사등이포함되었다. 개발및평가단계는지리적처분장부지로유카마운틴을대통령이권고하고 2002년의회가이러한권고를승인하면서절정에이르렀다. 이기간에소요된비용에관한세부사항은 < 표 4-3> 에나타나있다. < 표 4-3> 처분장 개발 및 평가 비용 ( 단위 : 2007년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 비용 요소 과거비용 (1983 ~ 2002) 유카 마운틴에서의 개발 및 평가 6,270 다른 처분장의 개발 및 평가 2,060 합 계 8,330 비고 : 다른 처분장의 개발 및 평가는 첫째 및 둘째 처분장 부지를 포함. (2) 엔지니어링, 조달, 건설단계대통령의부지권고에대한의회의승인에이어 2003년에공학, 조달, 건설 (EPC; Engineering, Procurement, and Construction) 단계가시작되었다. 이것은유카마운틴에있는지리적처분장의설계, 인허가, 건설에필요한모든활동을포함한다. 이단계에서는인허가활동 ( 인허가신청서준비, 원자력규제위원회와의상호작용 ), 지표면시설건설 ( 기반시설, 폐기물취급건물, 주변시설 ), 천층건설등이주요비용범주에속한다. 처분폐기물포장또는 TAD 처분외포장의조달과관련하여, 초기조달비용만이 EPC 견적에포함되고나머지는주로처분장운영견적의일부로포함된다. < 표 4-4> 에 EPC 단계의비용이구체적으로나타나있다. < 표 4-4> 처분장의 엔지니어링, 조달, 건설 비용 ( 단위 : 2007년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 비용 요소 과거비용미래비용전체비용 (2003 ~ 2006) (2007 ~ 2053) (2003 ~ 2053) 면허 670 1,660 2,340 지표면 & 천층 시설 880 14,670 15,550 폐기물 포장 및 물방울 차폐 제작 20 220 240 성능 확인 0 0 0 규제, 기반시설 및 관리 지원 0 0 0 합 계 1,580 16,550 18,130-155 -
(3) 배치및운영단계배치및운영은 2073년까지연장하는것으로가정된다. 이기간에산출되는주요비용인자는지표면시설의운영비용과약 17,450개의폐기물포장의제작비용등이다. 지표면시설에서의활동에는폐기물수령과하역, 처분외포장에폐기물처분용기의배치, 제한된지표면노후활동등이고려될것이다. 성능확인, 부지관리, 안전조치와보안활동도또한이기간에수행된다. < 표 4-5> 에는배치및운영단계의비용내역이나타나있다. < 표 4-5> 처분장 운영 비용 ( 단위 : 2007년도 [ 백만달러 ] 기준, 반올림 ) 비용 요소 미래비용 (2017 ~ 2073) 인허가 0 지표면 & 천층 시설 9,580 폐기물 포장 및 물방울 차폐 제작 12,580 성능 확인 1,680 규제, 기반시설 및 관리 지원 2,890 합 계 26,730 (4) 감시단계처분장감시단계는 2074 ~ 2123년까지의기간으로가정된다. 여기에는처분장성능에관한데이터를수집분석하는활동과시설에대한성능유지활동이포함된다. 또한직원, 예비부품, 소모품, 공공설비, 처분장의통풍등에필요한비용도포함된다. 물방울차폐는이단계에서마지막 10년동안에배치되고있다. < 표 4-6> 에는감시단계에드는비용이상세히정리되어있다. < 표 4-6> 처분장 감시 비용 ( 단위 : 2007년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 비용 요소 미래비용 (2074 ~ 2123) 인허가 0 지표면 & 천층 시설 1,030 폐기물 포장 및 물방울 차폐 제작 7,630 성능 확인 1,040 규제, 기반시설 및 관리 지원 440 합 계 10,150-156 -
(5) 밀봉단계처분장밀봉단계는처분장운영의마지막 10년간을포함하며, 2124 ~ 2133년까지가정된다. 이것에는지표면시설의제염비용및폐로비용, 수직갱과진입경사로의뒷채움비용, 처분장의영구적봉인비용, 기념건조물건설비용등이포함된다. < 표 4-7> 에는 2124 ~ 2133년에걸친밀봉단계에드는비용이상세히나타나있다. < 표 4-7> 처분장밀봉비용 ( 단위 : 2007 년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 미래비용비용요소 (2124 ~ 2133) 인허가 0 지표면 & 천층시설 970 폐기물포장및물방울차폐제작 0 성능확인 300 규제, 기반시설및관리지원 120 합계 1,390 다. 2 0 0 7 년수송비용평가수송비용견적에서단계별주요비용요소는 1) 개발및평가 (1983 ~ 2002), 2) 국가수송프로젝트 (2003 ~ 2073), 3) 네바다철도기반시설프로젝트 (2003 ~ 2017) 등이다. < 표 4-8> 에는수송비용이요약정리되어있다. 네바다철도기반시설프로젝트의미래비용은 2017년까지연장되어있다. < 표 4-8> 수송비용 ( 단위 : 2007년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 과거비용미래비용전체비용단계 (1983 ~ 2006) (2007 ~ 2073) (1983 ~ 2073) 개발및평가 (1983 ~ 2002) 640 0 640 국가수송 (2003 ~ 2073) 100 16,830 16,930 네바다철도기반시설 (2003 ~ 2017) 40 2,650 2,690 수송비용의합계 780 19,480 20,250 라. 2 0 0 7 년기타프로그램평가주변프로그램비용견적에서단계별주요비용요소는 1) 개발및평가 (1983 ~ 2002), - 157 -
2) 품질보증 (2003 ~ 2133), 3) 폐기물관리 (2003 ~ 2133), 4) 프로그램관리 (2003 ~ 2133), 5) 편익, 세금지불, 원조및광고 (2003 ~ 2133), 6) 기타대리행위 (2003 ~ 2133) 등이다. < 표 4-9> 에는주변프로그램비용이요약되어있다. < 표 4-9> 주변프로그램비용 ( 단위 : 2007 년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 비용 요소 과거비용미래비용전체비용 (1983 ~ 2006) (2007 ~ 2133) (1983 ~ 2133) 개발및평가 (1983 ~ 2002) 2,300 0 2,300 품질보증 (2003 ~ 2133) 60 670 730 폐기물관리 (2003 ~ 2133) 30 330 360 프로그램관리 (2003 ~ 2133) 270 3,020 3,280 편익, PETT, 원조및광고 (2003 ~ 2133) 0 3,150 3,150 기타대리행위 (2003 ~ 2133) 200 1,170 1,370 합계 2,860 8,340 11,200 개발및평가요소는과거비용 (1983 ~ 2002) 만으로, 나머지요소들은과거비용 (2003 ~ 2006) 과미래비용 (2007 ~ 2133) 으로주어진다. 주변프로그램비용견적에서주요비용인자는편익, PETT, 원조및광고 (2003 ~ 2133) 비용이다. 마. 2 0 0 1 년종합생애비용평가 2001년도출된종합생애비용이 < 표 4-10> 에요약되어있다. < 표 4-11> 에 2007 년도고정달러기준으로 2001년비용평가치가요약되었다. 과거비용은개발및평가비용으로가정된다. < 표 4-10> 2001년 종합생애비용 평가 ( 단위 : 2000년도 [ 백만 달러 ]) 과거 비용 미래 비용 전체 비용 비용 요소 (1983 ~ 2002) (2003 ~ 2119) (1983 ~ 2119) 처분장 6,740 36,140 42,880 수송 480 6,680 7,160 주변 프로그램 1,860 5,620 7,480 합계 9,080 48,440 57,520-158 -
< 표 4-11> 2001 년종합생애비용평가 ( 단위 : 2007 년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 비용 요소 과거비용 (1983 ~ 2002) 미래비용 (2003 ~ 2119) 전체비용 (1983 ~ 2119) 처분장 8,170 43,810 51,980 수송 580 8,100 8,680 주변 프로그램 2,250 6,810 9,070 합계 11,000 58,720 69,730 전체기간 (1983 ~ 2119년 ) 에걸쳐서전체시스템종합생애비용이평가되었다. 이프로그램에서 1983년에개발및평가단계를시작으로하여 2119년에잠재적인처분장의밀봉및폐로단계가가정되었다. 전체비용평가치는 2000년도고정달러기준으로 575억 2천만 $ 이다. 바. 2 0 0 1 년및 2 0 0 7 년종합생애비용비교 2001년평가는 2000년고정달러로보고된반면에, 2007년평가는 2007년고정달러로보고되었다. 이들평가가서로비교되려면, 동일한단위 ( 즉, 2000년달러기준또는 2007년달러기준 ) 로표시되어야한다. < 표 4-12> 와 < 표 4-13> 에 2007년및 2001년종합생애비용평가결과가정리되어있다. < 표 4-12> 2007 년종합생애비용평가 ( 단위 : 2000 년도 [ 백만달러 ], 반올림 ) 비용 요소 과거비용 (1983 ~ 2006) 미래비용 (2007 ~ 2133) 전체비용 (1983 ~ 2133) 처분장 8,170 45,220 53,390 수송 640 16,070 16,710 주변 프로그램 2,360 6,880 9,240 합계 11,170 68,170 7 9, 3 4 0-159 -
< 표 4-13> 2001 년종합생애비용평가 ( 단위 : 2000 년도 [ 백만달러 ]) 비용 요소 과거비용 (1983 ~ 2002) 미래비용 (2003 ~ 2119) 전체비용 (1983 ~ 2119) 처분장 6,740 36,140 42,880 수송 480 6,680 7,160 주변 프로그램 1,860 5,620 7,480 합계 9,080 48,440 57,520 주 : 과거 비용은 개발 및 평가 비용으로 가정 < 표 4-14> 와 < 표 4-15> 에각각 2007년톤당종합생애단위비용평가와전과정 2001년톤당종합생애단위비용평가결과가요약되었다. 표에서보듯이, 인플레이션을배제하면, 처분시톤당단위비용은 2000년도달러단위로 2001년평가치 ( 즉, 593,000$/MTHM) 와 2007년평가치 ( 즉, 650,000$/MTHM) 사이에 10% 정도증가하고있다. < 표 4-14> 2007 년톤당종합생애단위비용평가 ( 단위 : 2000 년도 [ 백만달러 ]) 2007 종합생애비용톤당단위비용 2007 종합생애비용 $79,340 0.650$/MHTM 2007 종합생애비용폐기물중량 122,100MHTM < 표 4-15> 2001 년톤당종합생애단위비용평가 ( 단위 : 2000 년도 [ 백만달러 ]) 2001 종합생애비용톤당단위비용 2001 종합생애비용 $57,520 2001 종합생애비용소요폐기물중량 97,000MHTM 0.593$/MTHM 2007년종합생애비용평가 [DOE 2008] 에서는 2001년종합생애비용평가 [DOE 2001] 에비해고정달러기준으로비용이 38% 증가하고있다. 이러한비용증가의이유는다음과같이설명될수있다 : 1) 폐기물중량이 2001 회계년도 97,000MTHM에서 2007 회계년도 122,100MTHM으로 26% 증가하고있다 ; 2) 2001 년평가이래시스템설계의상세화가진행되고있다 [DOE 2008]. 폐기물중량의증가는다른주요요소의기간및양에직접적으로영향을주면서비용증가로이끈다. 예컨대, 수송기간은 16년만큼, 배치기간은 25년만큼연장되고, 폐기물포장은 18% 증가하면서수송선적량은 35% 증가한다. - 160 -
1) 2001년철도노선평가에서는다중노선의평균을고려했지만, 그후에 2007년평가에서 2개의회랑지대에있는철도노선 ( 즉, Caliente, Mina) 만이연구되었다. 예산예측을위해 Caliente 회랑지대와관련된비용에바탕을둔세부비용평가가수행되었다. 이는 Caliente 회랑지대에대한예측비용이 Mina 회랑지대에대한예측비용을초과하기때문이다. 2) 2001년에비해 2007년평가에서지표면시설의공학설계는더욱세부적으로가능하다. 지표면시설의설계와운영요건을단순화하는처분용기시스템설계가 2005년에수행되었다. 이유형의시스템은건설및운영비용을절약하지만추가적용기구입비용이이를상쇄한다. - 161 -
제 3 절일본사용후핵연료처분비용평가 1. 배경 일본에서는 특정 방사성 폐기물의 최종 처분에 관한 법률에 따라, 사용후핵연료 처분 비용은 최종 처분 시행 기관인 핵폐기물관리기구 (NUMO) 에 의해 전력 사업자 로부터 징수되고 있다. 징수된 자금은 일본 경제산업성 (METI) 산하의 재단법인인 원자력환경정비촉진자금관리센터 (RWMC) 에 의해 관리 / 운용되고 있다 [ 최옥곤 2004]. 일본에서 사용후핵연료의 관리 정책은 우선 핵연료 주기 정책에 따라 좌우된다. 핵연료 주기 정책으로 일회용 핵주기 정책 또는 재활용 / 재처리 핵주기 정책을 선택 하느냐에 따라 사용후핵연료 관리 정책은 직접 처분 방안 또는 재처리 방안으로 결 정된다. 2005년 11월, 일본 원자력 위원회 (JAEC) 는 원자력의 평화적 이용을 위한 장기 프로그램 ( 이후에 원자력 정책 골격 으로 개칭됨 ) 에 대한 숙의 (deliberation) 과정을 마쳤다. 여기서 핵연료 재활용 정책 유지 여부가 주요 쟁점이었으며, 이와 관련된 시나리오들의 경제성이 검토되었다. 2004년 일본 경제산업성에 따르면, 처분장 일장은 다음과 같다 [NNPPC 2004]. 1) 처분개시시점 : 이행조직설립후 35년 2) 처분장완료시점 : 처분개시후 100년 3) 완료후감시기간 : 처분부지밀봉후 300년동안. 심지층처분방안을사용한최종처분장은지상시설과지하시설 ( 즉, 인공방벽, 천연방벽 ) 로이뤄져있다. 구체적으로지상시설에는유리고화체의반입검사, 지하시설로반입하기위한준비시설, 유리고화체의매설작업을지원하기위한보조시설등이있다. 이러한지상시설의부지면적은약 1km 2 인것으로가정된다. 지하시설에는유리고화체를매설할처분갱도, 지상시설과갱도를연결하는진입갱도, 그리고연락갱도등이있다. 지하시설의면적은약 4만개의유리고화체를매설할수있는 6km 2 정도로, 갱도의전체길이는약 270km, 전체굴삭량은약 690만m 3 등인것으로가정된다. 굴삭단계에서발생하는돌과토사는지상으로운반되어최종처분이후에갱도폐쇄를위해사용될예정이다 [ 최옥곤 2004]. - 162 -
2. 비용평가 가. 2 0 0 6 년국제핵분열성물질패널방사성폐기물관리시나리오별비용평가국제핵분열성물질패널 (IPFM; International Panel on Fissile Materials) 이지원한 2006년연구보고서 [IPFM 2006, pp.10-13] 에서는일본사용후핵연료관리방안으로다음과같은네가지시나리오들의비용비교평가를소개하였다. 1) 완전 재처리 시나리오, 2) 부분 재처리 시나리오, 3) 직접 처분 시나리오, 4) 임시 저장 시나리오. 일본원자력위원회가고려한평가시나리오들은구체적으로다음과같다. 1) 완전재처리시나리오에서는발생한모든사용후핵연료를 100% 재처리하는것으로가정한다. 로카쇼재처리시설의수용량을넘어서는초과량은중간저장을거쳐앞으로제 2 재처리시설에서재처리되며, 재활용을위해앞으로고속로의도입이가정된다. 2) 부분재처리시나리오에서는로카쇼재처리시설에저장되어있는사용후핵연료저장용량만재처리하고, 재처리될수없는나머지사용후핵연료를중간저장에서냉각시킨후에직접처분하는것으로가정한다. 3) 직접처분시나리오에서는발생한모든사용후핵연료를직접처분하는것으로가정한다. 로카쇼재처리시설은포기한다. 4) 임시저장시나리오에서는모든사용후핵연료를임시로일정기간동안중간저장한후에재처리한다고가정한다. 일반적인가정사항은다음과같다. 1) 현재일본의사업환경에서고려되고있는핵연료주기사업계획에바탕을두고있다. 2) 로카쇼재처리시설의건설비는 0.2 /kwh로가정한다. 3) 제2 재처리시설의비용은로카쇼재처리시설의비용 ( 즉, 0.42 /kwh) 의 50% 로가정된다. 다시말해, 제2 재처리시설의재처리비용은 0.21 /kwh에해당한다. 2004년일본원자력위원회에서평가된사용후핵연료관리시나리오들에따른경제성평가결과는 < 표 4-16> 에요약되어있다. 여러가지평가기준들가운데의하나인이러한경제성의지표로는발전비용에포함되어있는핵연료주기비용이사 - 163 -
용된다. < 표 4-16> 일본원자력위원회에서평가된시나리오별비용 ( 단위 : [ /kwh]) 시나리오 1 시나리오 2 시나리오 3 시나리오 4 완전재처리부분재처리직접처분임시저장핵연료주기비용 1.6 1.4~1.5 0.9~1.1 1.1~1.2 발전비용 5.2 5.0~5.1 4.5~4.7 4.7~4.8 정책변경비용 0.0 0.0 0.9 ~ 1.5 전체비용 5.2 5.0 ~ 5.1 5.4 ~ 6.2 5.6 ~ 6.3 여기서수치는단위전기에너지 kwh 당 으로표시된다. 정책변경이란사용후핵연료저장용량부족으로인해모든원자력발전소가정지되고화석연료발전소로교체됨을의미한다 [IPFM 2006, pp.10-13]. 다시말하면, 전체비용에는기회비용이포함되고있다 [ 김형준외 2008]. 표에따르면, 직접처분시나리오나임시저장시나리오가재처리 ( 예 : 완전, 부분 ) 시나리오에비해유리하다. 하지만, 현실적으로일본의특수적인사업환경인로카쇼재처리시설을포기하는경우에발생하는기회손실비용 ( 정책변경비용 ) 을고려하면, 재처리가직접처분이나임시저장에비해유리하다. 구체적인단계별핵연료주기비용결과는 < 표 4-17> 에사용후핵연료관리시나리오별로요약되어있다 [NNPPC 2004]. < 표 4-17> 일본원자력위원회평가시나리오별핵연료주기비용 ( 단위 : [ /kwh]) 선행주기 시나리오 1 시나리오 2 시나리오 3 시나리오 4 완전재처리부분재처리직접처분임시저장우라늄연료 0.5 7 0.5 7 0.6 1 0.6 1 혼합산화물핵연료 0.07 0.05-0.00 재처리 0.63 0.42-0.16 고준위방사성폐기물저장, 수송, 처분 0.16 0.10-0.06 후행초우라늄계열원소주기저장, 수송, 처분 0.11 0.07-0.03 중간 저장 0.0 4 0.0 6 0.1 4 0.1 3 사용후핵연료직접처분 - 0.12~0.21 0.19~0.32 0.09~0.16 핵연료 주기 전체 비용 1.6 1.4 ~ 1.5 0.9 ~ 1.1 1.1 ~ 1.2-164 -
여기서단위는 /kwh로주어진다. 이러한비용의산출에서여러가지불확실성은고려되지않았다. 그러므로비용불확실성의실제범위는여기서주어진것보다훨씬크다고볼수있다. 상기표에의거하면, 핵연료주기비용은직접처분시나리오나임시저장시나리오가완전, 부분재처리시나리오에비해유리하다. 나. 2 0 0 4 년경제산업성로카쇼재활용시나리오의비용평가 2004년도일본경제산업성보고서 핵연료주기에대한연구그룹보고서 에따르면, 40년수명기간동안에로카쇼프로젝트의예측비용은 < 표 4-18> 과같이요약된다 [Katsuta & Suzuki 2007a, 2007b]. < 표 4-18> 로카쇼프로젝트의비용평가 (40 년수명비용, 단위 : [10 억 $]) 단계설명비용 재처리로카쇼재처리 (800 톤 * 40 년 ), 로카쇼폐로 ($130 억 ) 91.6 고준위방사성폐기물저장, 수송고준위방사성폐기물처분초우라늄계열원소처분혼합산화물핵연료제조 유럽으로부터의회송 8.8 유리화폐기물만처분 21.3 유럽및로카쇼모두로부터의회송 6.8 9.9 전체비용 1 3 8.5 다. 2 0 0 3 년 N IT 후행핵주기비용평가후행핵연료주기와관련된비용요소별로비용평가치가 < 그림 4-4> 에표시되어있다 [NIT 2003]. - 165 -
< 그림 4-4> 후행핵연료주기의비용평가 ( 단위 : [10 억 ]) < 그림 4-4> 와같은내용이 < 표 4-19> 에서는세부요소별로정리되어있다 [IPFM 2006, App.3]. 여기서단위는 1,000억 이고, 이는 10억US$ 정도에해당한다. 전체비용계산에서운영기간은 2006년도부터 40년동안, 해체기간은 32년동안으로가정된다. 이를요약하면, 후행핵연료주기의전체비용약 19조 (18조8천억 ) 가운데에서재처리비용은 11조 ( 즉 60%) 로추산된다. 로카쇼재처리시설에서건설비는계속증가하고있으며 2003년현재 2조 1400억 에달하고있다 [NIT 2003]. - 166 -
< 표 4-19> 일본후행핵주기의요소별비용 ( 단위 : [1,000억 ]) 세부요소비용운영 ( 주요건물건설 / 운영 ) 70.6 운영 ( 유리화폐기물관리 ) 4.7 운영 ( 유리화폐기물저장 ) 7.4 재처리시설 110.0 운영 ( 저준위관리및저장 ) 7.8 폐기물수송및운영처분 4.0 폐로 15.5 폐기물수송 0.2 회송고준위폐기물저장 2.7 3.0 방사성폐기물관리폐로 0.1 폐기물수송 1.4 폐기물저장 3.5 회송된저준위처분부지로의폐기물수송 0.3 5.7 방사성폐기물관리폐기물처분 0.2 폐로 0.4 고준위방사성폐기물수송 1.9 1.9 고준위방사성폐기물고준위방사성폐기물처분 25.5 25.5 초우라늄계열폐기물초우라늄계열폐기물지층 8.1 8.1 지층처분처분사용후핵연료수송 9.2 9.2 사용후핵연료사용후핵연료중간저장 10.1 10.1 운영 11.2 혼합산화물핵연료제조폐기물수송및운영처분 0.1 11.9 폐로 0.7 폐기물운영처리 1.7 우라늄농축시설후행폐기물수송및운영처분 0.4 2.4 폐로 0.4 전체비용 1 8 8 라. 2 0 0 4 년경제산업성심지층처분비용평가사용후핵연료의심지층처분비용이신원자력정책계획위원회사무국 (New Nuclear Policy-Planning Council Secretariat) 에의해추산되었다 [NNPPC 2004]. 처분장은지질학적으로일본을대표하는연암과경반모두가고려되고있다. 처분깊이변수값은인간환경의격리, 지질환경의환원성, 공동의역학적안정성확보, 토목기술의시공능력등에바탕을두고결정된다. 이는연암과경암에서각각 500m와 1000m로설정되었다 [ 최옥곤 2004]. 처분비용평가에서사용된주요변수 - 167 -
의값이 < 표 4-20> 에정리되어있다. 변수변수값 전체처분중량 32,000 톤 (800 톤 / 년 40 년 ) 사용후핵연료의평균연소도 45,000MWd/t 처분용기 19cm 두께탄소강 컨테이너당사용후핵연료집합체개수 4- 집합체또는 2- 집합체 ( 가압경수로기준 ) 처분 깊이 < 표 4-20> 주요변수 연암 500m ( 지지대포함 ) 경암 1000m ( 지지대제외 ) 벤토나이트두께 70cm 처분용기표면온도 90 지표면온도 15 지표면온도상승률 +3 /100m 여기서는용기를수직으로처분하는방식과수평으로처분하는방식모두에대한 비용이평가된다. 수직처분방식의경우에, 연암과경암암반각각에서시나리오별심지층처분비용평가결과가 < 표 4-21> 에제시되어있다. - 168 -
< 표 4-21> 수직 처분 방식의 심지층 처분 비용 ( 단위 :[10억 ]) 연암 암반 경암 암반 비용 요소 시나리오 1 시나리오 2 시나리오 3 시나리오 1 시나리오 2 2 집합체 4 집합체 2집합체,2부지 2 집합체 2집합체,2부지 기술 개발 214.3 214.3 214.3 213.8 213.8 조사, 부지 획득 240.3 224.7 284.8 247.9 299.3 설계 및 건설 3,499.1 2,500.8 4,054.6 1,556.2 2,192.- 지상 시설 134.9 111.1 156.5 99.8 118.9 지하 시설 2,730.3 1,813.1 2,983.8 589.6 668.1 지상 장비 453.3 417.7 623.2 504.3 728.1 지하 장비 137.8 116.1 212.8 319.6 598.4 기타 42.9 42.9 78.4 42.9 78.4 운영 1,966.7 1,486.2 2,247.2 1,803.7 2,257.9 밀봉 및 철거 215.6 243.- 365.4 241.2 360.- 감시 119.- 119.- 237.9 119.- 237.9 프로젝트 관리 1,176.2 979.9 1,653.4 919.4 1,469.7 소비세 333.1 257.9 405.- 227.6 312.8 소계 7, 8 0 0.4 6, 0 2 5.9 9, 4 6 2.8 5, 3 2 8.7 7, 3 4 3.5 사용후핵연료취급세 761.6 761.6 761.6 761.6 761.6 전체 비용 8, 5 6 2.- 6, 7 8 7.5 1 0, 2 2 4.4 6, 0 9 0.3 8, 1 0 1.1 처분용기당 2개의사용후핵연료집합체또는 4개의집합체가수납된다. 2004년도일본경제산업성자료에따르면, 경암심지층처분 2 집합체시나리오, 즉, 시나리오 1의전체비용은취급세제외시약 5조4천억 정도로추정된다. 좀더구체적으로, 수직처분방식에서두개의시나리오에대하여연암과경암암반각각에서처분비용의평가결과가 < 표 4-22> 에정리되어있다. - 169 -
< 표 4-22> 수직처분식처분장부지면적및처분장비용연암암반경암암반 2 집합체, 2개부지 2 집합체처분장부지면적 (km 2 ) 18.8 11.5 주요갱도의총길이 (km) 88.- 43.- 처분장갱도의총길이 (km) 290.- 216.- 전체비용 ( 1 0 억 ) 취급세제외 : 9, 4 6 2.8 취급세제외 : 5, 3 2 8.7 전체비용, 2% 할인율 (10억 ) 7,507.5 4,226.8 단위비용, 2% 할인율 (10억 / 톤 ) 336.- 189.- 수평처분방식의경우에, 시나리오별심지층처분비용평가결과가 < 표 4-23> 에제시되어있다. 경암심지층처분 2 집합체시나리오 ( 즉, 보충시나리오 1) 의전체비용은취급세제외시약 4조 5천억 정도로추정된다. - 170 -
< 표 4-23> 수평 처분 방식의 심지층 처분 비용 ( 단위 : [10억 ]) 연암 암반 경암 암반 비용 요소 보충 시나리오 1 보충 시나리오 2 보충 시나리오 1 2 집합체, 수평처분 4 집합체, 수평처분 2 집합체, 수평처분 기술 개발 214.3 214.3 213.8 조사, 부지 획득 199.6 224.- 244.6 설계 및 건설 1,114.9 1,041.8 1,148.3 지상 시설 74.9 73.3 73.8 지하 시설 325.9 320.9 120.7 지상 장비 435.8 407.1 486.3 지하 장비 235.4 197.6 424.6 기타 42.9 42.9 42.9 운영 1,385.8 1,150.5 1,555.9 밀봉 및 철거 201.7 203.8 219.3 감시 119.- 119.- 119.- 프로젝트 관리 672.9 715.8 848.7 소비세 180.3 166.2 193.6 소계 4, 0 8 8.6 3, 8 3 5.4 4, 5 4 3.- 사용후핵연료취급세등 761.6 761.6 761.6 전체 비용 4, 8 5 0.2 4.5 9 7.- 5, 3 0 4.6 이들처분방식을비교하면, 수평방식이수직방식에비해저렴한것으로평가되고있다. 마. 2 0 0 2 년경제산업성심지층처분비용평가원자력발전소에서발생하는고준위방사성폐기물는 2020년까지유리고화체로환산하면약 4만개정도로추정된다. 2002년도일본경제산업성자원에너지청자료에따르면, 심지층처분시나리오의전체비용은평균약 3조 정도로추정된다 [ 최옥곤 2004]. 처분장의지질학적암반유형에따른비용요소별비용은 < 표 4-24> 에정리되어있다. - 171 -
< 표 4-24> 심지층 처분 비용 ( 단위 : [1억 ]) 연암 ( 퇴적암 ) 경암 ( 화강암 ) 평균 기술 개발 1,084 1,084 1,084 조사, 부지 획득 2,141 2,392 2,266 설계 및 건설 10,296 8,575 9,435 운영 6,742 7,652 7,197 해체 및 폐로 798 877 838 감시 1,216 1,216 1,216 프로젝트 관리 6,053 5,354 5,704 소비세 1,090 1,069 1,079 전체 비용 2 9, 4 2 0 2 8, 2 1 9 2 8, 8 1 9-172 -
제 4 절스웨덴사용후핵연료처분비용평가 1. 배경 1992년스웨덴재정법령 (Swedish Financing Act) 에따라, 스웨덴에서는원자력발전소를소유한원자력업자는사용후핵연료및방사성폐기물을관리하고처분하기위한대책을마련해야한다 [Act 1992]. 이러한책임때문에원자력업자는다른원자력업자와함께사용후핵연료및방사성폐기물의관리 / 처분에드는비용을비롯하여원자력발전소의폐로비용, 해체비용등을계산하여야한다. 스웨덴에서는스웨덴핵연료및방사성폐기물관리회사 (SKB사; Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company 이하 SKB) 가원자력업자를대표하여관련비용을검토하고있다. 미래비용은시스템설계와관련된 SKB사의현재실행계획표에바탕을두고산정된다. 또한원자력업자는이러한비용데이터를규제기관에매년제출하여야한다. 이비용데이터는다음해발전비용안에부과시킬연간수수료와재무적보증금의계산에사용된다. 여기서재무적보증금은연간수수료에포함되지않는비용을의미하고있다. SKB사가검토하는관련비용은, 더구체적으로말해, 사용후핵연료의밀봉포장비용, 사용후핵연료의심지층처분장건설비용, 장수명저준위 / 중준위폐기물처분장건설비용, 운영단계에서발생하는단수명방사성운영폐기물최종처분장 ( 즉, SFR 1 처분장 ) 건설비용, 폐로단계에서발생하는방사성폐기물최종처분장 ( 즉, SFR 3 처분장 ) 건설비용등을포함한다 [SKB 2003]. 여기서는방사성폐기물관리분야가운데특히사용후핵연료의처분과관련된밀봉포장공장과사용후핵연료심지층처분장에대하여소개한다. 사용후핵연료는심지층처분장에최종처분되기전에밀봉포장공장에서처분용기안에수납된다. 이공장은오스카샴지역에있는사용후핵연료중앙집중식중간저장시설인 CLAB 근처에신규건설될계획이다. 처분용기는기계적강도를위한주철삽입물과부식방지를위한구리외피로만들어진다. 이처분용기에는 12개의비등형경수로핵연료집합체또는 4개의가압경수로핵연료집합체가삽입된다. 이공장의처분용기생산의설계용량은연간 200개이지만, 장기적인처분용기생산율은핵연료투입율에의해제한된다. 이투입율은다시적합한방사성붕괴열준위에도달하는데에필요한 CLAB내최소저장시기에의해제한된다. 원자로운영기간 40년동안에처분용기의평균연생산율은 160~170 개이다. 요약하면, 밀봉포장공장에서는전체 4,500 개의처분용기가사용후핵연료로충전되고밀봉될것으로예측된다 [CORWM681 2004]. 일자리와관련하여, 심지층처분장의건설단계에 400~600명, 초기운영단계에 150명, 정상운영단계에 220명등으로예상된다 [SKB 2009]. 사용후핵연료의심지층처분장은지표면아래로약 500미터깊이에위치하는것으로예정된다. < 그림 4-5> 좌측에스웨덴심지층처분장의개략도가도시되어있 - 173 -
다 [SKB 2009]. 이그림우측에는심지층처분장의기하학적규모가표시되어있다 [Olsson 2006]. 설계수용량은 9300 톤우라늄과, 처분장면적은 2~4km 2, 전체부피 는 1.7Mm 3 에해당한다. < 그림 4-5> SKB 사용후핵연료심지층처분장 < 그림 4-6> 에배치유형의개념이나타나고있다 [SKB 2009]. 그림상부는수직배치, 하부는수평배치를보인다. 사용후핵연료를담은구리처분용기가수평으로배치되는경우에, 처분용기는처분터널바닥의수평처분공에배치되고, 두꺼운벤토나이트층으로둘러싸인다. 수직으로배치되는경우, 처분용기는처분터널바닥의수직처분공에배치되고, 두꺼운벤토나이트층으로둘러싸인다. 수평배치에서처분터널은불필요하고추출되는암석의양도수직배치에비해절반으로감소될수있다. < 그림 4-6> 처분용기배치개념도 - 174 -
2. 비용평가기준비용이란사업의가장기본이되는기준시나리오상에설정된사업수행에소요되는비용을말한다. 기준시나리오는원자력사업자의현행운영계획 ( 보통 40 년운영기간 ) 에기반을두고있으며, 전체시스템을포함하고있다. 이비용에서는재무법령에포함되지않은모든시설의비용을전형적인결정론적인기법으로산정한다. 기준비용에포함된비용요소는다음과같이분류되어산정될수있다. 1) 수량화가능비용, 2) 비수량화비용, 3) 이차비용. 수량화 가능 관련 비용은 단위 비용의 지식과 설계 사양서로부터 산정될 수 있는 일반 비용 ( 예 : 콘크리트 캐스팅, 암반 발파, 운영 요원 등 ) 이다. 수량 관련 비용 평 가에서는 원자력 발전소, 중앙집중식 중간 저장 시설 CLAB, SFR 1 처분장 등의 건설 경험에서 얻은 단가와 수량의 지식을 사용한다. 비수량화 비용은 도면에 포함되지 않는 세부 비용 요소에 대한 특정 비용이다. 비 수량 관련 비용 평가에서는 유사한 프로젝트들의 경험에서 얻은 지식을 사용한다. 이차 비용은 상대적으로 잘 알려져 있으며, 관리, 설계, 구매, 검사뿐만 아니라 임 시 건물, 기기, 사무실 등에 대한 비용을 포함한다. 이차 비용 평가에서는 건설 단 계에서 알려진 용역 요구사항을 사용한다. < 그림 4-7> 에 폐기물 유형별 부피가 나 타나 있다 [Olsson 2006]. 여기서 사용후핵연료의 발생량은 약 20,000m 3 로 예상된 다. < 그림 4-7> 스웨덴의방사성폐기물발생예상부피 가. 2 0 0 8 년 S K B 심지층처분비용평가기준시나리오에따라, 60년운영기간동안에처분되어야하는사용후핵연료의 - 175 -
물량이정해진다. 비등형경수로의사용후핵연료, 가압경수로의사용후핵연료, 기타사용후핵연료를포함한전체사용후핵연료의발생량은 25,100m 3 로예상된다 [SKB 2008]. 비등형경수로에서발생할집합체개수는 38,910개로예상되며, 사용후핵연료집합체크기는 140/140/4383mm이다. 가압경수로에서발생할집합체개수는 5,030개로예상되며, 사용후핵연료집합체크기는 210/210/4103mm이다. 사용후핵연료의심지층처분과관련하여, 2010년에시작하는밀봉포장공장과심지층처분장에대한비용요소별비용이 < 표 4-25> 에정리되어있다 [SKB 2008]. 이들비용요소와연계된연구 / 개발비용및부지조사비용은다른곳에반영된다고가정한다. 이들비용은 2008년 1월가치기준이며, 단위는백만스웨덴크로나 (MSEK) 이다. < 표 4-25> 스웨덴시설미래비용 ( 단위 : [MSEK]) 시설비용요소비용합계투자 2,840 밀봉포장공장운영및유지 6,700 9,740 폐로 200 부지외시설투자및운영 420 부지선정부지조사 100 투자 3,120 지상시설운영및유지 4,430 7,690 최종처분시설 1 9, 7 7 0 폐로 140 투자 6,790 지하시설운영및유지 1,280 11,560 폐로및뒷채움 3,490 전체비용 2 9, 5 1 0 요약하면, 2008년 1월가치기준으로사용후핵연료의밀봉포장비용을제외한심지층처분비용은 197억 7000만크로나 (Kr), 밀봉포장비용을포함한심지층처분비용은 295억 1000만 Kr로추산된다. 즉, 심지층처분전체비용가운데밀봉포장은 33%, 처분은 67% 를차지하고있다. 지상시설은 76억 9000만 Kr, 사용후핵연료지하시설은 115억 6000만 Kr에달한다. 나. 2 0 0 7 년 S K B 심지층처분비용평가기준시나리오에따라, 60년운영기간동안에처분되어야하는사용후핵연료의물량이정해진다. 비등형경수로, 가압경수로및기타사용후핵연료를포함한전체사용후핵연료의발생량은 25,200m 3 로예상된다 [SKB 2007]. - 176 -
요약하면, 사용후핵연료의밀봉포장비용을제외한심지층처분비용은 210억 2000만크로나 (Kr), 밀봉포장비용을포함한심지층처분비용은 331억 5000만 Kr 로추산된다. 즉, 심지층처분전체비용가운데밀봉포장은 37%, 처분은 63% 를차지하고있다. 지상시설은 79억 9000만 Kr, 사용후핵연료지하처분시설은 121억 3000만 Kr에달한다. 다. 2 0 0 3 년 S K B 심지층처분비용평가기준시나리오에따라, 40년운영기간동안에처분되어야하는사용후핵연료의물량이정해진다. < 표 4-26> 에유형별사용후핵연료의발생예상량이정리되어있다 [SKB 2003]. 심지층처분장에처분될전체사용후핵연료의발생량은약 19,100m 3 로예상되고있다. < 표 4-26> 처분용사용후핵연료발생예상량 폐기물 유형 단위 규격 [ m m ] 개수 최종 저장량 [ m 3 ] 최종 처분 비등형경수로사용후핵연료 집합체 140/140/4383 39,730 가압경수로심지층집합체 210/210/4103 4,900 1 9, 1 0 0 사용후핵연료처분장 기타사용후핵연료 다양 - 640 사용후핵연료의심지층처분과관련하여, 2004년에시작하는밀봉포장공장과심지층처분장에대한비용요소별비용이 < 표 4-27> 에정리되어있다 [SKB 2003]. - 177 -
< 표 4-27> 스웨덴시설요소별비용 ( 단위 : [MSEK]) 시설비용요소비용부분합계 밀봉포장공장심지층처분장 투자 2,150 운영및유지 5,600 7,920 폐로 170 부지외시설투자및운영 250 부지선정부지조사 1,040 투자 1,870 지상시설운영및유지 3,440 5,420 1 4, 8 6 0 폐로 110 투자 4,580 지하시설운영및유지 1,170 8,150 폐로및뒷채움 2,400 전체비용 2 2, 7 8 0 이들비용요소와연계된연구 / 개발비용및부지조사비용은다른곳에반영된다고가정한다. 이들비용은 2003년 1월가치기준이며, 단위는 MSEK이다. 요약하면, 사용후핵연료의밀봉포장비용을제외한심지층처분비용은 148억 6000만크로나 (Kr), 밀봉포장비용을포함한심지층처분비용은 227억 8000만 Kr로추산된다. 즉, 심지층처분전체비용가운데밀봉포장은 35%, 처분은 65% 를차지하고있다. 지상시설은 54억 2000만 Kr, 사용후핵연료지하시설은 81억 5000만 Kr에달한다. 라. 2 0 0 4 년 C O R W M 심지층처분비용평가영국 CORWM에서는 2004년에세계적으로고준위폐기물및사용후핵연료를처분하는 5개심지층처분시설의비용을비교하였다. < 표 4-28> 에는스웨덴 SKB 처분시설의사용후핵연료처분비용이정리되어있다. 비용은백만크로나 (MSEK) 화폐단위로부터백만영국파운드 (MGBP) 화폐단위로환산되어있고, 2004년 8월현재기준으로상승기법을통해가격수정이되어있다 [CORWM681 2004]. 요약하면, 2004년 8월가치기준으로스웨덴 SKB에서추산한사용후핵연료 4,500 처분용기에대한처분전체비용은 17억 4500만영국파운드 ( ) 이다. 즉, 사용후핵연료의단위처분처분용기당처분비용은 39만 에해당한다. 여기서는밀봉포장비용이포함되고있다. - 178 -
< 표 4-28> CORWM 이평가한스웨덴 SKB 사용후핵연료심지층처분비용 ( 단위 : [MGBP]) 비용 요소 사용후핵연료 처분 비용 밀봉포장 공장 ( 전체 비용 ) 607 건설 494 운영 353 폐로 및 밀봉 192 부지 선정 및 부지 조사 99 안전성 평가 및 관리 - 전체 비용 1, 7 4 5 처분용기 개수 4,500 처분용기 당 비용 0.3 9 < 표 4-29> 에는 2003년 1월가치기준과 2004년 8월가치기준으로스웨덴 SKB 처분시설의기준연도별처분비용이정리되어있다. 2003년 1월기준으로 1 영국파운드는 13.45 스웨덴크로나와같다고가정된다. 또한 2004년 8월가치는 2003년 1월가치에비해상승인자가 1.0303으로가정된다. < 표 4-29> CORWM 이평가한기준연도별스웨덴 SKB 사용후핵연료심지층처분비용 비용요소스웨덴사용후핵연료처분장기준연도 2003년 1월 2003년 1월 2004년 8월화폐단위 [100만SEK] [100만GBP] [100만GBP] 밀봉포장시설 7920 589 607 처분장건설 6450 480 494 처분장운영비용 4610 343 353 처분장폐로및밀봉 2510 187 192 부지선정단계의부지조사 + 부지외시설 1290 96 99 안전성평가및관리 - - - 전체비용 2 2 7 8 0 1 6 9 4 1 7 4 5 환율 (= 크로나 / 파운드 ) 13.45 상승인자 1.0303 처분용기개수 4,500 처분용기당비용 0.3 9-179 -
제 5 절핀란드사용후핵연료처분비용평가 1. 배경 핀란드에서는 매년 전력 소비량이 85TWh 정도이며, 원자력이 전체의 25% 를 공 급하고 있다. 상업용 원전은 1977년에 처음으로 운전을 시작하였고, 현재 4기의 원 전이 운전중, 1기의 원전이 건설중에 있다. 2009년말 5기의 원전이 운전될 예정이 다. 핀란드는 핀란드에서 발생하는 방사성 폐기물을 핀란드에 영구 처분해야 하고, 핀 란드 바깥에서 발생한 방사성 폐기물은 핀란드에 영구 처분할 수 없다는 원칙을 가 지고 있다. 사용후핵연료는 핀란드 법에 따라 방사성 폐기물로 간주된다. 이러한 방 사성 폐기물은 실증된 기술에 따라 안전하게 영구 처분되어, 미래 세대에 부담을 주지 않도록 해야 한다. 방사성 폐기물 발생자는 방사성 폐기물의 관리 재정을 운 용해야 한다. 방사성 폐기물 관리 비용은 원자력 발전 비용에 포함되고 있다. 이를 통해 방사성 폐기물 발생자가 파산하는 경우에도 가용한 재무 자원이 보증될 수 있 도록 하고 있다. 2004년 말 전체 채무 규모는 약 1억 4000 이다. 이는 국채나 증 권으로 부담한다. 핀란드는 1993년에 사용후핵연료 처분 개발 계획을 세우고, 부지 선정을 통해 1999년에 올킬루오토 지역에 처분 부지 예정지를 최종 확정하였다. 원자력 발전업 자는 최종 처분장과 관련하여 매년 사업 시행 계획서와 비용 평가서를 제출하고, 국가 방사성 폐기물 관리 기금에 매년 사용 수수료를 불입한다. 이 기금은 국가 예 산과는 별도로 특수 용도 기금이고 무역산업부에 의해 관리된다. 이 기금의 목표액 은 2010년까지 16억 이다 [Vuorinen 2008]. 사용후핵연료는 밀봉포장 시설에서 처분용기에 수납된 후 밀봉된다. 이런 처분용 기는 승강기틀 통해 하강하여 최종 처분장 지하 시설로 이동된다. 핀란드에서 처분 용기는 구조적 안정성을 유지할 수 있도록 주철 내부 용기와 구리 외피로 되어 있 다. 핀란드에서 사용되는 이러한 처분용기의 설계뿐만 아니라 다중 방벽의 개념도 스웨덴의 것과 유사하다 [ 최희주 외 2008]. - 180 -
2. 비용평가처분장은지하시설과지상시설로이뤄져있다. 지하시설은지표면아래로 300m가넘는깊이에굴착된처분장수평터널, 이터널에연결된수평중앙터널로구성되어있다. 이지하시설은처분용기이송용수직갱, 직원용수직갱, 작업용수직갱등을통해지상시설로연결되어있다. < 그림 4-8> 에 Posiva 사용후핵연료심지층처분장의개략도가나타나있다 [CORWM681 2004]. < 그림 4-8> 핀란드심지층처분장 가. 2 0 0 9 년 P O S IV A 심지층처분비용평가핀란드에가동중인기존원자로에서 50~60년, 신규원자로 OL3에서 60년운영기간이가정되는경우에발생할사용후핵연료는전체 5,500우라늄톤으로예상된다. 이는상응하여, 심지층최종처분의전체비용은 30억유로로추정된다. 이가운데서투자비용은 6억 5000만, 2120년까지운영비용은 21억, 폐로및밀봉비용은 2억 5000만 정도로추산되고있다 [Posiva 2009a]. 이러한최종처분비용은이미원자력발전가격에고려되고있다. 최종처분장의건설작업으로 100명이상이고용될것이다. 처분장운영단계에서 100명이상이운영, 서비스, 감시작업등에고용될것이다. 부동산세금으로매년세입은 3500만 에달할것이다. 나. 2 0 0 4 년 C O R W M 심지층처분비용평가 < 표 4-30> 에는 CORWM이계상한핀란드 Posiva 처분시설의사용후핵연료처분비용이정리되어있다. 비용은백만유로 (MEUR) 화폐단위로부터백만영국파운드 (MGBP) 화폐단위로환산되어있고, 2004년 8월현재기준으로상승되어있다 [CORWM681 2004]. 요약하면, 2004년 8월가치기준으로핀란드 Posiva에서추산한사용후핵연료 1,500 처분용기에대한처분전체비용은 6억 2700만영국파운드 - 181 -
( ) 이다. 사용후핵연료의단위처분처분용기당처분비용은 42 만 에해당한다. 여 기서는밀봉포장비용이포함되고있다. < 표 4-30> CORWM이 평가한 핀란드 Posiva의 사용후핵연료 심지층 처분 비용 ( 단위 : [100만 ]) 비용 요소 사용후핵연료 처분 비용 밀봉포장 공장 ( 전체 비용 ) 232 건설 93 운영 271 폐로 및 밀봉 31 부지 선정 및 부지 조사 - 안전성 평가 및 관리 - 전체 비용 6 2 7 처분용기 개수 1,500 처분용기 당 비용 0.4 2 < 표 4-31> 에는 2003년 1월가치기준과 2004년 8월가치기준으로핀란드 Posiva 처분시설의연도별처분비용이정리되어있다. 2003년 1월기준으로 1 영국파운드는 1.41 유로와같다고가정된다. 또한 2004년 8월가치는 2003년 1월가치에비해상승인자가 1.0465로가정된다. - 182 -
< 표 4-31> CORWM 이평가한연도별핀란드 Posiva 의심지층처분비용 비용요소사용후핵연료처분비용 기준 연도 2003 년 1 월 2003 년 1 월 2004 년 8 월 화폐단위 [MEUR] [MGBP] [MGBP] 밀봉포장시설 313 222 232 처분장건설 125 89 93 처분장운영비용 365 259 271 처분장폐로및밀봉 42 30 31 부지선정및부지조사 + 부지외시설안전성평가및관리전체비용 8 4 5 5 9 9 6 2 7 환율 (= 유로 / 파운드 ) 1.41 상승인자 1.0465 처분용기개수 1,500 처분용기당비용 0.4 2 다. 2 0 0 2 년 P O S IV A 심지층처분비용평가심지층처분장에배치될사용후핵연료는 2,600톤에달한다. 이는 1,500개가넘는처분용기에밀봉되어배치될예정이다. 최종처분장의처분비용은 43억핀란드마르크 (FIM; Finnish Marks), 건설비용은 10억FIM 를초과할것으로예상된다. < 표 4-32> 에상세비용이정리되어있다. 비용은 2002년가치기준이고단위는 100만유로 (MEUR; Million Euros) 로표시되었다 [CORWM681 2004]. < 표 4-33> 에시설별로예상비용이요약되었다. < 표 4-32> 최종처분장의단계별비용 ( 단위 : [100 만 ]) 단계비용요소비용밀봉포장시설 105 건설처분장 125 처분용기 230 운영밀봉포장시설 200 처분장 135 밀봉포장시설 8 폐로처분장 42 전체비용 8 4 5-183 -
< 표 4-33> 최종처분장시설별비용 ( 단위 : [100 만 ]) 시설 단계 비용 부분 합계 건설 105 밀봉포장 시설 운영 200 313 폐로 8 처분용기 운영 230 230 건설 125 처분장 운영 135 302 폐로 42 전체 비용 8 4 5 라. 2 0 0 3 년 P O S IV A 수행한국심지층처분비용평가사용후핵연료처분비용은지하연구실험실건설단계, 처분장건설단계, 밀봉단계로구분되어계산된다. ONKALO는처음에는핀란드의심지층실증시설로사용되고, 그다음에는처분장으로사용될계획이다. 사용후핵연료처분비용은모두 8 단계로구분되어산출된다. POSIVA 가한국처분비용산출을수행한이연구에서처분장건설비용은여섯개의건설단계로나누어산출된다. 각단계는다음과같이구분되어있다 [KAERI 2003]: 1) 심지층실증시설단계 : 수직갱건설, 연결터널완성, 2개의보통 panel 터널과 1 개의막장터널로구성된 1개 panel 터널고리건설, 2개처분터널 15% 완성, 설비실의 2/3 완성 ; 2) 1 단계 : 갱도건설, 3개의처분터널 90% 완성, 설비실의 1/3 완성 ; 3) 2 단계 : 2개의보통터널과 1개의막장터널완성, 3개의처분터널완성 ; 4) 3 단계 : 1개의보통 panel 터널과 1개의 end panel 터널완성, 처분터널의 2개완성 ; 5) 4 단계 : 1개의보통터널과 1개의막장l 터널완성, 처분터널의 2개완성 ; 6) 5 단계 : 1개의보통터널과 1개의막장터널완성, 처분장터널의 2개완성 ; 7) 6 단계 : 3개의보통터널과 3개의막장터널완성, 처분장터널의 2개완성 ; 8) 밀봉단계 : 밀봉포장공장의폐쇄와처분장의뒷채움공정으로이루어진다. 이단계는약 10년이걸린다. 4년동안의폐로기간중에모든방사성폐기물은제거 / 포장되어지하동굴로운반된다. 6년의처분장밀봉기간에걸쳐모든터널, 설비실, 수직갱등은뒷채움이이루어지고, 20m 두께콘크리트마개가모든수직갱에구축된다. 사용후핵연료처분장비용을정확히산출하기위하여어떤비용이지하비용이나지상비용에속하는지를정의해야한다. 전과정비용평가결과, Posiva 처분장시설비용평가의예를볼때, 전체비용중약 2/3는지상시설에서운영되는비용이고약 1/3은지하시설에서운영되는비용이다. 이와같은비용배분은지상비용 - 184 -
및지하비용을정의하는범주에따라바뀐다. Posiva의경우지상비용및지하비용의견적은각각다른조직에의해산출된다. 지하시설및지상시설의분류에서기술적인요인은고려되지않는다. 비용은투자비용, 운영비용, 폐로비용등으로구성될수있다. 비용산출에는불확실성이고려될필요가있다. 비용불확실성이란대상이정확히설계되어있지만, 구입하지않는한가격은알려져있지않음을의미한다. 불특정비용에대한부대비용 (contingency) 이란아직설계되어있지는않지만, 만약을대비한예비비용이다. 투자비용및운영비용에불특정비용에대한부속비용은전체비용의 20% 로예측된다. < 표 4-34> 에단계별비용과전체비용이정리되어있다. 비용은 2002년도가치기준으로주어진다. < 표 4-34> 단계별 전체 비용 ( 단위 : [100만 ], 2002년도 기준 ) 단계별 비용 비용 요소 설심지층전과정실증시 1단계 2단계 3단계 4단계 5단계 6단계밀봉비용 투자 162.59 279.40 215.26 146.79 138.87 138.87 157.25 1.92 1, 2 4 0.9 4 운영 53.07 105.00 374.63 264.82 264.82 264.82 254.92 245.56 1, 8 2 7.6 5 전체 비용 2 1 5.6 7 3 8 4.4 0 5 8 9.8 9 4 1 1.6 1 4 0 3.6 9 4 0 3.6 9 4 1 2.1 7 2 4 7.4 8 3, 0 6 8.5 9 지하시설의전체비용인 30억 6900만 가운데에서투자비용은 40% 인 12억 4100만 이며, 운영비용은 60% 인 18억 2800만 이다. 투자비용에는건설비용 11 억 2900만 와장비 / 시스템비용 1억 1200만 가포함되어있다. 장비 / 시스템비용은건설비용의약 10% 를차지한다. 처분되는사용후핵연료처분용기당지하시설의비용은 21,500 / 처분용기이다. 건설비용은심지층실증시설건설과처분장건설에대하여산출되었다. 처분장건설비용은여섯건설단계로나누어산출된다. ONKALO의심지층실증시설건설비용데이터는 Saanio et al.(2001): Cost estimate of the ONKALO 자료에서얻어진다. ONKALO의건설은 2004년여름에시작될예정이다. 건설비용의정확성은장비 / 시스템비용에대해 +15% 및 +25% 로산출된다. < 표 4-35> 에투자비용가운데에서한요소인건설비용이정리되어있다. 건설비용의 15% 로가정된소유자비용 (owner's cost) 에는개발비용, 설계비용, 프로젝트비용, 인허가비용등이포함되고있다. - 185 -
< 표 4-35> 단계별 건설 비용 ( 단위 : [100만 ], 2002년도 기준 ) 단계별 비용 비용 요소 설심지층전과정실증시 1단계 2단계 3단계 4단계 5단계 6단계밀봉비용 지상 공간 10.00 10.00 2 0.0 0 수직갱 굴착 22.86 4.68 2 7.5 4 터널 굴착 49.92 44.12 56.56 37.05 37.05 37.05 46.55 3 0 8.3 0 처분공 83.70 61.45 40.96 40.96 40.96 40.96 3 0 8.9 9 건설 작업 18.52 25.02 22.73 14.89 14.89 14.89 18.71 1 2 9.6 5 조사 5.38 5.07 3.38 3.38 3.38 3.38 2 3.9 7 소유자 비용 15.20 25.94 21.87 14.44 14.44 14.44 16.44 0.00 1 2 2.7 7 소계 1 1 6.5 0 1 9 8.8 4 1 6 7.6 8 1 1 0.7 2 1 1 0.7 2 1 1 0.7 2 1 2 6.0 4 0.0 0 9 4 1.2 2 부속비용 (20%) 23.30 39.77 33.54 22.14 22.14 22.14 25.21 0.00 1 8 8.2 4 전체 비용 1 3 9.8 0 2 3 8.6 1 2 0 1.2 2 1 3 2.8 7 1 3 2.8 7 1 3 2.8 7 1 5 1.2 5 0.0 0 1.1 2 9.4 6 장비 / 시스템비용산출에서는필요한재투자가고려되고있다. 소유자비용은장비 / 시스템가격에포함되어있다. < 표 4-36> 에투자비용가운데에서한요소인장비비용및시스템비용이정리되어있다. < 표 4-37> 에운영비용이주어진다. - 186 -
< 표 4-36> 단계별 장비 비용 및 시스템 비용 ( 단위 : [100만 ], 2002년도 기준 ) 단계별 비용 비용 요소 설심지층전생애실증시 1단계 2단계 3단계 4단계 5단계 6단계밀봉비용 암석 승강시스템 6.00 0.50 0.50 7.0 0 비통제용 직원승강기 0.50 0.10 0.10 0.7 0 통제용 직원승강기 0.50 0.10 0.10 0.7 0 처분용기 승강기 8.00 1.00 9.0 0 처분용기 승강기구 5.00 1.00 6.0 0 중수로 취급틀 4.00 4.0 0 가압경수로 취급틀 4.00 4.0 0 벤토나이트 취급장비 3.00 1.00 4.0 0 뒤채움 혼합장 2.00 2.00 4.0 0 기타 수송장비 1.00 2.00 2.50 2.00 1.50 1.50 1.50 1 2.0 0 전력 시스템 2.50 2.50 1.00 1.00 1.00 1.00 1.00 1 0.0 0 통제및 감시 시스템 1.00 1.00 1.00 0.40 3.4 0 환기및 가열 시스템 5.00 5.00 1.00 1.00 1.00 1.00 1.00 1 5.0 0 물 시스템 1.00 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 4.0 0 소방 시스템 1.00 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 4.0 0 기타 시스템 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 0.50 1.60 5.1 0 소계 1 9.0 0 3 4.0 0 1 1.7 0 1 1.6 0 5.0 0 5.0 0 5.0 0 1.6 0 9 2.9 0 부속비용 (20%) 3.80 6.80 2.34 2.32 1.00 1.00 1.00 0.32 1 8.5 8 전체 비용 2 2.8 0 4 0.8 0 1 4.0 4 1 3.9 2 6.0 0 6.0 0 6.0 0 1.9 2 1 1 1.4 8-187 -
< 표 4-37> 단계별 운영 비용 ( 단위 : [100만 ], 2002년도 기준 ) 단계별 비용 비용 요소 설심지층전과정실증시 1단계 2단계 3단계 4단계 5단계 6단계밀봉비용 터널 / 수직갱 뒤채움 42.28 63.42 63.42 63.42 63.42 117.60 4 1 3.5 6 벤토나이트 블럭 51.66 50.20 50.20 50.20 50.20 2 5 2.4 6 터널 콘크리트마개 7.60 11.40 11.40 11.40 11.40 5 3.2 0 인건비 22.00 44.00 110.00 49.50 49.50 49.50 41.25 33.00 3 9 8.7 5 에너지 비용 5.10 15.29 30.58 11.47 11.47 11.47 11.47 5.10 1 0 1.9 4 물 및 물처리 1.23 1.23 2.46 0.92 0.92 0.92 0.92 1.23 9.8 6 유지및 배상 2.65 8.14 13.83 5.19 5.19 5.19 5.19 6.92 5 2.2 9 보험 3.25 8.84 26.29 9.86 9.86 9.86 9.86 13.15 9 0.9 7 조사 준비 10.00 10.00 20.00 7.50 7.50 7.50 7.50 10.00 8 0.0 0 소유자 비용 7.48 11.22 11.22 11.22 11.22 17.64 7 0.0 1 소계 4 4.2 3 8 7.5 0 3 1 2.1 8 2 2 0.6 8 2 2 0.6 8 2 2 0.6 1 2 1 2.4 3 2 0 4.6 4 1, 5 2 3.0 4 예비비 (20%) 8.85 17.50 62.44 44.14 44.14 44.14 42.49 40.93 3 0 4.6 1 전체 비용 5 3.0 8 1 0 5.0 0 3 7 4.6 2 2 6 4.8 2 2 6 4.8 2 2 6 4.8 2 2 5 4.9 2 2 4 5.5 6 1, 8 2 7.6 5-188 -
제 6 절사용후핵연료관리방식 1. 기본개념및방식 가. 기본개념사용후핵연료의관리방식은크게중간저장, 재처리 / 재활용, 처분방식등으로분류한다. 이들방식이동태적으로결합되면하나의관리시나리오가형성되고, 다양한시나리오들가운데어떤특정관리시나리오가국가정책으로결정된다. < 그림 4-9> 사용후핵연료의관리방안체계 [ 박기철 2008] 실제로선택가능한다양한경로가있을수있는데, 이러한경로들중어느것을선택할지에대해다양한결정기준들이채택되겠지만무엇보다해당경로들에대한심도깊은선행연구가진행될필요가있다. 이러한측면에서기존정부의원자력연구개발사업은사용후핵연료관리처분정책의측면에서적지않은개선이필요한것으로보인다. - 189 -
< 그림 4-10> 사용후핵연료최종처분까지의조건들 [ 지속가능발전위원회 2007] 나. 중간저장방식중간저장방식이란앞에서상술한바와같이사용후핵연료를재처리또는직접처분이전에부지내혹은부지외에습식혹은건식방식으로 30~50년동안저장하는방식 [ 최병일 2008] 으로, 즉, 최종관리시설로이송되기전에단기간동안임시저장하는것을뜻한다. 다. 재처리 / 재활용방식원자로에서연소되지않은채로사용후핵연료안에아직도남아있는잔류우라늄 U-235와핵연료에있던우라늄 U-238에서부터생성된핵물질플루토늄 Pu-239를분리하고추출하여다시핵연료자원으로재활용하려는개념 [ 최병일 2008] 이다. 핵연료자원의활용성관점에서볼때, 순환주기에속하는개념으로, 재처리기술은습식재처리 (PUREX, UREX, REDOX, 침전법 ), 건식재처리 (Pyro-processing, 불화물 / 염화물휘발법, 고온야금법, 고온화학법 ) 등으로구분한다. 재처리시설을운영하고있는국가로는프랑스, 영국, 러시아, 일본, 인도등이있다. 재처리시설운영국이외의사용후핵연료발생국은사용후핵연료를해외위탁재처리하는방식도고려하고있다. 재처리 / 재활용방식에는이러한재처리이외에도사용후핵연료안에함유되어있는핵분열성물질을재처리 / 농축없이가공하여자국내에서재활용하는방식, 원자로에서연소하는방식등이있다. 사용후핵연료안에함유되어있는소수초우라늄계열원소들을핵변환을통해방사능, 독성과폐기물발생량을저감시키는방식도고려되고있다. 라. 직접처분방식사용후핵연료의붕괴열이식을때까지충분히중간저장시설에임시보관하다가최종적으로영구처분하려는개념으로, 직접처분, 혹은영구처분등으로도불린다 - 190 -
[ 최병일, 2008]. 핵연료 자원의 활용성 관점에서 비순환 주기에 속하는 개념으로 다음 세대에 더 효율적인 관리 방안이 개발될 것을 고려한 회수성 여부에 따라 다양한 처분 방안으 로 구별된다. 영구처분을 국가 정책으로 계획하고 있는 국가로는 미국, 캐나다, 스 웨덴, 핀란드 등이 있다. - 191 -
2. 국내사용후핵연료관리시나리오 가. 개요한국원자력연구원은과학기술부의원자력종합진흥계획에따라지난 1990년대초반부터사용후핵연료재처리를위한연구개발을진행하고있다. 이연구개발에서는한국차세대액체금속원자로고속로개발과건식재활용기술을이용하는금속전환기술개발등이포함된다. 원자력연구원의선행연구는사용후핵연료를재활용하지않는 직접처분주기 와건식재처리를통하여금속핵연료를만들어고속로에재활용하는 GEN-IV 원자로와연계된재순환주기인 GEN-IV 핵연료주기 를국가연구개발사업의일환으로추진중에있다. 나. 직접처분주기 ( 비순환핵연료주기 ) 직접처분주기는 < 그림 4-11> 과같이, 가압경수로및중수로사용후핵연료를일정기간중간저장한후에영구처분하는경우를말한다. < 그림 4-11> 직접처분주기도식도 다. G E N - IV 핵연료주기 ( 순환핵연료주기 ) GEN-IV 핵연료주기는 < 그림 4-12> 처럼기존의경수로, 중수로외에고속로 (Sodium Fast Reactor) 를도입하는경우이다. 경수로사용후핵연료는건식분리기술을이용하여경수로사용후핵연료로부터초우라늄계열원소들을분리하고, 이를 GEN-IV 고속로에서연소한다. - 192 -
< 그림 4-12> GEN-IV 핵연료주기도식도 - 193 -
제 7 절사용후핵연료관리방식별경제성분석 1. 경제성분석방법및전제 가. 평준화비용 산정방식 사용후핵연료 관리방식의 경제성 평가 방법은 여러 가지가 있지만, 가장 보편적으 로 활용되는 방법은 평준화비용 산정방식이다. 이 방법은 사용후핵연료 관리와 관 련된 관련시설 및 활동으로서 중간저장, 수송, 재처리, 재활용, 방사성폐기물 처분, 시설 폐지와 관련된 총비용을 추정한 이후 적절한 할인율을 이용하여 현재가치를 계산하는 방식이다. 이러한 비용과 함께 동일 기간 동안 얻어지는 총생산량 혹은 총수입을 동일한 할인율로 현재가치로 환산하여 수익의 현재가치를 구하고, 이를 비용과 비교하여 전체 경제성을 평가한다. 계산 결과는 통상 $/kwh 혹은 $/kghm 등으로 표시한다. 비용은 크게 현재 시점의 명목가치로 표현하거나 비용이 발생하는 전체 기간에 대해 할인하여 산정된 현재가치로 표현이 가능하다. 현재가치를 사용하는 것은 미 래 발생할 모든 비용을 현재가치로 환산하여 비교하는 데 용이하지만 각 대안별로 운영기간이 상이할 경우 이들 대안의 비용을 평가하는 데 있어 왜곡을 초래할 소지 가 발생한다. 따라서 상이한 기간의 운영조건을 가진 대안을 평가할 경우 현재가치 방식 보다는 현재 시점에서 각 대안이 동시에 운영될 수 있다는 가정 하에 명목가 치로 평가하는 것이 바람직하다. 나. 비용항목에대한정량적평가 Crawford and Wickham(2005) 에서는사용후핵연료관리방식의비용항목에대한정량적평가기준을제시하였다. 해당보고서에서는사용후핵연료관리대안의비용을세부적으로구분하고, 관리대안별로이들비용항목에따라비용을산출하면서대안별로주요한불확실성을정성적으로기술하였다. 주요비용항목으로는 1) 계획 및 허가취득 관련 비용 : 설비 건설과 관련 비용, 관계당사자에 대한 컨설 팅과 대외협력 비용, 청문회 비용, 개념 개발을 위한 연구개발 비용 및 규제비용 2) 설계 및 건설 관련 비용 : 사용후핵연료 관리를 위한 시설과 부대 관련 설비의 설계 및 건설 비용 3) 운영 관련 비용 : 사용후핵연료 시설 및 부대시설의 운영 비용, 중간저장 및 수 송 비용 4) 폐기 및 폐쇄 관련 비용 : 시설의 폐기, 심지층 처분의 경우 처분자의 폐쇄와 관 련된 비용 5) 폐쇄 이후 관련 비용 : 시설 및 설비 폐쇄 이후 모니터링 및 감독 비용 - 194 -
6) 추가비용 : 비상사태발생관련비용, 복구, 보험, 환경및기타사회적소요비 용. 사용후핵연료관리대안별로비용항목에따라정량적으로평가하는것이외에각대안이수반하는불확실성을정성적으로평가할필요가있다. 이러한불확실성의기준은각대안별로소요되는비용의크기가현재추정치에비해큰차이가없거나, 약간크거나, 아주클수있다는전문가의주관적인판단에근거한다. 예를들어, 불확실성이낮은경우는해당사용후핵연료관리대안이이미유사개발및운영경험이존재하는경우에해당한다. 불확실성이중간정도인경우는해당관리대안에대해약간의선행경험이있지만운영규모가상이하거나추가적인관리가필요한경우에해당한다. 불확실성이높은경우는해당관리대안에대해거의선행경험이없는경우에해당한다. 이러한불확실성을정량적으로표현하는것은매우주관적일수있지만, 불확실성이낮은경우는비용소요액이추정치의 25% 이상을넘지않을경우, 불확실성이높은경우는비용소요액이추정치의 100% 이상을초과할수있는경우에해당한다. < 표 4-38> CORWM의 사용후핵연료 관리대안별 비용 및 위험정도 평가 사례 [Crawford and Wickham 2005] 번비용 ( 십억위험대안호파운드 ) 정도 1 중간저장 : 지상, 중앙집중, 비보호 6.5 L 2 중간저장 : 지상, 중앙집중, 보호 12 L 3 중간저장 : 지상, 현재위치, 비보호 7.5 L 4 중간저장 : 지상, 현재위치, 보호 14.5 L 5 중간저장 : 지하, 중앙집중, 보호 7.5 M 6 중간저장 : 지하, 현재위치, 보호 12.5 M 7 심지층 처분 9.5 M 8 심지층시추공처분 ( 고준위폐기물, 사용후핵연료, 플루토늄으로제한 ) 5.5 H 9 단계적 심지층 처분 13 M 10 지표층 처분, 현재위치, 보호 ( 저준위 방사성폐기물 ) 0.2 L 11 지표층 저장, 현재위치, 보호 ( 저준위 방사성폐기물 ) 0.125 L 12 원자로 상부저장 ( 중저준위 방사성폐기물 ) 3 H 13 지하처분설비 ( 중저준위 방사성폐기물 ) 0.2 M - 195 -
2. 중간저장방식 가. 개요전세계 439개의원자로가가동중인원자력발전소에서는사용후핵연료가발생하고있으며, 대부분의경우부지내의저장수조에서습식저장이이루어지고있다. 습식저장의경우재배치가이루어짐에도불구하고저장용량의한계로건식저장형태로전환이빠르게이루어지고있다. 미국의경우건식저장은부지내독립저장이대표적으로미국원자력규제위원회의규제하에두가지종류의특정부지에따라인허가가제한되는경우와범용적조건을만족하면인허가를취득할수있는두경우가있다. < 표 4-39> 대표적인 건식저장 방식 특성 분석 [KAERI 2008] 항목 겸용용기볼트방식모듈방식저장전용용기 (CASTOR (MVDS) (NUHOMS) (VSC-24) V/21A) 설계수명 최소 20년 40년 50년 40년 저장연료 경수로 경수로 경수로 경수로 저장용량 ( 집합체 / 모듈 ) 200 24 24 24 연료취급장비 차폐저장튜브 수평저장모듈 처분용기 콘크리트용기 처분용기 저장 / 운반용기 운반차량 구성품 운반용기 운반용기 운반용기 취급장비 처분용기 운반차량 운반차량 운반차량 ( 유압장비 ) 취급장비 취급장비 저장방식 저장전용 ( 수직 ) 저장전용 ( 수평 ) 저장전용 ( 수직 ) 수송 / 저장겸용 ( 수직 ) 연소도 (MWd/MTU) 33,000~40,000 62,000 60,000 60,000 냉각기간 5년 3년 5년 5년 농축도 (%wt) 3.3~4.0 5.0 5.0 5.0 용기열용량 (kw/24집합체) 24 40.8 24 34 중량 - 100.5 톤 110톤 108톤 길이 : 23 m 길이 : 6 m 높이 : 5.2 m 높이 : 4.9 m 크기 폭 : 19 m 폭 : 2.6 m 직경 : 3.35 m 직경 : 2.4 m 높이 : 27 m 높이 : 5.2 m - 196 -
< 그림 4-13> 건식저장용기운반차량 < 그림 4-14> 수직형건식저장용기 < 그림 4-15> 수평형건식저장시설건설장면 - 197 -
< 그림 4-16> 수평형건식저장용기 < 그림 4-17> NAC-UMS 용기저장시스템의주요부분 OD 1.70m OD 2.12m OD 3.45m Sq. foot 4.5 x 4.5m Ht. 4.84m ID 1.72m ID 1.89m OD 4.20m Wt. 16.65t Ht. 5.13m Ht. 5.70m Wall thick. 0.35m Wt. 46.18t Wt. 112.73t Ht. 6.03m Wt. 81.20t 주 : OD, ID, Ht는각각외부직경, 내부직경, 높이등을의미 나. 부지내건식저장설비비용구성초기비용은설계, 엔지니어링, 미국원자력규제위원회인허가, 장비, 초기저장패드건설, 안전시스템, 그리고시동테스트등과관련된비용이포함된다. 미국의경우신규로부지내건식저장설비를구축하기위해소요되는총비용은사용후핵연료의양에관계없이 8 12백만달러로추산 [Bunn, et al. 2001] 하고있다. 용기저장시스템및탑재비용은용기비용, 추가적인패드, 노임, 해체및소모성자재등을포함한다. 건식저장에사용되는용기의비용은사용되는용기의형태, 저장설비를건설하기위해기존설비의개조, 건식저장시스템의규모등에좌우된다. - 198 -
여기에제시된건식저장용기비용은미국과미국이외지역에서미국의공급사가제공한이미공개된내용과별도의추가조사를통해작성된것이다. 운영비용은통상크게소요되지않는데, 기본적인운영비용은미국원자력규제위원회가해당설비에요구하는보안및안전감시를위한비용에해당된다. 원자로운영과병행해서이루어지는부지내독립저장의경우대부분의운영비용은원자로운영비용으로처리될수있는데, 부지내독립저장을위해추가로소요되는운영비용은연간 0.75백만달러로추산 [Bunn, et al. 2001] 된다. 부지내독립저장시설의경우운영비용은저장시설자체에해당되는비용이기때문에추가적인운영비용을상승하였으며, 폐쇄된원자로부지에서부지내독립저장하는경우운영비용은연간 2 4 백만달러로추산 [PG&E 2005] 된다. 다. 건식저장비용관련공개정보 1 ) 노임, 소모재, 해체등을포함한건식저장용기의구매및탑재에소요되는비용은사용후핵연료중금속형태킬로그램당 (kghm) (2000년명목달러기준 ) 60 80달러로추산 [Bunn, et al. 2001] 된다. 원자로가가동중이라는것을전제로일반적인원자로수명기간동안발생된 1,000톤의사용후핵연료를대상으로 40년수명기간동안 ( 할인되지않은방식으로 ) 계산된건식저장비용은대략 120백만달러혹은 $120/kgHM 수준이다. 원자로가폐쇄된경우할인되지않은 40년동안건식저장비용은대략 250백만달러혹은 $250/kgHM 수준이다. 이러한건식저장비용을 40년간할인된금액으로계산하더라도크게감소하지않은데, 이유는초기비용이대부분을차지하기때문이다. 5% 의할인율을적용할경우운영중인원자로에서건식부지내독립저장하는경우 $100/kgHM, 폐쇄된원자로의경우 $160/kgHM이소요되는것으로추정된다. 그러나최근조사에의하면이러한비용에도많은변화가있어건식부지내독립저장의경우톤당 100 만달러의건설비가요구된다. 일본 CRIEPI(Central Research Institute of Electric Power Industry) 의 2003년건식저장형태의중간저장에관한연구에서는 < 표 4-40> 과같이콘크리트와금속용기의비용을비교한결과를제시한다. 1) 관련된보고서는 Bunn, et al.(2001), PG&E(2005), IAEA(1990, 1994, 1996, 1999, 2006), OECD/NEA(1994), US NRC(1996), Alvarez, et al.(2003) 등임 - 199 -
< 표 4-40> 콘크리트와금속용기의비용비교 [Jor-Shan Choi 2008] 사용후핵연료용기형태어셈블리형태, 규모수직콘크리트 24/52 가압경수로 / ( 저장전용 ) 비등형경수로수평콘크리트 24/52 가압경수로 / ( 저장전용 ) 비등형경수로금속 24/52 가압경수로 / ( 저장전용 ) 비등형경수로금속 ( 운반 / 저장겸용 ) 26 가압경수로 단가 ($/kghm) 비용 ( 천불 ) 가압경수로 / 비등 형경수로 350 30/36 500 42/51 750 1500 63/77 125/154 1000 150 77 0 115 라. 습식저장및건식저장비용비교저장수조에서의습식저장과관련된비용은초기원자로설계및건설에소요되는자본비용에포함되고, 원자로의수명기간동안분할처리되는방식이다. 대부분의습식저장의경우비용이분할처리되는반면건식저장은신규로건설되는형태이기때문에기존저장수조에서의습식저장과관련된연간운영및유지비용을건식저장설비건설비용의연간분할비용과연간운영비용합계와비교하는것이타당하다. 일반적으로습식저장의운영및유지비용은건식저장비용에비해높은데, 습식저장의경우냉각및정화시스템이필요하고연간으로일정수준의저준위방사능폐기물이처리되어야하기때문이다. 이미폐쇄된캘리포니아 Rancho Seco 원자로를대상으로하는 1994년연구에서는습식저장비용을연간 10.6 백만달러로추산 [Bowser, et al. 1994] 된다. Sacramento Municipal Utility District 발전회사는 Transnuclear의 NUHOM 부지내독립저장시설을도입하였고, 사용후핵연료를운반및건식부지내독립저장하는시스템을구축하는데약 12.4 백만달러를소요된다. 해당연구에서는 10년감가상각기간동안 5% 의할인율을적용하여비용을연간분할하였는데, 여기에다연간운영비용을합산할경우건식부지내독립저장비용은연간 4.2 백만달러, 습식부지내독립저장비용은연간 10.6 백만달러로추산된다. 따라서폐쇄된원자로의건식저장비용은습식저장비용에비해 2.5 배낮다는결론이도출된다. Bunn, et al.(2001) 의연구에서는중앙집중식시설에서 5,000톤의사용후핵연료를 54년기간동안습식저장과건식저장하는경우를비교하였는데, 5% 의할인율을적용한경우비용단가는아래와같이산출하였다. - 습식저장 : $396/kgHM( 대략 $0.00115/kWh) - 건식저장 : $238/kgHM( 대략 $0.00070/kWh) - 200 -
마. 별도조사를통해얻어진정보 < 표 4-41> 에는미국과미국이외의지역에서미국공급사가제시한건식저장의용기비용을정리한것이다. 비록미국이외지역에대한정보는자세하지않지만, 가압경수로와비등형경수로대상으로산출된단가자료는이미공개된자료에서제시된비용범위를포함한다. 표에서알수있듯이, 최근들어원자재가격의상승으로인하여용기비용은급격하게상승하고있는추세 [PG&E 2005] 이다. < 표 4-41> 미국공급사가제공한건식저장설비의가격비교 [Jor-Shan Choi 2008] 발전소원자로공급사호기, 모델계약일 Indian Point 2 Columbia Point Beach Duane Arnold Energy Center Main Yankee Energoatom Ukraine Kozloduy Bulgaria Chinshan Taipower 가압경수로 비등형경수로 가압경수로 비등형경수로 Holtec Holtec TN TN 45기 MPC-32 HI-STORM 22기 MPC-68 HI-STORM 36기 NUHOM 32 PT 10기 NUHOM 61BT 가압경 64기 NAC 수로 NAC-UMS 가압경 94기수로 Holtec HI-STORM (VVER) 가압경 2800 수로 VVER-400 (VVER) assemblies 비등형 25기 경수로 NAC NAC-UMS 주 : 환율은 1 유로 = 1.4 달러가정 비용 ( 백만달러 ) 단가 ( 백만달러 / 기 ) 단가 ( 달러 / kghm) 2003 40 0.9 55.6 1999 25 1.1 89.4 2001 45.8 1.3 79.5 1999 14 1.4 122.7 2000 64.3 1.0 -- 2005 150 1.6 -- 2004 49 백만유로 -- 204.1* 2005 -- -- 94.0 바. 습식저장및건식저장비용비교결과전세계적으로현재가동중인원자력발전소에서습식저장의용량이부족함에따라건식저장방식은빠르게증가하는추세에있다. 건식저장방식은현재미국에서 - 201 -
규제를 받고 있는 부문으로, 용기는 사용 이전에 미국 원자력규제위원회의 승인을 받아야 하는데, 보통 갱신옵션과 함께 20년간의 인허가를 받는다. 건식저장 비용은 사용후핵연료의 양에 관계없이 거의 고정되는 초기비용, 특정 부지와 저장 조건에 따라 좌우되는 용기 시스템 구축비용과 지속적으로 발생하는 운영비용 등으로 구성 된다. 별도의 조사를 통해 입수된 용기 비용은 지난 10년 동안의 프로젝트에 관한 것으 로, 미국에서 상용화된 용기 형태로 볼 수 있다. 기존의 구형 모델 ( 예를 들어, CASTO V/21 및 VSC-24) 은 포함되지 않았는데, 이미 공급사들은 새로운 모델을 시장에 출시하고 있으며, 기존의 구형 모델 관련 설계를 이미 다른 설계사에게 양 도하였거나 기존 구형 모델을 개선하여 새로운 모델이 시장에서 판매되고 있기 때 문이다. 일반적으로 건식저장 비용의 단가는 최근의 비용상승분을 감안하더라도 80 120달러 /kghm로 추산된다. 또, 24개 가압경수로 혹은 56개 비등형경수로 사용후 핵연료를 보관하는 용기의 경우 비용이 1.0 1.5 백만달러로 추산되며, 특정 부지나 저장 조건에 따라 비용은 상승할 가능성이 존재한다. 사. 원자력연구원 ( 2 0 0 8.7 ) 보고서에제시된비용산정 Case에따라각부지별저장용량이달라지는데, 이러한저장용량변화는저장비용의변화를수반하게된다. 경제성분석시일반적으로용량에따른비용은다음과같은지수함수를이용하는데, 해당연구에서는 ENVI 프로그램입력모델링에서 x 값을 0.6 으로가정하고용량변화에따른원가계산을수행한다. 여기에서 C R 은용량 S R 에대한비용이며 C는구하고자하는용량 S에대한비용이다. 소요면적계산결과를근거로 1 제곱평방미터당일률적인토지보상비값으로가정된 36,000원을곱하면 < 표 4-42> 과같이부지가격이산출된다. - 202 -
< 표 4-42> 저장용량 초과분 기준 저장방식별 부지매입비용 ( 단위 : 억원 ) 구분저장방식건물부지시설부지중간저장시설부지 습식 0.33 28 114 MVDS 6.12 39 125 고리 NUHOMS 6.20 39 126 ( 신고리 ) 건식 VSC-24 6.63 41 127 CASTOR V/21A 4.65 35 121 습식 0.14 26 112 MVDS 2.49 29 115 영광 NUHOMS 2.53 29 115 건식 VSC-24 2.70 30 116 CASTOR V/21A 1.89 27 113 습식 0.36 28 114 CASE 2 MVDS 6.71 41 127 울진 NUHOMS 6.79 41 127 ( 신울진 ) 건식 VSC-24 7.26 42 128 CASTOR V/21A 5.09 37 123 습식 0.66 30 116 월성건식 MACSTOR/KN-40 0 2.78 30 116 습식 0.09 25 111 MVDS 1.65 26 112 신월성 NUHOMS 1.67 26 112 건식 VSC-24 1.79 26 112 CASTOR V/21A 1.25 24 110 주 : 부지내독립저장 가정 위의식을이용하면한수원평가시에사용한 5,000MTU 용량의저장단가를기준으로한용량별저장단가의변화는 < 표 4-43> 과같다. - 203 -
< 표 4-43> 용량에 따른 습식저장시설 건설비 단가의 변화 용량 (MTU) 단가 ( 비율 ) 용량 (MTU) 단가 ( 비율 ) 용량 (MTU) 단가 ( 비율 ) 3000 1.32 12,000 0.62 21,000 0.46 4000 1.13 13,000 0.59 22,000 0.45 5000 1.00 14,000 0.57 23,000 0.44 6000 0.91 15,000 0.55 24,000 0.43 7000 0.83 16,000 0.53 25,000 0.42 8000 0.77 17,000 0.51 26,000 0.41 9000 0.73 18,000 0.50 27,000 0.40 10,000 0.69 19,000 0.48 - - 11,000 0.65 20,000 0.47 - - Wisconsin PSC는건식저장에대한방식별비용을분석하였는데, 운전중인원전의부지내독립저장 (1995년부터 15년간저장 ) 분석결과 1994년불변가격기준으로저장방식별중간저장시설건설비단가는 < 표 4-44> 과같다. < 표 4-44> 건식저장방식별 단가 방식 VSC-24 NUHOMS Castor TN-24 TN-40 NAC-128-24P V-21 용기당단가 $300,000 $380,000 $900,000 $700,000 $1,040,000 $800,000 톤당단가 $35,000 $38,000 $62,000 $40,000 $68,000 $57,000 일본에서도무쯔시비용평가를위해 5,000톤규모중간저장시설비용을산정하였는데그결과는 < 표 4-45> 과같다. - 204 -
< 표 4-45> 일본의 5,000MTU 용량의 중간저장 시설에 대한 저장비용 금액 달러 환산 금액 비용 항목 ( 억, 1998) ( 백만 $, 1998)1) 습식방식 용기방식 습식방식 용기방식 자본비용 1,561 1,310 1,192 1,001 - 건설비 1,328 105 1,014 80 - 용기구입비 100 1,195 76 913 - 해체비 133 10 102 8 운전비 1,395 238 1,066 182 운반비 41 60 31 46 합 계 2,997 1,608 2,289 1,229 한수원에서는이와같은해외자료와국내엔지니어링분석결과를토대로 < 표 4-46> 에요약된바와같이단위 MTU당건식저장방식의건설단가를예비산정하고, 이외에도운영비, 폐쇄비등제반사업경비도도출하였다. 그러나이런자료들은아직공식적으로옵션별경제성분석용입력자료로사용되기에는많은불확실성이있으므로여기서는개략적인결과만나타내었다. < 표 4-46> 경수로사용후핵연료건식저장방식별건설단가 ( 용량 5,490MTU 기준 ) 저장방식볼트모듈저장전용용기 건설비단가 ( 백만원 /MTU) 운반 / 저장겸용용기 46.3 50.1 46.1 75.1 건설비 ( 억원 ) 2,540 2,750 2,530 4,120 아. 김형준외 ( 2 0 0 8 ) 연구논문에제시된비용산정비용관련자료는크게건설비와운영비로구성되고, 건설비는다시직접비 ( 저장관련설비, 수송관련설비, 특수장비, 공동부대공사등 ) 와간접비 ( 설계, 인허가비용등 ) 로구분하고있다. 기본가정으로서사용후핵연료발생량은 2006년도제3차전력수급기본계획에근거하여 2020년까지계획된원전만고려하고, 과거실적치를이용하여계산하였다. 중간저장용량은부지내임시저장시설용량을최대한확장한후초과되는사용후핵연료를 2050년까지저장할경우별도로저장되어야할용량으로가정하였다. 비용계산기준연도는 2007년도, 할인율은 5% 로가정하였으며, 입력자료로사용된세부항목별비용단가는미국원자력엔지니어링서비스회사인 JAI(2003) 의자료를기본으로전문가의자문을통해보완하여이용하였다. - 205 -
중간저장비용산정결과는가압경수로사용후핵연료를대상으로 2050 년까지의 부지내독립저장시설저장량은고리부지 1,938 톤, 영광부지 2,405 톤, 울진부지 3,994 톤으로계산되고, 이러한저장량에따른추정비용은 < 표 4-47> 과같다. < 표 4-47> 저장용량에 따른 중간저장 추정비용 ( 단위 : $/kghm) [ 김형준 외 2008] 구분 수평콘크리트 모듈 금속 용기 저장 / 수송 겸용 2,000톤 121 195 143 2,400톤 113 181 133 4,000톤 97 165 117 기존문헌조사에서는사용후핵연료중간저장비용측면에서습식저장에비해건식저장이경제적인것으로나타나지만, 건식저장방식을대상으로평가한결과는연구에따라상이한결과를도출되었다. 저장기간과저장물량등우리나라환경을고려한경제성평가결과, 최소 $97/kgHM에서최대 $195/kgHM까지큰폭이차이를보인다. 이러한분석결과의변동성은경제성평가를위한전제조건과입력된세부항목별비용자료에따라좌우되는것으로판단된다. - 206 -
3. 재처리 / 재활용및영구처분방식 가. 순환주기및비순환주기경제성관련연구결과정리 OECD/NEA(1994) 연구는핵연료주기경제성평가를위한일종의교과서적성격을지는데, 다른연구와달리후행핵연료주기부분만별도로평가하지않고선행핵연료주기를포함한전체핵연료주기에대한평가를실시하였다. 분석결과에의하면, 순환주기비용은 $0.00623/kWh, 비순환주기비용은 $0.00546/kWh로비순환주기가순환주기에비해약간유리하지만그차이는미미한것으로나타났다. Harvard 대학 (2003) 연구에서는순환주기비용은 $0.022/kWh, 비순환주기비용은 $0.005/kWh로비순환주기가순환주기에비해 4배이상유리한것으로나타났다. 만약순환주기옵션이비순환주기옵션에비해유리해지기위해서는우라늄정광가격이 $370/kgU 이상되어야한다고밝혔다. 프랑스의 AREVA사가미국의 BCG에의뢰한 Boston Consulting Group(2006) 연구에서는순환주기비용은 $520/kgHM, 비순환주기비용은 $500/kgH으로, 순환주기와비순환주기의경제성이거의차이가없는것으로제시되었다. Keystone Center(2007) 연구에서는이전 Harvard 대학 (2003) 연구를최근상황에맞게자료를업데이트하여재평가한것으로이전보고서에비해두옵션사이의경제성차이가크게벌어진것으로나타났다. 분석결과에의하면, 순환주기비용은 $0.034/kWh, 비순환주기비용은 $0.014/kWh으로, 비순환주기가순환주기에비해 2 배이상유리한것으로나타났다. < 표 4-48> 순환주기및비순환주기관련기존연구결과 [ 김형준외 2007] 평가결과구분평가연도순환주기 (A) 비순환주기 (B) 비율 (A/B) OECD/NEA 1994 $0.00623/kWh $0.00546/kWh 1.14 Harvard 대학 2003 $0.022/kWh $0.005/kWh 4.40 Boston Consulting 2006 $520/kgHM $500/kgHM 1.04 Group Keystone Center 2007 $0.034/kWh $0.014/kWh 2.43 시카고대학보고서 (2004) 에서는, 영구처분의비용을영구저장시점까지부지내저장비용과영구처분을위해부과되는비용을합한금액으로산정하였다. < 표 4-49> 와같이, 이런방식의후행핵주기비용은 $1.10/MWh로추정되는데, 원전전체생애주기비용의대략 2% 에해당하는금액이다. 또한핵연료주기비용에서여하한차이는원전경제성의주요변수로는작용하지않는다. - 207 -
< 표 4-49> 시카고대학보고서의처분비용 (2003년달러 /MWh) 처분방식비용임시부지내저장 0.09 영구처분 ( 유카마우틴사례 ) 1.00 합계 1.09 나. 유카산 영구처분 사례 세계에서 가장 많은 원자력 발전소를 운영 중인 미국은 다른 어떤 국가보다도 원 전이나 방사성 폐기물 처리의 역사가 길며 사용후핵연료의 지층처분에 대해 가장 먼저 고민하고 해결 방안을 제시한 국가이다. 1985년에 개정된 저준위 핵폐기물 정 책법에서는 주정부가 아니라 에너지부가 3등급을 넘어서는 핵폐기물을 처리하도록 하였는데, 1991년에 에너지부는 이 의무를 준수하기 위해 3단계의 전략을 수립하였 다. 이에 따라 우선 기존에 에너지부가 소유한 시설에서 저장하고 그 다음에는 중 앙집중적인 저장시설을 건설하고 마지막으로 고준위 핵폐기물을 별도의 처분시설을 만들어 처리하도록 하였다. 현재 에너지부에 민간방사성폐기물관리실을 설치해 민간 핵폐기물과 관련된 사안 을 조정하고 사용후핵연료와 고준위폐기물의 장기간 관리에 대한 비용을 평가하며 비용 사용의 적정성 평가와 비용적립 및 기금관리의 역할을 수행하도록 하고 있다. 향후 유카산에 영구처분시설이 들어선다 하더라도 폐기물 처분이 이루어지기까지는 아직도 상당한 시간이 필요하고, 만약 유카산 처분시설이 계획대로 진행되지 못하 면 더 많은 시간을 기다려야 한다. 저장수조가 포화되고 있거나 저장수조를 폐쇄하 고자 하는 전력회사들은 대신 원전부지 안에 건식 저장시설을 만들고자 할 것이고, 더 많은 원자로가 폐쇄되면 될수록 더 많은 건식저장시설이 필요하게 될 것인데, 이러한 시설의 운영비는 상당히 높은 것으로 알려졌다. 이와 함께 앞으로 처분시설 이 만들어진다면 핵폐기물은 트럭이나 기차 혹은 배로 운반되어야 하는데, 이 경우 수송이 사고나 사보타지의 가능성을 염두에 둘 경우 안전하게 이루어질 수 있는지 에 대한 보다 치밀한 조사가 필요하며 수송경로를 끼고 있는 지역사회의 반대를 어 떻게 풀어갈 것인가의 문제에 대한 논의가 필요하다. - 208 -
< 그림 4-18> 유카산처분장위치 < 그림 4-19> 유카산처분장개념도 - 209 -
< 그림 4-20> 유카산처분장의공학적방벽시스템 민간방사성폐기물관리실은, < 표 4-50> 에나타난바와같이 2007년 5월미국의사용후핵연료와고준위핵폐기물의처분과관련된전체비용을추정하였는데, 여기서는종합생애비용을사용하였다. 종합생애비용추정치는 1983년부터현재까지이미투여된비용과함께 2133년유카산처분장의폐쇄시까지의예측비용을고려하였다. 이전 2001년에도 2000년명목가격을기준으로발표한바있으며, 본보고서에서는 2007년명목가격을기준으로산정결과를갱신하였다. 1983년부터 2133년까지 150년동안의종합생애비용은 2007년명목가격기준으로 961.8 억달러로산정되었는데, 이는 2000년명목가격기준으로산정된 793.4 억달러에비해상당부분증가한상태이며, 이러한비용차이는 < 표 4-51> 에요약되어있는바와같이 2000년부터 2007년까지의물가상승에기인한것이다. 비용평가에서향후발생할상업용및국방용사용후핵연료와핵폐기물의물량은 122,100 MTHM(metric ton heavy metal) 이고, 이가운데상업용에해당되는물량은 109,300 MTHM로추정된다. 따라서 MTU당종합생애비용단가는 2000년명목가격기준으로 0.650달러, 2007년명목가격기준으로 0.788달러로산정하였다. < 표 4-50> 2000년 명목가격 기준 2007년도 종합생애비용 ( 단위 : 백만달러 ) 비용 항목 역사적비용미래비용전체비용 (1983 2006) (2007 2133) (1983 2006) 처분장 8,170 45,220 53,390 수송 640 16,070 16,710 프로그램 운영 2,360 6,880 9,240 합계 11,170 82,640 79,340-210 -
< 표 4-51> 2007년 명목가격 기준 2007년도 종합생애비용 ( 단위 : 백만달러 ) 비용 항목 역사적비용미래비용전체비용 (1983 2006) (2007 2133) (1983 2006) 처분장 9,910 54,820 64,730 수송 780 19,480 20,250 프로그램 운영 2,860 8,340 11,200 합계 13,540 82,640 96,180 미국의경우원자력발전소에서생산된전력에대해서는최종소비자가사용후핵연료의처분과관련해서비용을별도로지불하게되어있다. 연방정부는원전에서발전된전력 1 kwh에대해 0.1 센트의부과금을발전회사로부터징수하며, 또한미국에너지부는의회의승인을얻어핵폐기물기금으로부터예산을확보한다. < 그림 4-21> 은민간방사성폐기물관리청의예산요청에대해실제의회의승인된금액과연간부과금및이자발생분을함께보여준다. < 그림 4-21> 미국핵폐기물기금예산요청및승인액 다. 재처리경제성논란 2 ) 플루토늄가치를평가하는데있어서, 미래의우라늄가격과혼합산화물핵연료제조비용의불확실성이크다. 우라늄은국제수요및공급상황에따라시장가격이형성되기때문이며, 혼합산화물핵연료제조의경우현재대규모상용시설이불충분하여전문가들에따라비용단가에많은차이를보인다. < 표 4-52> 는이들항목에대한민감도분석결과를나타내고있는데, 우라늄비용이증가할수록, 혼합산화물핵연료제조비용이감소할수록플루토늄가치는상승하고있다. 2) 지속가능발전위원회 (2007.2) 의일부내용을인용한것임 - 211 -