제 출 문 지식경제부장관 귀하 본 보고서를 후행핵연료주기 정책방안을 위한 기초연구 사업 (사업기간 :2008.6.1. 2009.1.31.)의 최종보고서로 제출합니다. 2009.7. 주 관 기 관 :한국원자력연구원 총괄책임자 :고 원 일 참여자 :송대용,권은하,김호동,이

후행핵연료주기 정책방안을 위한 기초연구 (최종보고서) 한국원자력연구원 2009.7 지 식 경 제 부

제 출 문 지식경제부장관 귀하 본 보고서를 후행핵연료주기 정책방안을 위한 기초연구 사업 (사업기간 :2008.6.1. 2009.1.31.)의 최종보고서로 제출합니다. 2009.7. 주 관 기 관 :한국원자력연구원 총괄책임자 :고 원 일 참여자 :송대용,권은하,김호동,이정원 (참여연구원) 이호희,조동건,김상지,정진엽 (기술자문) 최병일,서기석,문주현 (기술자문) -i-

요 약 문 사 업 명 후행핵연료주기 정책방안을 위한 기초 연구 주 관 기 관 한국원자력연구원 수행책임자 고 원 일 총사업기간 2008.6.1. 2009.1.31.(8개월) 총사업비(천원) 참 여 기 관 기금 출연금 70,000 민간 부담금 한국원자력연구원 위 탁 기 관 - 주 제 어 (6~ 10개) Ⅰ.사업의 목적 및 필요성 현금 - 현물 - 계 70,000 사용후핵연료,중간저장,수송,처리,처분,고속로,재활용, 핵연료주기정책,후행핵연료주기정책 후행핵연료주기 정책 및 기술개발에 대한 국내외의 현황을 분석하고,이를 바탕으 로 우리나라에 도입 가능한 핵연료주기 시나리오들을 선정 분석하여 향후 사용후 핵연료 관리정책결정을 위한 공론화과정에서 필요로 하는 기술적 자료를 제공함. Ⅱ.사업의 내용 및 범위 국내외 후행핵연료주기 정책현황 및 전망 -주요국의 후행핵연료주기 정책현황 및 전망 -후행핵연료주기 정책추진을 위한 국제적 환경 -국내 현황 및 여건 분석 후행핵연료주기 기술동향 분석 -사용후핵연료 수송 저장기술 현황 -사용후핵연료 처리기술 현황 -사용후핵연료 처분기술 현황 -혼합산화물(MOX)핵연료 기술개발 현황 -사용후핵연료 소멸 재활용을 위한 고속로 기술개발 현황 후행핵연료주기 시나리오 선정 및 분석 -가용한 후행핵연료주기 시나리오 선정 -시나리오별 물량산출 및 기술적 타당성 분석 우리나라 핵연료주기 정책도출을 위한 접근방안 - i-

Ⅲ.사업결과 본 연구는 향후 사용후핵연료 관리정책결정을 위한 공론화과정에서 그 기술적 자 료를 제공할 목적으로 수행되었음.후행핵연료주기 정책 및 기술개발에 대한 국내 외의 현황을 심층분석하였으며,우리나라에 도입 가능한 후행핵연료주기 시나리오 를 선정하고 각 시나리오에 대한 평형주기 물량산출 및 기술성분석을 수행하였음. 또한,향후 정책결정을 위한 방안도 제시하였음. (1)국내외 후행핵연료주기 정책현황 및 전망 지난 1978년 고리 1호기의 상업운전이 시작된 이래,우리나라의 원자력발전은 급속히 성장하여 현재 20기의 원자력발전소가 운영되고 있으며,전력생산의 약 35%를 차지하고 있음.이러한 원자력발전은 최근 고유가시대가 도래하고 지구 온난화현상이 지속되면서 계속 확대될 것으로 예상됨.특히,지난 2008년 8월 27일 원자력발전 점유율을 크게 증가시키는 국가에너지기본계획 의 발표를 계기로 향후 사용후핵연료의 발생량이 계속 증가할 것으로 전망되며,원자력발 전의 지속성을 위하여 사용후핵연료의 관리문제가 조속히 해결되어야 함. 세계각국의 사용후핵연료 관리정책을 분석한 결과,그 나라의 특수한 상황에 따라 결정되는 것으로 분석되었음.부존자원이 부족한 일본 프랑스 등은 과 거에서부터 꾸준히 재처리정책을 견지하여 왔으나,벨기에 스위스 등 원자 력발전이 경제규모에 도달하지 못한 나라들은 직접처분을 견지하고 있는 것 으로 나타났음. 후행핵연료주기 정책추진을 위한 국제적 환경을 분석한 결과,핵연료의 공급보 장을 중심으로 한 국제핵비확산체제의 강화움직임이 일고 있으며,이는 원자력 발전이 크게 증가함으로써 농축 및 재처리와 같은 민감기술과 관련시설의 확 산에 대한 우려가 증대됨에 따라 자연스럽게 제기된 것이라 할 수 있음. 미국의 민주당으로의 정권교체로 인하여 그 동안 부시정부가 견지해온 원자력 정책에 다소의 변화가 예측되고 있음.지난 2008년 선거기간 중 후보간 토론내 용 및 발표된 민주당의 정강내용에 의하면,오바마 대통령은 원자력이용에 대 하여 제한적으로 지지를 보내고 있음.미국의 정책변화는 다른 국가들의 원자 력정책에 크게 영향을 미칠 것으로 전망됨. -iv-

(2)후행핵연료주기 기술동향 분석 전세계적으로 사용후핵연료를 안전하게 수송하는 기술은 이미 확보되어 있으며, 특히 선박 및 철도 등을 이용한 수송의 경우에는 이미 많은 경험이 축적되어 있음.그러나,우리나라의 경우에는 발전소 부지내에서의 소내수송을 제외하고 는 대량의 사용후핵연료 수송경험이 전무한 실정임.사용후핵연료 중간저장의 경우,재처리시설을 보유하고 있는 국가에서는 습식저장방식을 선호하고 있으 며,그 외의 국가에서는 건식저장방식을 선호하고 있는 것으로 분석되었음. 각국의 사용후핵연료 처리관련 연구개발현황에 대하여 분석한 결과,기존의 PUREX 공정보다 경제성 핵확산저항성 측면에서 향상된 새로운 개념의 다양 한 선진처리공정을 개발 중임.특히,부존자원의 한계에 대비하여 우라늄자원 의 활용을 극대화하고,환경위해도를 최소화하기 위하여 장반감기핵종의 회수 및 소멸이 가능한 처리기술을 개발하는 데에 초점을 맞추고 있음. 고준위폐기물 처분기술의 경우,사용후핵연료의 관리정책에 상관없이 모든 원자 력국가가 이의 개발을 필요로 함.현재 처분기술을 개발하고 있는 모든 국가가 심지층처분방식을 채택하고 있으며,2020년경 최초의 고준위폐기물처분시설이 가동될 것으로 전망됨.미국과 같은 대규모의 원자력발전국가에서는 다수의 처 분부지확보가 중요관심사항임. (3)후행핵연료주기 시나리오 선정 및 분석 국내의 연구개발현황(직접처분 및 재활용)과 최근의 국제적인 추세 등을 고려 하여,본 연구에서는 향후 우리나라에 도입 가능한 총 11가지의 핵연료주기 시나리오를 선정하였음.선정된 11가지의 후행핵연료주기 시나리오에 대하여 평형상태에서의 물질흐름을 산출하고,기술적 장 단점을 정성적으로 분석하 여 제시하였음. -직접처분 :직접처분주기,장기저장,국제저장관리 -국내 습식처리 :국내 습식처리-MOX주기,국내 재처리-고속로주기 -국내 건식처리 :AIROX 건식처리,DUPIC주기,파이로-고속로 주기 -해외 위탁처리 :해외 위탁처리-MOX주기,해외 위탁처리-HLW주기,해외 위탁처리-LEU주기 -v-

PWR 및 CANDU 사용후핵연료를 중간저장한 후 재활용하지 않고 영구처분하 는 경우,일부 고준위폐기물 처분기술을 제외하고는 필요로 하는 기술들이 이미 상용화되어 있으며,특히 국제수용성이 우수하다는 장점이 있음. 해외위탁 저장하는 경우,핵확산문제가 해결되고 국내에서의 중간저장을 필요로 하지 않는다는 장점은 있으나,대규모의 국제수송이 불가피하므로 많은 비용지 출이 예상됨. 국내에서 습식재처리하는 경우는 국제핵비확산에 저촉되는 민감기술이기 때문 에 한반도를 둘러싼 국제정치상황이 크게 변하지 않는 한 실현되기가 쉽지 않 을 것으로 전망됨. 국내에서 사용후핵연료를 처리한다면 상대적으로 핵확산저항성이 우수한 건식 처리 방법을 채택하는 것이 현실적인 것으로 판단됨.특히,PWR 사용후핵연료 를 파이로건식처리하여 고속로에서 재활용하는 경우에 처분면적이 감소하여 환경영향측면에서 우수함.그러나,이를 위해서는 향후 기술개발 및 실증과 경 제성 검증이 필요하고,이에 따른 대규모의 투자가 요구됨. (4)우리나라 핵연료주기 정책도출을 위한 접근방안 후행핵연료주기 정책결정을 위한 방안을 분석한 결과,일반대중 전문가 이해관계 자 등 다양한 사람들이 참여하는 공론화와 여러 가지 대안들에 대한 기술적 분석을 수행하는 전문가에 의한 분석자료의 생산,그리고 향후 우리나라에 도 입 가능한 방안에 대한 중장기연구개발이 동시에 병행하여 이루어져야 할 것 으로 분석되었음. Ⅳ.사업성과 및 기대효과 (1)기술적 측면 후행핵연료주기 대안들에 대한 평가모델을 이용한 본 연구의 후행핵연료주기 최적 대안연구 결과는 향후 사용후핵연료 공론화과정에서 매우 중요한 기술적 인 분석자료로 사용될 것임. -vi-

(2)산업 경제적 측면 우리나라의 핵연료주기 시장규모는 2100년까지 수십조원 이상에 이를 것으로 예상됨.핵연료주기의 최적화기술을 도입함으로써 정책결정에 대한 오류를 사전 에 방지할 수 있을 뿐만 아니라,기술적으로 최적화된 핵연료주기사업을 산업체 로 이전하여 세계시장으로 진출한다면 관련 산업기술발전에 크게 기여할 것으 로 예상됨. (3)정책적 측면 사용후핵연료 관리정책의 결정은 이제 피할 수도,미룰 수도 없는 중요한 현안 사항임.원전의 저장조 포화시점이 2016년임을 감안하면 본 연구에서 생산한 정 책결정을 위한 기술적 분석자료는 우리나라의 사용후핵연료 관리정책을 입안하 고 핵연료주기를 완성하는 데에 크게 기여할 것임.또한,기술적인 분석과 공론 화에 바탕을 두고 결정된 국가의 정책은 국제사회에서 한국의 신뢰도를 배가할 수 있을 것임. Ⅴ.사업결과의 활용계획 후행핵연료주기 기술적 분석자료는 향후 사용후핵연료의 관리정책결정을 위한 공론화과정에서 매우 중요한 자료로 활용될 것임.또한,향후 장기적 심층분석 을 위한 정책연구 사업계획을 입안하는 데 필요한 자료로도 활용될 것임. -vi-

Abstract Projecttitle Organization ProjectPeriod Fund (1,000won) KeyWords BasicResearchforNationalPolicyonBack-end NuclearFuel Cycle KoreaAtomicEnergyResearch ProjectManager Institute Public Fund 6-1-2008 1-31-2009(8months) 70,000 Private Fund cash - In-kind - WonIlKo total 70,000 Spentfuel,Interim storage,transportation,treatment,hwl disposal,sfr,recycling,nuclearfuelcyclepolicy,spent-fuel managementpolicy Ⅰ.Thepurposeoftheproject To provide technical data required for the public discussion of spent-fuel managementpolicy.the data are obtained by an analysis ofthe plausible optionsforastate-of-the-artback-end nuclearfuelcycleforkorea Ⅱ.Thescopeoftheproject The status of the global back-end nuclear fuel cycle policy and the prospectivemodificationstothispolicy -Thestatusoftheback-end nuclearfuelcyclepolicy ofmajorcountriesand theprospectivemodificationstothispolicy -Internationalenvironmentforthe implementation ofthe back-end nuclear fuelcyclepolicy -Thestatusofthenationalback-end fuelcycleand theenvironmentforits implementation Thestate-of-the-artoftheback-end nuclearfuelcycletechnology -Spent-fueltransportationand storagetechnology -Spent-fueltreatmenttechnology -HLW disposaltechnology -ix-

-Mixed-Oxidefuel(MOX)fabricationtechnology -Fastreactortechnologyforthetransmutationand recyclingofspentfuel Thedeterminationand analysisofthescenariosfortheback-end nuclearfuel cycle -Thedeterminationofplausiblescenarios -Thematerialflow inthescenariosand technicalfeasibilityanalysis Theapproachtopolicymakingfortheback-end nuclearfuelcycleinkorea Ⅲ.Results (1) The status of the global back-end nuclear fuel cycle policy and the prospectivemodificationstothispolicy Sincetheoperation ofkoriunit1 started in 1978,thenationalcapacity of nuclearpowerplantshasdramaticalyincreased.curently,therearetwenty unitsin operation,and nuclearpoweraccountsforapproximately 35% of the generated nationalelectricity.these trendsofincreasing nuclear-power capacity are expected to continuebecauseofglobalwarming and high oil prices. In particular, the national government announced the National EnergyBasicPlan on August27th,2008,in whichthefraction ofnational electricity generated by nuclear power is increased by a large amount. Consequently,spent-fuelaccumulation isexpected to continuously increase, and hence,thespent-fuelmanagementproblem needstoberesolved. An analysisofthespent-fuelmanagementpolicy ofmajorcountriesshowed thatspent-fuelmanagementpolicies tend to be decided according to the specific conditions in the country.forexample,japan and France,where there is a lack ofnaturalresources,adopted the recycling policy,while countrieswith a smalnumberofnuclearpowerplants,such asbelgium and Switzerland whodonotreachthescaleofeconomy,adopted thedirect disposaloption. An analysisoftheinternationalenvironmentfortheimplementation ofthe back-end nuclear fuel cycle policy showed that international regime of -x-

-xinonproliferation such asassuranceoffuelsupply hasbeen enhanced.this is due to the proliferation concern regarding the global expansion of sensitivefacilitiessuchasenrichmentand reprocessingplants. Itis expected thatthe new US administration mightchange the existing nuclearpolicyfolowed bybush.whilepresenting hisparty'sstanceduring the presidentialcampaign in 2008,Mr.Obama supported restrictively the use ofthe nuclear energy.such a change in US policy may afectthe nuclearpolicyofothercountries. (2)Thestate-of-the-artoftheback-endnuclearfuelcycletechnology The use oftechnology to safely transferspentfuelhasbeen demonstrated worldwide,and in particular,experiencein transportation by railand ship has been gained.however,korea has experience only in transportation between inter-plantswithin thesite.forspent-fuelstorage,many countries with reprocessing facilities prefer wet-type storage,while other countries preferdry-typestorage. An analysis of the status of the development of spent-fuel treatment technology indicates that newly advanced treatment technology for enhancing proliferation resistance and economics is being developed.in particular,majorcountrieswith largenuclearpowerplantsarefocusing on the technological developments for burning long-lived and highly toxic radioisotopesin afastreactorin orderto maximizetheuranium utilization and minimizetheenvironmentalefects. Regarding the disposaltechnology for high-levelwaste necessary for al countriesproducingnuclearpower,althedisposalmethodscurentlyunder developmentinvolvetheuseofdeep geologicalrepositories.itisexpected that the first-high level waste repository might start operating at the beginningof2020.largecountrieswithmanynuclearpowerplants,suchas the US,have been debating whetherthey need multi-repositories forthe accommodationofaltypesofspentfuel.

(3)The determination and analysisofthe scenariosforthe back-end nuclear fuelcycle In thisstudy,atotalofeleven plausiblenuclearfuelcyclesforkoreawere determined taking intoconsideration thecurentstatusofdomesticr&d as welastheinternationalenvironmentin theregion around Korea.Further, the material flow under steady state conditions was determined and analyzedquantitativelytoestablishtheprosand consofeachscenario. -Directdisposal:Directdisposal,long-term storage,internationalmanagement -Domesticwetreprocessing:Domesticwetreprocessingand thermalrecycling, domesticwetreprocessingand fastrecycling -Domesticdryreprocessing:AIROX,DUPIC,pyro-SFR fuelcycle -Foreign wetreprocessing:foreignwetreprocessingand thermalrecycling,foreign wetreprocessingwithoutdomesticrecycling,foreignwet reprocessing Forthe directdisposaloption in which PWR and CANDU spentfuelare stored attheinterim storagefacilityand,finaly,permanentlydisposed in a repository,mostofthe technology iscommercialized,and thisoption has somebenefitsintermsofinternationalacceptance. The international management of domestic spent fuel does not involve interim storagein Korea,butitisexpected topaymuch moneyduetothe internationaltransportationofspentfuel. Itis dificultto implementthe domestic wetreprocessing and recycling option in Korea since the wet reprocessing might raise international proliferationconcerns. Ifspentfuelmustbetreated in Korea,adopting thedry processwith high proliferation resistance would be a realistic approach.in particular,itis indicated thatpyroprocessing and recycling in thesfr havesomebenefits in termsofenvironmentalefects.however,thedemonstration oftheuseof thetechnologyaswelaslarge-scaleinvestmentforthedevelopmentofthe technologyshould berequired. -xi-

(4)The approach to policy making for the back-end nuclearfuelcycle in Korea On thebasisoftheanalysisoftheapproach topolicymakingforspent-fuel management, it is proposed that a public discussion involving the participation of various people from various fields is required, and simultaneously, technical data on the plausible spent-fuel management options for Korea must be colected by the experts and provided periodicalytothepublicdiscussiongroup. Ⅳ.Applicationsoftheprojectresults (1)Technologicalaspects The analysisresultsobtained in thisstudy forback-end nuclearfuelcycle optionswilbeused asreferencedataduringpublicdiscussion. (2)Industrialand financialaspects Itisexpected thatthesizeofthemarketforback-end fuelcyclesin Korea wilexceed tens oftrilions ofwon by 2100.Developing an optimization method for nuclear fuel cycles can prevent some risks that may be encountered during decision making. In addition, the method can help increase the competitivenessofdomesticindustry in the world marketand consequentlycontributetothegrowthofrelatedindustriesinkorea. (3)Policyaspects Thedecision on spent-fuelmanagementpolicy mustbemadewithin avery shorttimebecausethetemporarystoragepoolisexpected tobefulby2016. Such a decision wilalso contribute to building Korea's credibility in the nationalandinternationalsociety. -xi-

목 차 제 1장 서론 1 제 2장 국내외 후행핵연료주기 정책현황 및 전망 3 제 1절 주요국의 사용후핵연료 관리정책 3 1.미국 4 2.프랑스 7 3.일본 8 4.러시아 9 5.중국 10 제 2절 후행핵연료주기정책추진을 위한 국제적 환경 11 1.국제 핵비확산체제의 강화 움직임 11 2.미국 행정부 교체에 따른 정책변화 가능성 16 제 3절 국내 현황 및 여건 분석 23 1.개요 23 제 3장 후행핵연료주기 기술동향 분석 25 제 1절 사용후핵연료 수송기술 현황 25 1.사용후핵연료 수송용기 개발 현황 25 2.사용후핵연료 수송선박 현황 40 제 2절 사용후핵연료 저장기술 현황 45 1.저장기술 개요 45 2.세계각국의 중간저장시설 운영 현황 52 제 3절 사용후핵연료 처분기술 현황 55 1.고준위폐기물의 처분개념 55 2.각국의 고준위폐기물 처분기술 현황 56 제 4절 사용후핵연료 처리기술 현황 74 1.사용후핵연료 습식처리 기술 현황 74 2.사용후핵연료 건식처리 기술 현황 82 제 5절 혼합산화물(MOX)핵연료 기술개발 현황 101 1.개요 101 2.MOX 핵연료 제조공정 103 3.주요국의 MOX 핵연료 개발 현황 104 -xv-

제 6절 사용후핵연료 소멸 재활용을 위한 고속로 기술개발 현황 109 1.사용후핵연료 소멸 재활용 기술 109 2.사용후핵연료 소멸 재활용 고속로 기술 개발 현황 112 3.소멸 재활용 가속기 구동 미임계 원자로 기술 개발 현황 117 제 4장 후행핵연료주기 시나리오 선정 및 분석 121 제 1절 사용후핵연료 발생량 전망 121 1.우리나라 원자력발전 전망 121 2.우리나라의 사용후핵연료 발생 전망 122 제 2절 가용한 후행핵연료주기 시나리오 선정 133 제 3절 시나리오별 평행주기 물량산출 및 기술성 분석 139 1.시나리오 1(직접처분주기) 140 2.시나리오 2(장기저장) 140 3.시나리오 3(국제저장관리) 141 4.시나리오 4-1(국내 습식처리-MOX주기) 141 5.시나리오 4-2(국내 습식처리-고속로주기) 142 6.시나리오 5(AIROX 건식처리) 142 7.시나리오 6(DUPIC 주기) 143 8.시나리오 7(파이로-고속로주기) 144 9.시나리오 8-1(해외위탁재처리-MOX주기) 145 10.시나리오 8-2(해외위탁재처리-HLW주기) 146 11.시나리오 8-3(해외위탁재처리-LEU주기) 146 제 4절 시나리오별 기술성 비교 분석 147 제 5장 우리나라 핵연료주기 정책도출을 위한 접근방안 151 제 6장 결 론 155 부록 A.주요국의 사용후핵연료 중간저장시설 현황 157 부록 B.고준위폐기물 처분기술현황 177 부록 C.사용후핵연료 소멸 재활용을 위한 고속로 기술개발 현황 227 -xvi-

표 목차 표 2.1-1.세계 주요국의 사용후핵연료 관리정책 입장 4 표 2.1-2.GNEP 선언문의 요지 6 표 2.2-1.주요 핵연료공급보장 개념 11 표 2.2-2.오바마 선거 기간 중 원자력 관련 정책 방향 18 표 3.1-1.세계 각국의 대형 수송용기 개발 현황 25 표 3.1-2.HI-STAR 100수송용기의 개요 29 표 3.1-3.유럽 각국의 수송용기 개발 현황 31 표 3.1-4.국내 수송용기 개발 현황 34 표 3.1-5.KN-12수송용기의 주요 특징 및 설계기준 37 표 3.1-6.표준형 원전 수송용기의 주요 특징 및 설계기준 39 표 3.1-7.영국의 사용후핵연료 수송전용 선박 현황 41 표 3.1-8.프랑스의 수송전용 선박 현황 42 표 3.1-9.일본의 수송 전용선박 현황 43 표 3.2-1.사용후핵연료 건식저장시설의 분류체계 46 표 3.2-2.사용후핵연료 중간저장방식의 기술적 특성 47 표 3.2-3.사용후핵연료 저장방식의 장 단점 비교분석 48 표 3.2-4.상용화된 사용후핵연료 저장용기 50 표 3.2-5.세계 각국의 주요 중간저장시설 현황 52 표 3.4-1.세계 재처리시설 현황 74 표 3.4-2.다양한 UREX 공정 78 표 3.4-3.세계 MOX 핵연료 가공 시설 현황 102 표 3.6-1.해외 고속로개발 현황 114 표 4.1-1.제 3차 전력수급기본계획상의 원자력발전 계획 122 표 4.1-2.원전 호기별 사용후핵연료 발생량 및 저장량 123 표 4.1-3.확장 후 원전본부별 사용후핵연료 저장용량 124 표 4.1-4.사용후핵연료 발생량 추정 125 표 4.1-5.국내 발생 사용후핵연료 제원 특성 129 표 4.3-1.원자로의 특성 139 표 4.3-2.사용후핵연료 처리공정에서의 발생 고준위폐기물 139 표 4.4-1.시나리오별 기술성 비교 148 표 4.4-2.주요국의 시나리오별 채택여부 148 표 5-1.정책방안 도출을 위한 평가지표 및 내용 153 -xvi-

그림 목차 그림 2.1-1.일본의 고속로 타당성분석 프로그램 9 그림 2.2-2.IUEC 의 구성 및 법적 구조 14 그림 3.1-1.NFT-38B 수송용기 26 그림 3.1-2.NEO-2521수송 저장 겸용용기 27 그림 3.1-3.HI-STAR 100수송용기 28 그림 3.1-4.NAC-STC 저장수송 겸용용기 30 그림 3.1-5.영국의 수송용기 (Excelox7) 32 그림 3.1-6.TN24DH 수송 저장 겸용용기 33 그림 3.1-7.KSC-1수송용기 단면도 34 그림 3.1-8.KSC-4수송용기를 이용한 소내 이송 35 그림 3.1-9.KSC-4수송용기 단면도 36 그림 3.1-10.KN-12수송용기 개요도 38 그림 3.1-11.표준형원전 수송용기 39 그림 3.1-12.선적방식에 따른 구분 40 그림 3.1-13.영국의 수송선박 (PNTL) 41 그림 3.1-14.프랑스의 수송선박 (Bateaumosele) 42 그림 3.1-15.스웨덴의 수송선박 (M/S Sigyn) 43 그림 3.1-16.일본의 사용후핵연료 수송선박 (Kaiei-Maru) 44 그림 3.5-1.다중 공학적 방벽 개념 56 그림 3.5-2.유카마운틴 처분장 내 고준위폐기물이 저장된 모습 59 그림 3.5-3.유카마운틴 처분장 배치도 59 그림 3.5-4.KBS-3개념/처분터널-처분공 제원 및 배치개념 62 그림 3.5-5.스웨덴의 처분용기 63 그림 3.5-6.핀란드의 처분장 배치 개념도 65 그림 3.5-7.핀란드의 처분용기 개념 66 그림 3.5-8.프랑스의 지하처분 시설 개념도 70 그림 3.4-1.PUREX 공정 도식도 76 그림 3.4-2.상용화된 습식재처리시설 77 그림 3.4-3.경수로핵연료 처리를 위한 UREX+1a공정 78 그림 3.4-4.NEXT 공정의 흐름도 80 그림 3.4-5.NEXT 공정의 결정화 장치(왼쪽)및 UNH 결정(오른쪽) 80 그림 3.4-6.COEX 공정 흐름도 81 그림 3.4-7.선진 습식공정 비교 82 그림 3.4-8.AIROX 공정의 도식도 84 -xv i-

그림 3.4-9. AIROX 시설의 개념도 86 그림 3.4-10.DUPIC 핵연료주기 도식도 87 그림 3.4-11.DUPIC 핵연료 제조 공정 89 그림 3.4-12.사용후핵연료를 이용하여 만든 DUPIC 분말 90 그림 3.4-13.DFDF 시설 전경 91 그림 3.4-14.DUPIC 핵물질 측정장치(DSNC) 92 그림 3.4-15.경수로 사용후핵연료 처리를 위한 PYROX 공정 94 그림 3.4-16.전해정련 및 전해제련 공정의 개략도 95 그림 3.4-17.우리나라의 파이로 건식처리 개념도 96 그림 3.4-18.흑연음극한 연속식 고성능 전해정련장치 97 그림 3.4-19.염폐기물 재생장치 97 그림 3.4-20.DDP 공정에서 산화물핵연료의 회수방법 98 그림 3.4-21.산화물 전해제련 공정의 흐름도 100 그림 3.5-1.전형적인 MOX 핵연료 소결체 제조 공정 104 그림 3.5-2.일본의 JMOX 시설의 공정흐름도 104 그림 3.5-3.MELOX 제조공장 전경 105 그림 3.5-4.J-MOX 제조공장 조감도 107 그림 3.6-1.사용후핵연료 냉각기간에 따른 방사성 독성 변화 추이 109 그림 3.6-2.가속기구동 미임계로의 개념도 118 그림 4.1-1.부지별 사용후핵연료 발생누적량 127 그림 4.1-2.사용후핵연료의 특성 128 그림 4.1-3.발생 핵연료 제원 추이 131 그림 4.1-4.발생핵연료 연소도 추이 132 그림 4.2-1.상용화된 핵연료주기 133 그림 4.2-2.핵연료주기 계통접근법 135 그림 4.2-3.후행핵연료주기 시나리오 136 그림 4.3-1.시나리오 1의 물질흐름 140 그림 4.3-2.시나리오 2의 물질흐름 140 그림 4.3-3.시나리오 3의 물질흐름 141 그림 4.3-4.시나리오 4-1의 물질흐름 141 그림 4.3-5.시나리오 4-2의 물질흐름 142 그림 4.3-6.시나리오 5의 물질흐름 143 그림 4.3-7.시나리오 6의 물질흐름 144 그림 4.3-8.시나리오 7의 물질흐름 145 그림 4.3-9.시나리오 8-1의 물질흐름 145 그림 4.3-10.시나리오 8-2의 물질흐름 146 그림 4.3-11.시나리오 8-3의 물질흐름 146 그림 5-1.정책도출을 위한 역할분담 153 -xix-

약 어 약 자 명 영 문 명 한 글 명 AAA AdvancedAcceleratorApplications 선진가속기응용 ABR AdvancedBurnerReactor 선진연소로 AEA AtomicEnergyAct 원자력법 (미국) AEC AtomicEnergyCommission 원자력위원회 AECL AtomicEnergyCanadaLimited. 캐나다원자력공사 AEI AdvancedEnergyInitiative 선진에너지구상 AFCI AdvancedFuelCycleInitiative 선진핵연료주기구상 AFR AwayFrom Reactor 소외저장 AGR AdvancedGas-cooledReactor 가스냉각로 AIROX ALARA AtomicsInternationalReduction andoxidation AsLow AsReasonably Achievable 에어록스 합리적으로 성취 가능한 한 낮게 유지 ALMR AdvancedLiquidMetalReactor 신형액체금속로 ANL ArgonneNationalLaboratory 아르곤국립연구소 (미국) APM AdaptivePhasedManagement 융통성 있는 단계적 관리 AR AtReactor 소내저장 ATS ATW Accelerator-drivenTransmutation System AcceleratorTransmutationof Waste 가속기구동 미임계 핵변환로 방사성폐기물변환사업 Bisco BiscoIndustries,Inc. 비스코산업 (미국) BN Belgonucleaire BN사 (벨기에) BNFL BritishNuclearFuelsplc 영국핵연료공사 BWR BoilingWaterReactor 비등경수로 -xx-

약 자 명 영 문 명 한 글 명 CANDU CEA CanadianDeuterium Uranium Reactor CommissariataI'Energie Atomique 캐나다형 중수로 원자력청 (프랑스) CEFR ChinaExperimentalFastReactor 중국고속실험로 CERN COEX COGEMA COL CTBT EuropeanCouncil fornuclearresearch COmbinedEXtraction forplutonium anduranium CompagnieGeneraledes MatieresNucleaires CombinedConstruction andoperatinglicense Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty 유럽원자력연구협의회 Pu-U공분리 핵연료공사 (프랑스) 건설 운영통합인허가 포괄적핵실험금지조약 DDP DimitrovgradDryProcess 디미트로프그라드 건식 DEIS DraftofanEnvironmental ImpactStatement 환경영향평가서안 DFDF DUPIC FuelDevelopmentFacility DUPIC 핵연료연구시설 DFR DounreayFastReactor 돈레이고속실험로 (영국) DGD DeepGeologicalDisposal 심지층처분 DOE DepartmentofEnergy 에너지부 (미국) DSNC DUPIC DUPIC Safeguards NeutronCounter DirectUseofPWR SpentFuel incandu DUPIC 핵물질 측정장치 듀픽 EBS EngineeredBarrierSystem 공학적방벽시스템 EdF ElectricitedeFrance 프랑스전력공사 EFR EuropeanFastReactor 유럽형고속로 ENEA ETEC Ente per le Nuove Tecnologie, I'Energiael'Ambiente Energy Technology Engineering Center 국립신기술 에너지 환경공 사 (이탈리아) 에너지기술공학센터 (미국) EU EuropeanUnion 유럽연합 FBR FastBreederReactor 고속증식로 -xxi-

약 자 명 영 문 명 한 글 명 FBTR FastBreederTestReactor 고속증식실험로 FEIS FinalEnvironmental ImpactStatement 최종환경영향평가서 FMCT FissileMaterialCutofTreaty 핵물질생산금지조약 FP FissionProduct 핵분열생성물 FZK Forschungszentrum Karlsruhe 칼스루헤연구소 (독일) GANEX GroupEXtractionofActiNides 악티나이드 그룹추출 GFR GasCooledFastReactor 가스냉각고속로 GNEP GlobalNuclearEnergyPartnership 국제원자력에너지파트너쉽 IAEA InternationalAtomicEnergyAgency 국제원자력기구 IFR IntegralFastReactor 일체형 고속로 IMO InternationalMaritimeOrganization 국제해사기구 INFC InternationalNuclearFuelCenter 국제핵연료센터 INFCC IUEC International Nuclear Fuel Cycle Centers International Uranium Enrichment Center 국제핵연료주기센터 국제우라늄농축센터 JAEA JapanAtomicEnergyAgency 일본원자력연구개발기구 JNC Japan Nuclear Cycle Development Institute 일본핵연료주기개발기구 JNFL JapanNuclearFuelLimited 일본원연 KALIMER Korea Advanced Liquid Metal Reactor 한국형액체금속로 LANL LosAlamosNationalLaboratory 로스알라모스국립연구소 (미국) LEU Low-enrichedUranium 저농축우라늄 LLFP Long-LivedFissionProduct 장수명핵분열생성물 LWR LightWaterReactor 경수로 MA MinorActinides 마이나 악티나이드 -xxi-

약 자 명 영 문 명 한 글 명 MAGNOX Magnesium non-oxidising 마그녹스 MFFF MOX FuelFabricationFacility MOX 핵연료제조시설 MINATOM MinistryforAtomicEnergy 원자력부(러시아) MNA MultilateralNuclearApproaches 다자간 핵연료주기 관리방안 MOX Mixed-Oxide 혼합산화물 MPC Multi-purposeCask 다목적 용기 NAC NuclearAssuranceCorporation 원자력보험사 (미국) NAS NationalAcademyofScience 국립과학아카데미 (미국) NEA NuclearEnergyAgency 원자력기구 NERI NuclearEnergyResearchInitiative 원자력에너지연구구상 NEXT New Extraction System for TRU Recovery 선진TRU추출 NFT NuclearFuelTransportCo.,Ltd. 핵연료수송회사 (일본) NFWA NuclearFuelWasteAct 방사성폐기물법 (캐나다) NFWMP NISA NPT Nuclear FuelWaste Management Program Nuclear and Industrial Safety Agency Treaty on thenon-proliferation of NuclearWeapons 사용후핵연료 관리프로그램 (캐나다) 원자력산업안전청 (일본) 국제핵비확산조약 NRC NuclearRegulatoryCommission 원자력규제위원회 (미국) NTI NuclearThreatInitiative 핵위협이니셔티브 NUMO NWMO NuclearWasteManagement OrganizationofJapan NuclearWasteManagement Organization 일본원자력발전환경정비기구 방사성폐기물관리기구 (캐나다) NWPA NuclearWastePolicyAct 방사성폐기물정책법 (미국) NWPAA NWTRB NuclearWastePolicy AmendmentsAct Nuclear Waste TechnicalReview Board 방사성폐기물정책법 개정안 (미국) 방사성폐기물기술검토위원회 (미국) -xxi-

약 자 명 영 문 명 한 글 명 OCL OCRWM OECD OREOX PCDF OceanCaskLeaseCo.,Ltd. OficeofCivilianRadioactive WasteManagement Organization for Economic Co-operationandDevelopment Oxidation & Reduction of Oxide Fuel Plutonium ConversionDevelopment Facility 오션캐스크리스 주식회사 (일본) 방사성폐기물관리국 (미국) 경제협력개발기구 산화 환원공정 플루토늄변환시설 PFFF Plutonium FuelFabricationFacility 플루토늄핵연료제조시설 PFPF Plutonium FuelProductionFacility 플루토늄생산시설 PFR PrototypeFastReactor 고속증식원형로 PNC Power Reactor and Nuclear Fuel DevelopmentCorporation 동력로 및 핵연료 개발사업단 (일본) PNL PacificNuclearCouncil 태평양원자력협의 PNTL PacificNuclearTransportLtd 태평양핵수송회사 (영국) PPI ProgressivePolicyInstitute 진보정책연구소 (미국) PRISM Power Reactor, Innovative Smal Module 소형모듈형고속로 PSI PaulSchererInstitute 폴쉬러연구소 (스위스) PUREX Plutonium Uranium Extraction 퓨렉스 PWR PressurizedWaterReactor 가압경수로 PYROX PyrochemicalProcess 파이록스 RANF ReliableAccesstoNuclearFuel 핵연료공급보장 Rosatom RWMC Rosatom Nuclear Energy State Corporation Radioactive Waste Management Complex 러시아원자력에너지청 원자력환경촉진 자금관리센터 (일본) SFR Sodium CooledFastReactor 소듐냉각고속로 SKB Swedish Nuclear Fuel & Waste ManagementCo. 스웨덴핵연료&방사성폐기물 관리회사 SRS SavannahRiverSite 서배너강시설 -xxiv-

약 자 명 영 문 명 한 글 명 START StrategicArmsReductionTreaty 미-러 전략무기감축협정 TBP Tri-n-butylphosphate 인산트리부틸 TN Transnuclear,Inc. 트랜스뉴클리어사 (프랑스) TRU Transuranium 초우라늄원소 UAE UnitedArabEmirates 아랍에미리트연방 UFPP Used-fuelPackagingPlant 폐기물포장시설 UNH UranylNitrateHexahydrate 초산 우라닐 UREX URanium EXtraction 우라늄추출 URL UndergroundResearchLaboratory 지하연구시설 WINCO WestinghouseIdaho NuclearCompany 웨스팅하우스-아이다호 원자력회사 (미국) WIPP WasteIsolationPilotPlant 폐기물격리시설 WL WhiteshelLaboratory 와이트쉘연구소 (미국) WNA WorldNuclearAssociation 세계원자력산업협회 -xxv-

제 1 장 서론 21세기에 들어서면서 고유가의 대비,온실가스의 감축 및 에너지안보를 확보하기 위 한 현실적 방안으로서 원자력의 유용성이 재평가되고 있다.세계각국에서는 원자력의 이용을 확대하거나 원자력발전소(이하 원전)의 신규도입을 적극 추진하고 있는데,특히 중국 인도 등 신흥개발국의 경우에는 폭증하는 에너지수요에 대처하기 위하여 대규모 의 원전건설을 계획하고 있다. 경제협력개발기구(Organization for Economic Co-operation and Development:OECD)/원자력기구(NuclearEnergy Agency:NEA)는 최근에 OECD 회원국들이 원자력에 대하여 다시 많은 관심을 가지는 것에 부응,창설 50주년을 맞이하여 최초로 원자력 이용개발의 세계적 동향 및 미래를 예측한 원자력 에너지전망(NuclearEnergy Outlook,2008년 10월) 을 발표한 바 있다.동 보고서에 의하면,2050년까지 세계 원전설비용량은 2008년 372GWe에서 최소 1.6배(저성장) 최 대 3.9배(고성장)까지 증가될 것이며 원전점유율은 현재의 16%에서 최대 22%로 증가할 것으로 예측하고 있다.이 경우,2050년의 원전설비용량은 580~1,400GWe로 증가될 전 망이다.우리나라에서도 지난 1979년 고리 1호기의 상업운전이 시작된 이래,원자력발전 이 급속히 성장하여 현재 20기의 원전이 운영되고 있으며,2007년 현재 전력생산량의 약 36%를 차지하고 있다.이러한 원자력발전은 최근 고유가시대가 도래하고 지구온난화 현상이 지속되면서 계속 확대될 것으로 예상된다.정부는 2008년 12월 29일 제 4차 전력 수급기본계획을 발표하였는데, 1) 원자력 설비비중을 2008년의 24.8%에서 2022년까지 32.6%로 확대하기로 결정하였다.이에 따라 사용후핵연료 발생량도 늘어날 전망이다. 사용후핵연료는 방사능과 열을 갖고 있어서 폐기물로서의 폐기대상인 동시에 이를 재활용하면 에너지자원이 될 수 있다는 이중적 특성을 가지고 있다.우리나라는 사용 후핵연료에 대한 영구처분 또는 재처리에 대하여 국가정책이 결정되어 있지 않는 상태 이며,사용후핵연료는 현재 4개 원전부지에 임시 저장되어 있다.제253차 원자력위원회 에 따르면,사용후핵연료의 관리는 중저준위 처분장과 분리하여 추진하며,2016년까지 는 원전부지에 자체적으로 저장하고 중간저장시설 건설 등을 포함한 종합적인 관리방 침은 사회적 공론화를 통하여 국민적 공감대를 형성한 후 추진하기로 의결된 바 있다. 이 같은 정책적 배경에는 여러 가지 기술적인 문제점도 있지만,사용후핵연료정책에 대한 확고한 국민의 이해를 확보할 필요가 있었기 때문인 것으로 보인다.2016년이라 는 소내저장용량의 한계를 고려할 때,사용후핵연료 관리정책의 수립이 시급한 실정이다. 본 연구는 향후 사용후핵연료의 공론화를 위한 기술적 자료를 제공하고자 우리나라 의 후행핵연료주기 정책방안에 대한 기초연구로서 수행된 것이다.이를 위하여,먼저 각국의 후행핵연료주기 정책현황과 기술동향을 심층분석하였다.이를 통하여,국내에 가용한 후행핵연료주기 시나리오를 선정하였으며,각 시나리오에 대한 평행주기 물량 산출 및 기술성 비교 분석을 수행하였다. 1) 제 4차 전력수급기본계획(2008~2022년),지식경제부 공고 제2008-377호 (2008.12.29). -1-

제 2 장 국내외 후행핵연료주기 정책현황 및 전망 제 1절 주요국의 사용후핵연료 관리정책 최근 들어,고유가와 온실가스의 규제강화를 배경으로 대체에너지의 개발이 전 세계 의 화두로 떠오른 가운데,원활한 에너지수급을 위한 현실적인 방안으로서 원자력의 유용성이 재평가되고 있다.이에 따라,세계각국은 원자력의 이용을 확대하거나 원전의 신규도입을 적극 추진하고 있는데,특히 중국 인도 등 신흥개발국의 경우에는 폭증하 는 에너지수요에 대처하기 위하여 대규모의 원전건설을 계획하고 있다. 그러나,원자력발전에 수반하여 필수불가결하게 발생하는 사용후핵연료를 어떻게 관 리할 것인가의 문제는 중요한 문제로 부각되고 있다.표 2.2-1에는 세계 각국의 사용후 핵연료 관리에 대한 정책방향이 요약되어 있다.사용후핵연료 관리정책은 재처리 및 재 순환,직접처분 그리고 정책들을 평가하는 동안의 결정유보 등 크게 세가지로 구별되고 있으며,일부 국가에서는 보유하고 있는 사용후핵연료의 특성에 따라 이런 정책들을 조 합하여 적용하기도 한다.이 표에서 보는 바와 같이 일부 선진국을 제외한 대부분의 국 가에서는 사용후핵연료에 대하여 뚜렷한 재처리 및 처분방침이 결정되어 있지 않다. 뚜렷한 관리정책이 결정된 나라들의 예를 보면,사용후핵연료의 관리정책은 그 나라 의 특수한 상황에 따라 결정된다고 볼 수 있다.가령,부존자원이 부족한 일본이나 프 랑스는 과거에서부터 꾸준히 재처리 정책을 견지하여 왔다.또한,벨기에 스위스 등 과거에 재처리의 기술개발을 수행하였지만,경제규모에 도달하지 못한 나라들은 직접 처분을 견지하고 있다.또한,경제적 규모에 도달하였지만 탈원전정책으로 결정한 독일 등은 더 이상 재처리에 관심 두고 있지 않다.또한,캐나다는 2002년 방사성폐기물 전담기 관인 방사성폐기물관리기구(NuclearWasteManagementOrganization:NWMO)를 설립하 였다.2005년 NWMO는 사용후핵연료를 중앙집중식으로 심지층처분하는 것을 최종목표로 하지만,그 과정에서 발생할 수 있는 새로운 지식이나 사회의 요구를 수용,유연하게 대처 할 수 있는 새로운 접근방식을 정부에 건의하였으며,정부는 2007년 이러한 NWMO의 권고 를 수용한 바 있다. 그러나,최종관리정책과 상관없이 사용후핵연료의 관리기술 중 현실적으로 가장 시급 한 것은 사용후핵연료의 저장문제이다.각국은 사용후핵연료의 처분시점이 지연되고 현 재 상용화된 재처리가 경제성이 없기 때문에 소내저장용량의 확장을 위한 방안을 물색 하기에 분주하다.우리나라를 포함하여 미국 독일 스페인 등의 국가에서는 원전부지 내의 저장수조의 저장용량을 고밀도렉 등을 설치하여 용량확장을 하여 왔으며,또한, 최근에는 소내에 건식저장시설을 건설하여 용량제한문제를 해결하고 있다.그러나,이러 한 소내 용량확장도 근본적인 문제를 해결해 줄 수 없기 때문에,일본 프랑스 미국 등 원자력선진국들은 소멸처리를 위한 연구개발에 많은 투자를 하고 있다. -3-

표 2.1-1.세계 주요국의 사용후핵연료 관리정책 입장 국 가 운영 중 원전 (2008.12) /원자력비중 (2007) 관리정책 저장/처분 관련 미국 104기(19.4%) 직접처분 프랑스 59기(77%) 재처리 일본 55기(27.5%) 재처리 러시아 31기(16%) 재처리 소내건식저장시설/2008년 6월 YMP 건설허가신 청,2017년 운영 목표 라아그 재처리시설에 저장/URL운영, 2015년 허 가,2025년 운영 목표 2010년 무쯔 중간저장 운영/2000년 NUMO 설 립,2035년부터 처분장운영 예정 여러 형태의 저장시설운영/Kola 반도에 처분부 지 조사중 한국 20기(35.3%) 미정 월성 건식저장시설 운영/KAERIURL 운영(2006) 영국 19기(15%) 재처리/장기저장 처분 캐나다 18기(14.7%) 직접처분 Wylfa 건식저장/HLW 관리옵션 평가를 위하여 CoRWM 설립(2003) 원전부지내 건식저장/전담기관 NWMO 설립 (2002),단계적 접근방안 독일 17기(26%) 재처리 처분(탈원전) Ahaus,Gorleben 등에 중간저장시설 운영/2030 년 처분시설 운영 목표 스웨덴 10기(46%) 직접처분 CLAB 중간저장시설/Aspo에 처분장 운영목표 URL운영, 2020년 중국 11기(1.9% ) 재처리 중간저장시설(란초우)운영/2020년 처분부지 선정 하여 2050년 운영 목표 스페인 8기(17.4%) 직접처분 소내외 건식저장/처분연구,2010년이후 정책결정 벨기에 7기(54%) 위탁재처리 (탈원전) Mol-Dessel에 중간저장시설 운영/MolURL운영, 2035부터 처분장 건설 시작 스위스 5기(43%) 재처리 Zwilag에 재처리 폐기물 건식저장/URL운영 핀란드 4기(29%) 직접처분 소내 별도 습식.건식저장/Olkiluoto 처분부지 선 정,2020년 운영목 표 1.미국 미국은 2008년 12월 현재 총 104기의 원전을 가동하고 있으며,원자력확대정책의 제 도를 도입하기 위하여 27기에 대한 건설 운영통합인허가(Combined Construction and Operating License:COL)를 제출하였다.현재 가동 중인 원전의 2/3는 가압경수로 (Pressurized Water Reactor: PWR)이며, 나머지 1/3은 비등경수로(Boiling Water Reactor:BWR)로 이루어져 있다.매년 약 2,000톤의 사용후핵연료가 발생하고 있으며, 2020년까지 약 8만 7,000톤의 사용후핵연료가 발생할 것으로 예상되고 있다. -4-

1974년 인도의 핵실험실시 이전에는 상용원전에서 발생되는 사용후핵연료의 재처리 와 회수되는 플루토늄과 우라늄의 재활용,즉 민간 상업재처리를 권장하는 입장이어서 사용후핵연료의 관리문제는 제기되지 않았다.1977년 카터정부가 들어서면서 핵확산방 지 차원에서 상용재처리 금지정책을 채택하였다.따라서,이 때부터는 고준위폐기물의 범주에 사용후핵연료가 포함되었다.이어 1980년에 에너지부(DepartmentofEnergy: DOE)는 사용후핵연료를 포함한 고준위폐기물의 심지층처분방침과 1982년 방사성폐기 물정책법(NuclearWastePolicyAct:NWPA)을 확정하고,DOE 내에 고준위폐기물처분 의 연구개발 및 사업을 전담하기 위한 별도의 기구인 방사성폐기물관리국(O fice of CivilianRadioactiveWasteManagement:OCRWM)을 설치하였다. 미국은 사용후핵연료의 지층처분장 건설의 준비로서 NWPA에 의거,DOE가 1998년 1월 31일까지 처분장을 건설,운전을 개시하고 사용후핵연료를 인수할 것을 의무화하 였다.그리고,최종처분장 후보지로서 네바다주 유카마운틴(YuccaMountain)의 특성조 사가 추진되었다.2002년 대통령령으로 유카마운틴 처분장부지가 승인되었고,2008년 6 월 건설허가를 제출하여 2017년 완공목표로 추진 중이나,아직 해결의 기미를 보이지 못하고 긴박한 상황에 놓여 있는 가운데 지연이 예상되고 있다. 유카마운틴이 수용할 수 있는 폐기물의 법적용량은 70,000톤에 불과하나,이미 영구 처분을 기다리며 발생부지에 보관되고 있는 사용후핵연료와 군사 폐기물의 양은 2010 년에 이 법적용량의 한계치를 넘어설 것으로 예상되고 있다.사실상 다른 주에서 처분 장부지를 평가하기 위하여 힘들고 논쟁적인 절차를 다시 진행하는 것보다 유카마운틴 을 확장하는 것이 더 합리적일 수 있지만 정치권의 대세는 유카마운틴에의 처분장 건 설을 반대하고 있다.2008년 12월 DOE 장관은 제2처분장 필요성에 대한 보고서를 작 성하여 대통령과 의회에 제출한 바 있다. 2) 이 보고서에 따르면 법적용량이 폐지되는 않은 한 제 2처분장이 반드시 필요하며,이 경우에 2011년부터 제 2처분장부지확보를 착수하여야 한다고 기술하고 있다. 전술한 바와 같이 미국은 1977년 카터정부 이후 사용후핵연료의 상업적 재이용을 반 대하며 직접처분정책을 추진해왔다가,1981년부터 레이건정부가 들어서면서 재처리를 허용하였으며,최근에는 직접처분만이 사용후핵연료의 최적관리방안이 아님을 인식하 고 새로운 돌파구를 모색하고 있다.이에 대한 직접적인 원인은 유카마운틴 처분장의 용량한계와 저렴하고 안정적 에너지 공급이 가능한 기술주도형 원자력이용의 확대가 불가피하다는 인식이 확산되고 있기 때문이다.이와 같은 맥락에서 미국은 2002년도에 선진가속기응용(Advanced AcceleratorApplications:AAA)프로그램과 EBR-I사용후 핵연료처리 프로그램을 통합하여 2002년 선진핵연료주기구상(Advanced Fuel Cycle Initiative:AFCI)프로그램을 본격적으로 착수하였다.AFCI프로그램은 단기적으로 사 용후핵연료의 부피를 감소하여 제2처분장의 필요성을 배제함과 동시에 사용후핵연료 의 재활용을 통하여 플루토늄의 재고량을 획기적으로 감축하고,장기적으로는 2040년 2)The Reportto the Presidentand the Congres by the Secretary ofenergy on the Need for a Second Repository,DOE(2008). -5-

경에 도입예정인 GEN-IV 원자로시스템의 재순환핵연료주기 기술을 완성하는 목표를 가지고 있다. 또한,2006년 2월 6일 미국 DOE는 선진에너지구상(Advanced EnergyInitiative:AEI) 의 후속조치로서 발표한 국제원자력에너지파트너쉽(Global Nuclear Energy Partnership:GNEP)을 통하여 고준위폐기물의 발생량 및 핵확산의 위험을 감소시키면 서 원자력에너지 이용을 확대하려는 구체적 전략을 4대 목표 및 7대 전략요소로 나누 어 수립하였다.미국은 이를 통하여 에너지 추가생산과 폐기물 감소,핵확산 우려를 최 소화할 수 있는 핵확산저항성 핵연료주기 기술을 개발하기 위하여 선진 원자력기술 보 유국가와의 협력을 강화하고,개도국에게 지속적으로 원자력을 이용할 수 있도록 핵연 료를 공급하는 프로그램을 구상하고 있다.이는 GNEP 체제를 통하여 원자력의 평화적 이용을 확대하는 한편,핵연료공급보장을 통하여 민감한 핵연료주기기술의 확산을 방 지하고자 하는 정책의 일환이라고 볼 수 있다.현재 GNEP은 미국내 정책을 개발하는 Domestic GNEP과 InternationalGNEP으로 나누며,InternationalGNEP의 경우에는 2008년 12월 현재 25개의 국가가 회원국으로 참가하고 있다.2007년 9월 비엔나에서 개최된 GNEP 각료급회의에서 탄생된 InternationalGNEP은 원자력의 이용확대,사용 후핵연료의 재활용 및 고속로의 개발 실증을 골자로 하는 선언문을 채택한 바 있다 (표 2.1-2참조). 표 2.1-2.GNEP 선언문의 요지 지속가능한 에너지공급을 위한 원자력의 확대 IAEA와의 협력을 통한 선진안전조치의 개발 핵연료의 안정공급을 위한 국제적 공급체제의 확립 사용후핵연료의 초우라늄원소(Transuranium:TRU)를 연소하는 선진고속로의 개발 개도국에 적합한 핵확산저항성이 있는 원자로의 개발 순수플루토늄을 분리하지 않는 핵연료재순환기술의 개발 에너지와 자원의 효율적 이용을 위한 최적 핵연료주기의 활용 미 의회는 2009년 GNEP 예산과 관련하여 당초 DOE가 제출한 예산에서 시설확보를 위한 사업화 성격의 비용은 전액 삭감하였으며,기존의 AFCI연구개발 예산만을 인정 하여 현재 집행 중에 있다.이는 2007년 GNEP에 부정적인 국립과학아카데미(National AcademyofScience:NAS)보고서가 주요한 역할을 한 것으로 보인다. 3) 3) Review ofdoe'snuclearenergyresearchanddevelopmentprogram,nationalacademyofscience(2007). -6-

2.프랑스 프랑스는 2008년 12월 현재 총 59기의 원전을 가동하고 있으며,발전규모 세계 2위로 대표적인 원자력 자립국가이면서 실질적으로 세계 원자력산업을 선도하고 있다.1973 년의 제1차 석유위기를 계기로 원자력발전의 기술개발을 국가정책으로 강력히 추진하 여,기술정책적으로 원자로형을 PWR로 일원화하고 표준화에 의하여 건설기간의 단축 과 건설단가의 감축이 가능해짐으로써 원자력발전의 경제성이 확보되었기 때문으로 보 인다. 프랑스에서는 현재 연간 약 1,100톤의 사용후핵연료가 발생하고 있는데,2006년까지 약 40,000 톤을 재처리하였다.프랑스전력공사(Electricite de France:EdF)의 원전에서 발생하는 사용후핵연료의 양은 약 1,300톤 규모로서 그 동안의 누적발생분은 각 원전 의 임시저장수조에 단기저장 후 재처리시설로 운반된다. 프랑스는 80년대 고준위폐기물의 처분부지로 선정한 4곳에 대한 지역주민들의 강력 한 반대에 직면하면서,전담기구의 설립과 주민의견의 수렴을 위하여 1991년 방사성폐 기물처분연구에 관한 방사성폐기물관리법을 처음으로 제정하였다.이 법에 따르면,고 준위폐기물은 자연 환경 및 대중의 보건을 보호하고,후손들의 권리를 존중하는 차원 에서 관리되어야 한다는 목표 아래 정부는 고준위폐기물의 보호 및 연구에 대한 연구 현황을 매년 국회에 제출하도록 되어 있다.이 연구는 2005년까지 15년간 수행되었는 데,여기에는 장반감기 핵종의 분리 및 소멸에 관한 연구,고준위폐기물의 고정화 및 초장기저장에 관한 연구,심지층연구시설의 건설 및 운영을 통한 고준위폐기물의 심지 층처분에 관한 연구를 포함하고 있다.이 연구의 결과로,2006년 6월에 방사성폐기물관 리법을 발의하고,고준위폐기물 관리관련 추진일정을 법에 명시하였다.그 내용으로는 2020년 목표로 장수명핵종을 분리하고 소멸하기 위한 고속로시스템 Prototype을 건설 하고,2025년 운영목표로 고준위폐기물의 유리고화체 심지층처분장을 건설하는 것이다. 또한,2015년 회수된 플루토늄을 사용한 혼합산화물(Mixed-Oxide:MOX)핵연료등을 사용후핵연료의 관리를 위한 장기중간저장시설의 건설을 계획 중에 있으며,국외 방사 성폐기물을 프랑스 국내에 반입할 수 없도록 하였다. 2008년 4월 11일에 개최된 프랑스와 일본 정부의 정상회담에서는 고속로기술과 사용 후핵연료의 재처리기술 부문의 협력확대,온난화대책에 있어서의 원자력의 유효성 확 인,원자력의 도입을 추진하고 있는 제3국의 진출을 위한 기반정비지원 등에 관하여 협력하기로 합의하였다.양국은 이례적으로 원자력 부문으로 국한시킨 공동문서를 두 정상 사이에 교환하였다.양국의 정상은 회담을 통하여 프랑스와 일본의 원자력협력을 한층 견고하게 함과 동시에 원자력도입의 분위기가 높아지고 있는 해외시장에서 주도 권을 잡는 것을 목표로 하고 있다.또한,프랑스 정부는 중국과 협력하여 사용후핵연료 재처리시설을 위한 타당성 조사에 착수하였다.원전 건설사인 아레바(AREVA)는 80억 유로(약 11조원)에 해당하는 원자력설비를 공급하는 계약을 2007년 말에 체결하였다. -7-

3.일본 일본은 2008년 현재 총 55기의 원자로를 가동 중이며,사용후핵연료의 연간발생량은 1998년의 약 900톤에서 2010년 약 1,400톤,2020년 약 1,900톤에 이를 전망이다.일 본은 1956년 원자력의 개발이용에 관한 장기 기본계획 을 수립한 이래로,국가가 정 책적으로 플루토늄의 활용 및 고속로의 개발을 일관적으로 결정 추진하며,핵비보유 국으로서는 유일한 재처리정책을 일관되게 추구하는 국가이다.사용후핵연료는 미래의 에너지자원으로 간주하여 직접처분을 법으로 금지하고 있으며,재처리에서 발생한 고 준위폐기물 유리고화체만을 처분대상으로 하고 있다. 일본은 1976년에 고준위폐기물의 처분연구를 본격적으로 착수하여 1992년도에 최초 의 처분개념 보고서인 H-3 Report를 발간하였으며,제2차 처분개념보고서(H-12)에 근 거하여 2000년에는 특정방사성폐기물 최종처분에 관한 법률 이 제정되어 이를 토대 로 고준위폐기물의 처분 전담기구인 원자력발전환경정비기구(Nuclear Waste ManagementOrganization ofjapan:numo)를 설립하였으며,처분기금관리 전담기관 으로 원자력환경촉진 자금관리센터(Radioactive Waste Management Complex: RWMC)를 지정하였다. 또한 1994년 6월 원자력위원회가 재처리 및 플루토늄과 우라늄의 재활용 정책을 발표하였는데,플루토늄을 회수하여 MOX 연료로 재사용하고 장기적으로 고속로 및 관 련 핵연료주기의 완성을 위한 연구개발을 지속하는 것을 골자로 하고 있다.이어,2005 년 10월 14일 원자력의 개발이용에 관한 장기기본계획 이라는 원자력정책대강 을 발 표하였는데,여기에는 2030년 이후 총발전량의 30-40% 이상을 원자력이 담당하고,재 처리 및 우라늄과 플루토늄을 재활용하며,2050년부터 상용고속로를 도입하는 것을 포 함하고 있다.이미 2008년에 순환핵연료주기기술의 조기 실용화를 위한 FaCT(Fast ReactorCycleTechnology)프로젝트를 착수하였고,2007년에는 고속로의 개발을 주도 할 전담회사를 설립하여 운영 중이다.또한,2025년까지 소듐냉각 고속실증로를 건설할 계획이다.이러한 일본의 고속로 프로그램은 1999년 7월부터 시작된 FBR 사이클 실용 화 전략조사 연구를 근간으로 하고 있다(그림 2.1-1참조).2006년 3월에 발표된 제 2 단계 보고서에 따르면,주개념으로 액체금속로와 습식재처리를 통한 산화물 핵연료,그 리고 보완개념으로 액체금속로와 파이로건식처리를 통한 금속핵연료를 선정한 바 있 다. -8-

2000 2005 2010 2015 Phase 1 여러 대안 평가 C & R 혁신기술 기술옵션 고속로 - 냉각재 - 핵연료 - 원자로 용량 재처리 - 선진습식/건식 핵연료제조 - Simplified Pelletizing - Vibration Packing - Casting Phase 2 가능성 있는 고속로 -핵주기 시스템 조합 선정 설계 연구 공학적 시험 C & R Phase 3 개념설계 연구 핵심기술 실험 및 분석 C & R Phase 4 상세설계 연구 기술적 노하우 체계 확립 그림 2.1-1.일본의 고속로 타당성분석 프로그램 고준위폐기물처분의 부지확보를 포함한 처분사업은 NUMO에서 담당하고,이에 소요 되는 비용은 RWMC에서 관리하는 처분기금으로 충당하도록 하고 있다.고준위폐기물 처분기금은 폐기물의 발생자인 원자력발전사업자가 부담하도록 되어 있으며,기금요율 은 0.08엔/kWh로 책정되어 있다.RWMC는 경제산업성의 승인을 받은 기금운용규정 에 의거하여 국채나 회사채 등에 투자하여 기금을 운용 관리하고 있다.2006년 말까 지 누적된 기금액은 4,940억엔이며,연간 약 780억엔의 기금이 갹출되고 있다. 4) RWMC 는 2005년도에 새로 제정된 사용후핵연료의 재처리 등을 위한 적립금의 적립과 관리 에 관한 법률 에 따라 재처리비용 적립금의 관리전담기관으로도 지정되었다. 일본의 사용후핵연료 재처리는 국내 재처리와 해외 위탁재처리로 구분할 수 있는데, 현재까지 약 7,000톤의 사용후핵연료를 영국과 프랑스에 위탁재처리를 위하여 수송하 였다.또한,AREVA와의 재처리협력을 통하여 일본 최초의 상용재처리시설인 로카쇼 (Rokkasho)재처리시설을 위한 기술이전계약을 체결하고 2001년부터 재처리시설 운영 Know-how 기술이전 계약을 체결하고 100여명의 일본 전문가의 파견훈련 및 50여명의 프랑스 전문가의 기술지원을 받아,2006년부터 사용후핵연료를 이용하여 시험운전 중 이며 2009년에의 정상가동을 목표로 하고 있다. 4.러시아 러시아는 2008년 12월 현재 총 31기의 원전을 가동하고 있으며,재처리정책을 추진하 고 있다.1991년 12월의 소련붕괴 후,경제의 침체에 의한 자금난과 안전성의 불안으로 말미암아 주변주민의 반대운동 등에 부딪쳐 원자력발전개발이 정체되었으나,2000년대 4)htp://www.rwmc.or.jp/(2009.2). -9-

들어서면서 세계 원자력산업의 주도국으로의 부상을 목표로 국내 원자력산업의 대대적 인 개편과 함께 여러 가지 정책을 수립하였다. 원자력부(MinistryforAtomicEnergy:MINATOM)는 2000년 5월 25일 21세기 전반 에서의 러시아의 원자력발전개발전략 이라는 제목의 보고서를 발표하였다.이 보고서 에서는 에너지공급의 안정확보를 위하여 고갈과 환경영향의 우려가 있는 화석연료 의 존에서의 탈피,원자력이용의 추진,정부규제에 의한 에너지시장의 재편,국익의 중요 시 등을 원칙으로 하는 새로운 에너지정책이 필요하다고 기술하고 있다.2006년 원자 력에너지청(Rosatom NuclearEnergy StateCorporation:Rosatom)은 전체 전력생산에 서 원자력에 대한 의존율을 현재의 16%에서 2030년에는 25%(40 GWt)까지 늘린다는 계획을 발표하였다. 5) 또한,2012년 MOX연료를 통한 BN-800고속로 운전을 목표로 하 고 있으며,2018년에서 2020년까지 PilotGen-IV 고속로 운전을 개시하여 2025년부터 소듐냉각고속로(Sodium Cooled FastReactor:SFR)의 핵연료 재순환을 계획하고 있다. 5.중국 중국은 2008년 현재 총 11기의 원자로를 가동 중이며,연간 약 60tHM 정도의 사용 후핵연료가 발생하고 있다.2020년까지 50~60GW,2030년까지 약 120~160GW까지 원자력을 확대할 계획이다. 6) 중국은 2010년 기준으로 연간 약 600tHM 정도의 사용후핵연료가 발생할 것으로 예 상되며,총 저장량은 약 3,800tHM에 이를 것으로 추정된다.약 300kgHM/일 처리용 량의 사용후핵연료 재처리시설을 운영하고 있으나,연간 400~800tHM 규모의 재처리 시설을 건설할 계획을 가지고 있다.사용후핵연료는 아직까지 원전내의 저장조에서 저 장하고 있지만 점차 저장시설에 대한 확장을 추진하여야 할 것이다. 중국은 국가 제10차 5개년 계획(2001~2005)에서 원전의 국산화추진을 천명한 바 있 다.또한,과학기술진흥계획(2006~2020)에서 고속로를 중점사업으로 선정하였다.중국 은 2020년까지 3,000만 kw(약 30기)증설계획을 가지고 있으며,2050년까지 약 250 GWe 원전을 도입한다는 야심찬 계획을 세워놓고 있다.그리고,이 중에서 상당부분 (90% 이상)은 고속로가 차지할 전망이다.중국의 고속로개발계획에 따르면,2020년까지 600MWe급의 고속로 원형로(러시아의 BN-600형)를 건설하고,2030 2035년경 1 1.5 GWe급의 상업용 고속로건설을 나부(Nahrvu)로 하고 있다.이러한 고속로의 기술개발 계획에 따라 현재 란조우에 50톤/y의 재처리시험시설을 건설 중에 있으며,2020년까 지 880톤의 상업용재처리공장을 건설할 예정으로 있다. 5) NuclearPowerinRusia,htp://www.world-nuclear.org/(2009.2). 6) NuclearPowerinChina,htp://www.world-nuclear.org/(2009.2). -10-

제 2절 후행핵연료주기정책추진을 위한 국제적 환경 1.국제 핵비확산체제의 강화 움직임 21세기에 들어서면서,핵연료의 공급보장을 중심으로 한 국제 핵비확산체제의 강화 움직임이 일고 있다.이는 원자력발전이 크게 증가됨으로써 농축 재처리와 같은 민감 기술과 관련시설의 확산에 대한 우려가 증대됨에 따라 자연스럽게 제기된 것이라 할 수 있다.2003년 10월,국제원자력기구(InternationalAtomicEnergy Agency:IAEA)의 엘바라데이(El Baradei) 사무총장은 이코노미스트지(The Economist)에 기고한 Toward asaferworld 를 통해서 다자간 핵연료주기관리개념을 제시하였다.이후, 미국 러시아 등 선진원자력국을 중심으로 이를 보완 대체할 수 있는 여러 방안들을 제시하면서 다자간 핵연료주기관리개념이 세계원자력계의 핫이슈로 등장하였다. 아래 표 2.2-1은 현재까지 제안된 주요 다자간 핵연료주기관리개념을 정리한 것이다. IAEA가 제안한 국제핵연료센터(InternationalNuclearFuelCenter:INFC),러시아의 국제우라늄농축센터(InternationalUranium EnrichmentCenter:IUEC),핵위협이니셔티 브(NuclearThreatInitiative:NTI)의 핵연료은행 개념 등이 있다.아직까지는 논의의 초점이 선행핵연료주기에 맞추어져 있다고 볼 수 있다.이는 후행핵연료주기의 경우에 는 법적 제도적 윤리적 측면에서 그 논의가 상대적으로 난해하기 때문인 것으로 판 단된다.전체적으로 핵보유국들은 핵확산 우려를 저감할 수 있다는 관점에서 지지 입 장인 반면,핵 미보유국들은 각국의 원자력의 평화적 이용개발 권리가 침해될 우려가 있다는 이유로 소극적,또는 반대의 입장을 취하고 있다. 표 2.2-1.주요 핵연료공급보장 개념 제안명 주요내용 참여국의 민감기술 독자추진 여부 운영주체 보장내용 INFC (IAEA) 3단계의 공급보장 언급 없음 IAEA (관리) 농축우라늄 및 핵연료집합체 공급 IUEC (러시아) 핵연료은행 (NTI) 농축시설의 공동투자 및 운영 (기술접근은 불허) LEU의 비축 및 관리 관계 없음 러시아 중심의 IUEC (IAEA 감독) 농축우라늄 공급 및 이윤배분 포기 요구 IAEA 농축우라늄 공급 가.국제핵연료센터 농축 재처리와 같은 민감기술과 관련시설의 확산에 대한 우려가 증대됨에 따라 이 들 시설을 개별국가들이 각자 운영할 것이 아니라,국제적으로 공동관리하는 것이 바 람직하다는 취지로 엘바라데이 IAEA 사무총장이 2003년 10월 다자간 핵연료주기 관리 -11-

방안(MultilateralNuclearApproaches:MNA)을 제안하였다.이의 일환으로 전문가그 룹이 구성되었으며,1년여간의 논의를 거쳐 5단계로 이루어진 다자간 핵연료주기 협력 방안을 도출하여 2005년 3월 2단계 보고서가 발간되었다. 7) 여기에는 5단계의 접근방안 을 제시하였는데,그 내용을 보면 다음과 같다. -1단계 :기존 시장체제의 강화 (사례별 장기계약 및 정부의 공급보장) -2단계 :IAEA의 국제공급보장 (IAEA의 핵연료은행 관리) -3단계 :기존시설의 다국적 관리시설로의 자발적 전환 -4단계 :신규시설을 다국적 관리시설로 설립,공동소유 및 운영 -5단계 :더욱 강화된 지역간 협력을 통한 핵연료주기기술의 개발 IAEA의 MNA 보고서 발간에 부응하여 세계원자력산업협회(World Nuclear Association:WNA)는 2006년 5월 핵연료공급의 신뢰제고를 위한 산업계의 의견을 수 록한 보고서를 발간하였다.여기에서 농축우라늄의 공급신뢰를 제고하기 위하여 공급 업자 이외에 IAEA와 당해 정부가 참여하는 3단계로 구성된 심층보장(Guarantee in Depth)개념을 제안하였다. 이러한 개념을 바탕으로 농축시설을 운영하고 있는 6개국(미국 러시아 영국 프랑 스 독일 네덜란드)은 핵연료공급보장(ReliableAccessto NuclearFuel:RANF)에 대 한 제안서를 작성,2006년 6월 IAEA 이사회에 제출한 바 있다.이어서,2006년 9월 19-21일,IAEA 설립 50주년 특별행사의 일환으로 개최된 핵연료공급 및 비확산 보 장 (AssurancesofSupplyand Non-proliferation)회의에서,지금까지 제안된 여러 가 지 핵연료공급보장의 개념을 소개하고,이에 대하여 각국의 의견을 교환한 바 있다. 이후,IAEA 사무국은 관련 제안들을 종합적으로 분석하여 (농축우라늄 및 핵연료)공 급보장체제,적용기준 및 실행체제로서 INFC의 설립을 제안하였다. 그 주요내용을 보면,농축우라늄의 공급보장을 위한 3단계 보장방안을 다음과 같이 제시하고 있으며,핵연료도 유사하게 그 공급보장을 할 수 있을 것으로 판단하고 있다. -1단계 :핵연료공급을 위한 기존의 세계시장 운영 -2단계 :기존의 세계시장을 강화하여 유사시의 보완적 공급 보증 (공급업체에 대한 자국 정부의 보증 등) -3단계 :IAEA 관리하에 저농축우라늄(Low-enriched Uranium:LEU)을 세계의 분산 된 여러 장소에 보관하며,제2단계 조치가 충족될 수 없을 경우에 이용함. 제3단계의 공급요청이 발생할 경우에 IAEA는 사전에 선정한 적용기준의 충족 여부 를 판단하게 되는데,이 때 적용할 수 있는 기준으로 다음과 같은 네 가지 사항을 열 거하고 있다. 7)IAEA-TECDOC-1482,Technical,economicandinstitutionalaspectsofregionalspentfuelstoragefacilities. -12-

-정치적 이유로 공급이 중단된 경우에만 공급요청을 할 수 있음. -공급요청국은 수령할 핵물질에 적용할 수 있는 안전조치협정이 발효 중이어야 함. -공급요청국은 가장 최근의 안전조치 이행보고서상에서 신고된 핵물질의 전용사례 가 없었다는 판정을 받았어야 하며,미해결된 안전조치 현안이 없어야 함. -공급요청국은 향후 이사회에서 결정 요구할 경우에 추가의정서를 수용하여야 하 며,보안이나 안전성 기준의 경우에도 이를 요청할 경우,수용하여야 함. 이 제안에 대하여 기술보유국은 대체로 지지 입장을 표명하고 있다.그러나,일부 국 가들은 핵연료주기의 국제공동관리에 의하여 핵확산이 오히려 조장된다는 우려를 표명 하기도 한다. 기술비보유국의 경우에는 국제핵비확산조약(Treaty on the Non-Proliferation ofnuclearweapons:npt)제4조에서 보장하고 있는 각국의 원자 력의 평화적 이용개발 권리 를 침해할 우려가 있다는 이유로 소극적인 입장을 보이고 있다. 나.국제우라늄농축센터 2006년 1월, 유라시아공동체회의에서 러시아의 푸틴정부가 국제핵연료주기센터 (InternationalNuclearFuelCycle Centers:INFCC)의 설립을 제안하였다.그 내용의 핵심은 IAEA의 감독하에 국제핵비확산의 의무를 준수하는 모든 참여국(원자력발전을 하고는 있으나,농축 재처리 등 민감기술을 추구하지 않는 국가)에 대하여 차별없이, 신뢰성있게 핵연료주기 서비스를 제공하고자 한다는 것이다. INFCC 설립의 첫 단계로서 IUEC를 IAEA의 감독하에 러시아 영토내에 설립하는 것 이다.실제로 러시아는 동부 시베리아의 앙가르스크(Angarsk)지역에서 1954년부터 운 영 중인 농축시설을 IUEC로 전환하고자 하고 있다.이를 위하여 러시아정부는 국가가 아닌 기업이 핵물질과 시설을 소유할 수 있도록 허용하는 법안을 2006년 11월 의회에 제출한 바 있다. 이와 관련하여,2006년 10월 카자흐스탄은 러시아와의 정상회담에서 IUEC에 대한 참 여의사를 밝혔으며,양국은 IUEC의 설립과 공동출자의 원칙에 입각한 상업모델에 관하 여 러시아-카자흐스탄 정부간의 협정을 2007년 5월 체결하였다.또한,2008년 초에는 아르메니아가 IUEC 설립에의 참여를 결정함으로써 기존의 러시아-카자흐스탄 협력관 계에 합류하였다.현재,러시아는 IAEA와 IAEA의 역할과 참여방안에 대하여 협의 중 인 것으로 알려지고 있다. IUEC은 다자간협정의 체결,집행기구의 설립,기업차원의 참여 등 다음과 같이 3단 계로 추진되며,모든 활동에 대하여 IAEA의 사찰을 받음으로써 핵비확산에 대한 투명 성을 제고하고자 하고 있다. -1단계 :IUEC의 구축은 러시아연방과 IUEC에 참여하는 국가들간의 양자간,또는 -13-

IAEA를 포함한 다자간협정을 체결함으로써 이루어짐.러시아는 다자간 협 정을 통하여 IUEC 운영에 대한 신뢰성과 투명성을 높일 수 있다는 점을 강조하고 있음. -2단계 :위 협정의 틀 하에서 참여국들은 정부기구에 준하는 집행기구를 설립하고, IUEC 운영에 관한 제반지침 마련과 감독수행 기능을 부여함. -3단계 :IUEC의 실제 운영은 참여국가의 기업들로 구성된 합자회사의 형태로 이루 어지며,참여회사들이 IUEC의 운영과 주주들의 경영참여 시장전략 이익 배분 등을 결정함. IUEC 참여에 있어서 고려하여야 할 주요 요소는 참여국의 농축기술의 공유 여부이 다.이에 대하여 러시아는,참여국은 IUEC 경영에는 참여하나,러시아의 농축기술을 공 유하는 것이 아님을 강조하고 있다. 러시아 연방정부 정부간 합의 IUEC 참여국 집행위원회 (Governmental authorities) IUEC (공동투자회사) IAEA 핵비확산 감독 우라늄 처리 및 저장 (At IUEC) IUEC 농축 용량 (In Angarsk) 농축서비스/ 농축우라늄생산 그림 2.2-2.IUEC의 구성 및 법적 구조 이 제안은 미국의 GNEP 구상에 대응,세계원자력계에서 러시아의 주도적 위치를 확 보하기 위한 전략의 일환으로 평가되며,미국의 GENP 구상과 더불어 상호보완적으로 추진될 수 있을 것으로 전망된다. 다.국제핵연료은행 CNN의 설립자인 테드 터너(Ted Turner)와 미국 상원의원을 역임한 샘 넌(Sam Nunn)이 공동의장을 맡고 있는 NTI는 2001년 설립되어 대량살상무기에 의한 전세계적 -14-

위협을 감축하기 위한 활동을 전개하는 한편,이에 필요한 자금을 제공하고 있다.NTI 는 각국의 핵연료 자체조달의 경우에는 비용이 많이 들고 핵확산위험도 큰 반면에,외 부에서 조달하는 것이 전세계 공동의 안보에 부합된다는 시각을 가지고 있다. 2006년 9월,NTI는 IAEA가 LEU을 비축하고 관리할 수 있도록 5천만불을 제공하겠 다는 의사를 밝혔으며,동시에 다음과 같은 두 가지 조건이 2년내에 충족될 것을 요구 하고 있다.즉,IAEA는 재고비축을 위하여 필요한 조치에 착수할 것과 다른 국가들도 추가로 1억불 또는 이에 상응하는 LEU를 제공할 것이다. 이와 관련하여 2007년 6월,미국 하원은 IAEA의 LEU 비축을 위하여 대통령이 5천만 불을 집행할 수 있도록 한 법안을 가결하였으며,2007년 12월 대통령이 이에 서명하였 는데,대통령의 자금집행을 위하여 다음과 같은 두 가지 조건의 충족을 요구하고 있다. 즉,IAEA는 핵연료은행의 설립을 위하여 최소 1억불의 제공을 약속받고,이 중 7천5백 만불을 수령할 것과 핵연료은행을 IAEA 감독하에 비핵무기보유국에 설립할 것 등이 다. 2008년 2월,노르웨이 외무장관은 오슬로에서 개최된 국제군축컨퍼런스(Conference on NuclearDisarmament)에서 국제핵연료은행의 설립을 위하여 5백만불 제공을 약속 하였다.노르웨이는 원자력발전을 하지 않는 국가임에도 불구하고 국제핵연료은행의 설립을 위한 자금제공을 약속함으로써 국제사회에서 많은 호평을 받고 있다. 2008년 8월 1일,아랍에미리트연방(United ArabEmirates:UAE)은 핵연료은행 설립 을 위하여 1천만불 제공을 약속하였으며,유럽연합(European Union:EU)에서도 3,240 만불을 제공하기로 하였다. 한편,NTI는 IAEA로 하여금 회원국들로부터 기금을 확보하기 위하여 당초 기한인 2008년 9월을 1년 연장하였다(수정된 최종 기한은 2009년 9월임).현재까지 핵연료은행 의 모금액 총액은 NTI가 제시한 5천만불을 포함하여 총 1억 4,740만불로서,당초 NTI 가 요구조건으로 제시하였던 금액에서 약 260만불이 부족한 상황이다. NPT는 비축된 농축우라늄이 자체적인 농축시설을 보유하지 않고 농축서비스를 외국 으로부터 수입하기로 결정한 국가에 대하여 최후의 수단으로서의 재고 (LastResort FuelReserve)로 이용될 수 있다는 입장이다.2007년 6월,미국 하원에서 핵연료은행 설립을 위한 매칭펀드집행에 관한 법안을 가결함으로써,핵연료은행의 설립이 더욱 현 실화되고 있다고 볼 수 있다. 라.평가 및 전망 여러 가지 핵연료공급보장 제안에 대하여 농축 재처리기술 및 관련시설을 보유한 국가들은 핵확산 우려를 저감할 수 있다는 관점에서 지지 입장인 반면에,미보유국의 경우에는 각국의 원자력의 평화적 이용개발 권리를 침해할 우려가 있다는 이유로 소극 적,또는 반대의 입장을 견지하고 있다.일반적으로,원자력발전을 하고 있지 않거나 -15-

그 규모가 작아서 농축 및 핵연료의 자체생산에 대한 경제규모에 도달하지 못한 국가 들은 찬성인 반면,대규모의 원자력발전국이면서 농축관련 시설을 보유하고 있지 않은 국가의 경우에는 신중한 입장을 보이는 것으로 보인다.즉,이러한 제안은 원자력의 평 화적 활동에 관한 각국의 권리를 보장하고 있는 NPT 정신과도 상충되며,몇몇 소수의 공급자에 의한 핵연료주기 서비스의 카르텔화를 조장할 수도 있다는 우려의 표시이다. 위의 여러 제안들은 일반적으로 해당서비스를 이용하는 대가로 참여국의 국내농축활 동을 제한하고 있다.이러한 시스템이 국제사회에 정착될 경우,우리나라에 다음과 같 은 영향이 미칠 것으로 판단된다. 한편,위의 여러 제안들은 미래의 원자력 이용에 대한 공동이해를 바탕으로 원자력 이용에 수반되는 핵확산문제의 해결방안을 마련하고자 하는 국제사회의 노력인데,우 리나라가 원자력선진국으로서의 입지를 공고히 하기 위하여서는 이러한 국제사회의 핵 비확산 노력에 적극적으로 동참할 필요가 있다.예를 들면,NPT의 핵연료은행 설립추 진을 위하여 우리나라가 일부 자금을 부담할 수 있으며,GE 히다치(GE Hitachi)의 레 이저농축기술 상용화 작업에 어떤 형태로든 참여할 수 있다.이를 통하여,우리나라의 원자력활동을 보다 자유롭게 추진할 수 있는 국내외의 여건을 조성하는 데 있어서,미 국내의 산업체 비정부기구 등의 우리나라에 대한 보다 우호적인 태도를 기대할 수 있을 것이다.현재 국제사회는 우리나라의 국제적 위상에 걸맞은 핵비확산 노력이 부 족한 것으로 평가하고 있으며,이러한 국제사회의 인식으로 인하여 국내 원자력활동이 제약을 받고 있는 상황이다. 따라서,우리나라가 이러한 여러 제안들에 대하여 어떠한 입장을 취할 것인지에 대하 여서는 적절한 분석과 그에 따른 장기적 안목에서의 정책결정이 필요하다고 할 수 있다. 2.미국 행정부 교체에 따른 정책변화 가능성 가.개요 2008년 11월 4일 실시된 제 44대 미국 대통령 선거에서 민주당 오바마 후보의 압승 과 미국 의회의 상하원 모두 민주당이 과반의석 이상을 차지하게 되어 향후 4년간 민 주당 주도의 정책변화가 전망되고 있다.민주당은 일반 유권자들의 의견을 정강정책에 반영하기 위하여 전국 50개주에서 1,600여 차례 모임을 열어 정강정책에 관한 아이디 어를 수렴하였으며,이 과정에 각계각층의 약 3만여명이 참여하였다.정책안은 1 미국 의 꿈 쇄신(Renewing the American Dream), 2 미국의 리더십 쇄신(Renewing American Leadership),3 미국커뮤니티 쇄신(Renewing the American Community), 4미국민주주의 쇄신(Renewing American Democracy,)의 4개장으로 구성되어있다.선 거기간 중 경제와 금융 위기문제가 최대의 쟁점으로 나타났으며,에너지 및 기후변화, 원자력발전 핵비확산 대외정책 테러와의 전쟁 등도 주요쟁점으로 다루어 졌다.이라 크 아프카니스탄 이란과 북한 핵문제,중동 평화 문제,러시아 중국 금융과 기후변 -16-

화,에너지에 대한 외교 방향과 미국의 리더십 등도 주요 쟁점 사항으로 다루어졌다. 오바마 대통령 당선자의 취임 전까지 각료의 구성과 정책의 조정을 위한 조치들이 전 망되고 있다. 오바마 대통령 당선자와 바이든 부통령 당선자는 11월 18일 경제 교육 에너지와 환경 대외정책, 국방 국내안보 기술 등 24개 분야의 주요 아젠다의 오바마-바이든 계획을 발표하였다. 8) 오바마-바이든 계획은 정책의 우선순위로 경제회생,헬스케어,공 공교육과 사회 보안 체계 강화,에너지 자립,기후변화 대응,이라크전 종식과 이란핵 개발 방지 등을 들고 있다.이와 함께 추가적으로 에너지안보와 에이즈 대책,기후 변 화 등에서 당면한 문제를 해결하기 위하여서는 과학의 역할을 강조하고 미국이 과학 분야에서 예산 감소와 국제적인 주도권을 상실하고 있다고 강조하면서 예산의 확대를 통하여 과학과 기술의 발전에 기여할 것임을 강조하고 있다.미국내의 정책 자문기관 및 연구기관 등은 대통령선거 이후 대외정책 에너지 기후 변화 원자력 핵 테러 및 핵확산 방지 등에 대하여 오바마정부의 정책에 대한 권고안을 경쟁적으로 발표하고 있다. 나.미국 오바마 신행정부의 원자력 정책 방향 아래 표 2.2-2에는 오바마가 선거기간 중 제시한 내용을 중심으로 하여 향후 원자력 관련 정책 방향을 정리한 것이다.대통령선거기간 중 후보간 토론내용 및 이미 발표된 민주당 정강내용에서 보면,원자력 이용의 경우 재생 에너지 분야와 대비하여 소극적 입장으로 조건부 찬성,또는 제한적 지지를 보여주고 있다.미국 내외에서 핵물질보안 을 반테러대책으로서 최우선 순위로 할 것임을 밝히고,장기적인 처분방안 마련을 주 도할 것이며,네바다주 유카마운틴을 주요 처분장으로 사용하는 것을 반대하였다.한 편,2006년 10월 의회 선거시 민주당의 정책자문기관인 진보정책연구소(Progressive Policy Institute:PPI)의 에너지정책내용 중에서는 부시정부의 2005년 에너지법에 대하 여 신규원전에 대한 재정지원과세금혜택 등에 대하여 지지를 표명하고,가스와 석탄보 다 비용이 효과적인 고온가스로의 개발을 지지한바 있다. 8)htp://change.gov/ -17-

표 2.2-2.오바마 선거 기간 중 원자력 관련 정책 방향 구분 정 책 핵비확산정책 협력적 위협감소(CTR)프로그램 - 핵없는 세상 리더십 -일방적 핵군축 반대 -START 하에서의 조치 포함.미국의 비확산 및 군 축 정책 강화 전략 추구 -CTBT 비준 -지지 핵물질생산금지조약(FMCT) 사용후핵연료 재처리 프로그램 국제핵비확산조약(NPT) 이란 핵문제 북한 핵문제 에너지,기후 변화,원자력 -지지 -4가지 원칙 제시 (정보공개,핵연료와 폐기물 보안, 방사성폐기물저장,비확산) -국제핵비확산체제 강화 -위반시 제제 강화 -핵보유 반대,군사조치 등 모든 수단 동원 -직접적 평화 외교적 협상 우선 -모든 핵분열성 물질과 무기를 완전하게 설명 노력을 지지 -석유 의존 감소,신재생 에너지 이용확대 유카마운틴 *START(StrategicArmsReductionTreaty):미-러 전략무기감축협정 -네바다 주민을 위험하게 하는 것으로 반대,새로운 방향을 모색 원자력발전에 대하여서는 기후변화 대응과 온실가스 감축 목표달성에서 원자력없이 는 불가능하다고 5월에 개최된 원자력에 대한 후보토론에서 언급하였으며,반면 원자 력발전의 확대에는 정보공개,핵연료 및 원자력 시설의 보안,방사성폐기물 저장,핵비 확산의 4가지 이슈에 대하여 언급하고 원자력을 현재 탄소를 배출하지 않는 주요 에너 지원으로 인식하고 있으나,신규원전 건설에 대하여 미온적인 지지의사를 표명하였다. 방사성폐기물의 관리와 관련하여 네바다주 유카마운틴의 고준위방사성폐기물 심지층 저장시설의 건설에 대하여 오바마 후보는 환경문제를 지적하며 유카마운틴의 저장시설 건설을 반대하였다.현재로서는 사용후핵연료의 영구처분장 건설이 아닌,원전부지내 건식 캐스크를 이용한 임시저장방식을 채택해야 한다고 언급하였다.이에,향후 오바마 정부의 원자력정책의 변화 여부가 주목되고 있다. 한편,부시정부가 추진한 GNEP은 25개국의 회원국,27개국의 옵서버 참여 등,국제 적인 지지자는 증가하고 있지만,미국내에서는 지속적인 반대에 직면해왔다.지난 10월 1일 파리에서 개최된 회의에서 금융시스템을 통하여 원자력 프로젝트를 지원하는 새 로운 방안을 모색한다 는 기본 방침을 제외하면,특별한 내용이 없는 성명을 발표하는 데 그쳤으며,2009년 예산편성에서 의회는 부시정부가 요청한 GNEP 기금 중 사업적인 성격의 예산 대부분을 삭감하였다.이와 관련 기후변화 대응에서 원자력의 역할이 강 -18-

조되고 있으며 세계적으로 개도국의 원전 도입 증가가 전망되는 등 오마바정부의 원전 정책의 변화 여부와 함께 GNEP에 대한 지원의 계속 여부도 주목되고 있다. 민주당의 안보정책은 전통적으로 자유주의적 국제주의에 기반을 두고 있는 것으로 평가되어 왔다.그리고,군사력 사용은 가능하다면 현명하게,그러나 필요하다면 일방 적으로 사용하되 국제적 지지와 참여를 유도하여야 하며,군사력은 최후 수단임을 강 조하고 있다.국가 안보 차원에서 국제적으로 테러집단의 무력화와 핵테러 및 바이오 테러 방지 노력을 강조하고 있다.미국의 최대위협으로 핵테러공격과 핵확산을 들고 있으며,핵무기와 핵물질보안에 적극적인 조치를 강구할 것을 명시하고 있다.이와 관 련하여,대량살상무기의 확산을 방지하기 위한 밀수거래저지와 검색에서의 동맹국과의 협력 강화,세계적인 핵무기감축을 위하여 2009년부터 유엔 안전보장이사회 상임이사 국 및 관련국 정상회의 개최를 추진하고 있다.주요정책방향을 보면 핵테러방지와 국 제적인 핵무기 감축,핵무기 확산 방지 노력 강화 등을 추진할 것을 제시하고 있다.이 와 관련하여,테러집단으로의 핵물질 누출 방지,강력한 국제 제재를 통한 핵비확산체 제의 강화,그리고 이란의 핵개발과 테러지원에 대하여서는 강력하고 직접적인 국제 적 제재,핵무기없는 세계의 추구를 위하여 새로운 핵무기개발의 중지,미국과 러시아 와의 핵무기와 핵물질의 적극적인 감축노력 추진 등이다. 한편,적성국 및 동맹국을 불문하고 조건없는 강력하고 직접적인 외교를 통하여 이란 과 북한의 핵문제,테러와의 전쟁 등에서의 국제적인 리더십의 확보를 강조하고 있다. 그리고,북핵 6자회담과 같이 양자간 또는 다자간 협정 등을 통하여 효과적인 체제의 구축 등 아시아지역의 안정제고와 번영을 위하여 중국의 역할과 아시아 지역 국가와의 새로운 파트너십의 모색도 중요시하고 있다.주요추진전략을 보면,핵테러방지의 경우 핵위협감소,핵능력의 확산방지,핵확산 방지체제의 강화 등의 핵안보에 대한 종합적인 전략을 추진하며,이와 관련 4년 안에 핵무기물질의 보안 확보와 핵밀수의 종식,대량 살상무기와 관련 물질의 확산을 방지하기 위한 확산방지구상(Proliferation Security Initiative:PSI)강화,2009핵테러방지 정상회의 추진,이란의 핵물질획득 방지와 북한 핵무기의 검증가능한 제거,국제원자력기구(IAEA)의 역할 강화,핵물질생산금지조약 (FissileMaterialCutofTreaty:FMCT)의 발효를 위한 국제노력의 주도,핵무기없는 세 계의 목표의 구축,핵보유국간의 핵무기의 실제적이고 검증 가능한 감축 방안 모색,백 악관에 핵테러와 핵확산 위험을 감소를 위한 미국 프로그램의 조정관의 임명,그리고 원전 이용 증가에 따른 핵확산을 피하기 위하여 국제핵연료은행,국제핵주기센터,핵연 료 공급 보장 등 새로운 국제원자력 이용체제의 구축추진 등을 제시하고 있다. 오바마정부는 대외정책에서 리더십의 재확보노력을 통하여 국제사회에서의 미국의 입지를 강화할 것으로 전망된다.정권의 인수 과정과 취임 후 6개월 과도기의 정책을 주목해야 하며,발표된 오바마-바이든의 정책내용과 임명된 각료들의 정책성향도 분석 이 중요하다고 판단된다.최근 버락 오바마 대통령 당선자는 에너지부 장관으로 지명 한 노벨상 수상 물리학자인 스티븐 추(StevenChu)는 지구온난화를 이겨낼 수 있는 핵 심은 화석연료에서 벗어는 것이라고 주장하면서 신재생에너지의 연구확대를 지지해 왔 -19-

다.추 장관은 태양과 풍력에너지 공급을 늘리는 것은 전기를 저장하고 전송하는 개선 된 방법을 찾는데 달려 있다고 말하며,원자력은 에너지생산을 위한 또 다른 탄소-중립 적인 방법을 제공해주되,방사성폐기물에 관련된 부담을 줄이기 위한 연구가 필요하다 는 점에서 또 다른 장기과제를 앞두고 있다고 밝힌 바 있다.한편,추 장관은 과학적 명성에 비하여 핵무기를 관리하고 관련 연구를 수행하는 에너지부의 임무나 워싱턴의 동향에 대하여서는 경험이 부족하고 원자 발전에 대한 이해도 부족하다고 평가되고 있 다.현재 에너지부의 핵심과제 중의 하나인 네바다주 유카마운틴의 방사성폐기물처분 장 설치에도 비협조적인 입장이다. 원자력의 경우,공화당과 부시정부가 추진해 온 원자력 확대정책에 변화가 예상되며, 재처리정책의 추진과 유카마운틴 저장시설과 제2부지 선정,GNEP에 대한 지원 및 GIF 와 ITER,INPRO 등의 국제 공동 프로젝트의 지원 지속 여부도 주목되고 있다.핵비확 산 정책의 경우,2010년 NPT 평가회의가 주요 계기가 될 것으로 보이며,원자력의 평 화적 이용 권리와 안전조치의 강화,민감기술 확산억제와 핵연료의 공급보장을 위한 새로운 국제체제의 논의,핵확산방지와 핵무기 및 핵물질의 감축,핵테러방지 등에 있 어서 미국의 주도적인 노력이 전망되나,중국과 인도의 부상과 EU와 러시아 영향력확 대로 2010년 NPT 평가회의 개최 전까지 2009년 1년 동안 산적한 핵비확산 주요이슈에 대하여 미국의 리더십 발휘 여부도 주목된다. 그리고,오바마정부의 대외적인 핵비확산 체제강화와 관련하여 포괄적핵실험금지조약 (ComprehensiveNuclear-Test-Ban Treaty:CTBT)와 FMCT의 미국의 주도적인 참여가 전망되고,이와 함께 IAEA의 역할강화가 필수적으로 보이며,미국의 적극적인 지원도 전망 되고 있다.원자력의 평화적 이용과 원자력협력에서 IAEA의 추가의정서 비준 요 구가 전망되고 있으며,향후원자력 수출통제 강화도 전망되고 있다. 이와 함께 미국 오바마정부의 핵비확산정책의 추진에 따라 FMCT의 발효 협상, CTBT 발효 협상,IAEA에서의 핵연료은행 등의 새로운 핵연료 공급보장 논의 등과 원 자력 기술협력도 중요한 협력사안으로 보인다.핵비확산 정책에서는 민주당이 공화당 보다 더 원칙적인 기조를 유지해온 것을 고려할 때 오바마정부와의 원자력외교와 기술 협력에 더 많은 관심과 준비가 필수적으로 보인다. 북한 핵 문제의 경우,미국 오바마정부는 부시정부의 9.19 합의 프로세스에 대하여 기본적으로 찬성 입장으로 향후 양자간 대화추진과 6자회담 파트너들과 협력을 통하여 군사적 제재보다는 외교적 해결방안을 우선시할 것으로 보이며,북한의 부정적인 태도 에 대하여서는 최근 철회한 제재의 재개와 추가제재조치도 전망된다. 한편,오바마정부는 과거 클린턴정부의 대북정책과 부시정부의 대북 정책의 검토 후 효과적인 프레임워크를 추진할 것으로 전망되며,북한 인권문제도 이 과정에서 대두될 가능성도 있다.북한 핵 문제는 12월 북경회의에서 북한의 환경 시료 채취 거부 등 북 한의 플루토늄 관련 핵 검증문서합의에는 별다른 성과가 없었으며 오바마정부의 정책 추진까지는 당분간 현재의 기조를 유지할 것으로 전망되나,과거의 북한의 협상 전략 -20-

을 볼 때 미국과 북한 간 접촉 추진과 북한과의 구체적인 협상대응에 따라 북핵 위기 의 재발 가능성에 대비도 필요하다고 판단된다.오바마정부의 정책 변화에 대한 국제 적인 관심이 높게 나타나고 있으며 우리나라는 원전이용 확대정책과 기술협력의 강화 및 해외시장 진출 등으로 국제협력의 강화는 불가피한 선택으로서 미국의 정책변화에 대한 주시와 적절한 대응이 요구된다. 다.우리의 대응 우리나라는 경제의 추동력을 유지하고 에너지안보를 확보하기 위하여 원자력에 크게 의 존하고 있다.지속가능하며 안정적인 원자력의 발전을 위하여서는 비확산 신뢰도 증가라는 국제정치적 문제가 해결되어야 한다.특히,미국과의 원자력협력관계가 관건이다.미국이 상대국과 원자력협력의 수준을 결정할 때 핵심 판단 기준이 바로 비확산 신뢰도이다.농축 재처리 및 내용형상 변경의 허용 여부에 따라,미국의 협력대상국은 전면적 협력국 전략 적 협력국 기득권 협력국 제한적 협력국 등으로 나뉜다.원자력 협력수준의 차별화 기준 에는 법제도적 가치적 전략적 경제적 기준 등 4개가 있다.원자력법(Atomic Energy Act:AEA)123조로 대변되는 법제도적 기준은 원자력협력의 추진여부를 결정하는데 있어 서 가장 기본적이며 핵심적인 요건이다.이런 미국의 원자력협력 차별화정책에 대한 대응 책의 마련이 필요하다. 한국은 현재의 제한적 협력 에서 전면적 협력 또는 전략적 협력 대상국으로 격상 시키는 방안을 모색하여야 한다.한국은 원자력산업 선진국이며 모범적인 NPT 회원국 이고 명백한 원자력 연구개발과 산업의 수요가 있음에도 불구하고 핵연료주기에 대한 자유로운 연구가 금지되었다.사실 한국은 원자력능력과 수요가 객관적으로 증명되었 음에도 불구하고 미국의 차별적 대우를 받는 사례이다.한국이 원자력협력의 등급상승 을 위하여서 원자력외교를 활성화하고 비확산 신뢰도를 강화하는 노력이 필요하다.비 확산 신뢰도의 제고에 있어 도전요인으로 9.11이후 미국의 비확산 및 플루토늄 이용 금지 정책,미국의 행정부의 법집행적 비확산 접근,미국의 의회와 비확산 NGO의 강 한 비확산 경향,2009년 1월의 정권교체와 원자력 정책변화 가능성,북핵문제와 남북대 치의 안보환경,한국의 높은 대미의존과 낮은 전략적 가치 등이 있다. 대미 원자력외교에 있어서 미국의 원자력 활성화정책,우리의 과학기술수준에 대한 미국 원자력계의 평가,국제원자력협력과 참여의 확대,원자력산업 및 과학기술의 발 전,한 미동맹의 강화,한 미 원자력협력의 확대 등 기회요인을 강화해야 한다.또한, 취약점을 보완하고 장애요인을 제거해야 한다.취약한 역량요소로 낮은 비확산 이미지, 과거 실험 및 분실사고,강한 민족주의,비확산과 수출통제에 대한 낮은 국민의식,국 가 원자력 정책 추진체계 미비와 국민적 합의 부족,원자력 외교역량 부족 등이 있다. 특히,비확산 역량을 강화하기 위하여서 비확산의 정책과 외교를 강화하고 비확산 국 민교육과 홍보를 위한 투자가 필요하다.비확산 정책의 개발과 교류를 주도하고,국민 -21-

교육을 위한 비확산 연구기관도 필요하다.국제 비확산체제 구축에 대한 참여를 확대 하고,비확산 후발국에 대하여 비확산체제 구축을 지원한다.마지막으로 원자력정책 연 구개발에 대한 투자를 확대하여,원자력정책 및 외교전문가를 양성하고 국제전문가 네 트워크를 구축할 것을 제기한다. -22-

제 3절 국내 현황 및 여건 분석 1.개요 우리나라는 현재 20기의 원전을 가동 중에 있으며,8기가 건설 및 계획 중에서 2015 년이면 총 28기의 원전이 운영될 예정이다.2007년 말 기준으로 원전이 차지하는 비중 은 총설비 용량의 26%,총발전량의 약 35%에 달한다.정부는 2008년 12월 29일 제 4차 전력수급기본계획을 발표하였는데,원자력 설비비중을 2008년의 24.8%에서 2022년까지 32.6%로 확대하기로 결정하였다.이에 따라 사용후핵연료 발생량도 늘어날 전망이다. 우리나라는 현재 사용후핵연료에 대한 국가관리 방침이 아직 정해지지 않았다.다만, 제253차 원자력위원회에서 2016년까지는 원전부지내 저장용량을 확충하여 각 원전별로 관리하고,중간저장시설의 건설 등을 포함한 2016년 이후의 사용후핵연료 관리방침에 대하여서는 충분한 논의를 거쳐 국민적 공감대를 형성하여 추진하기로 결정한 바 있 다. 원전에서 매년 호기별로 발생하는 사용후핵연료의 양은 고리 1호기와 같은 60만kW 급 경수로형 발전소에서는 약 14톤,영광 3,4호기와 같은 100만 kw급 경수로에서는 약 19톤,천연우라늄을 연료로 사용하는 월성의 가압중수로형 원전에서는 약 97톤이 발생하고 있다.2007년말 기준으로 총 20기의 원자로에서 9,420 톤의 사용후핵연료가 발생되어 발전소 내에 저장되어 있다. 한국수력원자력(주)(이하 한수원)는 발전소내에 설치된 기존시설의 저장능력이 포화 되는 것에 대비하여 저장능력을 확장하여 2016년까지 발생되는 사용후핵연료를 저장할 계획으로 있다.저장능력을 확충하기 위하여 조밀저장대 교체 설치,원전 호기간 이송 저장 및 건식저장시설 추가건설 등의 방법을 사용하고 있다.경수로 사용후핵연료의 경우 저장수조의 저장용량을 늘리는 방법과 원전 호기별 저장수조 공유 등의 방법으로 발생되는 사용후핵연료를 모두 소내 수조에 습식저장하고 있다.중수로의 경우에는 소 내 수조 내 습식저장 외에 건식저장시설을 확보하여 운영하고 있으며,현재 그 용량을 증설하는 작업을 수행 중에 있다. 한편,정부(지식경제부)에서는 사용후핵연료의 국가관리방침 결정을 위하여 본격적인 사용후핵연료 공론화추진을 준비하고 있다.국가에너지위원회 산하에 갈등관리전문위 원회를 두고 사용후핵연료 공론화 T/F를 구성하여 2007년 2월부터 공론화추진 방안 등에 대하여 20여 차례 논의를 거쳤다.이를 토대로 작성된 공론화 권고보고서를 의거 하여 공론화추진방안을 수립하여,2009년부터는 본격적인 공론화를 추진할 예정이다. 또한,교육과학기술부 산하의 한국원자력연구원을 주축으로 사용후핵연료의 효율적 관리를 위한 연구개발을 지속적으로 추진해오고 있다.여기에는 경수로 사용후핵연료 를 중수로에 재사용하는 듀픽핵연료주기,사용후핵연료의 부피감용을 위한 파이로건식 처리의 공정개발,고준위폐기물의 처분시스템개발,사용후핵연료의 소멸을 위한 고속로 -23-

개발 등을 포함하고 있다.이들 연구는 원자력연구개발기금으로 1997년부터 추진되고 있는데,향후 국가정책결정에 대비한 예비적인 성격의 연구라 할 수 있다. 2008년 12월 22일,국가원자력위원회는 이러한 연구를 장려하기 위하여 한승수 국무 총리 주재로 제 255차 원자력위원회를 개최하여,미래원자력시스템 연구개발 장기추진 계획을 심의 확정한 바 있다. 그러나,사용후핵연료 처리 처분 등 최종관리방안에 대한 국가정책결정에는 기술적인 문제 뿐만 아니라 사회적 수용성,한 미원자력협력협정 등 해결해야 할 문제와 불확실한 요소가 많이 산적해 있어서 단기간내 국가최종정책의 결정은 쉽지 않을 것으로 전망된다. -24-

제 3 장 후행핵연료주기 기술동향 분석 제 1절 사용후핵연료 수송기술 현황 1.사용후핵연료 수송용기 개발 현황 세계각국에서는 운반목적에 따라 다양한 종류의 사용후핵연료 수송용기를 개발하여 사용하고 있다.아래 표 3.1-1은 20다발 이상의 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 세계각국의 대형용기 개발현황을 보여 주고 있다. 9) 표 3.1-1.세계 각국의 대형 수송용기 개발 현황 국가 (회사) 미국 (HOLTEC) 미국 (NAC) 독일 (GNS) 독일 (GNS) 프랑스 (AREVA) 프랑스 (AREVA) 프랑스 (AREVA) 프랑스 (AREVA) 프랑스 (AREVA) 프랑스 (AREVA) 일본 (OCL) 일본 (NFT) 일본 (MHI) 모델 HI-STAR 100 운반용량 (다발) 최대연소도 (MWd/tU) 최대농축도 (wt%) 냉각기간 (년) 총중량 (톤) 24/32 40,000 4.0 5 105 NAC-STC 26 40,000 4.2 6.5 107 CASTOR V/21 CONSTOR V/32 21 35,000 4.65 2~4 117 32 60,000 5.0 5 125 TN 24P 24 33,000 3.5 5 93 TN 24XL 24 40,000 3.3 8 119 TN 24D 28 36,000 3.4 8 117 TN 32 32 45,000 4.05 7 105 TN 24G 37 42,000 3.8 10 135 TN 24SH 37 55,000 4.25 5 107 NEO-2521 21 55,000 4.8 10 - NFT-38B 38(BWR) 40,000 3.6-118 MSF21PG 21 60,000 4.5 6 121 MSF24PG 24 52,000 4.1 7 127 9)고원일외, 사용후핵연료 소외수송 방안분석 용역,한국원자력연구원,KAERI/CR-320/2008(2008). -25-

최대연소도는 과거에는 45,000 MWd/tU 이하가 주를 이루었으나 최근에는 50,000 MWd/tU 이상의 고연소도 연료를 고려하고 있다.독일의 CONSTOR V/21및 일본의 NEO-2521은 최대 연소도 60,000 MWd/tU을 고려하여 설계되었다.또한,수송용기의 총 중량은 보통 약 100 톤을 상회하며,최근에는 수송 및 저장을 동시에 할 수 있는 겸용 수송용기를 활용하고 있다. 10) 가.일본 일본은 55개 원전이 운영 중에 있다.여기서 발생되는 사용후핵연료는 연간 약 900 1,000톤이다.로카쇼 재처리시설용량이 800톤/년임을 감안하면 재처리까지 발전소 부 지 외에 중간저장시설이 필요하다.발전소 외 저장량은 2010년까지 7,100톤으로 추정 된다.일본의 사용후핵연료 관리정책은 재처리이므로,재처리를 위한 자국내 및 해외 수송이 빈번하게 이루어져 왔다.일본 자국내의 사용후핵연료 수송은 도까이 재처리 시설로 1977년 이후에 920 톤이 수송되었고,로카쇼무라 재처리시설로 1998년 이후에 소량으로 운반하였으나 최근 2년간 매년 약 300톤 씩 총 780톤을 수송하였다.해외 수송은 영국의 핵연료공사(British NuclearFuels plc:bnfl)와 프랑스의 핵연료공사 (CompagnieGeneraledesMatieresNucleaires:COGEMA)에 위탁 재처리를 위하여 약 7,000톤의 사용후핵연료를 수송한 바 있다. Bottom shock absorbing cover Fin Neutron shielding Thermal fin Thermal barrier Top shock absorbing cover Lid Trunnion Basket Body Trunnion Transport frame Outer shell 그림 3.1-1.NFT-38B 수송용기 10)IAEA-TECDOC-1532, OperationandMaintenanceofSpentFuelStorageandTransportationCasks/Containers, IAEA (2007). -26-

일본의 사용후핵연료 수송회사는 핵연료수송회사(NuclearFuelTransportCo.,Ltd.: NFT)로서,사용후핵연료 수송용기와 2척의 전용 수송선박 2척을 가지고 있고,육상수 송용 트랙터와 트레일러를 운영하고 있다.NFT 계열의 수송용기는 10PWR 혹은 38 BWR 사용후핵연료를 운반하는 용량을 갖고 있다.NFT 계열 수송용기의 형상은 위의 그림 3.1-1과 같다.HZ 수송용기는 NFT 수송용기에 비하여 소형이며,7PWR 혹은 17 BWR 사용후핵연료를 운반하는 용량을 갖고 있다.일본의 NFT와 오션캐스크리스 주식 회사(Ocean Cask LeaseCo.,Ltd.:OCL)에서는 21개의 PWR 사용후핵연료를 수송 저 장할 수 있는 NEO-2521 용기를 개발하여 허가를 획득하였다.아래 그림 3.1-2은 NEO-2521수송 저장 겸용용기를 보여주며,이 용기는 연소도 55,000MWd/tU,냉각 기간 10년인 PWR 연료를 수송 저장할 수 있고 중량은 125톤 이내이다. Auxiliary Shielding Lid Neutron Shielding (Water Solution) Secondary Lid Neutron Shield (Resin) Primary Lid Upper Trunnion Outer Shell Neutron Shield (Water Solution) Body Basket Neutron Shield (Resin) Bottom Plate Lower Trunnion Storaging Skid 그림 3.1-2.NEO-2521수송 저장 겸용용기 나.미국 미국은 1982년에 제정된 NWPA에 따라 지층처분이 검토되었으며,우여곡절 끝에 2002년 7월 네바다주의 유카마운틴으로 처분장이 결정되었다.향후 각 원전에서 처분 장으로 사용후핵연료의 수송이 급격히 증대할 것으로 예상하여,처분장을 위한 수송용 기는 트럭 운반용 수송용기 12개(PWR 7개,BWR 5개)이며,철도 운반용 수송용기 116 개(고준위폐기물 용기 17개 포함)로 계획되어 있다.미국의 핵분열성물질 수송용기는 -27-

약 40 종류가 있다.이 중 PWR 및 BWR 사용후핵연료를 운반할 수 있는 12종류의 수송용기를 활용하고 있다. 미국에서 개발된 대표적인 대형 수송용기는 홀텍(Holtec)사에서 개발한 HI-STAR 100 과 원자력보험사(NuclearAssuranceCorporation:NAC)에서 개발한 NAC-STC가 있으 며,이들 용기는 수송 저장 겸용용기로 허가를 획득하였다. 11) 아래 그림 3.1-3은 HI-STAR 100용기의 단면을 나타내며,용기본체는 구조재 및 감 마선 차폐체 역할을 담당하는 탄소강과 중성자 차폐체인 NS-4-FR로 구성된다.구조재 는 다층의 탄소강 쉘을 용접하여 제작하였으며,중성자 차폐체인 NS-4-FR의 열전달 특 성이 좋지 않아 중성자 차폐체층에 탄소강으로 된 전열판을 설치하여 열전달이 잘 되 도록 하였다.격납방식은 용기본체의 뚜껑 및 용기 내부에 장전되는 캐니스터가 격납 경계를 갖는 이중격납구조로 설계되었다.질은 구조재로 스테인레스강,중성자 흡수재 로 Boral(B4C+Al)을 사용하며,뚜껑을 외부 셸에 용접하여 밀봉을 유지하도록 하였다. Bolted Closure Plate Top Flange Outer Enclosure Neutron Shield Intermediate Shells Closure Ring MPC Lid Fuel Basket MPC Shell Lifting Trunnions Overpack Baseplate Overpack Inner Shell Bottom-Plate Pocket Trunnions (Not Visible) 그림 3.1-3.HI-STAR 100수송용기 아래 표 3.1-2는 HI-STAR 100 시스템의 개요를 나타내고 있다.HI-STAR 시스템은 24개,또는 32개의 PWR 사용후핵연료 다발을 장전할 수 있는 MPC-24및 MPC-32,68 개의 BWR 연료다발을 장전할 수 있는 MPC-68과 같은 여러 종류의 다목적 캐니스터 를 장착할 수 있도록 설계되었다.다목적 캐니스터는 수송 저장뿐만 아니라 처분에 대한 허가도 획득하였다.특히,MPC-32인 경우에는 연소도 이득을 고려함으로써 PWR 사용후핵연료 32다발까지 저장할 수 있다. 11) TopicalSafety AnalysisReportfortheHI-STAR 100Cask System,HoltecReportHI-941184,Rev.5,NRC DocketNo.72-1008(1996.09). -28-

MPC-24를 장착할 경우 총 중량은 HI-STAR100의 약 105톤이고 MPC-24의 캐니스터 자체의 무게는 약 36톤에 이른다.설계기준 사용후핵연료는 미국에서 상용으로 사용 되는 모든 사용후핵연료에 적용가능하며, MPC-24의 경우 연소도 40,000~47,500 MWd/tU,냉각기간 5~8년으로 설정하여 가능 한 다양한 핵연료를 장전할 수 있도록 하였다.MPC-24의 경우,PWR 핵연료 24다발에서의 붕괴열은 26.2kW로 설계되었다. 표 3.1-2.HI-STAR 100수송용기의 개요 항목 운반용량 설계기준 및 특징 24PWR /32PWR /68BWR 연료다발 중 량 -수송용기 :105.2톤 (withloaded MPC-24포함) -캐니스터(MPC):35.8톤 (MPC-24) 치 수 -완충체 포함 :외경 3,251mm,길이 7,274mm -용기본체 :외경 2,438mm,길이 5,159mm -MPC :외경 1,737mm,길이 4,839mm L 재 질 -용기본체 :탄소강,NS-4-FR (중성자차폐체) -MPC :스테인리스강,보랄 (B 4C +알루미늄) -충격완충체 :허니콤 냉각방식 설계기준 연료 건식 (비활성기체:헬륨) -연소도 / 냉각기간 (MPC-24).40,000MWd/tU / 5년,42,500MWd/tU / 6년.45,000MWd/tU / 7년,47,500MWd/tU / 8년 -초기농축도 :4.0wt.% 235 U (MPC-24) -붕괴열 :26.2kW (MPC-24) NAC-STC는 NAC에서 개발하였으며,미국에서 최초로 수송 저장 겸용용기로 허 가를 받았다. 12) 아래 표 3.1-3은 NAC-STC 수송용기의 개요를 나타내고 있다.이 용기 는 26다발의 PWR 핵연료다발을 저장할 수 있으며,핵연료 장전시 총 중량은 약 107 톤에 이른다.용기는 충격 완충체를 제외한 총 길이가 4.9m이고 외경이 2.5m 이며, 내부공간의 크기는 높이가 4.2 m이고 직경이 1.8 m이다.용기 내부에 불활성 기체인 헬륨 가스를 충전하고,금속 O-ring을 사용하여 기밀을 유지한다.설계기준 핵연료는 연소도 40,000 MWd/tU,초기 농축도 4.2 wt.%를 기준으로 하여 6.5년 냉각된 PWR 핵연료 26다발에서의 붕괴열은 22.1kW로 설계되었다. 아래 그림 3.1-4는 NAC-STC 수송용기의 단면을 나타내며,이 용기의 형상은 다층으 12) TopicalSafetyAnalysisReportfortheNAC StorableTransportCaskforUseatanIndependentSpentFuel StorageInstalation,Rev.3A,NAC International(1995). -29-

로 된 원통형으로 스테인레스강으로 된 내부 및 중간 쉘 사이에 감마선 차폐체로 납을 주조하였다.용기의 상 하부는 스테인레스강의 단조강으로 되어있으며,중간 쉘과 외 부 쉘에는 중성자 차폐체로 비스코산업(Bisco Industries,Inc.:Bisco)사의 레진을 주조 하여 제작되었다.중성자차폐체인 레진의 열전도율이 낮기 때문에 중성자차폐체층 사 이에 구리와 스테인레스강의 전열판을 부착하여 열전달이 잘 되도록 설계되었다.또한, 용기 내부 캐버티(Cavity)의 바스켓 구조물에도 스테인리스(Steel)및 알루미늄 디스크 (Aluminum Disk)형태의 전열판을 부착하여 내부 핵연료로부터 발생되는 붕괴열을 적 절히 전달시킬 수 있도록 설계되었다.바스켓은 알루미늄판에 붕소합금을 부착시킨 구 조로 핵연료를 지지 보호해주고 핵임계 안전성을 만족시킬 수 있도록 설계되었다. 그림 3.1-4.NAC-STC 저장수송 겸용용기 NAC-STC의 뚜껑설계는 이중 밀폐계통과 내부뚜껑에 있는 배기와 배수출구의 보호 능력도 고려하였다.이러한 설계는 저장 격납경계를 손상시키지 않고 저장 후 수송 준 비를 위하여 외부뚜껑 오링(O-ring)의 교체와 시험이 가능하다.내부 및 외부뚜껑은 수 송과 저장시에 항상 장착되며,내부 뚜껑의 O-ring과 외부 뚜껑의 O-ring은 별도의 격 납 경계 역할을 한다. 다.유럽 아래 표 3.1-3은 유럽 각국에서 개발된 대용량의 사용후핵연료 수송용기 현황을 보여 주고 있다. 영국의 원전은 마그녹스(Magnesium non-oxidising: MAGNOX), 가스냉각로 -30-

(Advanced Gas-cooled Reactor:AGR)및 PWR의 세가지 형태로 구분된다.마그녹스 및 가스-냉각로에서 발생한 사용후핵연료는 재처리를 위하여 Excelox 계열의 Flask에 적재되어 철도 수송을 통하여 셀라필드(Selafield)로 운반되며,가압경수로에서 발생한 사용후핵연료는 일반적으로 소내의 저장수조에 저장한다.영국의 사용후핵연료 수송은 BNFL사의 태평양핵수송회사(Pacific Nuclear Transport Ltd:PNTL)가 주관을 하며 NTL 및 Exelox계열의 수송용기(그림 3.1-5참조)및 4척의 수송선박과 철도운송을 운 영하고 있다.BNFL은 30년 이상 다양한 형태의 수송을 하였으며,25.6백만 km의 수 송을 한 실적을 가지고 있다. 표 3.1-3.유럽 각국의 수송용기 개발 현황 국가 모델 형식 중량(톤) 운반대상연료 NTL 11 B(M) 80 MAGNOX 영 국 EXCELLOX 6 B(U) 94 MAGNOX/PWR ModularFlask B(U) TN 12/2 B(U) 110 12PWR TN 12/1 B(U) 101 TN 24D B(U) 117 28PWR TN 24XL B(U) 119 24PWR 프랑스 TN 24XLH B(U) 111 24PWR 독 일 TN 24G B(U) 135 37PWR TN 24DH B(U) 112 28PWR TN 24SH B(U) 107 37PWR TN 24BH B(U) 126 69BWR CASTOR X/28F B(U) 133 28PWR CASTOR V/19 B(U) 136 19PWR -31-

Body Neutron Shield Material Drain Orifice Ullage Orifice MEB Lifting Trunnion Vent Orifice Lid Lifting Trunnion Bagging Ring Secondary Trunnion (THORP) Cooling Fins Bagging Ring 그림 3.1-5.영국의 수송용기 (Excelox7) 프랑스의 원전형태는 가압경수로이다.가압경수로는 연료로 PWR 연료를 사용하는 PWR 및 MOX 핵연료를 혼재하여 사용하는 가압경수로로 구분된다.이들 가압경수로 에서 발생한 사용후핵연료는 주로 TN계열의 수송용기에 적재되어 플라맹빌 (Flamanvile)발전소에서 발생한 사용후핵연료는 도로수송을 통하여,기타 다른 발전소 에서 발생한 사용후핵연료는 철도 수송을 통하여 라하그(La Hauge)재처리시설로 운 반된다.프랑스는 사용후핵연료의 저장보다는 재처리를 주로 수행하여 수송용기의 개 발이 활발하게 진행되었다. 사용후핵연료 수송과 저장을 핵용화하고 있는 용기는 TN 계열로서 TN-24및 TN52L 용기는 수송 허가를 취득하였고,TN-52L,24BH 및 GET를 제외하고는 저장허가까지 완료되었다. 독일의 사용후핵연료 관리정책은 1994년까지 사용후핵연료의 핵분열성물질의 재사용 을 포함하고 있었다.그러나,녹색당이 집권함에 따라 1998년에 연방정부는 원전을 단 계적으로 정지하기로 하였다.또한,원전의 정지는 2002년에 연방정부와 발전소 운영자 의 합의에 의하여 법제화하였으며,사용후핵연료의 직접처분만 허용하였다.2030년까지 사용후핵연료를 포함한 모든 폐기물은 심지층처분을 목표로 하고 있다.따라서,처분 전까지 사용후핵연료의 저장은 법에 따라 발전소 부지에 건설될 중간저장시설에 저장 할 예정이다. -32-

Capot Amortisseur De Tete Orifice De Drainage Et Devent Resine Tourillons Virole externe En Acier Conducteurs Thermiques Limiteur Dimpact Lateral Couvercle Secondaire 2. Joints Elastomere Couvercle Primaire 2. Joints Metalliques Panier Pour 28 Assemblages PWR Virole Forgee Resine Capot amortisseur De Fond 그림 3.1-6.TN-24DH 수송 저장 겸용용기 독일의 사용후핵연료 수송용기는 GNSI/GNB사의 고유모델을 갖고 있으며,저장용기 를 포함하여 전 세계적으로 735개의 CASTOR/CONSTOR 용기를 제작하였고,13개 국의 19개 부지에서 운영 중에 있다. 벨기에의 Doel원전에서는 24 37다발의 PWR 사용후핵연료다발을 수송 저장할 수 있는 TN-24계열의 금속용기방식의 건식저장시설을 운영하고 있다.위의 그림 3.1-6는 28다발의 PWR 사용후핵연료를 수송 저장할 수 있는 TN-24DH 용기이다. 라.한국 우리나라의 사용후핵연료 수송용기는 1985년부터 조사후시험용 사용후핵연료를 운반 하기 위하여 개발되기 시작하였다.한국원자력연구원에서는 PWR 사용후핵연료 1다발 및 4다발을 운반할 수 있는 KSC-1및 KSC-4수송용기를 개발하였다.2002년에 한수원 에서는 12다발의 PWR 사용후핵연료를 운반할 수 있는 KN-12수송용기를 개발하여 정 부로부터 국내 최초로 허가를 획득하여 고리원전에서 소내의 수송에 활용하고 있으며, 또한 표준형원전 사용후핵연료 18다발을 운반할 수 있는 수송용기를 개발 중에 있다. -33-

모델명 기관 운반 용량 (FA) 표 3.1-4.국내 수송용기 개발 현황 최대 최대 냉각기간 연소도 농축도 (년) (MWd/tU) (wt%) 총중량 (톤) 수량 용도 KSC-1 KAERI 1PWR 45,000 3.5 1 28 1 원전-KAERI운반 KSC-4 KAERI 4PWR 38,000 3.2 3 37 2 고리 소내수송 KN-12 KHNP 12PWR 50,000 5 7 75 5 WH 연료 소내수송 표준형원전 SF수송용기 KHNP 18PWR 60,000 5.0 7~9 104 개발중 CE연료 소내수송 (예정) 가)KSC-1수송용기 KSC-1수송용기는 사용후핵연료의 조사후 시험목적으로 발전소에서부터 연구소까지 PWR 사용후핵연료 1다발을 운반가능하도록 개발되었으며,1987년부터 현재까지 PWR 다발 및 핵연료봉을 수차례 운반한 실적을 가지고 있다. 아래 그림 3.1-7은 KSC-1 수송용기의 설계특성 및 개요도이다.KSC-1 수송용기는 PWR 사용후핵연료 육로수송용으로 제작된 납차폐형 습식용기이다.수송용기의 총 중 량은 약 28톤이며,직경은 1.11m,완충체를 포함한 총 길이는 5.23m이다.설계기준 연료는 연소도 45,000MWd/tU,농축도 3.5%,냉각기간 1년인 PWR 사용후핵연료이 며,최대 붕괴열은 7.2kW로 설계되었다. Upper Lid Inner Lid Trunnion Lid Bolt Valve Box Upper Forging Outer Shell Intermediate Shell Inner Shell Fuel Basket Lead Shield Neutron Shield (Water) Basket Support Lower Space Lower Forging Valve Box 그림 3.1-7.KSC-1수송용기 단면도 -34-

(나)KSC-4수송용기 한국원자력연구원은 1987년부터 KSC-4수송용기 개발에 착수하여 1990년도에 허가를 획득하였다.KSC-4수송용기는 수송용기뿐만 아니라 수송관련 장비들도 순수 국내기술 로 개발하여 국산화에 성공하였다.KSC-4수송용기를 사용하여 1990~1991년에 고리 1 호기 사용후핵연료 312다발을 고리 3호기로,1993~1995년에 고리 3,4호기로 운반하였 으며,2000~2002년에는 112다발을 수송한 실적을 가지고 있다. 그림 3.1-8.KSC-4수송용기를 이용한 소내 이송 아래 그림 3.1-9는 KSC-4 수송용기의 설계특성을 보여주고 있다.KSC-4수송용기는 PWR 사용후핵연료 4개를 운반할 수 있는 용량을 가지며,핵연료가 장전되는 장전통의 내부공간에 공기 또는 물을 채울 수 있는 건식과 습식의 겸용용기이다.수송용기는 뚜 껑을 포함한 용기본체와 충격완충체 및 결속장치 등으로 구분되며,용기본체는 핵연료 를 담는 4개의 핵연료장전통과 감마선차폐체,중성자차폐체 및 구조재 그리고 뚜껑 등 으로 구성된다.수송용기의 주요 구조재는 스테인레스강,감마선 차폐체로는 납,그리 고 중성자차폐체로는 레진을 사용하였다.중성자차폐체인 레진은 중성자차폐의 성능은 우수하나 열전도율이 낮은 단점을 가지고 있다.따라서,중성자차폐체 내부에 열전도성 이 좋은 전열동판을 부착하여 적절한 열전달이 이루어지도록 하였다.운반대상 핵연료 의 설계기준은 연소도 38,000MWd/tU,냉각기간 3년인 PWR 사용후핵연료를 기준으 로 하여 4개 다발에서 발생되는 붕괴열은 약 7kW이다. -35-

Outer Shell Inner Shell Lead Shield Drain Coupling Lid Cask Body Fuel Basket Resin Shield Trunnion Lower Shock Absorbing Cover 그림 3.1-9.KSC-4수송용기 단면도 (다)KN-12수송용기 한수원에서는 1999년에 PWR 사용후핵연료 12다발을 운반할 수 있는 KN-12수송용 기를 개발하여 2002년 9월에 정부로부터 허가를 획득하였다. 13) 국내 제작업체에서 2대 의 KN-12수송용기를 제작하여 고리 원전의 호기간 소내의 수송으로 활용되고 있으며, 영광 및 울진 원전에서 호기간 사용후핵연료 소내 수송을 위하여 3대의 용기를 추가로 제작하여 활용할 예정이다. KN-12사용후핵연료 수송용기는 PWR 사용후핵연료를 12다발까지 건식(내부건조 및 헬륨가스 충진),또는 습식(내부에 물 충진)조건으로 수송할 수 있도록 설계된 수송용 기로서,B(U)형 핵분열성물질 운반물[TypeB(U)F]로 승인되었다. 아래 표 3.1-5는 KN-12 수송용기의 주요 특징 및 설계기준 값을 나타내며,그림 3.1-10은 수송용기의 개요도이다.내부 핵연료 및 충격완충체를 포함한 수송용기의 총 중량은 84.3톤이며,빈 용기는 62톤으로 설계되었다.충격완충체를 포함한 용기의 총 길이는 5.744m이고 용기본체의 외경은 1.942m이다.주요 재질은 구조재 및 감마선 차 폐체로 탄소강을 사용하였고 중성자차폐체는 PE를 사용하였다.설계기준 연료는 최대 연소도 50,000MWd/tU,최대 농축도 5.0 wt.%를 기준으로 최소냉각기간 7년인 PWR 사용후핵연료 12다발의 최대붕괴열은 12.6kW,최대 방사능량은 1.39x10 17 Bq이다. 13)KN-12:GNB B002/2002, CASTOR KN-12SpentFuelTransportCaskSafetyAnalysisReport,GNB/KHNP (2002) -36-

표 3.1-5.KN-12수송용기의 주요 특징 및 설계기준 항 목 특징 및 설계기준 운반용량 PWR 사용후핵연료 12다발 중 량 -총중량 :84.3톤 (완충체 제외 :75톤) -빈 용기 :62톤 치 수 -외경 :1.942m (완충체 2.45m) -총 길이 :5.744m (본체 4.809m) 재 질 -구조재 및 감마선차폐 :탄소강 -중성자 차폐체 :PE -충격완충체 :발사우드,레드우드 냉각방식 건식(헬륨)및 습식(물)겸용 설계기준 연료 -형태 :PWR 17x17,14x14,16x16 -연소도 :50,000MWd/tU -냉각기간 :7년 -농축도 :5.0% 최대 붕괴열 12.6kW 최대 방사능량 1.39x10 17 Bq 설계압력(정상운전) 0.7MPa -37-

그림 3.1-10.KN-12수송용기 개요도 (라)표준형 원전 사용후핵연료 수송용기 한수원에서는 표준형 원전 사용후핵연료를 소내 수송할 목적으로 2006년도부터 수송 용기를 설계하여 2008년도에 규제기관인 한국원자력안전기술원에 허가를 신청하였다. 아래 표 3.1-6는 표준형 원전 수송용기의 설계기준 및 특징을 나타내고 있다.표준형 원전 수송용기는 CE형 16 x 16 사용후핵연료 18다발을 건식 또는 습식으로 운반할 수 있으며,설계 기준연료는 최대농축도 5.0%,최대 연소도가 55,000MWd/tU인 경우 최소 냉각기간은 7년이고 최대연소도가 60,000MWd/tU인 경우 최소 냉각기간은 9년 이다.사용후핵연료 및 충격완충체를 포함한 수송용기의 총 중량은 약 127톤이며,완 충체를 제외할 경우에는 약 105톤이다.용기본체의 직경은 약 2.36m,길이는 5.16m 이고,완충체의 직경은 약 3.59m,완충체를 포함한 총 길이는 6.33m이다. 아래 그림 3.1-11은 표준형 원전 사용후핵연료 수송용기의 개요도이며,단조탄소강의 격납용기로 이루어진 원통형 용기본체는 단조 스테인리스강의 용기 뚜껑을 볼트로 체 결하여 기밀을 유지하며,용기뚜껑은 차폐 기능이 있는 내부 뚜껑과 격납 기능을 가진 외부 뚜껑으로 되어있다.용기본체와 외부 쉘 사이에는 중성자 차폐체로 수지(NS-4-FR) 가 채워진다. -38-

표 3.1-6.표준형 원전 수송용기의 주요 특징 및 설계기준 항 목 운반용량 중 량 치 수 특징 및 설계기준 PWR 사용후핵연료 18다발 -총중량 :126.8톤 -완충체 제외 :104.4톤 -외경 :2.359m (완충체 3.592m) -총 길이 :6.329m (본체 5.159m) 재 질 -구조재 및 감마선차폐 :탄소강 -뚜껑 :스테인리스강 -중성자 차폐체 :NS-4FR -충격완충체 :비치우드,가문비나무 냉각방식 설계기준 연료 최대 붕괴열 설계압력(정상운전) 건식(헬륨)및 습식(물)겸용 -형태 :PWR 16x16사용후핵연료 -최대 연소도 및 최소 냉각기간 55,000MWd/tU,7년 60,000MWd/tU,9년 -최대 농축도 :5.0% 19.1kW 0.7MPa 용기 외부뚜껑 (Cask Outer Lid) 용기 내부뚜껑 (Cask Inner Lid) 바스켓 집합체 (Basket Assembly) 용기 본체 (Cask Body) 트러니언 (Trunnion) 열 전달 핀 (Heat Transfer Fin) 외부 셀 (Outer Shell) 그림 3.1-11.표준형원전 수송용기 -39-

2.사용후핵연료 수송선박 현황 영국 프랑스 스웨덴 및 일본 등에서는 사용후핵연료 또는 방사성폐기물 전용 수송 선박을 건조하여 해상운반에 활용하고 있으며,운송선박은 항행안전,방사선안전 및 환 경영향 등을 평가하여 설계 및 건조된다. 14) 수송선박은 선적방식에 따라 부두에 설치 된 크레인 및 해상 크레인을 통한 선적/하역하는 LO-LO(Lift-On/Lift-O f) 방식과 육 상에서 목적화물을 카세트에 선적한 후 선박의 램프를 통하여 화물창에 선적하는 RO-RO(Rol-On/Rol-O f)방식이 있다(그림 3-1-12참조). (LO-LO 방식) (RO-RO 방식) 그림 3.1-12.선적방식에 따른 구분 영국은 재처리를 위한 사용후핵연료,재처리 이후의 플루토늄과 고준위폐기물 및 MOX 연료를 유럽간 및 일본에서 유럽까지 전용선박을 이용하여 40년 이상 해상으로 운반하고 있다. 영국의 해상운반은 PNTL사에서 담당하고 있으며,PNTL사는 영국의 BNFL,프랑스 의 COGEMA,일본의 전력사 등이 합작하여 설립한 회사이다.영국에서는 표 아래 3.1-7과 같이 총 4척의 사용후핵연료 수송전용 선박이 운영 중이며,1척의 수송선박이 건조 중에 있다.선박 수송을 위한 수송용기는 PWR 사용후핵연료 7다발을 운반할 수 있는 Exelox-7수송용기를 20~24개까지 선적한다. 14)고원일외, 사용후핵연료 소외수송 방안분석 용역,한국원자력연구원,KAERI/CR-320/2008(2008). -40-

표 3.1-7.영국의 사용후핵연료 수송전용 선박 현황 선 박 명 용 도 용량(cask)재화중량(DWT) 운항년도 PacificSandpiper SNF/HLW/MOX 20 3,775 1985 PacificPintail SNF/HLW/MOX 24 3,865 1987 PacificHeron SNF/HLW/MOX 24 3,775 2007 New Vessel SNF/HLW/MOX 24 3,775 건조중 EuropeanShearwater SNF 6 1,200 1982 Weather routing Satellite navigation & communication Eual navigation, monitoring & cooling systems Radiation safety Radiation monitoring Additional Firefighting Equipment Backup Power Generators Twin Engines, Rudders & Propellers Backup Power Generators Double Hull Construction Enhanced Buoyancy Bow thruster 그림 3.1-13.영국의 수송선박 (PNTL) 프랑스는 AREVA의 자회사인 트랜스뉴클리어사(Transnuclear,Inc.:TN)에서 사용후 핵연료의 해상운반을 담당하고 있다.프랑스에서는 아래 표 3.1-8과 같이 2척의 수송 전용선박을 운영 중이며,사용후핵연료 및 고준위폐기물을 포함한 방사성폐기물의 운 반에 활용되고 있다.선박수송을 위한 사용후핵연료 수송용기는 TN-12이며,고준위폐 기물 운반용기는 TN-28VT를 주로 사용하고 있다. -41-

표 3.1-8.프랑스의 수송전용 선박 현황 선 박 명 용 도 용량(cask)재화중량(DWT) 운항년도 Bouguenais SNF/RW - 4,800 1984 Bateau mosele SNF/RW - 4,500 1987 그림 3.1-14.프랑스의 수송선박 (Bateaumosele) 스웨덴은 자국의 전력사들이 공동으로 출자한 스웨덴핵연료&방사성폐기물관리회사 (Swedish NuclearFuel& WasteManagementCo.:SKB)에서 사용후핵연료 및 방사성 폐기물의 해상운반을 전담하고 있다.1982년도부터 사용후핵연료와 중저준위폐기물을 동시에 운반할 수 있는 M/SSigyn수송선박을 운영 중이다.이 선박은 길이가 90m이 고,폭이 18m,재화중량(DWT)이 4,166톤,적재중량이 2,044톤으로 사용후핵연료 수 송용기 10대 및 20피트 컨테이너 64개를 운반할 수 있다.수송용기의 선적 하역 방식 은 RO-RO(Rol-On/Rol-O f)방식을 사용한다.수송용기는 7개의 PWR 사용후핵연료를 운반할 수 있는 TN-7수송용기를 적재한다. 국제해사기구(InternationalMaritimeOrganization:IMO)의 규정에 따라 수송선박을 설계 건조하여 해당관청의 허가를 얻었으며,프랑스의 정부의 건조허가도 동시에 획 득하였다.이는 수송선박을 프랑스의 조선소에서 건조하였기 때문이다. -42-

Multiple satellite communication And navigation systems Refrigeration plant For cargo cooling Double collision bulkheads Twin propulsion And rudders Flask Double hull Forward Generator room Bow thruster 그림 3.1-15.스웨덴의 수송선박 (M/SSigyn) 일본의 원전과 핵주기시설은 주로 해안지방에 위치하고 있으며,전용선박을 이용한 해상운반을 통하여 사용후핵연료 및 저준위폐기물을 운반하고 있다.일본은 1973년 자 국내의 전력사들이 출자하여 설립한 NFT사에서 해상운반을 전담한다. 일본의 수송선박은 아래 표 3.1.9과 같이 사용후핵연료 전용 선박이 2척,저준위폐기 물 수송선박이 1척이며,각각 12~20개의 수송용기로 운반한다.로쿠이 마루(Rokuei maru)수송선박은 로카쇼 재처리시설,카이에이 마루(Kaieimaru)수송선박은 도까이 재처리시설로의 사용후핵연료 해상운반에 사용된다.사용후핵연료 수송선박은 길이가 약 100m,폭이 16.5m,재화중량(dead weight)은 약 3,000톤이다.로쿠이 마루 수송 선박은 20개의 사용후핵연료 수송용기를 적재할 수 있고 카이에이 마루 수송선박은 12 개의 수송용기를 적재할 수 있다. 선박수송을 위한 수송용기는 PWR 사용후핵연료 14다발을 수송할 수 있는 NFT-14P 수송용기를 주로 사용하며,이 수송용기의 총 중량은 약 115톤이다. 표 3.1-9.일본의 수송 전용선박 현황 선 박 명 용 도 용량(cask) 재화중량(DWT) 운항년도 Rokueimaru SNF 20 3,000 1985 Kaieimaru SNF 12 3,000 1987 Seieimaru LLW 384 3,000 2007-43-

그림 3.1-16.일본의 사용후핵연료 수송선박 (Kaieimaru) -44-

제 2절 사용후핵연료 저장기술 현황 1.저장기술 개요 원전의 가동에 따라 필연적으로 발생되는 사용후핵연료는 원자로에서 배출된 후에도 오랜 기간 동안 높은 준위의 방사능과 붕괴열을 방출하고 임계가능성 등의 특성때문에 철저한 안전관리가 요구된다.원자력발전을 하는 국가에 있어서 사용후핵연료의 저장 은 후행핵연료주기 미래 관리방안을 수행하는데 있어서 플랫폼의 핵심 기능을 수행하 고 있다.사용후핵연료의 저장은 우리나라처럼 관망정책(Wait& See)을 표방하는 국가 뿐만 아니라 재활용 및 직접처분 정책을 선택한 국가에 있어서도 공통의 과제이다. 재활용정책을 표방하는 국가에 있어서의 사용후핵연료의 저장은 에너지자원의 비축 의 의미와 함께 재이용하기까지의 완충적인 의미를 갖게 되며,직접처분을 선택한 국 가에 있어서는 장래 안전하게 처분할 수 있는 기술을 개발하거나 사회적 여론을 얻을 때까지의 시간적 여유를 얻는다는 의미를 갖게 된다.장기적인 관점에서 원자력에너지 의 지속적인 이용의 욕구가 증대함에 따라 사용후핵연료의 안전하고 효율적인 관리의 중요성은 미래에도 계속해서 증대될 것이므로 중간저장의 중요성은 더욱 커질 것으로 예상된다. 일반적으로 사용후핵연료 중간저장은 밀봉기능 차폐기능 열 제거기능 및 핵임계 방지기능을 필요로 하며 저장기간 저장위치 및 저장방식에 따라 구분된다.저장기간 에 따라 단기저장과 장기저장으로 분류하고,저장시설의 물리적 위치에 따라 소내저장 과 소외저장으로 분류되며,사용후핵연료를 냉각시켜주는 물질에 따라 습식저장과 건 식 저장으로 분류된다. 저장시설의 물리적 위치에 따라 중간저장방법은 일반적으로 소내저장(AtReactor: AR)과 소외저장(Away From Reactor:AFR)으로 구분된다.AR은 발전소 시설의 일부 로 건설된 중간저장시설을 의미하며,AFR은 원자로와 물리적으로 분리된 저장시설을 의미한다.AFR은 다시 AFR-RS(ReactorSite)와 AFR-OS(O fsite)로 구분할 수 있다. AFR-RS는 원자로와는 물리적으로 분리된 시설이지만,원전부지내에 있는 중간저장시 설을 의미하며,AFR-OS는 원전부지 외부에 설치된 중간저장시설을 의미한다. 중간저장방식은 사용후핵연료를 냉각시켜주는 물질에 따라 크게 습식저장과 건식저 장으로 구분된다.습식저장방식은 물을 이용하여 냉각 및 차폐하는 방식으로 원전내 저장수조와 유사한 저장방식이다.건식저장방식은 물 대신 공기 또는 불활성 기체를 이용하여 냉각하며 콘크리트 또는 금속을 사용하여 차폐하는 방식으로 시설의 특성에 따라 아래 표 3.2-1에 나타낸 바와 같이 다시 볼트방식 모듈방식 및 용기(캐스크)방식 으로 분류할 수 있다.사용후핵연료 중간저장방식의 기술적 특성 및 저장방식별 장단 점은 아래 표 3.2-2및 3.2-3에 나타낸 바와 같다. 15)16)17) 15)한국수력원자력/현대엔지니어링, 사용후핵연료 중간저장시설 개념설정용역 보고서 (2007). -45-

표 3.2-1.사용후핵연료 건식저장시설의 분류체계 문 헌 사용후핵연료 건식저장시설 분류체계 ANSI/ANS-57.9 캐스크 또는 사일로 볼트 또는 Canyon Drywel또는 Caisson IAEA TECDOC-1100 하버드대학 및 동경대 IAEA SafetySeries No.116,118 금속 캐스크 용기저장 시스템 (ContainerStorageSystem) 콘크리트 캐스크 사일로 캐스크 사일로 볼트 캐스크 사일로 또는 콘크리트 캐니스터 볼트 - 볼트 가.습식저장 기술 사용후핵연료를 저장수조에 저장하는 습식저장방식은 현재까지 각국에서 많은 운영 경험을 확보하고 있으며,이미 입증된 안전한 사용후핵연료의 저장기술이다.현재 세계 적으로 약 90%의 사용후핵연료가 소내 또는 소외 저장시설에 습식상태로 저장되어 있 는 것으로 확인되고 있으며,일부 사용후핵연료는 40년 이상 저장수조내에 안전하게 저장 관리되고 있다.사용후핵연료에서 발생되는 붕괴열은 열교환기를 이용한 강제냉 각 방식에 의하여 제거되며,운전 중 핵연료 피복관의 온도를 30~40 로 유지할 수 있어서 저장밀도가 건식저장보다 커다란 장점이 있다.그러나 냉각시스템의 가동에 따 른 시설 운영비의 증가,2차 폐기물의 발생량이 건식저장보다 많은 것이 단점이다.습 식저장방식은 풍부한 운영경험에 의하여 안전성과 효율성이 입증되었으나,AFR의 개 념으로는 영국과 프랑스 등 재처리시설 운영국가와 스웨덴 불가리아 등 일부 국가에 서만 건설되어 운영되고 있다. 16)htp://wacid.kins.re.kr/SNF/snf05.aspx 방사성폐기물 안전관리 통합정보 시스템 (2008.12). 17)고원일외, 사용후핵연료 소외수송 방안분석 용역,한국원자력연구원,KAERI/CR-320/2008(2008). -46-

표 3.2-2.사용후핵연료 중간저장방식의 기술적 특성 18) 비교 항목 캐스크 건 식 볼트 콘크리트 사일로 습 식 대표적인 모델명 CASTOR 시리즈, TN 시리즈 MVDS,FUELSTOR NUHOMS, MACSTOR 개방식,밀봉식 수 송 수납작업 수납준비 작업 수송/저장 겸용, 저장전용, 수송/저장/처분 다목적 핫셀(HotCel)내 수납 (수송/저장겸용제외) 건식수송용기사용 - - 핫셀 내 수납 밀봉,가스충전,시험 실시 습식 혹은 건식 수송용기 사용 가능 수납 풀 또는 수납 셀 에서 수납 제염/검사작업만 실시 냉각 자연 냉각 능동 냉각 격납 금속 혹은 콘크리트 캐스크 덮개 저장튜브 저장 캐니스터 저장수조 밀봉방법 대부분 볼트이용 REA 시리즈는 용접 MVDS(볼트이용) FUELSTOR(용접) 볼트 방법 이용 밀봉식은 볼트방법이용 밀봉감시 기능 압력측정 압력측정 방사선준위 측정 - 핵연료 감시 직접 확인 불가능 직접 확인 저장용기 용량(PWR) 21-40 (핵연료다발수) 1-4 7-24 - 방사선차폐 수단 캐스크/저장건물 (옵션) 저장튜브/콘크리트 볼트 캐니스터/ 콘크리트 모듈 저장수조/ 시설건물 18)고원일외, 사용후핵연료 건식저장 기술현황 분석,한국원자력연구원,KAERI-NEMAC/AR-09/93(1993). -47-

표 3.2-3.사용후핵연료 저장방식의 장 단점 비교분석 구 분 장 점 단 점 19) 습 식 -건설/운전경험 풍부 실증된 기술 허가 용이 -핵물질 보장조치 용이 -부지 면적이 적게 소요됨 -여러 종류의 핵연료 취급이 용이 -원자로 저장수조에서 냉각 기간이 짧아도 수납가능 (6개월 이상 냉각) -운영 중 2차폐기물 다량 발생 -수납종료 후에도 계속 시설을 가동해야 함 시설의 신뢰도가 낮음 기기장치의 계속적인 유지 보수 필요 -Utilities소요량 과다 운영비 고가 부지선정 시 제한요소 -작업자의 방사선 피폭선량율 이 건식에 비하여 높음 금속캐스 크 -실증된 기술 (경험풍부) -용량확장성이 좋음 -운영 중 폐기물이 거의 발생되지 않음 -자연 냉각 -캐스크 제작비가 고가임 (대량 저장에 불리) -저장 중 사용후핵연료 검사가 거의 불가능 -사용후핵연료 피복관 온도가 높음 콘크리트 사일로 -소내저장용량 확장용으로 실용화 되어 있음 -용량 확장성이 아주 좋음 -운영 중 폐기물이 거의 발생되지 않음 -자연 냉각 -저장 중 사용후핵연료 검사 곤란 -저장밀도가 낮음 -사용후핵연료 피복관 온도가 높음 -콘크리트의 장기 건전성에 문제 있음(고온) -대민수용성 측면에서 불리 건식 볼트 -작업자의 방사선 피폭 선량율이 낮음 -소내저장용량 확장용으로 실용화 되어 있음 -자연 냉각 -운영 중 폐기물이 거의 발생되지 않음 -PWR 사용후핵연료 저장 경험이 적음 -저장중 사용후핵연료 검사 곤란 -저장밀도가 낮음 -대민수용성 측면에서 불리 DryWel -용량확장성이 다소 양호 -운영 중 폐기물이 거의 발생치 않음 -자연 냉각 -부지소요 면적이 과다하여 우리나라의 여건에 부적합함 -저장중 핵연료 검사 곤란 -사용후핵연료 피복관 온도가 높음 콘크리트 캐스크 -용량확장성이 좋음 -캐스크 가격이 저렴 -운영 중 폐기물이 거의 발생되지 않음 -콘크리트 열전도도가 매우 낮음 -장기저장시 콘크리트 건전성 문제가 발생 -콘크리트 내벽 온도제한이 관건임 19)박현수외, 사용후핵연료 중간저장시설 건설,한국원자력연구원,KAERI-NEMAC/PR-35/94(1994). -48-

사용후핵연료의 저장수조는 건물내에 위치하며,저장수의 화학적 성분에 대한 수질 관리와 저장수조의 누설여부에 대한 감시가 이루어지고 있다.저장수의 방사성물질의 농도는 합리적으로 성취 가능한 한 낮게 유지 (AsLow AsReasonablyAchievable: ALARA)의 측면에서 관리되고 있다.사용후핵연료의 습식저장은 냉각수가 손실되지 않 은 상태에서 상시 핵연료를 저장할 수 있음을 보장하고,저장수조내에서 핵분열 연쇄 반응에 따른 임계사고를 방지하기 위한 충분한 저장공간과 중성자 흡수능력을 보장하 는 것이 커다란 장점이다. 나.건식저장 기술 건식저장방식은 물 대신 불활성기체 또는 공기를 냉각재로 이용하고,방사선 차폐체 로 물 대신 콘크리트나 금속을 이용한다는 점에서 습식저장기술과 구분된다.원자로에 서 배출된 사용후핵연료는 일단 수년동안 원전내의 저장수조에 저장하여 건식저장이 가능한 수준으로 냉각한 후 건식저장시설로 운반하여 저장한다.사용후핵연료가 건식 저장시설에 저장된 후에는 운영비용 및 위험도가 거의 없으므로 안전하고 비용측면에 서도 유리한 저장방식으로 알려져 있다. 건식저장기술 중 현재 상용규모로 이용되고 있는 저장방식으로는 금속캐스크(Metal Cask)방식,콘크리트 사일로(Concrete Silo)방식,횡형 콘크리트 저장모듈(Horizontal Concrete Modular Storage)방식, 볼트 저장(Vault Storage)방식, 수송 저장겸용 (Transportand Storage)캐스크방식 등 크게 다섯가지로 구분할 수 있다. 20) 경수로 및 중수로 사용후핵연료의 상용화된 저장용기 현황은 아래 표 3.2-4에 나타낸 바와 같다. 금속캐스크방식은 사용후핵연료를 금속캐스크에 담아 콘크리트 패드 위에 저장하는 간단한 방식이다.캐스크구조는 몸체 핵연료 바스켓 뚜껑으로 구성되어 있으며,캐스 크 몸체의 외부 표면은 냉각 효율성을 높이기 위하여 냉각핀을 부착하기도 한다.최근 에는 수송 저장의 이중목적 또는 수송 저장 처분의 다목적용으로 금속캐스크의 개 발이 진행되고 있다.겸용방식은 원전부지내에서 사용후핵연료를 일정기간 저장한 후 최종관리시설로 직접 운반할 수 있는 방식으로서,초기 투자비용은 높은 편이지만 사 용후핵연료의 수송을 위한 수송용기가 필요 없고 수송 저장작업의 안전성이나 작업공 정을 단순화시킬 수 있는 장점이 있다. 20)고원일외, 사용후핵연료 건식저장 기술현황 분석,한국원자력연구원,KAERI-NEMAC/AR-09/93(1993). -49-

표 3.2-4.상용화된 사용후핵연료 저장용기 21) (2005년 말 기준) 공급자 /소유자 모델 캐스크/캐니스터 용량 (핵연료 개수) AECL ConcreteSilo 360C 342C 486C 540C 최대연소도 (GWd/tU) 9 9 9 9 기술요건 최대열용량 (kw) 1.8 1.71 2.4 2.7 총무제 (톤) BNFL Fuel Solutions TS-125 VSC-24 21P/64B 24P 51.8/45 22 24 139 144 MetalCask W-150 21P/64B 24.8/25.1 160 and Concrete Cask W-21(Canister) MSB 21P 24P 15~60 45 22/25.1 24 ENSA DPT 21P 40 27.3 113/114 GNS CASTOR-V/19 19P 65 39 125.6 CASTOR Family CASTOR-V/21A CASTOR Va 24P 21P 60 75 34 40 119 126.2 MetalCask CASTOR Vb 24P 75 34 110.4 and CASTOR X28 CASTOR X33F 28P 33P 37.5 60 17.2 16.6 133 107.3 CONSTOR Family ConcreteCask CONSTOR-440/84 CONSTOR-1000/19 CONSTOR RBMK 84W440 19W1000 102R 41 49 30 20 21 7 120 125 84.4 Holtec International HI-STORM 100 (storage)and MPC-24 MPC-32 61/63 50 20/28.2 28.7/NA Metal H I-STAR 100 MPC-68 54 18.5/28.2 Reinforced ConcreteCask (transport) (HI-STAR 100U) UMS 36 12.5 NAC NAC-STC 26P(BF) 45 22.1 127 International NAC-C28S/T 56P(CF) 35 20 MetalCask and NAC-S/T NAC-MPC 26P/28P 36P/26B 45 36/43 17.4 12.5/17.5 ConcreteCask NAC-UMS 24P/56B 50 23 MAGNASTOR 37P//87B 60 35(P)/33(B) 161 21) OperationandMaintenanceofSpentFuelStorageandTransportationCasks/Containers,IAEA-TECDOC-1532 (2007). -50-

표 3.2-4.상용 사용후핵연료 저장용기(계속) (2005년 말 기준) 공급자 캐스크/캐니스터 기술요건 /소유자 모델 용량 최대연소도 (핵연료 개수) (GWd/tU) 최대열용량 (kw) 총무제 (톤) MHI MSF-21P 21P 60 41 121 MSFFamily MSF-57B 57B 63 49 123 MetalCask MSF-69 69B 40 19 119 REA REA-2023 24P/52B 33 24/20 ACL TN-24DH 28P 55 33 112 (formertn) TN-24XLH A/B 24P 55 33 111 TN Family TN-24SH 37P 55 30 96 Europe TN24E 21P 75 40 12.5 (MetalCask) TN-32 32P 45 32.7 115.5 Transnuclear TN-40 85B 45 32.7 113 TN-68 40 40 21.1 113.8 NY NUHOMS-07P 7P/18B 7 48.6 TN Family USA NUHOMS-24P 24P 45-62 24-40.8 NUHOMS NUHOMS32P S 32P 45-62 24-34.8 Family NUHOMS-52B 52B 35 19.2 Canister-based NUHOMS-F 13-24P 40 9.9/13.5 133/136 ConcreteModule NUHOMS-MP 21P/61B 9.9-15.8 Westinghouse MC-10 24P/49B 35 13.5 P=PWR,B=BWR,C=CANDU 콘크리트 사일로방식은 기본적으로 금속캐스크방식과 개념이 유사하다.사용후핵연료 를 콘크리트용기에 저장하는 방식을 취하는데,사용후핵연료에서 발생한 열이 콘크리 트 용기와 탄소강재의 밀봉바스켓으로 형성된 도넛 형태의 공간에 흐르는 공기에 의하 여 냉각되도록 설계되었다.이 방식은 금속캐스크방식에 비하여 값이 저렴하다는 장점 은 있으나,내열성 내충격성 및 냉각성능이 떨어진다는 단점이 있다. 횡형저장모듈방식은 사용후핵연료가 장전된 차폐 캐니스터를 저장부지에 설치된 콘 크리트 저장모듈에 수평상태로 저장하는 방식이다.차폐 캐니스터는 방사성물질이 외 -51-

부로 누출되지 않도록 하며,운반 및 저장기간 중에 사용후핵연료를 지지 및 보호하는 역할을 한다.이 방식은 작업공정이 다소 불편하지만 안전성 및 경제성측면에서 다른 방식에 비하여 우수한 것으로 알려지고 있으며,여러 종류의 연료에 적용이 가능한 장 점을 갖고 있다. 볼트저장방식은 콘크리트 구조물내에 금속튜브를 설치하여 튜브내에 사용후핵연료를 장입밀봉하여 저장하는 방식으로 튜브내에는 저장되는 연료의 특성에 따라 공기 질소 또는 헬륨가스를 채운다. 2.세계각국의 중간저장시설 운영 현황 2004년 말을 기준으로 전 세계의 사용후핵연료의 발생누적량은 276,000 tu이고,이 중에서 약 90,000tU이 재처리되었다.나머지 186,000tU의 사용후핵연료는 소내 또는 소외 저장시설에 저장되고 있다.이 양의 약 ⅔는 원자로 부지내의 저장수조에 저장되 고 있으며,나머지는 원자로 부지외의 습식 또는 건식 저장시설에 저장되고 있다. 22) 사용후핵연료의 누적량은 가까운 미래에도 지속적으로 증가될 것으로 전망된다.계획 된 처분장을 건설하여 사용후핵연료를 저장시설로부터 수납하여 처분을 시작할 때,사 용후핵연료의 누적량은 감소된다.그러나,이러한 처분장의 건설을 책임지고 있는 국가 프로그램은 부지확보 등과 같은 다양한 문제로 말미암아 오랫동안 지연되고 있다.그 러므로,실질적인 사용후핵연료의 재고량은 가까운 장래에 감소할 가망이 없다. 사용후핵연료의 대부분은 원자로 부지내의 저장시설에 저장되어 있고,부지외 저장시 설을 포함하면 2008년 3월말 기준으로 102개의 저장시설이 운영 중에 있다.이 중에서 습식저장시설은 30개이고,건식저장시설은 72개이다.주요 사용후핵연료 저장시설은 아 래 표 3.2-5에 나타낸 바와 같다. 23) 이미 세계적으로 건식저장시설에 18,000tU 이상의 사용후핵연료가 저장되어 있으며, 이는 소외 습식저장시설의 저장량과 비슷하다.건식저장은 피복관 건전성유지를 위하 여 불활성가스 분위기 하에 저장되며,자연냉각에 의한 피동형 운영특성이 있어 최근 각광을 받고 있다.특히,건식저장방식인 캐스크/컨테이너 방식은 볼트방식에 비하여 모듈특성이 향상되었기 때문에,필요에 따라 저장용량을 증설할 수 있는 이점이 있어 초기투자비의 지출을 최소화할 수 있는 것으로 알려져 있다.지난 10여년 간 건설된 AFR 저장시설은 대부분 건식저장방식을 채택하고 있다. 22)InternationalAtomicEnergy Agency, Operation and MaintenanceofSpentFuelStorageand Transportation Casks/Containers,IAEA-TECDOC-1532(2007). 23)htp://www-nfcis.iaea.org/,IntegratedNuclearFuelCycleInformationSystems (2008.12). -52-

표 3.2-5.세계 각국의 주요 중간저장시설 현황 (2008년 3월말기준) 저장방식 국 명 시설/위치 저장방법 용량(tU) 현 황 스웨덴 CLAB 소외 8,000 운영 중('85) 프랑스 LA Hague 소외 18,000 운영 중('76) Desnogorsk 소외 2,000 운영 중('96) 러시아 Krasnoyarsk 소외 6,000 운영 중('85) Chelyabinsk, Ozersk 소외 560 운영 중('75) 영국 Selafield 소외 10,300 운영 중('64) 습 식 핀란드 TVO-KPA 소내 1,200 운영 중('87) 불가리아 Kozloduy 소외 600 운영 중('84) Morris 소외 750 운영 중('84) 미국 Hanford Site 소외 2,100 운영 중('50) 일본 Aomori 소외 3,000 운영 중( 99) Tokai-mura 소외 140 운영 중('77) 독일 Greifswald 소외 560 운영 중('85) 벨기에 Tihange 소내 1,760 운영 중('97) 미국 FortSt.Vrain 소내 15.4 운영 중('92) 볼트 영국 Wylfa 소내 700 운영 중( 79) 헝가리 Paks 소내 580 운영 중('97) 프랑스 Cadarache 소외 180 운영 중('90) Oconee 소내 900 운영 중('90) 미국 H.B.Robinson 소내 26 운영 중('86) CalvertClifs 소내 1,112 운영 중('92) 건식 Whiteshel 소내 24 운영 중('85) Gentily1 소내 67 운영 중('85) 모듈 캐나다 ChalkRiver 소내 75 운영 중('87) PointLepreau 소내 1,026 운영 중('91) Gentily-2 소내 684 운영 중('95) 한국 Wolsung 소내 300캐니스터 -53- MACSTOR/KN- 400,7모듈 운영 중('92) 건설중

저장방식 국 명 시설/위치 저장방법 용량(tU) 현 황 아르헨티나 미국 EmbalseNPP Site 소내 1,000 운영 중('93) Surry 소외 808 운영 중('86) PrairieIsland 소외 233 운영 중('93) PointBeach 소외 447 운영 중('95) NorthAnna 소외 840 운영 중('98) YankeeRowe 소외 190 운영 중('91) 저장 용기 독일 스위스 Gorleben 소외 3,800 운영 중('95) Ahaus 소외 3,960 운영 중('97) Biblis 소내 1,400 운영 중('05) Gundremingen 소내 1,850 운영 중( 06) Wuerenligen 소외 600 운영 중('96) ZWILAG 소내 2,500 운영 중('01) 벨기에 Doel 소내 2,100 운영 중('95) 캐나다 Pickering 소내 1,424 운영 중('90) 체코 Dukovany 소외 600 운영 중('96) -54-

제 3절 사용후핵연료 처분기술 현황 1.고준위폐기물의 처분개념 고준위폐기물은 방사성준위가 높고 다량의 장반감기 핵종들이 함유되어 있으므로 방 사선적 방호측면에서 인간의 건강과 자연환경의 보전에 전혀 문제가 없는 시점까지 이 폐기물을 장기간 격리 보관하여야 한다.그리고,두 번째로 방사성물질의 방사붕괴로 발생되는 붕괴열로 인하여 주변에 아무런 위해가 없도록 열을 소산시켜야 한다는 특징 이 있다.이러한 고준위폐기물을 인간과 격리시기 위한 여러 가지 제안들이 나왔으나, 이 두 가지 요건을 충족시킬 수 있는 안전하고도 영구적인 폐기물관리의 방법으로 제 안된 것이 심층처분방법이다. 기본적으로 심층처분은 지상으로부터 300~100 m 이하 깊이의 결정질암층 암염 층 점토층 등에 처분하는 것을 고려하고 있는데,이는 이들 매질이 갖는 특성,즉 안 정된 지질환경과 역학적 특성으로 지하에 위치하는 처분시설을 보호하고,안정된 수리 지구화학적 완충과 암반내의 발달한 미세단열구조 및 단열충전광물에 의한 흡착으로 누출된 핵종의 이동을 지연시키고,처분장 주변의 저투수성에 따른 핵종의 확산을 제 어할 수 있기 때문이다.그러나,이러한 자연방벽은 시공에 따른 변화와 비균질성 때문 에 불확실성이 상존하고 있다.따라서,이를 인위적으로 보완하기 위하여 공학적 방벽 의 개념이 도입되었으며,자연방벽과 조화를 이루는 다중방벽으로 시스템을 최적화하 고자 많은 노력이 이루어지고 있다. 공학적 방벽이 갖춰야 할 기본적인 특징은 첫째는 폐기물을 물리적으로 고립시키고 물로부터 격리시킬 수 있는 물질로 구성되어야 한다.이는 금속이나 세라믹을 사용함 으로써 가능하며,부식이나 구조적인 파손이 일어나기 전까지 공학적 방벽의 기능은 유지될 수 있어야 한다.둘째는 폐기물기지(WasteMatrix)의 비활성(Inertness)특징으 로 인하여 방사성핵종이 고정화되어야 하며,방출된 핵종에 대하여서는 침전 및 동반 침전이 이루어질 수 있어야 한다.셋째 낮은 수리전도도와 흡착력,지연과정으로 인하 여 공학적 방벽내에서 핵종누출률이 크게 감소될 수 있어야 한다. 24) 현재 주로 고려하고 있는 공학적 방벽의 구성은 아래 그림 3.3-1에서 보는 바와 같이, 폐기물 자체 처분용기 완충재 및 뒷채움재로 이루어지게 되는데,폐기물은 핵종누출 을 막기 위한 공학적 방벽인 처분용기에 안치된 후 밀봉되며,밀봉된 처분용기는 심부 암반의 처분공에 안치되고,심부암반과 처분용기 사이에는 핵종 누출시 지연효과를 위 하여 완충재로 채우고,그 외 공간은 뒷채움재로 마감하게 된다. 24)D.G.Bennet,A.J.Hooper,S.VoinisandH.Umeki, Theroleoftheengineeredbariersystem insafetycases forgeologicalradioactive waste repositories:an NEA initiative in Co-operation with the EC,Mat.Res. Symp.Proc.Vol.932,p.43(2006). -55-

Fuel pellet of Uranium dioxide Copper canister With cast-iron insert Spent Nuclear fuel Cladding tube Bedrock Bentonite clay Final repository For spent nuclear fuel 그림 3.3-1.다중 공학적 방벽 개념 처분시설은 크게 지상시설과 지하시설로 구성된다.지상시설은 고준위폐기물의 인 수 포장 지하로 이송 등 일련의 공정을 수행하는 설비들로 구성되어 있으며,지하시 설은 지상으로부터 이송된 폐기물을 받아 심지층의 처분장에 거치시키는 제반공정을 수행하는 설비들로 이루어져 있다.폐기물이 거치되는 위치에 따라 수직 또는 수평 처 분으로 구분된다.수직처분의 경우는 일정 깊이의 바닥을 기저로 하여 수직으로 처분 공을 굴착하여 그 곳에 하나 또는 여러 개의 처분용기를 쌓아 거치하며,수평처분의 경우에는 하나의 긴 터널을 수평방향으로 만들고 순차적으로 처분용기를 안쪽부터 거 치시킨다. 처분장의 설계 시에 과거에는 폐쇄 후 처분장 성능평가와 관련하여,잘 알려진 물질 만을 고려하여 예상되는 몇몇의 시나리오를 대상으로 한 안전성평가에 중점을 두었다. 그러나,최근에는 사업시행자 및 규제기관이 가능한 한 이해가 쉽도록 단순설계를 수 행하고,처분장 운영측면에서의 실현가능성 및 안전성에 초점을 두고 있다. 2.각국의 고준위폐기물 처분기술 현황 가.미국 25)26)27) (1)처분관련 정책 및 프로그램 1980년에 DOE는 1950년대 이후부터 추진해 온 그 간의 결과를 바탕으로 여러 처분 25)NuclearWastePolicyAct,1983, NuclearWastePolicyActof1982,PublicLaw 97-425,42U.S.C.10101-1026, WashingtonD.C. 26)htp://www.ocrwm.doe.gov/about/pm/programbrief/briefing.htm. 27) Mined GeologicDisposalSystem Advanced ConceptualDesign Report,VolumeI-IV,TRW Environmental SafetySystemsInc.(1996). -56-

대안에 대한 광범위한 환경영향평가를 이행하여 심지층처분의 우수성을 발표한 바 있 으며,1982년 미국 의회는 NWPA를 통과시킴으로써 본격적인 방사성폐기물의 처분연 구가 광범위하게 수행할 수 있는 전기를 마련하였다. 1982년 제정된 NWPA에 따라 사용후핵연료 및 고준위폐기물의 처분기금 조성,비용 의 적절성 평가,최종처분 수행을 위하여 DOE 산하에 OCRWM을 설립하였으며,DOE 는 꾸준히 후보부지의 선정 작업을 수행하였다.그러나,1986년에 DOE는 주정부 및 주 민의 반대에 부딪쳐 후보부지 선별작업을 중단하였으며,1987년에는 부지특성조사의 지연과 비용의 과다로 인하여 영방 정부는 부지확보조사의 연기를 포함한 방사성폐기 물정책의 재검토를 지시하였고,1987년 말 의회는 새로운 방사성폐기물정책인 방사성 폐기물정책법 개정안(NuclearWastePolicy AmendmentsAct:NWPAA)을 통과시켰 다.1987년 NWPAA에 따라 OCRWM이 수행하는 활동의 기술적,과학적 타당성을 평 가하기 위하여 독립적인 기관으로서 방사성폐기물기술검토위원회(Nuclear Waste TechnicalReview Board:NWTRB)를 설립하였으며,NWPAA는 네바다주 유카마운틴 에 있는 후보부지조사에 초점을 맞추어야 하고,네바다주와 유카마운틴 주변의 주정부 는 연방기금을 이용하여 부지특성조사에 대한 감독을 수행하도록 명시하고 있다.이 NWPAA에 의하여 본격적인 유카마운틴 프로그램이 착수되어 현재에 이르고 있다. 방사성폐기물의 관리에 필요한 소요비용은 발생자부담원칙을 갖고 있으며,고준위폐 기물의 처분관리는 연방정부가 책임을 지고,중 저준위폐기물의 처분관리는 주정부가 책임을 지고 있다.다만,연구 군사 목적의 이용으로부터 발생하는 폐기물은 중 저준 위폐기물일지라도 연방정부가 관리해야 한다.국방폐기물에 대하여서는 국방예산으로 처분 재원을 감당하고,상업용원자로 사용후핵연료에 대하여서는 원전사업자로부터 1 mil/kwh를 징수하여 충당하고 있다.현재까지 과거에 추진된 처분프로그램의 연혁과 2017년 처분장 정상운전을 목표로 추진되고 있는 주요일정은 다음과 같다. -1957:NAS는 심지층처분(DeepGeologicalDisposal:DGD)을 지지 -1980:상업활동에서 발생한 방사성폐기물 관리와 관계되는 최종환경영향평가서(FinalEnvironmentalImpactStatement:FEIS)와 이를 바탕으로 한 공청회를 통하여 DOE는 처분기본방침을 결정 -1982:미 의회,NWPA 통과 -1983:NWPA에 의거 9개의 후보부지 선정 -1984:후보부지에 대한 환경영향 조사(안) 을 공표,공청회 개최 -1986:5개 부보부지 축소 및 대통령의 세 후보부지(네바다,워싱턴,텍사스)에 대한 부지조사 승인 -1987:NWPAA 공포 미 의회,해당주민 반대로 인한 법 절차에 따른 비용 시간과다 예상하여 후보부지 유카마운틴으로 결정 :당초의 부지선정과정 생략으로 주민 수용성 저하 -1998:유카마운틴이 부지로서 실현가능하다는 것을 보여주는 실현가능성 -57-

평가보고서 공표 -1999:유카마운틴 처분장 개발에 관한 환경영향평가서안(Draftofan EnvironmentalImpactStatement:DEIS)을 발표하고 공청회 개최 -2001:부지적합성지침(10CFR Part960및 963)제정 및 유카마운틴 부지적합성 확인 -2002:대통령은 유카마운틴을 처분장부지로 승인하였으나,네바다 주정부는 법에 보장된 거부권 행사;입지승인 결의안이 연방의회에서 가결되어 대통령의 서명을 받아 유카마운틴이 최종부지로 결정 -2008.6:NRC에 허가서류 제출 -2011.09.30:처분장 건설허가 취득 -2016.03.30:초기운전을 위한 시설건설 완공 -2016.12.31:시운전 완료 -2017.03.31:처분장 상업운전 개시 현재,중 저준위폐기물(장수명 중준위폐기물은 제외)은 천층처분방식으로 영구처분 하고,국방프로그램으로부터 발생하는 TRU 폐기물은 1999년부터 운영 중인 뉴멕시코 주 칼스베드 암염지질구조 내에 폐기물격리시설 (WasteIsolation PilotPlant:WIPP)에 심지층 영구처분하며,고준위폐기물 및 사용후핵연료는 향후 운영할 네바다주 유카마 운틴에서 중앙집중식 심지층처분하는 등 종류별로 관리하는 방안을 마련하고 있다. (2)유카마운틴 처분장 개념 위에서 언급한 바와 같이,고준위폐기물의 처분을 위하여 네바다주 라스베가스 북서 쪽 144 km 거리에 위치한 유카마운틴 처분장을 확정하였으며,2017년 운영을 목표로 현재 허가를 신청 중에 있다.유카마운틴에 처분될 처분대상 고준위폐기물의 양은 약 70,000tU 인데,상용원전에서 발생된 사용후핵연료가 63,000MtU,DOE의 사용후핵연 료가 2,333tU,그리고 군용시설에서 발생된 고준위폐기물이 4,027tU이고,상용시설에 서 발생된 고준위폐기물이 640tU이다.이 시설부지는 기술적으로는 13만 톤까지 수용 확장이 가능하며,이는 2035년까지 발생하는 사용후핵연료의 양을 수용할 수 있는 규 모이다. 폐기물의 거치방법은 아래 그림 3.3-2와 같이 수평갱도처분방식(In-drift방식)이고,거 치 시작 후 최소 100년까지는 폐기물의 회수가 가능하도록 하고 있다.그리고.처분동굴 에 완충재와 뒷채움재로 채우지 않는 반면에,처분용기로 떨어지는 여러 가지 이물질들 을 막기 위하여 티탄합금으로 된 보호덮개(DriftShield)로 덮어 두는 것이 특징이다. -58-

그림 3.3-2.유카마운틴 처분장 내 고준위폐기물이 저장된 모습 처분장의 지상시설에는 처분대상 폐기물을 처분용기에 포장하는 시설을 비롯하여 수 송용기 보수,처분장 운영 시 발생되는 방사성폐기물 처리시설 및 기타 유틸리티 시설 등을 포함하고 있다.고준위폐기물 및 사용후핵연료를 담은 수송용기를 수납하여 고준 위폐기물 및 사용후핵연료를 하역한 다음,처분용기에 넣고,필요한 경우 필러물질 (FilerMaterial)을 채운다음 밀봉하여 지하시설로 이송할 준비를 하는 시설이다. 지하처분시설은 접근통로(Access Ramp), 지상과 지하처분장을 연결하는 수직갱 (Shaft),지하시설에서 처분용기의 이동통로인 수송갱도(Main Drift),폐기물이 처분되는 처분갱도(EmplacementDrift)등으로 구성되어 있다.지하시설은 두 개의 평평한 블록 (UpperBlock,LowerBlock)으로 구성되는데,상부의 블럭은 하부의 블럭보다 약 65~ 70 m가 더 높으며,상부 블럭 끝에서 램프(Ramp)를 통하여 하부 블럭으로 연결되게 되어 있다.아래 그림 3.3-3은 유카마운틴 처분장의 배치도를 나타내고 있다. 그림 3.3-3.유카마운틴 처분장 배치도 -59-

처분용기는 지상의 폐기물 취급 건물에서 차폐가 된 이송장비에 싣고,레일을 이용하 여 지하로 이송하게 된다.북쪽 램프를 이용하여 지하로 내려온 수송패키지는 주동굴 을 거쳐 처분동굴 입구에서 처분용기와 레일카를 처분동굴 안으로 밀어 넣는다.다시 원격으로 움직이는 일종의 거치 기관차(EmplacementLocomotive)를 처분동굴 안으로 밀어 넣고 처분용기를 실은 레일카와 연결시켜 거치위치로 이동시킨 후 다시 거치 기 관차는 빠져 나온다.처분동굴내에서 처분용기를 실은 레일카를 위치시키는 방법은 현 재 중심위치 거치(CenterIn-driftEmplacement)와 비 중심위치 거치(O f-centerin-drift Emplacement)의 두 가지 방안이 고려되고 있다. 처분갱도내에 뒷채움재는 사용하지 않는 것을 기준개념으로 정하고 있다.현재 이 뒷채움 재의 사용 여부를 그 효과성 측면에서 계속 분석 중에 있으며,만일 뒷채움재가 사용된다면, 암벽조각의 낙하에 의한 처분용기 보호,처분동굴의 붕괴에 의한 영향 감소 등과 같이 안전 성 측면에서 성능향상을 기대할 수 있을 것이다.그러나,현재의 설계기준상 처분동굴 내에 서는 원격작업을 하는 개념이기 때문에 뒷채움작업은 매우 어려울 것으로 평가되고 있다. 처분용기는 다목적 용기(Multi-purposeCask:MPC)를 사용하지 않고 일반적인 수송 용기를 이용하여 이송된 핵연료(Uncanistered Fuel),혹은 고준위폐기물을 담은 처분용 기를 수용할 수 있도록 설계되었다.또한,처분대상 핵연료가 매우 다양하기 때문에 모 든 핵연료의 종류가 수용될 수 있도록 설계되었다.기준이 되는 처분용기는 가압경수 로 사용후핵연료집합체 21개를 수용할 수 있으며,그 크기는 지름이 1.6~1.8m 이고 길 이가 5.3~5.7m 이며,총 무게는 65,900kg이다. 나.스웨덴 현재 운전 중에 있는 발전용 원자로는 10기로서 BWR이 7기,PWR이 3기이며,스웨 덴 소비전력의 약 47%를 공급하고 있다.매년 약 200톤의 사용후핵연료가 발생하고 있으며,2010년 말 기준으로 약 8,000톤 정도가 발생할 것으로 추정하고 있다.현재까 지 상업용 원자로에서 발생되는 사용후핵연료는 중앙집중중간저장시설에서 30년간 저 장된 후 최종 처분될 예정이다.현재 원자력 발전과정에서 발생되는 사용후핵연료는 재처리하지 않고 고준위폐기물로 간주하여 직접처분하는 정책을 채택하고 있다. (1)처분관련 정책 및 프로그램 1977년 4월,스웨덴정부는 향후 원자로에 장전되는 모든 핵연료는 그의 안전한 처분 방안 또는 그로부터 파생되는 고준위폐기물의 안전한 처분방안이 규명되어야 한다는 법안을 통과시키면서,원전운영자의 후원 하에 사용후핵연료 및 고준위폐기물의 처분 방안 연구에 착수하였다.1984년 원자력활동법 을 제정하여 방사성폐기물 관리 및 처분책임은 폐기물발생자에게 있다는 기본원칙 및 정부정책을 설정하였다.1992년 방사성폐기물관리기금법 을 제정하였으며,이 법에 근거하여 원전사업자로부터 약 -60-

0.01SEK/kWh(0.138$/SEK)를 매년 징수한다. 처분장부지선정을 위하여 1990년대부터 전국을 대상으로 입지조사를 실시하였으며, 2000년에는 이 입지조사 결과와 8개 지자체를 대상으로 행한 타당성 조사결과를 바탕 으로 오스카샴(Oskarshamn),오스타마르(Osthammar),티에르프(Tierp)등 3개 지역을 부지조사 대상지역으로 선정하였다.이 중 지자체 의회에서 부지조사 실시를 의결한 오스카샴과 오스타마르 지역을 대상으로 2002년부터 부지특성조사를 실시하고 있다. 사용후핵연료의 처분개념을 도출하기 위하여 연구결과안 KBS-3보고서 를 1983년 에 발표하였다.스웨덴정부는 1984년 이 보고서에서 제안한 사용후핵연료 처분개념 지하 500m 깊이의 화강암층에 구리처분용기를 수직 처분공에 처분 을 한시적인 기 준개념으로 승인하였다.이 KBS-3개념을 기준으로 처분시설의 기술성 경제성 및 안 전성 확보를 위한 KBS-3개념을 보완할 수 있는 처분개념을 도출하고,각각의 처분개 념에 대하여 비교 평가하여 최종적으로 가장 적합한 처분개념을 도출하기 위한 프로 그램이 수행되었다.평가결과,기존의 KBS-3개념에 약간의 수정을 가한 개념이 가장 적합한 것으로 결론내리고 있다. 현재의 계획에 따르면 최종처분장을 위한 원자력활동법에 따른 허가서류는 2009년말 에 제출할 수 있을 것으로 예상하고 있다.처분프로그램에 따른 그 간의 추진연혁 및 향후 추진일정은 다음과 같다. 28)29)30) -1986:연구개발계획서 (R&D-86)(3년마다 개정,SKI가 검토) -1990:HRL 건설 개시 -1992:안전평가서 (SKB 91)SKB 연구개발 실증계획수립(RD&D-92) -1993:예비부지 특성조사 개시 -1995:SKB 연구개발실증계획 개정 (RD&D-95) -1999:예비후보지에 대한 환경영향평가 -2001:2개 후보지 선정 및 정부 보고 -2006:포장시설 허가신청 -2007:처분장 2개 후보지 조사 완료 -2008:처분장 허가신청 -2009:포장시설 건설개시 -2011:처분장 건설개시 -2018:처분장 시범운영 개시 (200~400캐니스터) -2023:처분장 정상운영 개시 (160캐니스터/년) -2060:처분장 폐쇄 (2)고준위폐기물 처분장 개념 31)32)33) 28)htp://www.skb.se/default2_16799.aspx. 29)SKB, SKB wantstostrengthen thestructueoftheexpanded interim storageforspentnuclearfuel,pres releaseon1stfeb.in2006. 30)htp://www.skb.se/default2_16782.aspx. -61-

스웨덴의 처분시설의 용량은 현재 보유한 원전에서 발생한 모든 사용후핵연료를 수 용하는 것으로서 약 8,000 톤에 이르게 될 것으로 보인다.이를 위하여 약 4,500개의 처분용기가 필요한 것으로 알려져 있다. KBS-3개념은 수직처분공 거치방식으로서 1980년대 초부터 사용후핵연료의 지하처분 방안으로 제시된 개념이다.지하 500 m에 여러 가지 목적의 터널과 갱도로 구성되어 있는 지하시설과 지하처분의 준비(사용후핵연료 수납, 처분용기 포장 등)를 위한 지상 시설로 나누어져 있다.지상-지하 시설들은 간단한 물질수송,환기 및 기타 필요한 것 들을 공급 배출하기 위한 2개의 수직갱과 한 개의 램프로 연결된다.여기서 램프는 지상 지하의 주수송통로(MainTransportationSystem)이다. 그림 3.3-4.KBS-3개념/처분터널-처분공 제원 및 배치개념 사용후핵연료는 적어도 십만년 정도의 기간동안 건전성을 유지할 수 있는 구리/철 혼합(Copper/SteelComposite)용기에 포장되어 지하시설로 운반된 후 처분갱도의 중 앙부에 6m 간격으로 천공되어 있는 수직처분공(직경 1.6m 깊이 7.58m)에 하나씩 넣는다.처분용기를 처분공에 넣기 전,처분공내에는 미리 직경 1.6m의 원통형 벤토나 이트 블록을 밑에서부터 약 50 cm 두께로 넣고,그리고 처분공벽 주위로도 두께 35 cm의 벤토나이트 블록을 쌓아 88cm 직경의 처분 용기가 들어갈 수 있는 공간만을 남 긴다.그리고,처분용기를 벤토나이트 블록으로 둘러싸인 공간에 넣은 후 다시 처분용 기 위 1.5m 높이까지 원통형 벤토나이트 블록으로 덮는다.일단 처분공이 압축벤토나 이트 블록으로 밀봉되면 처분갱도와 수송 저장 터널,수직갱 등은 모래 벤토나이트 혼합물로 구성된 뒷채움재로 밀봉하게 되는데,이것이 처분장폐쇄작업의 일종이다. 지상시설은 지하시설과 동일부지에 위치하며,여러 종류의 서비스와 공급계통은 지상 시설과 지하시설에서 공용으로 사용한다.지상시설은 출입통제건물,소방설비,작업/보 31) FinalStorageofSpentNuclearFuel-KBS-3,SwedishNuclearFuelSupplyCo.(1984). 32)SKB-TR-93-04, ProjectAlternativeSystem(PASS)FinalReport,SwedishNuclearFuelSupplyCo.(1992). 33)SKB, Deeprepositoryforspentnuclearfuel (2003). -62-

수설비,환기계통건물,물품인수설비,차량보수설비,분쇄기를 갖춘 콘크리트 공장,뒷 채움재 저장건물,벤토나이트 블록 제조공장,지하굴착작업시에 발생되는 폐석저장소, 그리고 편이-공급설비 등(상 하수도,전기 등)과 같은 기타 시설을 포함하고 있다.지 상시설의 핵심은 밀봉 포장시설(Encapsulation Plant)이며,이 시설의 용량은 연간 210 개의 처분용기를 포장할 수 있으며,하루에 한 개의 처분용기를 포장할 수 있도록 설 계되어 수명기간동안 총 4,500개 정도의 처분용기를 포장하게 될 것이다. 스웨덴의 처분용기는 용기수명을 늘리기 위하여 구리재질을 사용하는 것이 특징이다. 처분용기는 아래 그림 3.3-5에서 보는 바와 같이 외부가 구리쉘,내부가 주철제인 2중 구조이다.구리 쉘의 기능은 부식에 견디는 것으로 두께는 약 50mm이며,주철용기는 역학적인 응력에 견디는 역할을 한다.처분용기는 BWR 사용후핵연료집합체를 12개, PWR 사용후핵연료집합체를 4개 수용할 수 있으며,사용후핵연료를 적재한 처분용기의 무게는 각각 25톤,27톤 정도이다. 그림 3.3-5.스웨덴의 처분용기 다.핀란드 현재 2기의 비등수형과 2기의 가압경수로형 원전(총 용량 2,656MWe)이 가동 중에 있다.2005년말 현재 1,614톤이 저장 중이며,가동 중인 4기로부터 40년간 운전으로 약 2,700톤의 사용후핵연료가 발생 누적될 것으로 예상되지만,발전소의 추가건설 및 수 명 연장에 따라 실제로 누적될 사용후핵연료의 양은 이보다 훨씬 더 많은 약 5,600톤 에 이를 것으로 추정된다.현재 원자력발전과정에서 발생되는 사용후핵연료는 각 발전 소의 부지내에 저장되고 있으며,재처리하지 않고 직접처분하는 정책을 채택하고 있다. -63-

(1)처분관련 정책 및 프로그램 34)35)36) 핀란드의 방사성폐기물관리에 대한 기본적인 틀은 1988년에 제정된 원자력에너지 법,1989년에 제정된 원자력분담금법,1994년에 제정된 환경영향평가법 에 근 간을 두고 있다.사용후핵연료 처분장부지선정업무는 지난 1980년대부터 시작되었다. 전국을 대상으로 실시한 조사결과를 바탕으로 1999년에 올킬루오토(Olkiluoto)를 최종 처분장 예정지로 선정하였다.2000년에는 유라요키(Eurajoki)지자체 의회에서 처분장건 설을 수용하기로 결정함에 따라,정부는 올킬루오토를 최종 후보부지로 선정하여 의회 에 승인을 요청하였으며,2001년 의회가 이를 승인함에 따라 최종처분부지로 선정되었 다.2012년에 처분장 건설허가를 신청하여 2020년에 사용후핵연료 처분을 착수할 예정 이다.그 간 추진해온 처분사업 및 향후 일정은 다음과 같다. -1978:처분 관련 R&D 추진을 위한 YJT 설립 -1982:핀란드에서의 처분 타당성을 입증한 YJT 종합보고서 발간 -1983:2000년까지 중장기 처분 연구 프로그램 개시 -1985:102개 부지를 대상으로 한 부지 선정 평가 연구 종료 -1992:올킬루오토 등 4개 부지를 대상으로 하는 부지조사 연구 착수 -1995:사용후핵연료 처분 사업을 담당할 Posiva설립 -1997:처분후보부지로 해스톨만 지역 추가 -1999:Posiva5부지에 대한 최종보고서를 정부에 제출 -2000:올킬루오토 지역을 세계 최초로 사용후핵연료 처분장부지로 선정 발표 -2000:Posiva올킬루오토에서 OnkaloURL 프로젝트 착수 계획 발표 -2004:6월에 OnkaloURL착공 -2010-2020:포장시설및 처분장 건설 -2020: 처분장 운영 (2)고준위폐기물 처분장 개념 37)38)39) 처분개념은 이웃 국가인 스웨덴에서 고려하고 있는 개념(KBS-3개념)을 기본으로 하 여 20년 이상의 연구개발을 수행해 왔다.사용후핵연료에 포함된 방사성핵종은 사용후 핵연료 캐니스터 완충재(벤토나이트) 뒷채움재 자연방벽(지층)등의 다중 방벽시스 템 개념을 이용하여 심지층에 장기간 격리할 방침이다. 지하시설은 약 420m 깊이에 단층으로 배열하도록 하고 있다.그리고 지상에서 지하 처분장으로의 진입은 수직갱과 수평갱을 통하여 접근하게 되어 있다.지하처분장은 스 34)NEA, RadioactivewastemanagementinFinland,37-RWMC Item 15(2004). 35)htp://www.posiva.fi/englanti/tutkimus_aikataulu.html. 36)htp://www.posiva.fi/englanti/loppusijoitus_kapselointi.html. 37)J.TanskanenandM.Palmu, Facilitydescription2003,POSIVA WR-2004-26(2004). 38)T.Kukkola and T.Saanio, Costestimate ofolkiluoto disposalfacility forspentnuclearfuel,posiva WR-2005-10(2005). 39)H.Raiko, Disposalcanisterforspentnuclearfuel-Designreport,POSIVA 2005-02(2005). -64-

웨덴과 거의 흡사한 다중방벽의 개념을 채택하고 있으며,지상시설인 포장시설의 총 포장용량은 12개의 집합체를 수용할 수 있는 구리재질로 된 3,000여 용기가 요구될 것 으로 추정하고 있다.이 처분용기는 두 가지 유형이 있는데,직경은 공히 1.1m 이지만 길이가 4.8m 와 3.6m로 서로 다르다.처분용기의 외벽은 구리로 되어 있지만,내부 의 용기가 탄소강으로 되어 있어서 구조적 안정성을 유지할 수 있도록 설계되어 있다. 처분심도는 기본개념인 1층구조의 배치인 경우는 지하 420m이지만 2층 구조인 경 우는 420m와 520m를 고려하고 있다.Posiva사의 최근 계획에 따르면,최종처분장 규 모는 5,643 톤을 처분하는 경우 처분갱도 연장거리는 약 40 km,처분면적은 약 1.5 km 2 이다.아래 그림 3.3-6은 핀란드의 처분장 배치 개념도를 나타내고 있다. 그림 3.3-6.핀란드의 처분장 배치 개념도 사용후핵연료는 BWR 과 VVER 440과 EPR 로부터 배출되어 세 종류가 있는데, 이들을 담을 수 있는 처분용기가 개발되었다.기본재질은 내부가 주철로 되어 있어 90 내지 150MPa의 외부압력에 견딜 수 있도록 설계되었으며,외부는 내식성 재질인 50 mm 두께의 구리로 덮혀져 있다.지하환경에서의 수명은 적어도 100,000년을 예상하고 있으며,처분용기내로 물이 침투되어도 핵임계사고가 발생하지 않도록 사용후핵연료를 내부에 배열시켰으며,각 처분용기의 용량은 BWR과 VVER 형이 12개의 집합체를,그 리고 EPR 형이 4개의 집합체를 담을 수 있다.아래 그림 3.3-7은 핀란드의 처분용기 개 념을 나타내고 있다. -65-

동주철 캐니스터 왼쪽의 주철제용기가 오른쪽의 동제용기에 삽입된다. 주철제용기에 사용후연료집합체가 보인다. 그림 3.3-7.핀란드의 처분용기 개념 라.캐나다 40)41)42) 캐나다는 현재 중수로 18기를 운전 중(총 용량 15,625 MWe)에 있으며,2035년까지 대략 360만 다발의 사용후핵연료가 발생할 것으로 추정하고 있다.중수로는 핵연료로 천연우라늄을 사용하며,사용후핵연료내에는 유용자원이 많지 않아 재처리 시 경제성 이 떨어지므로 직접처분하는 정책을 채택하고 있다. (1)처분관련 정책 및 프로그램 캐나다의 처분프로그램은 1978년 연방정부와 온타리오(Ontario)주정부간에 체결한 사용후핵연료 관리프로그램(Nuclear FuelWaste ManagementProgram:NFWMP)에 근거를 두고 있다. 이 협약에 의하여 캐나다원자력공사(Atomic Energy Canada Limited.:AECL)이 사용후핵연료 심층처분 연구개발의 책임기관으로 선정되었으며,캐 나다 원전의 대부분을 소유하고 있는 온타리오전력(Ontario Hydro)사는 사용후핵연료 의 중간저장과 수송에 대한 책임을 지게 되어 있다.1981년에는 정부와 온타리오 주정 부는 공동발표문을 통하여 처분부지선정은 처분개념이 정립된 후 실시해야 하며,처분 시설의 건설 및 운영기관 선정도 처분개념이 정립된 후에 하기로 천명하였다. 고준위폐기물 처분관련 연구는 대부분 AECL의 와이트쉘연구소(Whiteshel Laboratory:WL)와 지하연구시설(Underground Research Laboratory:URL)에서 수행하 였으며, 현장연구는 캐나다 전 국토의 대부분을 차지하고 있는 캐네디언 쉴드 (Canadian Shield)의 여러 지점에서 실시되었다.이러한 연구개발 결과를 토대로 1994 40)NWMO, Choosingawayforward-ThefuturemanagementofCanada'susedfuel (2005). 41) UsedFuelDisposalCentre:A ReferenceConcept:VolumeI-I,AECL(1992). 42)AECL-10721, SummaryofEnvironmentalImpactStatementontheConceptforDisposalofCanada'sNuclear FuelWaste,AECL(1994). -66-

년 AECL은 환경영향평가보고서를 완결시켰으며,이 결과를 평가할 수 있는 독립 기구 인 연방환경영향평가심사단에 제출하였다.이 보고서는 AECL에서 1980년 초반부터 1993년 말까지 약 10여년간에 걸쳐 수행한 처분개념 설정의 타당성확보를 위한 연구결 과의 결정체라고 볼 수 있다.여기에는 주어진 조건하에서 처분방안이 기술성,안전성, 경제성 측면에서 타당하다는 것을 뒷받침하기 위하여 처분시스템의 개념설계,캐네디 언 쉴드의 지질학적 및 수리적 특성,처분용기-완충재 등으로 구성되는 공학적 방벽, 종합 안전성/성능평가 등에 관한 세부적 기술사항을 부록으로 포함되어 있다. 이후 8년여의 공백기가 지나가고,2002년 방사성폐기물법(NuclearFuelWaste Act: NFWA)에 의거 NWMO가 설립되어 그간의 연구검토결과를 근간으로 장기적인 사용후 핵연료관리 프로그램에 관한 총체적 연구가 3년여에 걸쳐 수행되었다.여기에서는 심 층처분,중앙집중저장,발전소내저장 등 3개 방안에 대한 득과 위해도 및 비용 측면에 서의 비교평가를 수행하였다. 평가결과 NWMO는 융통성 있는 단계적 관리 (Adaptive Phased Management:APM)를 제안하였다.1단계(30년)는 사용후핵연료의 중앙집중관리를 위한 준비과정으로서 사용후핵연료의 중앙집중저장 및 처분 부지선정 과 처분기술개발단계이고,2 단계(30년)는 중앙집중저장과 부지적합성 및 처분기술 확 증단계이고,3단계는 사용후핵연료의 장기격리 및 감시단계이다.따라서 사용후핵연료 의 영구처분시설은 적어도 60년 후에나 운영이 개시될 수 있을 것이다.사용후핵연료 처분을 위한 과거 추진 연혁은 다음과 같다. -1978:사용후핵연료 처분개념연구 착수 -1994:DEIS발간 -1994-1996:EIS의 패널검토(Review Panel)평가 -1996-1997:EIS/처분개념에 대한 공청회 -1997:평가작업 완료후 패널은 정부에 AECL개념은 기술적으로는 적절하나 국민 수용성 관점에서 부족 이라 보고하면서 전담기관 설립 을 강력히 권고 -1998:원자력안전규제/폐기물관리를 강화하기위한 법개정:기존의 AECB를 CNSC 로 개편하면서 기능 추가 및 확대 -2001:사용후핵연료 처분개념에 대한 정부의 가부 결정 및 전담기관 설립을 위한 법안 작성 -2002,6월:NWF 법안 통과(11월 효력발생), 10월:NWMO 설립 및 폐기물기금 징수 -2005:11월까지 폐기물관리 옵션 연구완료(지하처분장,소내저장소,중앙집중식 저 장시설) (2)고준위폐기물 처분장 개념 고준위폐기물 처분장은 사용후핵연료의 발생누적 예상량인 191,000 thm을 수용할 수 있어야 한다는 기본 전재를 가지고,처분은 캐네디언 쉴드의 심성암층에 처분하는 것을 고려하고 있다.처분장의 위치는 지하 1,000m에 처분용기를 3개의 처분공에 거 -67-

치시키는 방식을 택하고 있다. 그리고 처분용기의 재질 ASME grade 2 티타늄 (Titanium)으로 출발하여 현재는 구리재질에 더 관심이 고조되고 있다.연간 취급 핵연 료는 250,000다발이고,처분용기는 3,471개이다.시설의 운영기간은 40년을 기준하고 있 다. 지상시설은 폐기물포장시설(Used-fuelPackaging Plant:UFPP),바스켓 및 처분용기 제조시설,기타 폐기물 수직갱과 같이 처분용기 거치작업과 관련된 시설들과 보조시설 들로 구성되어 있다.사용후핵연료의 밀봉 포장시설은 지상시설중의 핵심시설로서 165 m x50m 넓이를 갖는 2층의 콘크리트 건물로 되어 있다. 지하시설에는 수직갱/호이스트 설비,처분용기 하적지역 및 기타 지하설비들로 구 성되어 있다.처분용기 하적지역은 지하처분장과 같은 심도인 지하 500~1,000m에 위 치하며,지상과는 여러 종류의 수직갱으로 연결되어 있다.지하처분장은 암반에 굴착되 는 수평 터널과 처분실의 네트워크로 이루어져 있다.모든 수직갱은 지표면에서부터 지하처분장까지 수직으로 되어 있으며, 처분용기를 이송하기 위한 폐기물 수직갱 (WasteShaft),서비스 수직갱(Service Shaft),환기용 수직갱으로 구분되는데 폐기물수 직갱과 서비스수직갱은 각 1개이고,환기용 수직갱은 3개(DowncastVentilation Shaft, Emplacement-panel Upcast Ventilation Shaft, Excavation-panel Upcast Ventilation Shaft)로 구성되어 있다.그리고 지하처분장은 접근터널(AccessTunnel)과 8개의 처분패 널(Panel)과 각종 보조시설들로 구성되어 있다. 마.프랑스 43)44) 프랑스는 원전에서 매년 발생하는 사용후핵연료는 연간 약 1,150톤이고,그 중 약 850 톤을 재처리하고 있다.MOX 핵연료는 매년 약 100톤이 발생하고 있는데 처리하지 않고 저장 중이다. 사용후핵연료의 재처리 과정에서 발생하는 고준위폐기물은 유리고화 공정을 통하여 고화되어 저장 중에 있다. (1)처분관련 정책 및 프로그램 프랑스는 신뢰성 있고,투명하고,엄격한 관리를 통하여 개인을 보호하고 환경을 보 존하며 후손들에게 부당한 짐을 남기지 않는 것이 방사성폐기물에 대한 국가의 기본 정책이다.방사성폐기물을 직접처분하거나 적절한 방법으로 처분하게 하는 것은 폐기 물을 발생시킨 당사자에게 책임이 있음을 원칙으로 하고 있다. 고준위폐기물처분을 담당하고 있는 ANDRA는 1980년대 후반에 4개의 후보부지 (Clay,Granite,Salt,Schist)를 선정하였으나,선정된 부지 주민들의 강력한 반대에 부 43)ANDRA,Dosier2005Argie(2005). 44)Jean-NoelDumont,Marie-ClaudeDupuit,Jean-MichelHoorebeke,Thibaud Labalete,and Gerald Ouzounian, ProposalforanIntenationalReversibility-RetrievabilityScale,IHLRWM 2008,LasVagas(2008). -68-

딪혀 부지선정 프로그램을 중지하였다.1991년 정부는 새로운 법안 방사성폐기물관리 연구 (Research in Radioactive Waste Management 를 승인하였다.이 법안에 따라 ANDRA가 모든 종류의 방사성폐기물의 장기관리책임을 갖고 공사의 형태로 바뀌어 CEA 산하로부터 독립되었다.1991년 법에는 방사성폐기물의 관리,처분과 관련하여 다 음과 같은 세가지 연구가 2006년까지 수행되어야 할 것을 명시하고 있다.1핵종분리, 핵종변환에 의한 소멸처리 방안,2심부지질 조사를 통한 심지층 회수가능 혹은 회수 불가능 처분방안 (최소한 두개의 지하연구시설 설치),3폐기물을 적절한 상태로 처리 하고 포장하여 지표면에 장기간 저장하는 방안이다.ANDRA는 2심부지질 조사를 통 한 심지층 회수가능,혹은 회수불가능 처분방안을 지하연구시설과 함께 수행하였다.한 편,CEA는 1핵종분리 및 변환에 대한 연구와 3폐기물 처리와 장기간 저장 방안과 관련된 연구를 수행하였다. 연구결과를 바탕으로 2006년 새로운 법안이 통과되었는데,이 법안에서 제시하고 있 는 원칙은 1인간과 그 환경의 보호(Protection of Human-beings and the Environment)이며,2현 세대의 미래세대에 대한 책임 (Responsibility of Curent Generationswith Regard tofuturegenerations)이다.이 국가정책의 원칙으로부터 다 음과 같이 방사성폐기물 관리계획 원칙 세가지 결정되었다. 1사용후핵연료 혹은 방 사성폐기물의 처리 및 고정화를 통하여 부피 및 독성을 줄인다. 2방사성폐기물은 전 용시설에 저장된다. 3 정기간 저장 후,천층처분에 부적합한 방사성폐기물은 지층처 분을 통하여 영구처분된다. 프랑스의 경우,1998년 URL 부지로 선정한 부어(Bure)지역을 대상으로 처분시설을 계획하고 있다.이 지역은 점토질로 구성된 퇴적암 지역이며,퇴적층 중 결정질 암반 (Calovo-Oxfordian)지층이 지층처분을 위한 훌륭한 특성(낮은 투수계수 등)을 보이고 있어서 이 곳에 처분시설을 계획하고 있다.현재 2014년까지 허가 절차를 완료하기 위 하여 다양한 업무가 진행되고 있으며,특히 의회가 요구하고 있는 회수성을 보장하기 위한 연구가 집중적으로 진행되고 있다.지금까지 처분을 위하여 수행한 연혁 및 향후 추진일정은 다음과 같다. -1980년대 후반: 4개 후보부지 선정,주민반대 포기 -1991:고준위폐기물법 제정(3개 방안을 15년간 연구,2006년 정책결정자료 제시) -1993:4개 후보부지(점토 3곳,화강암 1곳)선정 -1994:3개후보지 시추공 건설 -1996:3개지역 URL 건설/운영 허가 자료 준비 -1998:동부지역 URL 건설/운영 승인 -2000:부어지역(퇴적층)URL 건설 시작 -2001:방안검토 중간보고서(Dossier2001Argile)발간 -2006:방안검토 최종보고서(Dossier2005Argile)발간(HLW에 대하여 심지층처분을 최종해법으로 권고) -2006.6.15:후속사업 진행 법안 의회 통과 -69-

*2020년 핵종분리 및 소멸처리로 Prototype운영 *표층처분이 불가능한 모든 폐기물은 심층처분 *2025년 처분장 운영 -2016:처분장 허가 신청 완료 -2023년 경:처분장 운영 개시 예정 (2)고준위폐기물 처분장 개념 ANDRA는 진입터널이 없이 4개의 수직갱만 고려하기로 결정하였다.폐기물 운반용 으로 한 개의 직경 12미터 수직갱을 고려하고 있으며,이는 최대 110톤까지 운반이 가능하도록 고려하고 있다.낙하사고에 대한 대비하기 위하여 특수 브레이크 시스템과 충격 완화 시스템 설치할 예정이며,독립된 환기 장치를 고려하고 있다.운전요원용으 로 1개의 직경 11미터의 수직갱을 고려중이며 직경 6미터의 서비스용 수직갱을 고려하 고 있다.환기용 수직갱은 직경 10미터의 수직갱 한 개를 고려하고 있다. 처분구역은 단층으로 설계하였으며,처분구역의 각 폐기물 종류 및 특성에 따라 다 르게 설계하였다.진입터널(AccessDrift)은 수직갱과 처분구역을 연결하는 역할을 하 며,C형 폐기물 처분영역은 다시 3개의 서브-존으로 구분되어 있다. Shafts B waste repository zone CO waste repository zone Connecting drifts C waste Sub-zone Disposal cell Repository working unit Module C waste Repository zone 그림 3.3-8.프랑스의 지하처분 시설 개념도 처분용기는 유리고화 폐기물,장반감기 폐기물,사용후핵연료 각각에 대하여 서로 다 르게 설계되었다.C형 폐기물은 사용후핵연료 재처리 과정에서 발생한 유리고화 폐기 물을 의미하며,전체 폐기물 부피의 약 1% 정도를 차지한다.B형 폐기물은 장반감기 중준위폐기물을 의미하며,전체 고준위폐기물 부피의 90% 정도를 차지한다.핵연료 제 -70-

조과정에서 발생하거나 사용후핵연료 피복관 등이 이에 속한다.발생하는 열량은 무시 가능하며,압축고화체 또는 아스팔트 고화체의 형태를 갖는다. B형 폐기물의 처분용기는 콘크리트 용기이며,수명은 최소 100년 이상이 되도록 설 계하였다.C형 폐기물 처분용기는 235 P Non-aloyed Steel이며,직경 60cm,높이 1.6 m 구조이다.사용후핵연료 처분용기는 지하수와 사용후핵연료 접촉을 10,000년간 억제 할 수 있도록 설계되었으며, 235 PUnaloyedSteel로 이루어져 있다. 바.일본 45) 일본은 현재 연간 약 1,000톤의 사용후핵연료가 발생하고 있으며,2010년부터는 연 간 1,400톤이 발생될 것으로 예측되고 있다.일본의 고준위폐기물 관리 특징은 사용후 핵연료를 직접처분하는 것이 아니라 재처리 하여 플루토늄 및 우라늄을 재활용하는 것 이다.즉 에너지 자립을 위한 방안으로 고속증식로의 개발 필요성을 강조하며,플루토 늄 및 우라늄의 회수를 위한 사용후핵연료 재처리 정책을 추진하고 있다.따라서 재처 리 과정에서 발생한 유리고화체만을 고준위폐기물 처분대상으로 간주하고 있다. (1)처분관련 정책 및 프로그램 일본은 대부분의 사용후핵연료는 영국과 프랑스에 위탁하여 재처리하였으며,최근 건 설된 로카쇼무라 재처리시설에서도 새롭게 재처리를 수행하고 있다.재처리후에 발생 하는 고준위폐기물은 유리고화 후 30~50년 중간저장하고,최종적으로 심층처분한다는 기본정책을 세우고 후보부지를 물색 중에 있다.방사성폐기물 발생자가 안전관리에 대 한 최종 책임을 지며,정부는 적절한 규제를 통하여 발생자가 안전관리를 달성할 수 있도록 통제 및 지원하는 역할을 하고 있다. 1976년 원자력위원회(AtomicEnergy Commission:AEC)결정에 따라 고준위폐기물 의 지층처분을 본격적으로 검토하기 시작하여,1987년 원자력위원회는 일본의 고준위 폐기물 관리를 위한 장기 프로그램을 발표하였다.1992년 9월 동력로 및 핵연료 개발 사업단(PowerReactorand NuclearFuelDevelopmentCorporation:PNC)는 1991년도 까지의 연구 성과를 정리하여 일본 고준위폐기물 지층처분을 위한 연구개발에 관한 1 차 보고서(H3)를 발표하였다.또한 1999년 11월 핵연료주기개발기구(Japan Nuclear CycleDevelopmentInstitute:JNC)는 당시까지의 연구 결과를 정리한 일본에서의 고 준위폐기물 지층 처분의 기술적 신뢰성-지층처분 연구개발 2차 보고서(H12) 를 일본 원자력위원회에 제출하였다. 46) 이 보고서를 바탕으로 2000년 6월에는 특정 방사성폐기물 최종 처분에 관한 법 률 을 제정하고,이 법률을 토대로 고준위폐기물 처분 전담기관인 NUMO를 설립하 45)H12Report,2000. 46)JNC,H12ProjectstoEstablishTechnicalBasisforHLW DisposalinJapan,JNC TN (1999). -71-

고,처분기금 관리 기관으로 RWMC를 지정하였다. 2005년 일본원자력위원회가 결정 한 원자력정책(Framework fornuclearenergy Policy)에 의하면,원자력으로부터 혜택 과 편리함을 향유한 세대가 후세대를 위하여 발생된 폐기물의 안전한 처분을 책임지 며,고준위폐기물 처분 및 처리를 위한 4가지 원칙을 보일 것을 요구하고 있다. 즉, 1 발생자의 비용 부담,2 방사성폐기물 발생량 최소화,3 합리적인 처리와 처분,4 대중과의 상호 이해에 바탕을 둔 사업의 수행이다. 또한,사용후핵연료의 재처리 정책 은 그대로 유지한다는 결정을 하였다.지금까지의 고준위폐기물 처분을 위한 과거 활 동 연혁 및 향후 계획은 다음과 같다. -2001:부지선정 위하여 47개 지역을 직접 방문하여 홍보 -2001.11:부지선정절차 안내서를 제작하여 47개 광역자치단체 재방문 및 예비조사지역 신청접수를 위하여 일본 내 3,239개 기초자치단체 전체에 관련 자료 발송 -2002.12:공식적인 신청절차 개시 및 47개 광역자치단체 재방문 -2008:사전조사 지역 선정 -2013년경 :상세조사 지역 선정 -2025년경 :처분장부지 선정 및 허가 완료 -2035년경 :처분장 건설 완료 -2060년경 :처분장 운영 완료 -2080년경 :처분장 폐쇄 완료 -2100년경 :처분프로그램 종료 (2)고준위폐기물 처분장 개념 처분부지를 아직 결정하지 못한 일본의 처분시스템 특성은 자연방벽보다는 공학적방 벽에 안전성의 비중을 높게 두고 있다.일본에서 고려하고 있는 고준위폐기물은 유리 고화체이며,이를 처분하기 위한 용기의 수명은 1,000년으로 간주하고 있어 일본에서는 탄소강으로 만든 처분용기(overpack)를 제안하고 있다.완충재는 대부분 국가에서 고려 하는 벤토나이트이며,처분시설 개념은 KBS-3개념과 거의 동일하다.최근 일본에서는 처분부지 확보와 관련하여 부지 환경에 따라 처분방식을 결정하기 위한 다양한 종류의 처분개념을 도출하여 제안하였다. 일본은 활성대에 위치한 군도로서 단층운동,지진,화산폭발이 많으므로 충분히 안정 한 지하처분장을 구축하고자 하였다.지하처분의 기본 개념은 다중방어 개념을 채택하 고 있다.안전한 지질환경에 다중방벽시스템을 세운다는 것이다.특히 공학적 방벽시스 템(Engineered BarierSystem:EBS)에 높은 성능 마진을 두고,상대적으로 지질의 방벽 기능의 요구치를 줄이고자 하였다.따라서 일단 유력한 처분지가 선택되면,해당 지역 의 지질 상태를 고려하여 최적화된 EBS를 안전성과 경제성을 동시에 고려하여 결정하 게 되며,EBS와 이를 둘러싼 근접지질의 안전성을 최우선으로 중요시하고 있다. -72-

처분시설은 고준위폐기물 40,000개 이상의 용기를 수용해야 한다고 명시하고 있다. 이는 2020년까지 발생되는 사용후핵연료를 재처리하였을 경우 발생하는 고준위폐기물 의 양에 해당한다.법에 처분장은 300m 보다 더 깊이 위치할 것을 명시하고 있으며, 처분장이 위치할 모암은 아직 선택되지 않았다.따라서 처분장이 육지에 위치하는 경 우와 연안에 위치하는 경우를 가정하여 각각 개념설계를 수행하고 있다.육지처분장은 수직처분방식으로 모암으로 화감암을 고려하고 있으며,연안처분장은 수평처분방식으 로 모암으로 퇴적암을 고려하고 있다.지상시설은 넓이 약 1 km 2,지하시설은 깊이 500m,넓이 약 3.5km 1.5km의 개념설계안이다.이 설계안은 진입갱도는 없으며, 진입경사로로 3개를 갖고 있으며,총 처분터널 길이는 약 200km에 이른다. 유리고화체 용기를 담는 처분용기로서 탄소강 용기를 고려하고 있다.또한 탄소강 용 기의 대안으로서 티타늄이나 구리와 같은 내부식 재료를 씌우는 복합 처분용기도 고려 하고 있다. -73-

제 4절 사용후핵연료 처리기술 현황 습식재처리의 대표적인 기술인 퓨렉스(Plutonium Uranium Extraction:PUREX)공정 은 상용화된 기술로서,현재 경제성 핵확산 저항성 등으로 인하여 재순환정책을 채택 하고 있는 프랑스 영국 및 일본 등의 일부 국가에서만 제한적으로 활용되고 있다.아 래 표 3.4-1에는 현재 운영 중이거나 운영예정인 각국의 재처리시설 현황을 나타내고 있다. 국 가 부 지 시설명 핵연료 운영시작 중 국 표 3.4-1.세계 재처리시설 현황 용량(톤/연) 현재 미래 지우관 RPP 경수로? 25 란초우 경수로 2020 800 프랑스 라하그 UP2 경수로 1967 800 800 라하그 UP3 경수로 1990 800 800 인 일 도 본 트롬베이 PP 연구로 1964 60 60 타라퓨 PREFRE1 중수로 1974 100 100 칼팍캄 PREFRE2 중수로 1998 100 100 칼팍캄 PREFRE 3A 중수로 2005 150 타라퓨 PREFRE 3B 중수로 2005 150 도카이 PNC TRP 경수로 1977 90 90 로카쇼무라 RRP 경수로 2009 800 러시아연방 첼야빈스크 RT1 경수로 1971 400 400 크라노야스크 RT2 경수로 2020 1,500 영 국 셀라필드 B205 가스로 1967 1,500 셀라필드 Thorp 경수로/가스로 1994 900 1,000 전 체 4,860 6,845 그러나,PUREX를 기반으로 하는 습식공정은 플루토늄을 단독으로 분리해낼 수 있어 서 국제사회는 이 기술의 확산을 우려하고 방지하려는 노력을 끊임없이 경주해오고 있 다.이러한 핵확산위험성을 최소화하기 위하여 태동한 기술이 건식재처리기술이다.한 편,미국 일본 프랑스 등에서는 기존 PUREX 공정을 비용과 핵확산저항성을 개선한 선진습식기술을 개발하고 있는 중이다. -74-

1.사용후핵연료 습식처리 기술 현황 전통적으로 사용후핵연료를 처리하기 위하여 용매추출법 기반으로 하는 습식공정을 개발하여 사용하여 왔다.이 기술은 플루토늄을 단독으로 분리해 낼 수 있어서 핵무기 를 보유하고 있는 나라는 모두 이 기술을 보유하고 있다고 말 할 수 있다.따라서,이 기술의 확대는 아무리 원자력을 평화적으로 이용하려는 의도를 가지고 있다고 하더라 도 곧 핵무기 제조의 확대로 이어 질 수 있기 때문에 국제사회는 더 이상 이 기술의 확산을 우려하고,이를 방지하려는 노력을 끊임없이 경주해오고 있다. 이러한 습식재처리기술은 사용후핵연료를 질산에 용해시켜 수용액상태로 만든 다음 여기에 녹아있는 여러 원소들을 인산트리부틸(Tri-n-butylphosphate:TBP)이라고 부르 는 유기용매와 접촉시켜 원하는 원소 즉 우라늄이나 플루토늄을 유기용매쪽으로 추출 해내고 이를 다시 질산용액과 접촉시켜 원하는 원소를 개별 분리해내는 기술이다.이 기술을 이용하면 사용후핵연료에 있는 우라늄과 플루토늄을 순수하게 개별 분리 회수 할 수 있지만,그 밖의 원소들,즉 반감기가 길고 방사선이나 열을 많이 방출하는 핵종 들은 별도 처리하지 않고 증류나 침전 등을 이용하여 부피만 줄인 다음 유리재료와 혼 합하여 유리화 폐기물을 만들게 된다.이러한 유리화폐기물은 궁극적으로 영구처분을 위하여 임시로 관리하고 있는 저장소에 저장되고 있다. 최근에는 원자력선진국들을 중심으로 한정적인 천연우라늄의 부존문제를 근본적으로 해결하면서,사용후핵연료를 효율적으로 관리할 수 있고,또한 환경에 미치는 영향을 최소화 할 수 있는 선진습식재처리 기술을 개발하고 있다.특히 미국은 유카마운틴 처 분장을 2100년까지 활용을 위하여 경수로 사용후핵연료 부피감용기술을 조기에 확보하 는 것이 최우선적 목표로 경수로 사용후핵연료를 UREX+1a공정을 이용하여 우라늄을 저준위폐기물로 회수하고,최종단계인 TALSPEAK 공정에서 회수된 TRU(Pu,Am,Cm, Np)등을 선진연소로(Advanced BurnerReactor:ABR)에 재순환하는 전략을 구상하고 있다. 47)48)49) 반면에,경수로 사용후핵연료의 습식재처리에 의한 재순환 정책을 현재까지 추진하고 있는 프랑스와 일본은 미래 원자력시스템에서 요구하는 핵확산 저항성과 경제성 등이 기술적으로 보완된 Pu-U공분리(COmbined EXtraction for Plutonium and Uranium: COEX) 악티나이드 그룹추출(Group EXtractionofActiNides:GANEX)및 선진TRU추 출(New Extraction System fortru Recovery:NEXT)공정 등 선진습식재처리기술을 중점적으로 개발하는 전략을 선택하고 있다.이와 같은 전략의 선택은 충분한 기술력 의 확보라는 명분 이외에도 2040년 이후에 도입예정인 고속로시스템과 병행하여 중단 기적으로 MOX 핵연료의 재순환에 더 주력하기 때문으로 보인다. 47)우라늄 추출 플러스법(URanium EXtraction). 48)J.J.Laidler, AdvancedSpentFuelProcesingTechnologiesfortheGlobalNuclearPartnership,9thIEM on ActinideandFisionProductsPartitioningandTransmutation,Nimes,France(2006). 49) 溱 和 生, 재처리.리사이클의 현재와 장래전망,핵연료리사이클에 관한 해외정세 2007년 춘계 일본원자력학회,(2007). -75-

(1)PUREX 공정 습식재처리의 대표적인 기술인 PUREX 공정은 상용화된 기술로서,현재 경제성 핵 확산저항성 등으로 인하여 재순환정책을 채택하고 있는 프랑스 영국 및 일본 등의 일 부 국가에서만 제한적으로 활용되고 있다. PUREX 공정은 아래 그림 3.4-1에 나타낸 바와 같이 사용후핵연료는 집합체로부터 해체가 된 후 절단되고 강질산에 용해시키고 고체-액체 분리단계를 거쳐서 우라늄 및 플루토늄의 회수를 위한 공제염(분리)공정 상호분리공정 최종정제공정 등을 차례대로 거치게 된다. 수납.저장 전단 용해 폐가스처 분리 정제 탈질 캐스크 리계통 제품저장 연 사 용 료 후 용해조 우라늄정제 플루토늄정제 우라늄산화물제품 핵분열 생성물 분리 우라늄과 플루토늄 의 분리 저장고에서 안전하게 보관 유리고화하여 안전하게 보관 우라늄.플루토늄 혼합산화물제품 그림 3.4-1.PUREX 공정 도식도 우라늄과 플루토늄이 공제염공정에서 공제염된 후 상호분리공정에서 우라늄이 플루 토늄으로부터 분리된다.여기에서 플루토늄은 수용상에 함유된 체 플루토늄 최종 제염 공정으로 주입되고,우라늄은 유기상에 함유된 체 역추출단계로 주입되어 여기에서 우 라늄이 수용상으로 역추출된 후 우라늄 최종 제염공정으로 주입된다.상호분리공정에 서의 우라늄 및 플루토늄 상호분리는 철(I)설파메이트(FerousSulfamate)와 같은 환 원제 혹은 전기화학적 방법에 의한 플루토늄의 환원에 의하여,즉 Pu(IV)으로부터 Pu(I)으로 원자가를 변화시켜 Pu(I)의 유기상에 대한 추출성이 나쁜 성질을 이용하 여 이루어진된다. 상호분리공정을 거친 우라늄수용액은 상당히 낮은 우라늄농도를 유지하기 때문에 우 라늄 최종 제염공정으로 주입하기 전 우라늄농도를 높여주기 위하여 증발농축장치에 의한 우라늄 용액 농축화가 요구되기도 한다.농축된 우라늄용액은 최종 제염을 위하 여 염석제를 첨가하고 용매추출 용매세척 역추출공정을 다시 거치게 된다.우라늄으 로부터 분리된 Pu(I)수용액은 풀로토늄의 최종제염을 위하여 우선 Pu(I)을 Pu(IV)로 재산화시켜야 하며 이를 위하여 과잉으로 첨가된 환원제 및 환원유지제의 파괴를 도모 해야 한다.플루토늄의 재산화를 위하여 아질산소다를 첨가하고 추출 세척 역추출 -76-

단계의 플루토늄 최종 제염공정을 통과시킨다. 현재 상용화된 대표적인 습식처리시설로는 프랑스 라하그의 1,600 톤 용량의 UP2/UP3,영국의 1,200톤 용량의 소프(Thorp)시설,일본의 800톤 용량의 로카쇼시 설,러시아의 400톤 용량의 RT1등을 들 수 있다. (프랑스 라하그) (영국 소프) (일본 로카쇼) 그림 3.4-2.상용화된 습식재처리시설 (2)UREX 공정 (미국) 우라늄추출(URanium EXtraction:UREX)공정으로 정의되는 UREX 공정은 우라늄과 테크네슘을 각각 99.9%,95% 이상 고순도의 분리가 가능한 공정으로,기본적으로 PUREX 공정과 같은 용매추출기술을 활용한 기술이다.UREX 공정은 PUREX 공정과 비교하여 핵확산성저항성의 향상,구성장치의 최소화 및 최적화를 통한 기술성과 경제 성을 향상시킨 기술이라고 할 수 있다.따라서,이 공정은 PUREX 공정의 질산을 이용 한 산화물핵연료의 용해단계,그리고 TBP와 도데케인(Dodecane)을 이용한 용매추출 및 역추출을 기본으로 한 기술이다. 일반적으로 UREX 공정은 UREX 공정부터 UREX+4까지 6개의 공정으로 분류되는 데,이는 핵연료물질 혹은 핵분열생성물의 분리 Stream에 따라 분류된다. 50)51) UREX+1 공정은 TRU와 FPs를 공회수하는 UREX 공정과 비교하여,TRU를 분리하는 공정이 추 가된다는 점이다.이와 같이 Pu와 Np의 분리는 AFCI프로그램에서 제시된 바와 같이 회수된 이들 핵연료 물질을 MOX 핵연료로 제조하여 경수로 원자로시스템에 재순환한 다는 전략과 밀접한 관계가 있다.그 밖의 UREX+1a,UREX+2,3,4공정의 기본적인 차 이점은 Pu,Np의 공분리 Stream 여부,세부적으로는 Am,Cm 등의 분리 Stream에 따 라 구분된다 (표 3.4-2참조). 50)J.J.Laidler, AdvancedSpentFuelProcesingTechnologiesfortheGlobalNuclearPartnership,9thIEM on ActinideandFisionProductsPartitioningandTransmutation,Nimes,France(2006). 51) 溱 和 生, 재처리.리사이클의 현재와 장래전망,핵연료리사이클에 관한 해외정세,2007년 춘계 일본원자력학회 (2007). -77-

표 3.4-2다양한 UREX 공정 공정명 최종 생산물 1 2 3 4 5 6 7 UREX U I,Tc TRU+FPs UREX+1 U I,Tc Cs,Sr TRU+Ln FP UREX+1a U I,Tc Cs,Sr TRU AlFp UREX+2 U I,Tc Cs,Sr Pu+Np Am+Cm+Ln Fp UREX+3 U I,Tc Cs,Sr Pu+Np Am+Cm AlFp UREX+4 U I,Tc Cs,Sr Pu+Np Am Cm AlFp *Tc:technetium,Cs/Sr:cesium and strontium Ln: lanthanide(rareearth)fissionproducts FP:fission productsotherthancesium,strontium,technetium,iodine,and thelanthanides GNEP과 AFCI프로그램에서 기준공정으로 선정된 UREX+1a공정개념은 를 공추출한다는 측면에서 다른 공정과 큰 차이점이 있다.(그림 3.4-3참조). TRU 원소 LWR 사용후핵연료 연료봉 절단 및 산화 Uranyl Nitride 용액 질산 용해 UREX 공정 변환 압축 Hulls Tc UREX raffinate U3O8 U 저장 Iodine Decay storage Cs, Sr CCD-PEG 공정 LLW로 처분 TRU + FP Uranyl Nitride 용액 지하 처분 HLW 처리 및 고화 FP TUREX 공정 TRU + Ln FP Ln FP TALSPEAK 공정 TRU in Lactic acid solution 핵연료 제조 TRU 금속 혹은 산화물 변환 액체상태에서 blending 그림 3.4-3.경수로핵연료 처리를 위한 UREX+1a공정 -78-

UREX+1a공정은 4개의 기본공정으로 구성되는데,전처리단계는 삼중수소(Tritium) 포집을 위한 산화공정(Voloxidation)공정이 추가된 점을 제외하고는 PUREX 공정과 유사하다.산화물 사용후핵연료는 질산용해단계를 거친 다음,위에서 기술한 바와 같이 UREX 공정에서 U와 Tc를 공추출하는 과정을 거친다.그리고,이들 Stream은 음이온교 환수지(Anion Exchange Column)에서 Tc를 역추출한 다음,순수한 우라늄 Stream은 탈질산과정을 통하여 U 3O 8 형태의 저준위폐기물로 회수한다.TRU와 핵분열생성물이 포함된 UREX Rafinate는 CCD-PEG 공정에서 Cs및 Sr를 추출한 다음,TRUEX 공정 에서 TRU와 Lathanide원소를 공추출하고,나머지 핵분열생성물은 폐기물 Stream으로 보내진다.마지막으로 TALSPEAK 공정에서 TRU와 Lantanide핵분열생성물을 분리한 다음,순수한 TRU만을 회수하는 과정을 거친다. (3)NEXT 공정 (일본) 일본의 원자력연구개발기구(Japan AtomicEnergy Agency:JAEA)는 PUREX 공정을 기반으로 한 NEXT 공정을 제안하였다.이 기술은 U,Pu 및 Np공추출을 기본으로 한 공정으로서,PUREX 공정의 Column 방식 용매추출 공정을 원심형(Centrifugaltype)의 용매추출 공정으로 대체하여 구성장치 크기와 수를 획기적으로 감축시킨 것을 그 특징 으로 하고 있다.고속로사이클 실용화 전략 조사연구의 Phase I결과보고서에서 선진 핵연료주기의 기준공정으로 선정된 NEXT 공정은 U,Pu 및 Np를 동시에 회수하여 핵 확산 저항성의 향상,장치의 최소화 및 최적화에 의한 공정의 단순화,그리고 폐기물발 생량의 최소화 측면에서 기술적 독창성이 있다. 52) NEXT 공정은 우라늄의 결정화,U-Pu-Np의 공추출,그리고 MA의 회수공정으로 구 성된다.NEXT 공정에서 우라늄은 TBP 유기용매에 의하여 추출되고,급속냉각법에 의 한 용해도차이를 이용하여 초산 우라닐(UranylNitrateHexahydrate:UNH)결정으로 침전시켜 회수하는 선행과정을 거친다.특히,NEXT 공정은 우라늄 결정화 공정을 도입 하여 잉여우라늄을 선행 회수함으로써 후속공정의 처리용량을 대폭 줄일 수 있는 장점 을 가지고 있다.이 과정에서 회수된 우라늄은 중준위 폐기물로 처리된다. 이 때 Pu은 산화수에 따라 달리 거동하여 Pu(VI)는 우라늄과 함께 결정화되어 침전 되는 반면,Pu(IV)는 용액에 잔류하게 된다.U-Pu-Np 공추출단계에서는 Np의 산화수 를 조절하여 Np를 U,Pu와 함께 TBP로 추출하도록 단일 사이클로 설계되었다.JAEA 의 화학처리시설(ChemicalProcessing Facility:CPF)핫셀에 설치된 5.5l/h 용량의 원 심접촉기(Centrifugalcontactor)를 이용한 조사연료 대상실험에서 104의 제염계수를 얻 었으며,대부분의 Np (>98%)을 U과 Pu과 함께 회수할 수 있음을 실험적으로 검증하 였다. 53) 이 과정에서 Am과 Cm은 TBP에 의하여 추출되지 않는다.따라서,TBP보다 친 52)T.Namba,H.Funasaka,Y.Nagaoki, Prospectsand ProgresStatusoftheAdvanced FuelCycleSystem, Atalante2004InternationalConference-SciencefortheFutureNuclearFuelCycles,Nimes,France,(2004). 53)T.Koyama,Y.Sano, PresentStatusofAdvanced AqueousSeparation ProcessTechnology Development, ProceedingofInternationalSymposium NUCEF(2005). -79-

화성이 좋은 새로운 추출제를 사용하여 고준위폐기물에서 MA를 분리할 수 있다.이와 같은 목적으로 SETFICS(Solvent Extraction for Trivalent f-elements Intra-group Separation in CMPO-complexantSystem)공정이 제시되었으며,현재 모의 HLW 대상 으로 99% 이상의 Am,Cm 원소를 회수 할 수 있었다. 사용후핵연료 집합체 해체 및 탈피복 용해/정제 결정화 MA 회수 공추출 SETFICS Co-striping (U-Pu-Np) NaNo3 TRUEX U/Pu/Np 용매재생 고준위폐액 Am,Cm, heavy Ln 농축 Pu 농도 조절 U/TRU U 그림 3.4-4.NEXT 공정의 흐름도 그림 3.4-5.NEXT공정의 결정화 장치(왼쪽)및 UNH 결정(오른쪽) 54) 54)TakeshiTakataet.al., ConceptualDesignStudyonAdvancedAqueousReprocesingSystem forfastreactor FuelCycle,JournalofNUCLEARSCIENCEandTECHNOLOGY,Vol.41,No.3,p.307.314(2004). -80-

(4)COEX 공정 (프랑스) 프랑스의 선진핵연료주기 기술개발 중장기추진전략은 PUREX 공정을 기본으로 핵확 산저항성 및 유효자원의 활용성 향상,그리고 폐기물발생을 최소화할 수 있는 혁신기 술 개발에 그 주안점을 두고 있다.프랑스의 AREVA에서 주도적으로 개발하고 있는 COEX 공정은 PUREX 공정을 기반으로 한 기술로서 우라늄과 플루토늄을 공회수하여 경수로 MOX 핵연료를 제조하는 것을 특징으로 하며,이는 2020년경에 도입예정인 GEN-I원자로시스템에 재순환을 목적으로 하고 있다.이 기술은 우라늄추출단계에서 일부 우라늄만을 회수하고,후속단계에서 우라늄과 플루토늄을 공회수(50:50)하고,이 를 MOX 핵연료로 제조할 수 있는 기술적 특징이 있다. 특히,이 기술은 고순도플루토늄의 회수공정을 배제함으로써 핵확산저항성을 향상시 키고,또한 PUREX 공정과 비교하여 상대적으로 공정을 단순화시킨 점에서 기술적 장 점이 있다. 55) 본 공정은 아래의 그림3.3-20과 같이 6개의 주요 단계로 구성되며,대체로 이공정은 PUREX공정보다는 낮지만,대체로 10 3 ~10 6 의 높은 제염계수를 나타낸다. Chopped Fuel Dissolution N2O4 30 w/o TBP In hydrocarbon diluent Feed Preparation Solvent Extraction TRU and FPs Scrub U/Pu Co-Stripping U/Pu Decontamination U, Pu 그림 3.4-6.COEX 공정 흐름도 55)O.H.Zabunoglu,L.Ozdemir, Purex Co-procesing ofspentlwr Fuels:Flow Sheet,AnnalsofNuclear Energy,Vol.32,p.151-162(2005). -81-

(5)선신습식공정의 비교 UREX법은 현재 사용후핵연료를 사용한 실험실규모 실증단계라고 할 수 있다.이 공 정의 특징은 TBP 등 복수의 추출제를 사용한 공정 (TBP(U,Tc),Cs-Sr(CCD-PEG), CMPO(TRU+Ln),HDEHP(An)이라 할 수 있으며,회수된 U는 저준위폐기물로 처리하 고 고방열핵종인 Cs-Sr은 장기저장 후 처분,그리고 회수된 TRU는 향후 고속로 연료로 사용하기 위한 것이다.NEXT법 역시 사용후핵연료를 사용한 실험실규모의 실증단계라 고 할 수 있으며.TBP 용매추출공정과 결정화법을 사용한다는 특징이 있다.회수된 U, U-Pu-Np,Am-Cm 은 향후 고속로의 연료로 사용할 계획이다.COEX 법은 선진 습식 중에서 가장 상용화에 근접한 것으로 추정되고 있다.이 방법은 Pu-U 공추출을 통하여 회수하고,최종적으로는 열중성자로에 MOX 핵연료로 사용하기 위한 것이다.TBP를 추출제로 사용한 용매추출공정으로서 Pu을 일부의 U과 함께 추출한다. 회수한 TRU(Pu제외)는 핵분열생성물과 함께 고준위폐기물로 처리한다. UREX 법 NEXT 법 COEX 법 절단 절단 절단 용해.정제 용해.정제 용해.정제 U-Tc 회수 Tc 결정화 U, Pu 추출 Cs-Sr 회수 U-Pu-Np 추출 U-Pu-Np 추출 TRU-Ln 회수 TRU/Ln 분리 FP Ln U-Pu-Np 역추출 Am-Cm 회수 U-Pu-Np 역추출 U Cs/Sr TRU FP U U-Pu-Np Am-Cm FP U-Pu U TRU+FP 그림 3.4-7.선진 습식공정 비교 2.사용후핵연료 건식처리 기술 현황 현재까지 제안된 사용후핵연료 건식처리기술에는 에어록스(Atomics International Reduction and Oxidation:AIROX) 듀픽(DirectUseofPWR SpentFuelin CANDU: DUPIC) 파이로건식처리(Pyroprocessing)가 있다.AIROX 공정은 경수로 사용후핵연료 를 건식처리하여 다시 경수로 핵연료로 사용하기 위하여 제안된 기술이다.사용후핵연 료를 열적 기계적 처리만을 통하여 사용후핵연료로부터 휘발성물질과 피복재를 분리 한 후 농축물질을 혼합한 핵연료물질을 새로운 피복관에 장입하여 새로운 핵연료로 가 공하는 방식을 채택하고 있다. -82-

DUPIC 처리공정은 우리나라가 제안한 개념으로서 경수로 사용후핵연료를 건식처리 하여 CANDU 핵연료로 사용하기 위한 개념으로서 AIROX와 다른 점은 중간에 농축 우라늄을 필요로 하지 않는다는 것이다. 파이로 건식처리기술은 500 이상의 고온에서 마치 소금을 용융시킨 것과 거의 흡 사한 용윰염상태에서 전기를 이용하여 처리하는 기술이다.고온의 용융염매질에서 전 기를 이용하여 사용후핵연료를 처리하는 기술로서,먼저 사용후핵연료를 금속물질로 변환시키는 전해환원공정이 필요하다.이 금속물질에는 우라늄을 포함하여 플루토늄, 그리고 반감기가 길고 방사선을 많이 방출하는 미량의 핵물질군들이 모두 포함되어 있 다.이를 다시 앞서와 유사한 고온의 용융염매질에서 전기를 이용하면 대부분의 우라 늄만을 선택적으로 회수할 수가 있다.그 다음 다시 전기를 이용하여 잔여 우라늄과 플루토늄을 포함한 미량의 핵물질군을 함께 회수하게 된다.따라서,이 기술은 과거의 재처리기술에서 볼 수 있는 것과 같은 플루토늄의 선택적 분리가 근원적으로 차단되어 있어 습식에 비하여 상대적으로 핵확산저항성이 높은 기술로 알려져 있다. 가.AIROX 공정 AIROX 공정은 경수로 사용후핵연료를 재순환시키기 위한 건식처리방법이다.이 공 정은 핵연료집합체로부터 핵연료 봉을 인출하여 각 연료봉의 피복관을 2.5cm 간격으 로 연료봉에 구멍을 뚫고 O 2와 H 2 가스로 여러 차례 고온 처리한다.이 공정은 UO 2 분말을 UO 2 U 3 O 8 반응을 거쳐 변환시키면서 일부 핵분열생성물을 휘발시킨다.그 리고,UO 2 분말은 기계적 방법으로 피복관으로부터 분리하여 10μm 이하로 분쇄시킨 후,고농축 산화 우라늄 혹은 플루토늄과 혼합한다.이렇게 재농축된 UO 2 분말를 이용 하여 펠렛을 만들어 소결시킨 후 핵연료봉과 집합체로 재가공한다. AIROX 공정에 대한 대부분의 실험적 연구는 1959년부터 1965년 사이에 Atomics International사에 의하여 수행되었다. 56)57)58) 그 후 1992년에 와서 아이다호국립연구소 에 의하여 재조명을 받으며,부활한 바 있다. 59) AIROX 공정은 재순환 및 재가공된 핵연료의 집합체 내에 대부분의 핵분열생성물을 잔류시킴으로써 습식재처리방안에 비하여 비교적 단순한 건식,저제염공정이라 할 수 있다.이 공정은 건식공정이므로 고준위 액체폐기물을 발생시키지 않는다.또한,핵연 료물질인 238 U을 3회 혹은 4회의 재순환시킴으로서 120MWd/kgU까지 연소시킬 수 있는 것으로 보고되고 있다. 56)L.A.Hanson, RemovalofIradiaedUO2Fuelfrom CladdingbyControledOxidation,NAA-SR-3591(1959). 57)J.E.Bodineet.al., OxidativeDecladding ofuranium DioxideFuels,NuclearScienceand Engineering,19 (1964). 58)J.E.Bodineet.al., Second-CycleAIROX ReprocessingandPeletRefabricationofHighlyIradiatedUrnium Dioxide,NAA-SR-11375(1965). 59) Recycling of Nuclear Spent Fuel with AIROX Procesing,DOE/ID-10423,Idaho National Engineering Laboratory,(1992). -83-

UO 2 펠렛의 분말화는 약 400 의 아르곤가스 분위기에서 O 2 가스로 산화시킴으로 써 약 30%의 부피팽창이 발생하는 산화작용에 의하여 이루어진다.즉,부피팽창에 따 라 피복관이 파열되고 핵연료는 분말화된다.다시 U 3O 8은 약 600 의 아르곤가스 분 위기에서 희석된 수소가스(10~20%)를 공급함으로 UO 2 로 환원된다. 아래 그림 3.4-8은 AIROX 공정의 핵심을 나타내고 있다. 사용후 핵연료 집합체 해체 피복관 punching 피복관 산화 (400-600 o C) 휘발성 가스포집 H-2, I, Xe, Jr, C 집합체 해체 구조물 피복관 U3O8 핵물질측정 농축 우라늄 파우더 ball mill (10um) /blending Kr-85 & Xe 저장 Pulverize H3 & C14 시멘트고화 GTCC 폐기물 Off-gas 비휘발성가스 포집 소결(1700 o C) 소명을 위하여 I 저장 Cs, Ru, te, Cd 유리고화 펠렛 제조 LLW 처분 Zr 피복관 피복관 제조 핵연료봉 제조 원자로 검사 집합체 제조 그림 3.4-8.AIROX 공정의 도식도 약 400 에서 O 2에 의한 산화공정과 약 600 에서 H 2에 의한 환원공정을 반복하여 분말화와 탈피복 입자의 크기를 10μm의 분말로 만들기 위한 분쇄와 농축된 새로운 분말의 혼합 분말의 펠렛 제조 약 1700 에서의 펠렛 소결 펠렛 연마 핵연료 핀 제조 및 핵연료집합체 제조 원자로에 재장전을 위한 검사 및 인증 AtomicsInternational사는 모의 핵분열생성물을 첨가 혹은 첨가하지 않은 kg 규모 의 비조사 UO 2 실험을 수행한 바 있으며,31MWd/kg의 연소도를 갖는 100g의 펠렛 을 이용한 소규모 방사선적 실험도 수행한 바 있다. 60) 초기에 제기된 두 가지의 관심 -84-

은 핵분열생성물의 누적과 분말화과정에서의 산화와 환원비율에 대한 다단 재순환의 효과 및 소결공정을 통하여 UO 2 펠렛이 이론밀도에 근접한 값을 얻을 수 있는가에 있 었다.비방사선적 연구는 각각의 재순환을 위하여 20MWd/kg의 연소도를 갖는 모의 시험을 위하여 안정화 동위원소(Ba,Ce,Cs,La,Mo,Nb,Nd,Pr,Ru,Sm,Sr,Y,Zr) 의 산화물을 첨가한 UO 2 펠렛으로 수행하였다.각각의 AIROX 재순환 과정에서 펠렛 은 3회의 산환 환원공정을 거쳤다.100MWd/kg의 연소도를 갖는 모의시험을 위하여 AIROX 공정을 5회 반복하였다.실험결과 펠렛의 밀도는 1회 및 2회의 재순환(이론밀 도의 91~93%)보다는 3 5회의 재순환(이론밀도의 98 100%)에서 더 높아지므로 모의 고연소도 및 다단 재순환은 UO 2 펠렛의 분말화에 큰 영향을 미치지 않고,오히려 펠렛 의 소결을 강화시키는 것으로 나타났다. 스테인레스 및 지르칼로이 튜브로 제작한 10~15cm 길이의 UO 2 펠렛 피복관을 이 용하여 비방사선적으로 소규모시험을 수행하여 AIROX 공정의 타당성을 입증한 바 있 다. 61) 이 시험결과에 의하면,피복관에 2.5cm 간격으로 구멍을 뚫어 400 에서 2시 간동안 산화시키면 완전히 탈피복되는 것으로 밝혀졌다.산화 환원공정을 반복함으로 써 99.9%까지 핵연료물질을 기계적으로 분리할 수 있는 것으로 보고되고 있다. 연소도가 5.7,18및 21MWd/kg인 사용후핵연료를 이용하여 AIROX 공정을 시험하 였다. 62) 사용후핵연료로부터 회수한 분말로 UO 2 펠렛(각각의 연소도에 대하여 88g)을 제조하여 20 cm의 스테인레스 조사캡슐에 장입하였다.재가공된 UO 2 펠렛을 10 MWd/kg로 재조사하고 원격으로 AIROX 공정을 거쳐 펠렛으로 가공하였다.방사선적 실험결과는 재조사된 UO 2 펠렛의 산화,환원 및 탈피복율은 비조사 UO 2 펠렛과 비슷 한 것으로 나타났다. 또한,방사선적 실험결과,모든 휘발성 핵분열생성물(트리튬, 85 Kr, 129 I)은 산화와 환원 의 다단 공정 중 제거되며,대부분의 준휘발성 핵분열생성물( 137 Cs의 95%, 106 Ru의 50% 까지)은 소결공정 중에 방출되는 것으로 밝혀졌다. 1992년에는 에너지기술공학센터(Energy Technology Engineering Center:ETEC)사는 웨스팅하우스-아이다호 원자력회사(WestinghouseIdahoNuclearCompany:WINCO)와 의 계약에 따라 연산 200톤 용량의 AIROX 제조시설에 대한 개념설계를 수행하고,그 비용을 추정한 바 있다. 63) AIROX 핵연료의 제조시설은 3층으로 된 주공정건물과 보조건물 및 유틸리티구역으 로 구성된다.주공정건물에서 고방사능물질 취급공정은 지하 10.7m에 위치한 지하층 에서 수행된다.아래 그림 3.3-2는 이 지하층의 배치도를 나타내고 있다.이 지하층에서 는 사용후핵연료와 신연료의 수납,저장 및 반출,핵연료 탈피복 및 AIROX 공정,신핵 60)J.Guonetal., refabricationandencapsulationofhighlyiradiateduranium Dioxide,NAA-SR-8231(1964). 61)J.Guonetal., refabricationandencapsulationofhighlyiradiateduranium Dioxide,NAA-SR-8231(1964). 62)J.Guon etal., Low Decontamination Reprocesing Studieson Iradiated Uranium Dioxide ReactorFue, NAA-SR-7136(1962). 63)AIROX ReprocessingFacility,GEN-XR-0007,(1992). -85-

연료의 제조 및 기타 부대기능 등의 핵심기능이 수행된다.핵연료는 저장랙으로부터 에어록을 통하여 불활성가스 분위기(아르곤)의 셀로 이송되고,이 셀에서 집합체 해체, AIROX 공정,농축,접합제 및 유제혼합 등의 작업이 수행된다.이 셀은 UO 2의 산화를 방지하고 셀로부터 핵분열가스를 용이하게 제거하기 위하여 불활성가스 분위기로 한 다.소결체는 집합체 제조 셀로 이송하기 전에 컨테이너에 넣어 저장한다. 2층(지상 1층)은 지상 +0.9m에 위치하며,이 곳에는 체인지 룸,밧데리 룸,방사선 오염장비의 제염 및 유지보수구역,일부 고방사성폐기물 처리시설 및 대부분의 LLW 처리시설 등이 배치된다.3층(지상 2층)은 지상 +5.4 m에 위치하며,냉난방설비,일부 LLW 처리설비,기타 공정 및 건물 서비스 설비 등이 배치된다. 그림 3.4-9.AIROX 시설의 개념도 한편,에너지기술공학센터(Energy Technology Engineering Center:ETEC)사는 이러 한 개념설계를 바탕으로 하여 200톤 용량의 처리시설의 건설비를 약 2.9억달러(1991년 기준가격)로,그리고 연간운영비를 1.5억달러로 평가한 바 있다. 64) 64)AIROX ReprocessingFacility,GEN-XR-0007(1992). -86-

나.DUPIC 공정 DUPIC 핵연료주기는 경수로 사용후핵연료를 습식재처리공정을 거치지 않고 건식공 정을 통하여 중수로용 핵연료로 재활용하는 개념이다. 65) AIROX 공정과 같이 원격시설 에서 산화 환원공정을 거쳐 분말을 만들어 중수로형 핵연료로 가공하게 되나 AIROX 공정과는 달리 농축우라늄을 섞지 않고 경수로 사용후핵연료만 이용하여 중수로용 핵 연료로 직접 재활용이 가능하다.이를 통하여 천연우라늄을 사용한 핵연료에 비하여 약 2배의 연소도를 얻을 수 있는 것으로 알려져 있다. 66) 그림 3.4-10.DUPIC 핵연료주기 도식도 DUPIC 핵연료의 장점으로는 경수로 사용후핵연료를 재활용함으로써 처분대상 경수 로 사용후핵연료를 획기적으로 줄일 수 있다는 것이다.또한,중수로에 이용되는 DUPIC핵연료의 연소도 증가에 따라 중수로 사용후핵연료 발생량도 2분의 1이상 줄일 수 있다.부수적으로 DUPIC 핵연료주기를 도입하면 중수로에 쓰이는 천연우라늄자원 의 절감효과도 얻을 수 있게 된다. 65)양명승외, ConceptualStudyontheDUPIC FuelManufacturingTechnology, Proc.Int.Conf.andTechnology ExhibitiononFutureNuclearSystem,GLOBAL'93,Seatle(1993). 66)고원일외, EconomicsAnalysison DirectUseofSpentPressurized WaterReactorFuelin CANDU Reactors (IV).DUPIC FuelCycleCost,NuclearTechnology,Vol.134,(2001). -87-

DUPIC 핵연료주기 기술은 중수로와 경수로를 동시에 보유하고 있는 우리나라의 실 정에 적합한 기술이라 할 수 있다.현재까지 국제적으로 핵비확산성 핵연료주기로 인 정받은 유일한 핵연료주기라 할 수 있다.그러나,기존 중수로와의 양립성을 입증하여 야하고,DUPIC 핵연료의 성능이 입증되지 않은 상황이며,원격가공으로 인한 핵연료 가공비의 증대,원격가공 핵연료에 대한 품질보증,원전내 취급이 어렵다는 점 등의 단 점을 극복해야만 한다. DUPIC 연구는 1991년 기술의 타당성 분석을 시작으로 착수되었다.1991년 9월부터 1994년 10월까지 행한 타당성 연구에서는 DUPIC 핵연료의 제조공정을 이론적으로 분 석하여 최적의 가공공정으로 산화 환원공정(Oxidation & Reduction ofoxidefuel: OREOX)을 선정하였다.또한,DUPIC 공정의 핵물질 안전조치 가능성을 확인하였다. 1994년부터 진행된 제2단계 DUPIC 핵연료 성능의 실험적 검증연구에서는 한국원자 력연구원내에 실험실규모의 DUPIC핵연료연구시설(DUPIC FuelDevelopmentFacility: DFDF)을 확보하였고,이 시설을 이용하여 실제 경수로 사용후핵연료로부터 DUPIC 핵 연료 소결체 및 연료봉을 원격제조한 바 있다.또한,제조된 DUPIC 핵연료 소결체를 하나로를 이용하여 성공적으로 조사시험을 수행한 바 있다.그러나,2001년부터는 DUPIC 핵연료의 연구가 기존의 DFDF시설을 이용하여 후행핵연료주기의 핵심기술를 개발하는 방향으로 방향전환이 이루어져 오늘에 이르고 있다. (1)DUPIC 핵연료 제조공정 DUPIC 핵연료의 제조를 위한 전체 제조공정은 사용후핵연료의 해체 및 건식분말처 리공정을 제외하고는 기존의 중수로 핵연료 제조공정과 유사하나 고방사성의 사용후 핵연료를 원료물질로 사용하기 때문에 차폐시설인 핫셀에서 모든 작업을 원격으로 수 행해야 하는 것이 그 주요한 특징이다. 67) DUPIC 핵연료의 제조공정은 사용후핵연료 저장수조에서 경수로 사용후핵연료봉을 인출하여 이를 적당한 길이로 절단한 다음,산화열처리를 이용한 탈피복방법으로 피복 관과 소결체를 분리하게 된다.분리된 핵물질은 다시 OREOX 공정을 통하여 재소결이 가능한 분말로 처리되며,이러한 처리과정 중 일부 가스형태의 핵분열생성물은 제거된 다.이렇게 준비된 분말을 이용하여 전형적인 핵연료의 제조방식에 따라 소결체를 제 조하며,이를 새로운 피복관에 장전,용접하여 연료봉을 제조하게 되고,다시 이들 연 료봉을 한 묶음으로 하여 연료집합체를 제조하게 된다.이상과 같은 제조기술별 공정 특성에 따라 요구되는 공정들은 경수로 사용후핵연료 집합체의 해체와 핵연료봉 인출, 절단공정,그리고 산화 열처리에 의한 탈피복 공정,OREOX 공정에 의한 분말제조공 정,소결체 및 핵연료봉과 핵연료집합체의 제조공정 등으로 분류할 수 있다. 67)고원일 외, CostEvaluation ofacommercial-scaledupic FuelFabrication Facility (Part I)-Preliminary ConceptualDesign,KAERI/TR-1373/99,(1999). -88-

그림 3.4-11.DUPIC 핵연료 제조 공정 사용후핵연료의 해체 및 탈피복 기술 DUPIC 소결체의 제조에 필요한 원료물질을 얻기 위한 첫 단계로서 경수로 사용후 핵연료집합체를 해체 분해하여 연료봉을 인출하고,이를 산화 열처리하여 핵물질과 피복관을 분리한다.사용후핵연료집합체의 해체는 저장수조에서 원격 수중작업으로 행 해지게 되며,핵연료의 형태나 수중해체 장비의 형태에 따라 상단 고정체를 분리하거 나,하단 고정체를 분리하여 해체한다.해체된 집합체는 사용후핵연료를 담는 집합체 바스켓,연료봉을 잡고 인출할 수 있는 RodsExtrusionTool,집합체 중 연료봉 위치를 확인할 수 있는 RodsIndexPlate를 사용하여 연료봉을 인출하게 된다.현재까지 확인 된 건식탈피복방법으로 산화 방법과 AIROX 방법이 있으며,두 가지 방법 모두 UO 2가 산화되면서 Cubic상에서 밀도가 낮은 Orthorhombic상으로 상변태가 일어날 때 수반 되는 부피팽창이 피복관을 파괴하고 소결체를 분쇄하는데 기초를 둔 것이다. -89-

OREOX 공정기술 이 기술은 UO2를 400 500 에서 산화시켜 U 3 O 8 으로 상변화시키고 다시 600 850 에서 환원시키는 과정을 반복해서 재소결 가능한 분말을 제조하는 방법이다.UO 2 소결체는 산화중에 약 35%의 부피팽창이 있는데,이로 인하여 유발된 내부응력이 충분 히 이완되지 않아 균열이 발생하면서 소결체가 분말로 변한다.아래 그림 3.4-12는 OREOX 공정으로 제조한 DUPIC 핵연료의 분말이다. 그림 3.4-12.사용후핵연료를 만든 DUPIC 분말 소결체 제조기술 성분 및 입자 크기가 균일화된 DUPIC 분말을 사용하여 압분하고 소결하여 일정 칫 수의 DUPIC 소결체를 제조하는 기술로 기존의 소결체 제조기술과 유사하다.소결은 환원분위기,1700 이상의 고온에서 고밀화시켜 가능한 단위 체적당 많은 양의 핵분 열물질이 구성되도록 하는 공정으로 분말입자들이 열적 활성화과정을 거쳐 하나의 덩 어리로 만드는 과정이다. 연료봉 용접기술 일정 연료봉 길이로 정열된 DUPIC 소결체를 한 쪽 봉단이 용접된 완성피복관에 장 전하고 나머지 한 쪽 봉단을 용접 밀봉하여 완성연료봉을 제조하는 기술로서,광섬유 전송을 이용한 레이저 용접방법으로 수행된다.레이저 용접은 레이저를 초점에 집속시 켜 생기는 고열의 에너지를 이용하므로 국부적인 부위를 순간적으로 용융하여 열변형 이 거의 없고,용융점이 높은 금속을 미세하게 용접하는데 적합하다.또한,용접으로 인한 가열 및 용접시간이 짧고 열영향의 부위가 크지 않다는 장점이 있다.특히,파장 이 1.06μm인 Nd:YAG 레이저의 경우 광섬유를 이용한 레이저 빔의 전송이 가능하여 원격 레이저 용접이 가능하다. -90-

핵연료 품질검사기술 완성된 제품의 품질관리는 제조에 있어 중요한 부분의 일부이다.특히,엄격한 시방 으로 제조되는 핵연료에 있어서는 더욱 중요하다.DUPIC 핵연료 제조특성상 핫셀내에 서 원격으로 검사가 수행되어야 하며,고방사성 분위기에서 분석기기들이 운용되어야 하는 관계로 다양한 분석에는 많은 어려움이 있다.현재 적용되고 있는 검사는 분말 검사,소결체 검사,연료봉 검사 등이 있다. (2)DUPIC 핵연료 제조시험시설(DFDF) 이 시설은 DUPIC 핵연료의 제조를 위한 제반 공정기기 및 그 부속장치가 설치된 조 사재시험시설(IMEF)M6핫셀로서 내부의 크기가 폭 2m x길이 23.8m x높이 4m 로 α-γ핫셀로 설계되었으나,현재는 β-γ핫셀로 운영되고 있다.핫셀의 내부는 두께 3 mm의 스테인레스 철판으로 라이닝이 되어 제염이 용이하도록 되어 있고,방사선 차폐 를 위하여 벽체와 바닥 및 천장은 중량 콘크리트 구조물로 건설되어 있다.벽체의 두 께는 1.lm,천장의 두께는 0.9m로 내진 1등급 구조물로 설계되었으며,핫셀 전면부에 는 1.06m 0.84m 크기의 방사선 차폐창이 핫셀의 길이 방향으로 10개가 설치되어 있다.차폐창 상부의 좌우에는 master-slavemanipulator가 한 쌍씩 설치되어 있으며, manipulator는 9kg까지의 하중을 취급할 수 있다. 그림 3.4-13.DFDF시설 전경 차폐창을 포함한 구조물은 2.0 10 5 Ci의 방사능을 갖는 점선원(pointsource)으로부터 1MeV의 γ선이 방출될 때 작업구역에서 1.5 10-5 Sv/h(1.5mrem/h)이하의 선량율이 유지될 수 있도록 설계되었다. (3)주요 연구개발 성과 1991년부터 시작된 DUPIC 연구를 통하여 많은 연구개발성과를 이루었다고 볼 수 있다. 사용후핵연료 재활용 관련 연구 시설 구축 국내에서 최초로 사용후핵연료를 이용,건식공정 산화물핵연료의 제조를 위한 실험실 -91-

규모의 연구시설(DUPIC FuelDevelopmentFacility:DFDF)이 구축되었다.특히,1999 년에는 미국으로부터 DFDF시설에 대한 사용후핵연료 이용승인을 확보함으로써 우리나 라 원자력 역사상 사용후핵연료집합체를 해체하여 처리시험을 할 수 있는 최초의 사건 으로 기록되고 있다.2002년에는 사용후핵연료 200kg의 형질변경에 대한 미국의 승인 (JointDetermination:JD)을 추가로 획득하여 현재에 이르고 있다. 경수로 사용후핵연료 이용 건식공정 산화물핵연료 제조기술 확보 국내 최초로(세계에서 두 번째로)사용후핵연료 이용 DUPIC 핵연료 소결체 및 핵연 료봉 제조에 성공하였다.원격핵연료제조 품질보증체계를 수립하였으며,사용후핵연료 의 연소도별(27 65GWd/tU)DUPIC 핵연료 제조공정이 개발되었다. DUPIC 핵연료 소결체의 하나로 조사시험을 통한 성능의 평가 하나로를 이용하여 고선출력 조사시험(61 kw/m)이 이루어졌으며,장기노내 조사시 험(6,700MWd/tHM)이 수행되었다.또한,하나로를 이용하여 중심온도 온라인 측정기 술을 개발하여 계장조사시험 및 성능평가의 기술이 구축되었다. 사용후핵연료 이용에 따른 국제적인 연구 투명성 확보 DUPIC 핵물질측정장치(DUPIC SafeguardsNeutron Counter:DSNC)등을 개발하여 IAEA의 공인을 받아,현재 활용 중이다. 그림 3.4-14.DUPIC 핵물질 측정장치(DSNC) -92-

다.파이로 건식처리 공정 고온의 공융조성 용융염을 이용하는 파이로건식처리의 기술은 원소의 전해분리 특성 차를 이용하여 핵연료물질을 분리 및 회수하는 가장 이상적인 공정이라고 할 수 있다. 또한,매질로 이용되는 용융염 자체는 방사선 및 고온에 매우 안정한 특성을 갖고 있 고,임계관리가 매우 용이한 장점을 가지고 있다. 68) 특히,이 기술은 습식재처리공정과 비교하여 근본적으로 회수된 핵연료물질의 제염계수가 매우 낮고,자체방호기준(Self Protection Criteria)을 만족하기 때문에 핵확산저항 특성을 본질적으로 가지고 있다고 할 수 있다.그러나,본 기술은 회분식 장치개념을 기본으로 하고 있기 때문에 용량확 장성이 습식재처리기술과 비교하여 매우 불리하고,고온의 용융염(500~750 )취급으 로 인한 장치개발의 어려움과 내부식성 구조재료에 대한 문제점 등의 해결이 기술개발 관건이라고 할 수 있다. 대표적인 건식공정으로 미국과 한국의 파이로건식처리 (Pyrpoprocess) 공정과 러시아의 디미트로프그라드 건식(Dimitrovgrad Dry Process: DDP)공정이 대표적이며,이들의 개략적인 공정개념을 아래에 기술하면 다음과 같다. (1)파이로건식처리 (Pyroprocessing) 미국의 파이로건식처리공정은 경수로 사용후핵연료를 금속전환시킨 다음,전해정련 및 전해제련의 단계를 거쳐 잉여우라늄금속과 TRU금속을 회수하는 기술(그림 3.4-15 참조)과 금속핵연료를 처리하여 재순환하는 기술로 크게 구분할 수 있다.미국의 파이 로기술의 개념도는 한국의 그것과 유사하나,미국은 경수로 사용후핵연료를 이용한 파 이로 처리기술을 파이록스(PyrochemicalProcess:PYROX)라고 명명하여 상용하고 있 다.여기에는 경수로 사용후핵연료를 탈피복하여 분말화하는 공정,사용후핵연료를 금 속화하는 전해환원(ElectrolyticReduction)공정,우라늄금속을 저준위폐기물로 회수하 는 전해정련(Electrorefining)공정,TRU의 회수공정 등을 포함하고 있다.여기서 전해 환원기술은 1980년대에 개발된 미국 아르곤국립연구소(Argonne NationalLaboratory: ANL)의 원천기술인 리튬환원기술의 기술적 문제점을 해결하기 위하여,2003년도에 한 국원자력연구원과 미국 INL연구소가 공동으로 개발한 신개념이다. 전해환원단계에서 회수된 금속전환체(U,TRU & NM)는 전해정련공정으로 도입되고, 95% 이상을 차지하고 있는 잉여우라늄금속을 회수하는 과정을 거친다.전해정련공정인 금속핵연료의 용해 및 전해반응을 이용한 우라늄회수 및 음극처리공정으로 구성된다. 양극 바스켓에 도입된 금속전환체는 양극에서 금속전환체의 양극용해(Anode Dissolution)반응과 음극에서의 U 이온의 환원반응이 동시에 진행되는 메카니즘에 의 하여 잉여우라늄금속을 회수한다. 69)70) 68)Y.Kasai,I.Kakehi, DesignStudyonAdvanced NuclearFuelRecycleSystem -ConceptualDesignStudyof RecycleSystem usingmoltensalt,jnc TN-940098-003(1998). 69)J.L.Wilit, ElectrorefiningProcesUpdate,ANL-ETechnicalInformationExchange,Argonne,IL(2002). 70)G.Angelis,E.Baicchi, A New ElectrolyzerforPyrochemicalProcesStudies,Global2005,Tsukuba,Japan (2005). -93-

Cl2 사용후핵연료 LiCl Salt KCl U Metal Salt Salt Electrorefiner Oxidant Production U/TRU Metal Salt 집합체 해체 및 탈피복 He,Kr,Xe,I2 Off-gas 처리 전해환원 용융염 제거 전해정련 O2 Cladding Noble Metal Salt 우라늄 U Metal Salt 우라늄 처리 Salt U/TRU 회수 (전기분해) U/TRU Metal Salt Cl2 U/TRU 처리 Salt Salt TRU Drawdown (전기분해) Cl2 Off-gas 처리 저장 금속폐기물 금속폐기물 공정 Salt U/TRU Product 저장 Salt Waste Product 세라믹폐기물 공정 Waste Salt 그림 3.4-15.경수로 사용후핵연료 처리를 위한 PYROX 공정 정해정련은 아래 그림 3.3-9에 나타낸 바와 같이 500 의 공융조성 LiCl-KCl-UCl 3 용융염계에서 UCl 3의 전해반응,즉 양극에서는 염소이온의 산화반응에 하여 염소가 생 성됨과 동시에 우라늄.TRU 및 RE 금속과 반응하여 이들을 염화물로 전환시키고,이 들 염화물은 용융염계로 용해되는 과정을 이용한다.동시에 음극에서는 일정 전위조건 에서 용융염계의 우라늄이온은 환원반응이 진행되고,고체전극에 수지상결정(Dendrite) 결정형태의 우라늄 금속이 전착된다.전해정련단계에서 TRU와 RE원소는 염화물로 전 환되지만,우라늄 이온의 환원 전위조건에서 조업되기 때문에 제염계수가 낮지만 우라 늄금속만의 선택적 회수가 가능하다.따라서 TRU와 RE원소는 공융조성의 용융염계에 염화물상태로 존재하고,NM 원소는 양극용해(Anode Dissolution)과정에서 미반응상 태인 금속으로 존재한다.결론적으로,전해정련공정에서는 비록 제염계수가 낮지만 단 지 우라늄금속만을 회수하는 공정이라고 할 수 있다. -94-

-1.0-1.2 Np Pu Am U Nd La -1.4-1.6-1.8 U Np Pu Am U,Np,Pu Am Nd La Y Y -2.0 Nd Y La Solid cathode Liquid Cd cathode Liquid Bi cathode 그림 3.4-16.전해정련 및 전해제련 공정의 개략도 공융조성의 용융염계에 플루토늄이온이 일정농도에 도달하면 고체음극을 액체 Cd 음극으로 교체하고,잔류 U,TRU 및 일부 RE원소를 회수하는 전해제련단계를 수행한 다.특히,이 단계에서 우라늄 플루토늄 및 희토류금속의 공회수, 즉 SFR 원자로시스 템 금속핵연료의 조성을 일차적으로 조절하는 단계라고 할 수 있다.전해제련단계에서 는 고체전극 대신에 우라늄 및 TRU의 공회수 특성이 매우 양호한 액체 Cd 전극을 이 용한다.액체 Cd 음극은 플루토늄.희토류 금속과 금속화합물을 형성하는 반면에 우라 늄과는 금속화합물을 형성하지 않는 특성이 있다.이로 인하여 액체 Cd 음극의 전착반 응단계에서 우라늄 플루토늄 및 희토류금속이온의 자유에너지변화값은 거의 유사하게 되고,우라늄 플루토늄 및 희토류원소를 거의 동일한 전위조건에서 공회수가 가능하 다(그림 3.3-8의 우측 그림 참조). 마지막으로 전해정련 및 제련단계에서 회수한 고체음극 및 액체 Cd 전극에서 회수 된 핵연료 물질은 CathodeProcessing 단계를 거쳐 잔류용융염과 Cd 금속을 증발 분 리한 다음,1300 의 온도조건에서 이들 핵연료물질을 용융시키고,사출성형법을 이용 하여 SFR 원자로시스템의 금속핵연료를 제조한다. 71) 전해정련 및 제련공정은 전술한 바와 같이 고방열성핵종의 핵분열생성물이 포함된 용융염과 NM 원소의 핵분열생성물이 포함된 금속폐기물이 발생된다.금속폐기물은 증 류에 의하여 카드뮴 금속만을 회수하고,불용성금속잔류물은 고화처리 한다. 72) 특히, 각 단계의 공정에서 발생되는 폐용융염은 고방열성핵종인 Cs및 Sr등이 다량 함유되 어 있어 무한정 재순환을 할 수 없다.폐용융염계의 Cs및 Sr원소는 제올라이트를 이 용하여 흡착 제거하고,재생된 용융염은 다시 공정으로 재순환한다. 73) 71)J.E.Batles,J.J.Laidler, PyrometalurgicalProcesesforRecoveryofActinideElements,ANL/CMT/CP-81050 (1994). 72)K.M.Gof,G.M.Teske, ElectrometalurgicalTreatmentofEBR-ISpentFuel,WM'04Conference,Tucson,AZ (2004). 73) C.Pereira,M.A.Lewis, Overview of MineralWaste Form Developmentfor the Electrometalurgical TreatmentofSpentNuclearFuel,ANL/CMT/CP-88394(1996). -95-

아래 그림 3.4-17은 한국원자력연구원에서 개발하고 있는 파이로건식처리 개념도를 나타낸 것이다.여기에는 사용후핵연료를 탈피복 및 분말화하는 전처리공정,사용후핵 연료를 금속화하는 전해환원(ElectrolyticReduction)공정,우라늄금속을 저준위폐기물 로 회수하는 전해정련(Electrorefining) 공정, TRU의 회수를 위한 전해제련 (Electrowinning)공정 및 각 공정단계에서 발생된 염폐기물을 재생하고 처분용 고화체 를 제조하기 위한 단위공정을 포함하고 있다. 국내에서 파이로건식기술은 1997년부터 원자력중장기 사업을 통하여 본격적인 연구 개발이 착수되었다.2002년에는 국내에서는 리튬환원기술의 문제점 해결을 위한 다양 한 방안의 검토를 통하여,고온 LiCl-Li 2O 용융염계에서 우라늄산화물의 금속전환과 Li 2 O 전해반응이 동시에 진행되는 통합반응 메카니즘을 기초로 한 전해환원기술 (ElectrolyticReduction Technology)을 국내에서 독자적으로 개발하는 성과가 있었다. 전해환원반응을 구현할 수 있는 독창적인 일체형 Cathode시스템을 성공적으로 개발하 였고,이와 같은 성과를 통하여 미국 ANL의 원천기술인 리튬환원공정의 대체는 물론, 세계적으로 이 기술분야에 대한 원천을 확보할 수 있는 계기를 마련한 바 있다. 그림 3.4-17.우리나라의 파이로 건식처리 개념도 습식공정은 액체를 취급하기 때문에 연속공정이 가능하다.그러나,파이로의 경우에 는 건식공정으로서 회분식(Batch Type)으로 이루어지기 때문에 대용량의 시설도입이 어렵다는 특성이 있다.또한,습식공정에 비하여 핵확산의 염려는 현저히 적으나,공정 과정에서 2차 폐기물이 많이 발생한다는 단점이 있다.이러한 단점을 극복하기 위하여 우리나라에서는 연속식 고성능 전해정련기술(그림 3.4-18참조)을 개발한 바 있다. -96-

그림 3.4-18.흑연음극한 연속식 고성능 전해정련장치 또한,한국원자력연구원에서는 폐기물의 발생을 최소화한다는 관점에서 LiCl염폐기 물의 재생기술을 개발하였다.용융물 결정화법(MeltCrystalization)을 이용하여 소량의 염내에 이들 고방열성핵종을 농축 및 분리하여 폐기물로 처리함으로써 다량의 정제 LiCl염을 회수하는 기술을 개발하였으며,공융염폐기물의 재생과 관련해서는 산소기체 를 이용한 산화법으로 희토류핵종을 산화 침전시키고 상대적으로 순수한 공융염은 증 류법을 통하여 회수하는 기술을 독자적 개념의 고유원천기술로 개발하였다.이 기술을 활용하면 염폐기물 전량을 제올라이트로 고정화처리하는 방법에 비하여 최종 처분대상 인 고화체의 발생량을 약 1/20이하로 줄일 수 있는 것으로 알려졌다. 이로써,우리나라에서는 파이로공정의 상용화를 위하여 반드시 필요한 핵심기술들을 독자적으로 개발하는데 성공함으로써 기술적인 원천을 가질 수 있는 발판을 마련하였 다고 볼 수 있다. (LiCl염폐기물 재생장치) (LiCl-KCl공융염 폐기물 재생장치) 그림 3.4-19.염폐기물 재생장치 -97-

(2)러시아 DDP공정 러시아의 DDP는 산화물핵연료의 회수가 직접 가능하다는 점에서 미국의 금속 전해 정제(MetalicElectrorefining)기술과 크게 다르다.아래 그림 3.4-20과 같이 경수로와 고속증식로(FastBreederReactor:FBR)사용후핵연료를 대상으로 단위공정 및 반응조 건에 따라 UO 2, PuO 2 및 UO 2 -PuO 2 를 직접 회수하여 경수로와 고속로시스템에 재순환 이 가능한 장점이 있다. 74)75) DDP 공정은 화학적 반응에 의하여 산화물 핵연료를 용융염계에 용해하고,우라늄 및 플루토늄 산염화물의 전해특성을 이용하여 회수하는 공정으로 각 단위공정은 동일 도가니에서 수행할 수 있는 장점이 있다.DDP 공정은 용융염과 Cl 2 가스의 부식성,그 리고 산화물 핵연료 용해속도의 향상 및 전해반응단계에서 직접 양극으로 사용가능한 Pyrographite재질의 반응기를 이용한다. LWR (MOX 핵연료) FBR (MOX 핵연료) Dimitrovgrad 건식공정 LWR SF FBR Blanket FBR Core UO2 Depleted UO2 UO2-PuO2(5%) UO2-PuO2(50%) + MA UO2-PuO2(5%) UO2-PuO2(20-30%) + MA 핵연료봉 및 집합체 제조 for LWR MOX for FBR Blanket for FBR Core (MOX + MA) 그림 3.4-20.DDP 공정에서 산화물핵연료의 회수방법 74)T.Kobayashi,S.Vavilov etal, Plutonium Precipitation in the MOX Co-deposition Tests forthe Oxide ElectrowinningProces,J.ofNuclear.ScienceandTechnology,Vol42,No.3,p.295~300(2005). 75)S.Vavilov,T.Kobayashi,M.Myochin, PrincipleandTestExperienceoftheRIAR'sOxidePyroprocess,J.of Nuclear.ScienceandTechnology,Vol41,No.10,p.1018~1025(2004). -98-

산화물핵연료의 용해단계에서 우라늄과 플루토늄산화물은 Cl 2 가스와 반응하여 우라 늄산염화물과 플루토늄염화물로 변환된다.우라늄과 플루토늄산화물은 과잉의 Cl 2 가스 조건에서 약 30시간의 용해시간이 소요된다. 76) UO 2 전착공정은 UO 2 회수와 병행하여 후속공정인 UO 2 -PuO 2 공전착 공정,PuO 2 침전공정을 고려하여 용융염계 우라늄산염화 물이온의 농도를 제어하는 단계로도 이용되기도 한다.용융염계에 존재하는 우라늄산 염화물은 음극에서는 Uranyl이온의 환원반응에 의하여 UO 2가 전착되고,동시에 양극 에서는 염소이온의 산화반응에 의하여 Cl 2 가 생성된다.UO 2 전착공정에서 환원전위가 유사한 일부 핵분열생성물(Ru,Rh,Pd,Ag)등은 UO 2 와 함께 음극에 전착된다.UO 2 전착공정은 전해조건에 따라 99~99.5%의 UO 2 회수가 가능하다.BOR-60 원자로의 UO 2 사용후핵연료를 대상으로 한 실험결과,DDP는 단기냉각 사용후핵연료(냉각기간 : 6개월)의 처리 및 99%의 UO 2 회수가 가능함을 실험적으로 확인한 바 있다. PuO 2 침전공정은 Cl 2 +O 2 혼합가스를 공급조건에서 용융염계의 플루토늄염화물을 PuO 2 로 침전시켜 회수하는 공정으로서,회수된 PuO 2 의 평균입자의 크기는 약 20~ 100μm,그리고 95% 이상이 회수된다.특히,PuO 2 침전과정에서 핵분열생성물의 화학적 거동은 O 2와 Cl 2 가스의 조성비 및 반응시간 등의 변수에 큰 영향을 받는다.Ce는 90% 이상이 플루토늄과 함께 침전되고,Y,Pm과 Eu 등은 약 2~20% 미만이 침전되며,이 과정에서 회수된 PuO 2 의 제염계수는 그다지 높다고 할 수 없다. 77) UO 2 -PuO 2 공전착 단계에서는 용융염계에 존재하는 플루토늄염화물을 플루토늄산염화물로 변환하는 반응 이 선행되어야 한다.UO 2 -PuO 2 공전착공정은 Cl 2 +O 2 혼합가스를 용융염계에 공급하는 조건에서 PuO 2 와 UO 2 공전착물을 음극에서 회수한다.특히,음극에 전착된 PuO 2 와 UO 2 분율은 각각 용융염내 plutonyl이온농도와 전류밀도에 영향을 받는다.PuO 2는 최대 70wt%의 공전착이 가능하며,회수 UO 2 -PuO 2 공전착물은 결정형태와 순도가 매우 양호한 특성을 가지고 있다. 76)A.V.Bychkov,S.K.Vavilov, PyroelectrochemicalReprocesingofIradiatedUranium-Plutonium OxideFuelfor FastReactor,Global93,Seatle,Washington(1993). 77)A.V.Bychkov,S.K.Vavilov, PyroelectrochemicalReprocesingofIradiatedUranium-Plutonium OxideFuelfor FastReactor,Global93,Seatle,Washington(1993). -99-

그림 3.4-21.산화물 전해제련 공정의 흐름도 -100-

제 5절 혼합산화물(MOX)핵연료 기술개발 현황 1.개요 MOX 핵연료는 이산화우라늄과 플루토늄 산화물을 혼합하여 만든 혼합산화물 핵연 료라고 총칭하고 있으나 용도 및 특성에 따라서 플루토늄 산화물을 약 5 10% 함유한 고속로용 혼합산화물 핵연료,플루토늄을 약 3 9% 함유한 경수로용 혼합산화물 핵연 료,플루토늄 산화물을 약 1% 이하로 함유하고 있는 중수로용 혼합산화물 핵연료 등으 로 분류할 수 있다.특히 고속증식로와 같은 특수한 원자로는 연소된 우라늄 및 플루 토늄 보다 더욱 많은 양의 핵분열성 물질을 생성할 수 있으므로 부존 화석연료 자원이 부족한 국가에서는 매력적인 핵연료주기 방안이 될 수 있다.그러나 경수로 원자로에 서는 한번만 재순환되므로 우라늄 활용률 개선효과가 약 12%,우라늄까지 재활용된다 면 약 22%에 불과한 것으로 알려지고 있다. 78) 현재,MOX 핵연료는 우라늄산화물 (depleted U 사용)에 7~9% 플루토늄 산화물을 혼합하여 만들어 지고 있는데,이 경우에 농축우라늄 4.5%의 농축우라늄과 동일한 효 과를 낸다.이는 플루토늄 중에 약 2/3만이 핵분열성 동위원소이기 때문이다.플루토늄 중에 핵분열성 동위원소가 90% 이상인 무기급 플루토늄을 사용하는 경우에는 약 5%만 을 혼합하면 동일한 효과를 낼 수 있다.일반적으로 재처리된 Pu는 241 Pu (반감기 14 년)의 붕괴로 241 Am이 생성되기 때문에 가능한 바로 MOX 핵연료로 만들어야 한다. 241 Am은 강한 감마선을 방출하고 핵분열 능력을 떨어뜨리는 역할을 하기 때문이다.농 축우라늄 핵연료에 비하여 MOX 핵연료의 장점은 Pu를 혼합하여 쉽게 핵분열성 물질 질의 농도를 높일 수 있어 고연소도 핵연료에 적합하다고 할 수 있다. 1963년에 경수로용 핵연료로는 세계 최초로 UO 2 와 PuO 2 분말을 혼합하여 만든 MOX 핵연료가 벨기에의 BR3PWR에서 조사되어 그 이용 가능성이 입증되었다.MOX 핵연료의 개발은 미국,벨기에,영국,독일 프랑스 등에서 거의 비슷한 시기에 시작된 관계로,그 개발 규모 및 과정에 유사한 점이 많다.즉,1950~1960년대에는 실험실 및 시험공장 시설에서 개발 경험을 쌓았고,이러한 경험을 바탕으로 1970~ 980대에는 제 조공정의 개발이 거의 확립되면서 시설도 상용규모로 확장되었다.즉,1963년에 MOX 핵연료가 사용되기는 하였으나 상업용으로 사용되기 시작한 것은 1980년대 이후라 할 수 있다.MOX 핵연료는 현재 전세계 원자로에 사용되는 신핵연료의 2%를 담당하고 있다.2010년경에는 그 점유율이 약 5%에 이를 전망이다. 각 나라의 MOX 핵연료 개발 목적 및 배경은 자국의 사정에 따라 약간의 차이가 있 다.영국이나 프랑스처럼 초기에 FBR용 MOX 핵연료 제조에 전념하다가 그 후,PWR 용 MOX 핵연료 제조에 참여하는 경우가 있는가 하면,독일,벨기에와 같이 처음부터 두 가지 핵연료를 함께 개발해 온 나라도 있다.즉 플루토늄을 가장 효율적으로 이용 78)MixedOxide(MOX)Fuel,htp://www.world-nuclear.org/(2008.12). -101-

할 수 있는 원자로가 고속증식로이기 때문에 개발이 먼저 시도되었던 것이다.그러나 고속증식로의 안전성 및 경제성 문제로 인하여 현재에는 거의 모든 국가가 잉여 플루 토늄의 활용 및 소모를 위해 경수로용 MOX 핵연료 제조에 집중하고 있는 실정이다. 표 3.5-1은 각국의 MOX 핵연료 가공 시설 현황을 나타낸 것이다.현재 운전 중인 상 용시설로는 프랑스의 MELOX 시설과 영국의 셀라필드 MOX 시설이 있다.그리고 2012 년부터 운전 예정인 일본의 J-MOX 시설이 운전예정으로 있다.MELOX 시설은 처음에 는 소규모 시설로 허가를 받았으나 2007년에 연산 195톤으로 허가를 취득하였다.현재 세계 상용시설 용량은 235톤/년이나 2012년이면 445톤에 이를 것으로 전망된다. 표 3.5-1.세계 MOX 핵연료 가공 시설 현황 79) 국 가 벨기에 프랑스 프랑스 일본 일본 일본 일본 러시아 영국 영국 미국 미국 시설 (위치) FBFC (Dessel) AREVA NC, MOX (Cadarache) Melox (Marcoule) PFDF-MOX (Tokai-mura) PFFF-ATR (Tokai-mura) PFPF-FBR (Tokai-mura) RokkashoMOX FuelFabrication Plant(Tokai-mura) RIAR (Dimitrovgrad) MDF (Selafield) MOX Plant(SMP) (Selafield) DeMOX - ToMOX (SavannahRiver) FMEF (HanfordSite) 소유자 (운전자) FBFC ( ) AREVA NC ( ) AREVA NC ( ) JAEA ( ) JAEA ( ) JAEA ( ) JNFL ( ) MINATOM (N iar) NDA (BNFL) NDA (BNFL) 용량(*) (thm/yr) 규모 운전 시설 개시 종료 현황 40 상용 1997 해체 준비중 비 고 BWR,PWR 40 상용 1961 2003 정지 LWR,FBR 195 상용 1995 운영 중 LWR 0.3 실험실 1965 운영 중 fuelpin 10 Pilot 1972 운영 중 ATR 5 Pilot 1988 운영 중 FBR 130 상용 2012 계획 LWR 1 Pilot 1975 운영 중 FBR (Vibropack) 8 Pilot 1993 2000 대기 LWR 128 40 상용 허가 LWR? 0 상용 계획 Pit Disassembly & Conversion DOE 0 실험실 대기 Plutonium Disposition (*)용량이 '0'로 표기된 시설은 용량이 아주 작거나 알려지지 않은 시설을 의미함. 79)htp://www-nfcis.iaea.org/, IntegratedNuclearFuelCycleInformationSystems (2009.1). -102-

2006년에는 세계적으로 약 180톤의 MOX 핵연료가 30여개의 경수로 원자로에 장전 되었다.현재 40여개의 원자로가 MOX 핵연료의 사용을 위한 허가를 받은 상태이며, 약 30여개의 원자로가 허가 신청 중에 있다. 대부분의 원자로는 MOX 핵연료를 1/3Core에만 사용하고 있으며 일부 원자로는 50%까지 허가를 받은 상태이다.최근 일 본은 FulCore에 사용 가능한 원자로 건설을 승인받았으며,프랑스 EPR 원자로도 FulCore사용 가능한 설계를 하고 있다.현재 50% MOX 핵연료 Core까지는 기존 경 수로 원자로의 변경 없이 가능하나 그 이상에서는 크게 설계변경이 필요한 것으로 알 려지고 있다. 80) 2.MOX 핵연료 제조공정 그림 3.5-1에는 경수로용 MOX 핵연료 소결체를 제조하는 전형적인 MOX 제조공정 의 흐름도를 나타낸 것이며,그림 3.5-2는 일본에 건설중인 JMOX 시설의 전체 공정 흐름도를 나타낸 것이다.소결체 제조공정까지가 핵심기술이며 그 이후의 집합체 제조 공정은 일반 핵연료 제조공정과 동일하다고 볼 수 있다. 소결체 제조 공정은 그림 3.5-1에 나타낸 바와 같이 UO 2와 PuO 2 분말을 볼밀을 이용 하여 마스터혼합한 후 혼합분말을 입자 크기를 맞춘 후에 다시 UO 2 를 균질하게 혼합 하여 원하는 플루토늄의 함량이 되도록 희석시킨다.윤활제를 첨가한 후에 압분을 실 시하고,1700 의 환원분위기에서 약 2 4시간 소결함으로서 이론 밀도의 약 95%에 해 당하는 소결체를 제조한다. 이와 같이 만들어진 펠렛은 다시 한번 진공가열되어 탈가스처리한 후 각종 분석,검 사를 거쳐 제품펠렛으로서 트레이에 정렬하여 연료봉가공공정으로 옮겨진다.펠렛은 한 줄씩 한 쪽이 플러그용접된 피복관에 삽입되며 남은 한 쪽에 풀러그를 삽입용접하 여 연료봉으로 한다.이 후 연료봉표면을 주의 깊게 제염하여 제품인 연료봉으로 한다. 연료봉은 다시 수십 개에서 수백 개까지 다발로 하여 연료집합체로 하는데 다발로 하 는 방법으로는 경수로 핵연료집합체에서는 스페이서라고 부르는 수개의 격자상의 쇠장 식을 통하여 연료봉간의 간격을 유지하면서 집합체로 조립하는 과정을 거친다. 80)MixedOxide(MOX)Fuel,htp://www.world-nuclear.org/(2008.12). -103-

UO2 PUO2 볼밀분쇄 25~30% Pu 농도 체 질 250 цm 혼 합 최종 Pu 농도 윤활제첨가 펠릿성형 소 결 1700, 4h, Ar-H 건식무심연삭 그림 3.5-1.전형적인 MOX 핵연료 소결체 제조 공정 그림 3.5-2.일본의 JMOX 시설의 공정흐름도 3.주요국의 MOX 핵연료 개발 현황 가.프랑스 프랑스의 원자력을 주도하는 기관은 원자력청인 CEA(Commissariat a I'Energie Atomique)와 전력공사인 EdF(ElectricitedeFrance)이며 기술적으로 선정된 여러 정책 및 전략은 이 두 기관의 상호 협조 혹은 독립적으로 추진,수행되고 있다.Pu에 관여하 는 제반 활동,즉, LWR 사용후핵연료의 재처리,취급,저장,수송 및 MOX 사용후핵 -104-

연료의 재처리 등을 핵연료주기사업 관련 국영회사인 COGEMA에서 관장하고 있다. 81) 프랑스는 고속증식로용 MOX 제조기술 개발에만 전념하여 1962년 Cadarache(CFCa) 에 0.5톤/년 규모의 MOX 가공시설 (Rapsodieline)을 갖추고 Rapsodie실증고속증식 로에 소요되는 MOX를 제작하였다.Rapsodieline과 Phenixline에서 얻은 경험을 토대 로 상용시설인 Superphenix line(20 톤/년,1981년 말 가동)을 당시 CEA의 CFCa (Complexe de fabrication de Cadarache) plant에 추가 설치하고 1984년까지 Superphenix의 초기노심 장전용 MOX를 제조하였다.고속증식로가 경제성 문제로 증 설계획이 지연됨에 따라 Pu을 경수로에 이용하기 위해 1984년 COGEMA와 벨기에의 MOX 핵연료 제조회사인 BN(Belgonucleaire)이 COMMOX를 설립하였다.경수로 이용 초기에는 BN의 디셀시설(Desselplant)에서 제조한 MOX 집합체를 St.LaurentB1경 수로에 1987년 11월에 장전,연소함으로써 그 안전성을 확인하였다.1989년 고속로용 MOX 핵연료 제조에서 얻은 경험과 MIMAS(MIcronized MASter)공정을 바탕으로 COGEMA로 소속이 변경된 CFCa에 15톤/년 규모의 경수로용 MOX 제조시설을 갖춘 후,COCA(CobroyageCadarache)공정으로 MOX 핵연료를 제조하게 되었다. 그 외에 COMMOX 그룹은 1998년에 120 톤/년 규모의 MELOX를 건설하였으며, 2003년에는 145톤/년으로 용량을 증가시켰으며,2007년에는 195톤/년 용량으로 허가 취득하였다.프랑스는 매년 약 850톤의 사용후핵연료를 재처리하여 약 8.5톤의 Pu를 생산하고 있다.이 Pu를 이용하여 약 100톤의 MOX 핵연료를 생산하고 있다.Spent MOX 핵연료는 향후 고속로에 태우기 위하여 저장되어 있는 상태이다. 그림 3.5-3.MELOX 제조공장 전경 나.일본 일본의 Pu 활용체계의 확립은 원자력의 장기목표로서, 소위 Reprocessing /Recycling Line 인 사용후핵연료 재처리와 회수된 우라늄과 Pu의 활용에 근거하여 단계적으로 일관되게 개발되고 있다.PNC (현 JAEA)에는 MOX 핵연료 제조시설인 PFFF(Plutonium FuelFabricationFacility)와 PFPF(Plutonium FuelProductionFacility) 81)현 AREVA NT. -105-

가 있으며,PFFF는 Joyo(FBR)와 Fugen(ATR)을 개발하기 위해 여러 가지 실험을 지원 할 목적으로 1965년 실험실 규모로 출발하였고,1972년에는 이 시설이 확장되어 많은 MOX 핵연료가 제조되었다. 1983년에는 Pu 변환 시설인 PCDF(Plutonium Conversion DevelopmentFacility)를 건설하여,1988년까지 2.7톤의 MOX 분말을 제조하였다.이렇 게 제조된 MOX 분말은 PFFF와 PFPF에 이송되어 Fugen,Joyo,Monju에 공급될 펠렛 으로 제조된다. 82) 일본은 1956년 이래로,여러 해 동안 우라늄 가격이 저가에 머무르고 있음에도 불구 하고,에너지 안보를 이유로,연소되지 않은 우라늄과 플루토늄을 MOX 핵연료로 재순 환시킨 핵연료로부터 에너지의 추가로 25~30%를 얻는,수입된 우라늄을 최대한 활용 하는 정책을 취해왔다.사용후핵연료 1,000톤 이상을 처리하여 Pu-U혼합물을 생산한 도까이에 있는 재처리시험공장은 1977년부터 2006년까지 운영되었다.2008년 11월에 가동예정이었던 일본원연(주)(Japan NuclearFuelLimited:JNFL)의 연산 800톤 규모 의 로카쇼 재처리공장은 28개월의 시험단계와 약간의 지연으로 13년의 건설기간 끝에 2009년 2월에 가동을 시작할 예정이다.지금까지 사용후핵연료의 재처리는 주로 유럽 의 BNFL(4,200 톤)과 AREVA(2,900 톤)에 의하여 이루어졌다.AREVA의 재처리는 2005년에 끝났고,JNFL의 로카쇼 재처리 공장의 완전 가동은 2008년에 시작할 예정이 었다. 일본전력회사연합에 의하면 9개의 회원사가 플루서멀 계획(Plu-thermalProgram)하 에 2010년까지 누계 16 18기의 원전에서 MOX 핵연료로 플루토늄을 이용할 계획이며, 연간 약 6 톤의 플루토늄이 원자로에 장전될 예정이다.한편 일본의 사용후핵연료를 재처리하여 회수된 원자로 급 플루토늄 40톤(25.6tPuf)으로 유럽에서 제조된 MOX 핵 연료가 사용될 수 있지만 MOX 핵연료사용에 대한 지방정부의 우려로 플루서멀 계획 이 늦춰지고 있다.일본의 플루토늄 재고량은 증가하고 있으며,2004년말 현재 41톤의 분리된 원자로급 플루토늄이 저장되어 MOX 핵연료로 사용되길 기다리고 있다. 2005년 4월에 아오모리 지방정부는 로카쇼에 MOX 핵연료 공장을 건설하는 것을 승 인하였고,JNFL은 연산 130톤의 J-MOX 공장(그림 3.5-4참조)을 건설하고 운영하기 위 한 허가를 신청하였다.12억불에 상당하는 공장 건설은 2007년 말에 시작할 예정이었 으나 지진기준(SeismicCriteria)의 개정으로 약 2년 정도 늦춰졌고,2012년경에 가동할 예정이다. 2008년 10월에 일본 원자력산업안전청(Nuclear and Industrial Safety Agency:NISA)은 8개의 원자로에서 MOX 핵연료를 사용하는 것에 대해 승인하였다. 2006년 11월에 시코꾸 전력회사는 미쯔비시사와 이카타원전에서 사용할 21MOX 핵연 료 집합체를 제조하기 위한 계약을 체결하였으며,이는 AREVA의 MELOX 공장에서 제조될 것이다.J-MOX 공장 건설의 지연으로 인하여 몇몇 전력회사는 MOX핵연료를 프랑스의 AREVA로부터 공급받는 것을 추진했다. 82)김한수 외, 세라믹핵연료 가공기술 개발,KAERI/RR-2654/2005(2006). -106-

그림 3.5-4.J-MOX 제조공장 조감도 다.미 국 AEC는 상용로에서 플루토늄을 이용하기 위한 기초 기술을 개발하기 위해 1956년부 터 태평양원자력협의(PacificNuclearCouncil:PNL)의 PUP(Pu Utilization Program)을 지원하였다.PUP는 1957년에 시작되어 1972년에 종료되었으며,연구범위로는 플루토늄 연료 개발 연구,플루토늄 농축시스템의 물리적 평가,화학 재처리연구,Pu-fueled reactor와 플루토늄 연료주기의 기술적 경제적 최적화 연구 등이 포함되었다. 1974년 GESMO(Generic Environmental Statement on the use of Mixed Oxide Fuel-1stDraft)가 USAEC에 의하여 작성됨에 따라 플루토늄의 상업적 이용에 관한 전 략의 토대를 수립하였다.1981년에 미국 내 회사들에게 정부가 지원할 것을 발표하였 으나 개인 회사들은 경제성에 대한 명백한 이점과 회수된 Pu의 수요,또한 규제의 불 확실성에 대한 부재로 흥미를 보이지 않았다. 1978년까지 미국은 폐쇄형 LWR 핵연료주기의 일환으로 MOX를 사용하고자 하였다. 이를 위해 남캘리포니아(South Carolina)의 반웰(Barnwel)의 재처리 공장으로부터 PuO 2 형태로 원료를 공급받는 MOX 제조시설을 남캘리포니아의 앤더슨(Anderson)에 세우기 위한 설계를 준비하고 있었다.그러나 이 모든 것이 사용후연료의 재사용과 관 련된 핵비확산 문제 때문에 플루토늄 재사용의 종지부를 찍는 카터정부의 대통령 령에 의하여 중단되었다. 1993년 냉전말기 이후,미국은 잉여 무기급 플루토늄으로 만든 MOX 핵연료의 이용 을 평가하기 시작하였다.1996년에 DOE는 플루토늄을 처분하기 위한 두 가지 방법 중 하나로 MOX 원자로 옵션을 추진하기로 발표하였다. 1997년에는 서배너강시설 (Savannah RiverSite:SRS)에 정부소유의 MOX 핵연료제조시설(MOX FuelFabrication Facility:MFFF)을 설계,건설,운영을 할 수 있는 회사를 물색하기 시작했다.1999년 초,Duke,COGEMA,Stone과 Webster컨소시엄이 이러한 목적을 위해 선정되었으며, 또한 북캐롤라이나 샬럿(North CarolinaCharlote)의 북,남부에 위치한 DukeEnergy -107-

의 두 원자로인 McGurire와 Catawba가 MOX 핵연료를 연소할 원자로로 선정되었다. 이 시설은 10년 이상 동안 매년 70-100tHM를 처리할 예정이다. 83) 미국은 이를 통하여 2014년까지 무기급 플루토늄 34 톤을 처분하기로 하였다.Duke Energy는 이 무기급 플루토늄으로 만든 MOX 연료집합체를 Catawba-1 원자로에서 연소하기로 하고,현재 프랑스에서 제조한 4개의 시험 연료집합체를 이 원자로에서 연소 중에 있다.이 시험 이 성공적으로 끝나게 되면,2010년경에는 Catawba와 McGurire 원자로 노심의 20~ 40%는 잉여 무기급 플루토늄으로 만든 미국산 MOX 핵연료를 사용하기 시작할 것이 다.이를 위해 2005년 초에 남캐롤라이나(South Carolina)에 있는 DOE SRS에 새로운 공장 건설을 위한 허가를 원자력규제위원회(NuclearRegulatory Commission:NRC)로 부터 받았지만,당시에는 재원이 가용하지 않아,2007년 8월에 건설이 시작되었다.이 공장은 DOE와 27억불에 계약하여 쇼 아레바 MOX 서비스(Shaw AREVA MOX Services)사에 의하여 건설 중에 있으며,이의 소유권은 DOE가 가질 것이다. 84) 83)D.E.Shropshire,etal., AdvancedFuelCycleCostBasis, INL/EXT-07-12107(2007.4). 84)htp://www.world-nuclear.org, NuclearPowerintheUSA (2009.1). -108-

제 6절 사용후핵연료 소멸 재활용을 위한 고속로 기술개발 현황 1.사용후핵연료 소멸 재활용 기술 가.사용후핵연료 소멸 재활용 기술 개발 배경 오늘날 운전 중인 원자로는 핵분열시 발생하는 핵분열생성물의 운동에너지 및 핵분열 에 동반되는 방사선의 노내 흡수를 통하여 열에너지로 전환되어 이용된다.핵분열에서는 연료로 사용된 U-235의 핵분열 이외에 핵연료의 96%를 차지하고 있는 U-238의 핵변환에 의하여 자연상태의 지구에서는 발견되지 않는 Pu이 생성되고,이어지는 핵변환과 방사성 붕괴를 통하여 고준위방사성폐기물 핵종들이 생성된다.사용후핵연료의 대부분의 방사성 독성은 단지 몇 몇 화학종에 기인되는데,Pu,마이나 악티나이드(MinorActinides:MA Np,Am,Cm)과 장수명핵분열생성물(Long-Lived Fission Product:LLFP)인 I과 Tc 등이다.사용후핵연료 1톤 당 Pu은 8.5kg,MA는 1.1kg,LLFP는 2kg이며 955kg의 U이 포함되어 있다. 85) 이러한 방사성 독성이 우라늄을 채굴하기 전의 자연방사선 수준으 로 붕괴하는데 그림 3.6-1에 보인 바와 같이 약 30만년이 소요된다. 그림 3.6-1.사용후핵연료 냉각기간에 따른 방사성 독성 변화 추이 지층처분의 경우에는,일천년 정도는 고체화와 금속용기의 소위 인공방벽(barier)로 방사성핵종을 봉입한 후 안정한 지층인 천연의 배리어가 격리기능을 할 수 있다.인공 85) PhysicsandSafetyofTransmutationSystems,OECD,NEA No.6090(2006). -109-

방벽에 대하여는,수천년 정도 봉입하는 기술은 고대 이집트 시대부터 존재하는 기술 로서 기술의 실증은 그다지 어렵지 않으나,수십만 년 이상에 걸친 봉입기능에 대한 실증은 어렵다.따라서,반감기가 매우 긴 초장수명 핵종을 반감기가 훨씬 짧은 핵종이 나 안정한 핵종으로 변환하거나 반감기 그 자체를 단축할 수 있는 경우에는,단기적으 로는 방사능이 조금 증대하는 천연방벽의 봉입 기능은 그다지 필요하지 않게 되고,초 장기에 걸친 관리 문제도 매우 경감된다.매우 장기에 걸친 고준위방사성폐기물의 관 리기간을 핵변환을 이용하여 단축화하는 기술을 소멸처리(Transmutation)라고 한다. 소멸처리 대상으로 장기적으로 잠재적 독성을 저감화한다는 관점에서는 MA 및 초장 반감기의 핵분열생성물(FissionProduct:FP)핵종인 Tc-99(반감기 2.13x10 5 년), 129 I(반 감기 1.57x10 7 년)등이 있으며,고준위 폐기물(HLW)중의 발열원을 저감화한다는 관 점에서는 90 Sr, 137 Cs이 있다.소멸처리를 위하여서는 고준위방사성폐기물로 부터 이들을 분리(군분리 :Partitioning)하여야만 한다.분리된 MA 및 핵분열 생성물을 핵변환시스 템으로 처리하면,일회의 조작으로써 소멸처리는 불가능하며,이러한 조작을 반복하여 야 하는데,이러한 일련의 처리를 군분리 소멸처리 재순환 또는 약하여 P&T 주기라 고 부른다. P&T 주기를 채택하여 Pu만을 재순환하여 전량을 핵분열시키면,방사성독성은 10분 의 1로 줄며,MA가 함께 재순환되면 이를 100분 1이하로 감소시킬 수 있다.이러한 감 소 수치는 Pu,MA의 완전한 핵분열을 가정하고 있으며,이를 위하여서는 이들 원소의 재순환이 필수 선결 요건이다.P&T는 고준위 폐기물의 양을 줄일 뿐만 아니라,이에 수반된 붕괴열 또한 줄이므로 심지층처분장의 체적 및 처분 비용을 줄이는데,크게 기 여할 수 있다. 86) 아울러,가용 Pu의 양을 획기적으로 줄인다는 측면에서 핵확산 저항성 을 증가시킬 수 있다. 나.핵변환의 조건 및 원리 (1)핵변환의 조건 산업폐기믈 처리기술로서 핵변환에 의한 소멸처리가 정당화되기 위하여서는 다음의 조건을 만족하여야 한다. (A)위해도 감소 :핵변환을 통하여 방사성 독성에 기인하는 위해도(risk)가 종 합적으로 감소하여야 한다.물론,핵변환 결과로 나오는 2차 폐기물도 고려하여야 한다. (B)에너지 균형 (C)경제성 :핵변환 처리에 필요한 에너지는 장반감기 핵종 생성시에 방 출 되는 에너지보다 훨씬 작아야 한다. :경제적인 이득이 있어야 한다.단,사회적 필요에 의하여 경제 적 성립성을 무시하는 선택도 있을 수 있다. 86) PhysicsandSafetyofTransmutationSystems,OECD,NEA No.6090(2006). -110-

이외에도,핵변환에 의한 소멸처리속도는 자연붕괴속도보다 훨씬 커야 하므로 또한 장반감기 핵종 발생속도보다도 커야 한다. (A)의 사항과 관련하여서는 소멸처리에 의한 단기적인 위해도 증대와 장기적인 위해 도 감소를 고려하여야 한다.단기적 위해도는 소멸처리공정에 수반하는 위해도와 처리 결과 발생하는 단반감기 방사성핵종의 위해도로 이루어지며,이러한 위해도는 기술적 으로 해결가능하다.한편,장기적 위해도는 장반감기 핵종이 인공배리어 및 천연 배리 어(지층)을 통과하여 생물권으로 회귀하는 경우에 따르는 위해도로서 이 위해도를 경감 하기 위한 것으로서 핵변환에 의한 소멸처리가 필요하다. 핵변환시스템을 설계하는 경우에는 시스템의 처리효율이 좋도록 설계가 되어야 한다. 어떤 핵변환처리방식도 단 1회의 처리로써 대상핵종을 100% 소멸처리하는 것은 불가 능하기 때문에 일정기간 시스템 내에 조사를 받은 핵연료나 표적을 노외로 추출하여 미처리분을 분리 회수 성형후 다시 노내로 재순환 하는 공정을 반복하는 것이 된다. 시스템 외부에서의 핵연료 처리공정 중에 있어서 장반감기 핵종의 회수율을 100%로 하는 것은 기술적으로 매우 어려우며,이러한 회수누출은 소멸처리 자체의 효과를 감 소시키므로 회수누출량을 극소화하여야 한다. 이러기 위하여 시스템 외의 공정에 있 어서 회수율을 매우 좋게 하고 동시에 시스템 내에 있어서의 조사 주기 당의 소멸률을 가능한 크게 하여야 한다. (2)핵변환 원리 지층처분의 보조수단으로서 연구되고 있는 소멸처리방안으로서는 고에너지로 가속된 양자 또는 전자를 이용하는 방법 등 여러 방법이 제안되어지고 있으나,현재까지 연구 된 결과로는 중성자를 이용하는 방법이 현실적으로 가장 타당하다고 알려져 있다.중 성자를 생산하여 핵종을 변환시키는 장치로서는 크게 기존의 원자로형인 경수로(열중 성자 임계로)및 고속로(액체금속로,고속중성자 반응로),그리고 가속기를 이용한 미임 계 원자로(고속중성자 반응로의 일종)를 들 수가 있다. 중성자를 이용하는 핵변환의 핵반응으로는 핵분열 중성자 포획 (n,2n)반응 등이 있다. 이 경우 중성자는 원자로 가속기 핵융합로를 이용하여 얻어질 수 있으며,이 중에서 가장 경제적인 것은 원자로를 이용하는 방법이다. 원자로내에서는 핵분열연쇄반응으로 대량의 중성자가 발생한다.MA의 경우에는 이 중성자에 의하여 핵분열되며 핵분열 에너지도 이용할 수 있어서 경제적인 방법이다. 필요한 기술이 기존기술의 연장선상에 있으며,원자로에서 생성된 MA를 원자로에서 처리하는 방식은 시나리오로서 간단하고 구현하는데 쉽기 때문에,다른 방식에 비하여 유리한 처리방법이라고 할 수 있다.경수로나 고속로를 이용하는 방법은 기존의 원자 로시설을 이용할 수 있기 때문에 핵변환결과에 대한 예측치를 분명히 결정할 수가 있 다. -111-

한편,가속기 구동 미임계 원자로는 MA를 주된 핵연료로 사용하기 때문에 많은 양 의 MA를 소멸처리시킬 수 있으며,고속로의 기술적 연장선 상에 있기 때문에 기술적 인 실증도 가능하리라고 예상되나,경제성 측면에서 불리하고, 87) 가속기의 연속적인 운 전을 현재기술로는 보장하기 어려워서,최근에는 연구가 주춤한 상태이다. 원자로내의 중성자 에너지는 작기 때문에 n,2n등의 핵반응은 이용불가능하며,소멸 처리에 이용가능한 핵반응은 중성자 포획 및 핵분열이다.원자로 내에서 생성되는 MA 로는 위의 표 3.6-1 1) 에서 보는 바와 같이 237 Np, 241 Am, 243 Am, 244 Cm이 주요한 것으로 서 이들의 조성은 핵연료의 연소도나 군분리까지의 냉각기간에 따라 변화한다. 이들 은 짝수의 중성자 핵종으로서,에너지가 700keV 이상인 고속 중성자와 핵분열을 일으 킬 확률이 급격히 증가한다. 한편,중성자 포획반응은 중성자 에너지 증가와 함께 감소한다.따라서,경수로에 MA를 재순환 하는 경우 MA는 중성자 포획과 β붕괴를 반복하여 핵분열반응 단면적이 큰 242 Am에서 핵분열하거나,계속 중성자를 흡수하면서 Cm으로 붕괴되며, 246 Cm이 지 속적으로 증가하게 된다.이렇게 생산된 Cm은 다시 알파 붕괴를 거쳐 Pu이 되므로, 경수로의 소멸처리 효율은 고속로에 비하여 현격히 저하된다.즉,초장수명핵종의 소멸 처리는 이들 핵종의 핵분열에 기반을 두어야하며,단지 중성자 포획으로 다른 악티나 이드 핵종으로 변환만 되면 중성자의 경제성만 해치는 결과를 초래한다. 고속로나 가속기 구동 미임계 원자로에서는 중성자 포획보다 핵분열하는 비율이 증 가한다.더욱이 중성자 에너지가 크고 σ f / σ c > 1인 핵종도 있어,MA 만으로 임계시 스템을 형성하는 것이 가능하며,이것이 MA를 핵연료의 주성분으로 하고 소멸처리를 목적으로 하는 가속기 구동 미임계 원자로의 개발 동기이다. 2.사용후핵연료 소멸 재활용 고속로 기술 개발 현황 가.고속로건설,운전 연혁 및 현황 제4세대 원자력시스템 개념 중 하나인 SFR 시스템은 액체금속인 소듐을 냉각재로 사용하고 있다.고속로는 원자력을 이용하기 시작한 처음 20년간은 열중성자로(경수로) 와 나란히 개발되었다. 최초의 고속로는 1946년에 운전이 시작된 클레멘타인 (Clementine)이며,전세계에서 최초로 전기를 생산하기 시작한 원자로도 1951년에 가동 을 시작한 EBR-1이었다.이후 50여년간 약 500억 달러에 달하는 개발비를 투자하였고, 약 280노 년 이상의 운전 실적을 쌓은 실용화 직전의 기술이다. 고속로를 개발하는 동기는 시대에 따라 변해왔다.개발 초기에는 1980년대에 이르면 우라늄자원이 희박해지며 가격이 상승할 것이 예견됨에 따라,우라늄자원을 보존하기 위하여 개발이 진행되었다.이러한 경향은 1970년대까지 이어져,우라늄자원의 효율적 87) A celerator-drivensystems(ads)andfastreactors(fr)inadvancednuclearfuelcycles-a Comparative Study,OECD (2002). -112-

이용과 경수로 및 농축기술의 미국 의존 탈피를 위하여 원자력선진국들은 앞다투어 고 속로를 개발하였다.하지만,원전의 건설이 1970년대 중반이후로는 예상치에 미치지 못 하고,추가 원광이 잇달아 발견됨에 따라 우라늄 가격은 오히려 저렴하게 유지되었다. 이에 따라,1980년대에 이르러서는 고속로의 경제성 확보가 관건이 되기 시작하였으 며,잉여 플루토늄을 효과적으로 처리하는 방안으로 고속로를 연소 모드에서 운영하 는 방안에 대한 연구가 중요성을 띄기 시작하였다.이러한 고속로 연구 개발 방향은 현재까지도 지속되고 있다.더욱이,최근에는 고준위폐기물의 처분을 포함하는 후행핵 주기를 최적화하고자 하는 바람으로 고속로를 활용한 플루토늄의 연소뿐만 아니라,모 든 초장수명핵종의 소멸처리를 고속로에서 꾀하게 되었다. 고속로에서 초장수명핵종을 소멸처리하기 위하여서 기존 고속로 기술에서 더 필요해 진 분야는 초장수명핵종을 핵연료에 포함하도록 하고,이것이 원자로 거동 특성에 미 치는 영향을 규명하고 성능 예측을 입증하는 것이다.기술 선진국에서는 초장수명핵종 함유 핵연료 개발,물성 연구,반응 단면적 측정,노심 핵적 거동 특성 및 안전성 분석 등에 대한 연구개발이 진행되고 있다.고속로 전체 기술에서 볼 때,핵변환은 오로지 원자로내에서만 영향을 끼친다.따라서,고속로가 핵변환을 목적으로 하더라도 주된 기 술 개발 대상은 고속로 시스템 전체가 되며,기존기술 선진국의 경우,과거의 고속로 설계,건설,운전경험을 충분히 활용하면 새로이 추가될 연구 분야는 많지 않다. 현재 계획,건설,운전 및 폐쇄된 소듐냉각고속로의 현황을 표 3.6-1에 정리하였다. 2009년 1월 현재,5기(실험로 3기,원형로 2기)가 가동 중이며,3기가 건설 중에 있다. 미국은 1940년대 초반 세계 최초로 원자로 개발에 착수하여 1951년 12월 실험로 EBR-I(200kWe)에서 경수로보다 먼저 세계 최초로 전기 생산에 성공하였고,1953년에는 최초로 증식 이 가능하다는 것을 확인하였다.실험로 EBR-I에 이어 실험로 EBR-I(20 MWe)는 1961년 초임계 후 조사시험시설로서 운전함과 동시에,재처리 시설 및 핵연료 제조시설을 구축하여 동일 부지내에서 폐쇄 핵연료주기를 완성하는 일체형고속로 (IntegralFastReactor:IFR)연구개발을 수행하였다.EBR-I에서는 각종 고유안전특성 시험 등의 안전성 실증시험을 실시하여 수많은 경험을 축적하였으나 1994년 핵비확산 정책에 따라 폐쇄되었다. 1970년 실험로의 후속기로 원형로 CRBR의 건설을 추진하였으나,1977년 핵비확산정 책 강화로 건설계획이 중단되었다.1981년 레이건 정부에 의하여 건설계획이 부활되었 으나,1983년 의회에서 경제성의 관점에서 CRBR 건설계획 예산이 부결됨에 따라 중단 되었다.CRBR 건설계획 중단 이후,신형액체금속로(Advanced Liquid MetalReactor: ALMR)개발계획으로서 소형모듈형고속로(PowerReactor,Innovative SmalModule: PRISM)를 개발,IFR의 금속핵연료주기 실증,고속로를 이용한 장수명 방사성폐기물 연 소연구 등을 수행하였다.국제경쟁력의 선두 확보,전문 인력 및 지식기반 유지 등을 목적으로 1999년 원자력에너지연구구상(NuclearEnergy Research Initiative:NERI)을 시작하였으며, 2000년부터는 제4세대 원자력시스템 국제공동개발 프로그램 Gen -113-

IV(GenerationIV)를 시작하여 현재 수행 중에 있다. 표 3.6-1.해외 고속로개발 현황 *총 5기 (실험로 3기,원형로 2기)운전 중 *총 3기 (실험로,원형로,실증로 각 1기씩)건설 중 프랑스는 1962년 실험로 Rapsodie(40MWt)의 건설에 착수하여 1967년 초기 임계를 -114-

달성하였다.초임계 후 핵연료조사시설로서 운전을 계속하여 핵연료의 고연소도 달성 등의 성과를 올림과 동시에 원형로 Phenix용의 각종 안전시험을 실시하여 안전상의 데 이터를 축적하였으나,1983년 폐쇄되었다.1968년에는 원형로 Phenix(250MWe)의 건설 에 착수하여 1973년 초임계를 달성하고 최초로 전력을 생산하였다.1973년 초임계 후, 소듐 누출,반응도 이상 등의 트러블을 경험하면서도 핵연료 조사시설로서 운전을 계 속하였다. 20년의 설계수명을 경과하여 10년간의 수명연장계획에 따라 1998년부터 2003년까지 설비개조공사를 실시하고 현재 재가동 운전 중에 있다.2006년 1월,시라크 대통령은 2020년에 제4세대 원형로를 운전 개시하는 계획을 발표하였다. 88) 이는 이전 의 2020년 원형로 노형선정계획보다 5년 정도 앞선 것으로서,프랑스가 제4세대 원자 로 개발에서 조속히 선도적 역할을 하고자 하는데 그 목적이 있다.이를 위하여 2015 년 마쿨(Marcoule)에 약 100 MWe급 SFR,또는 가스냉각고속로(Gas Cooled Fast Reactor:GFR)의 건설을 시작한다는 계획이다. 일본은 1960년대 후반부터 고속증식로의 기초연구를 시작하였다.현재 SFR를 국가 10대 연구개발 과제로 선정하여 중점연구로 수행 중이며,Gen IV 프로그램 내의 SFR 공동연구개발계획에도 적극 참여하고 있다.이외에도 열 및 전기에너지의 생산을 위한 4S형 소형 원자로를 미국에 설치하기 위하여 미국 NRC에 설계인증획득을 위한 자료 를 제출하는 등 매우 활발한 연구개발을 수행하고 있다.2005년 10월에 원자력위원회 가 확정한 제 10차 원자력 연구 이용 개발 장기계획(원자력 장기계획)에서는 경수로 핵연료주기 사업의 진척과 고속증식로 사이클 실용화 전략 조사연구,몬주 등의 성과를 기초로 고속증식로 사이클 실용화에의 대응을 추진하고,2025년에는 고속로 및 핵주기시설 실증 운전을 시작하여 경제성 및 기술적 신뢰도를 확보하여,2050년경부터 상용로의 도입을 목표로 하고 있으며,궁극적으로 모든 TRU의 고속로에서의 연소를 추구고 있다 러시아(구소련)는 1958년 실험로 BR-10(8 MWt)의 운전을 시작한 이래, 실험로 BOR-60(12MWe),원형로 BN-350(전기생산 130MWe,제염 220MWe)(현재 카자흐스 탄 소재)및 BN-600(600MWe)으로 이어지는 고속로의 건설과 운전경험을 보유하고 있 으며,프랑스와 함께 세계적으로 고속로개발을 활발히 수행하는 국가 중의 하나이다. 현재 소듐냉각고속로 BOR-60과 BN-600이 운전 중이며,실험로 BR-10은 44년간 운전된 후,2002년 12월에 정지되었으며,현재 해체를 준비 중이다.BOR-60의 경우에는 2010년 까지의 운전인가를 2015년까지 또는 더 오래 연장하기 위한 프로그램이 2006년 인가되 었다.러시아는 현재에도 적극적으로 고속로의 개발을 추진 중에 있다.BN-600은 1980 년 4월 상업운전을 시작 후 현재까지 가동 중이며, 1986년에는 벨로야르스크에 수명 기간 40년의 상용로 BN-800(800MWe)(증기발생기의 성능향상으로 870MWe로 출력 증대됨)의 건설을 착공하여 2012년에 완공할 계획이다. 중국은 급속한 경제성장에 따라 전력수요가 크게 증가하고 환경보호를 고려하여 원 88)NucleonicsWeek(2006.1.12). -115-

자력을 최선의 에너지원으로 생각하고 있다.2020년까지 원자력발전용량을 40GWe로 증대할 계획이며,2030년과 2050년에는 원자력 설비용량이 각각 60 GWe,240~260 GWe에 달할 것으로 예견하고 있다. 89) 이러한 여건을 고려하여 중국은 20년전부터 경 수로 고속로 핵융합로를 도입하는 것을 기본전략으로 채택하였다.경수로 사용후 핵 연료를 재처리하여 고속로용 핵연료로 공급할 경우,2030년경 최초 상용고속로 도입이 가능하며 높은 증식비,짧은 증배시간 등을 고려하여 금속핵연료 장전 소듐냉각고속로 를 주력 노형으로 선정하였다.현재 고속실험로(China Experimental Fast Reactor: CEFR,23MWe)를 건설 중에 있다.원자로 용기를 제외한 대부분의 대형 부품 설치가 완료된 상태이고 최초 임계는 2009년 9월로 예정되어 있다 인도는 에너지성장 시나리오에서 급격한 산업생산 성장률을 감안하여,2052년경 금속 연료장전 고속로만의 설비용량이 250GWe까지 이르는 등 매우 의욕적인 목표를 설정 하고 있다.이러한 목표를 달성하는데 있어서 고속증식로의 상용화와 폐쇄 핵연료주기 가 필수불가결함을 제시하고 있다. 90) 현재 프랑스와의 협력으로 건설한 고속증식실험 로(FastBreederTestReactor:FBTR,13MWe)를 운전 중에 있다.FBTR은 탄화물 핵연 료를 사용하고 있으며,2006년까지 탄화물핵연료와 MOX 핵연료를 함께 장전하는 하이 브리드(hybrid)형 노심으로 변환하고,궁극적으로는 금속핵연료로 전환하는 계획을 가 지고 있다. 영국은 실험로 영국 돈레이고속실험로(Dounreay FastReactor:DFR,15MWe),고속 증식원형로(Prototype FastReactor:PFR,250 MWe)등으로 오랜 운전경험과 핵연료 재처리 실적을 보유하고 있다.실험로 DFR은 1959년 초임계 후,소듐누출사고 등을 경 험하면서도 조사시험시설로서 운전을 계속하고 1977년 폐쇄되었다.1988년 영국정부는 새로운 석유자원의 발굴로 적어도 30~40년간은 고속로를 필요로 하지 않는다고 판단 하여 5년 후에 원형로 PFR 운전을 정지키로 결정하였다.더욱이,영국정부는 에너지도 하나의 무역재로 파악하고,또한 고속로는 이미 발전기술의 옵션의 하나라는 인식으로 부터,다음에 투자하여야 할 기술을 결정하는 것은 에너지 시장의 업무이지,정부는 아 니라고 판단하였다.이러한 원자력연구기관의 민영화를 계기로 1992년에는 민간 주도 로 고속로의 개발을 수행하기로 결정하고,1993년 이후 정부출자를 중단하기로 결정하 였다. 그 후로 영국 단독의 고속로개발을 중지하고 유럽형고속로(European Fast Reactor:EFR)계획에 참가하였으나,재정적 조치 등의 이유로 철수하였다.유럽협력으 로서 프랑스의 CAPRA 계획과 SPIN 계획에서 노물리 노심안전 핵연료연구에 참가 하였다.현재 플루토늄이용에 관한 구체적인 계획이 없으며,2008년 2월부터 Gen IV에 참가하고 있다. 91) 각국의 고속로기술개발현황은 부록에 자세히 기술되어 있다. 89)DonghuiZhang, FR& fuelcyclestrategyofchina, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). 90)P.Chelapandi, StatusofFastReactorDevelopmentinInida, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). 91)U.S.DOEPressRelease(2008.2.26). -116-

나.국내 연구개발 동향 제4세대 원자력시스템 개념의 하나인 소듐냉각고속로의 기술개발은 1992년부터 1996 년까지 수행된 액체금속로 개념안 개발 및 요소기술연구 수준에서 각국의 노형 특성을 비교 평가하는 연구가 수행되었다. 소듐냉각고속로의 본격적인 연구는 1997년초 원자력중장기연구개발계획에 따라 액체 금속로 원형 실증로의 건설을 위한 개념,기본 및 상세설계의 1,2,3단계 10년 계획 (1997~2006)에 따라 수행되었다.1998년 재기획시 국내외 변화하는 여러 여건을 고려 하여 연구목표를 에너지자원의 획기적인 확충 및 처분폐기물량의 감축을 위한 액체금 속로 개발 기술 확보와 향후 실증로의 건설에 대비한 후보모델의 개발 및 기본설계로 수정하였다. 2001년 7월에 확정된 제2차 원자력진흥종합계획(2002~2006)에서는 액체금속로 전략 핵심기술개발을 핵비확산성 핵연료주기 기술개발과 연계하고 국제협력을 강화하여 추 진하도록 명시하고 있다.이에 따라,한국형액체금속로(KoreaAdvanced Liquid Metal Reactor:KALIMER)가 연구 개발되었는데,1~2단계(1997~2001)의 연구개발을 통하여 150MWe급 용량의 KALIMER-150액체금속로 개념설계를 수행하고,개념설계에 필요 한 기본 전산체제가 확보되었다.3단계(2002~2004)의 연구에서는 액체금속로 전략핵심 기술을 개발하고 원자로의 안전성과 경제성을 향상시키기 위한 연구개발을 통하여 다 양한 신개념 계통 설계기술을 개발하고 600MWe급 소듐냉각고속로인 KALIMER-600 원자로의 기본설계개념이 설정되었다. 개발된 KALIMER-600 원자로의 개념은 제4세대 소듐냉각고속로 분야에서 일본의 JSFR 원자로와 함께 향후 상용화의 가능성을 입증하기 위한 참조노형으로 선정되었으 며,2004년 3월에는 우리나라 원자력 장기비전의 수립을 위한 국가원자력기술로드맵의 작성을 통하여 향후 집중적으로 개발해야 할 원자로형으로 선정되었다. KALIMER-600 원자로의 기본설계개념을 유지하면서,TRU의 핵변환을 도모하는 연 소로의 연구가 현재 제4세대 국제공동연구 및 I-NERI과제의 일환으로 개념 성립에 대 한 연구가 진행 중에 있다.이들 연구에서는 다양한 출력 및 전환비를 갖는 연소로 개 념을 개발하여,국내의 실정에 알맞은 용량 및 전환비 등의 결정에 활용될 수 있는 기 본자료가 생산되고 있다.2008년 12월 22일,제 255차 원자력위원회에서는 수차례에 걸 친 국가 원자력 연구개발 액션플랜 공청회를 거쳐 상정된 친환경 고속로 순환형핵주기 시스템 개발계획안이 의결되었다. 3.소멸 재활용 가속기 구동 미임계 원자로 기술 개발 현황 가.미임계 원자로 기술 개발 동기 사용후핵연료 소멸 재활용을 위하여서는 고속중성자를 이용하는 것이 효과적이라는 -117-

점은 위에서 소개한 바와 같다.가속기 구동 미임계 원자로는 가속기와 미임계의 고속 로를 결합한 개념이므로 고속로의 환경에서 MA 또는 TRU와 I-129,Tc-99를 중성자 흡 수를 통하여서 소멸처리하게 된다.MA 핵변환을 고속로에서 최대화하려는 목적으로 MA만을 장전하는 시도가 1980년대 후반부터 추진되었다. 92) 이 연구의 결과에 의하면, 핵변환은 최대화할 수 있지만,유효 지발 중성자 분율이 작아져서 원자로제어에 어려 움을 초래함을 알게 되었다.가속기 구동 원자로는 MA-U만을 장전한 고속로에는 부족 한 지발 중성자 분율을 반응도의 미임계로 보완하여,미임계 상태에서 고속로를 안전 하게 운전하고자 고안된 개념이다.참고로 제4세대 핵변환용 원자로로 개발 중인 고속 로는 중금속 중 MA 무게 비율이 5%를 넘지 않으므로 MA 장전이 원자로의 안전성에 거의 영향을 미치지 않는다. 미임계 원자로의 경우에는 외부의 중성자 공급원이 있어야 되는데,가장 효율적인 중성자 공급은 1GeV 정도의 양성자를 중핵물질인 Pb Pb-Bi W 등에 조사시켜서 양 성자 1개당 30개 정도의 핵파쇄중성자를 발생시키는 것이다.이러한 원자로를 가속기 구동미임계핵변환로 (Accelerator-driven Transmutation System:ATS)라고 한다.아래 그림 3.6-2는 가속기구동 미임계로의 개념도이다.냉각재로는 Pb Pb-Bi Na등이 고려 되고 있고,미임계로의 경우에는 추가로 표적이 필요한데 냉각재와 같은 Pb Pb-Bi가 사용되거나 Na냉각재의 경우 W 등이 사용된다. 1 GeV 급 양성자 단수명 핵종 양성자가속기 장수명핵종 표적 미임계로 방출 연료 연료 순환 시설 송전 전력생산 사용후 핵연료 그림 3.6-2.가속기구동 미임계로의 개념도 1990년대 초부터 미국 로스알라모스국립연구소(Los Alamos National Laboratory: LANL)를 중심으로 가속기구동 미임계 핵변환 연구가 수행되기 시작하였으며 국가차원 에서의 연구는 1998년 미 국회의 요청에 의하여 DOE 주관으로 방사성폐기물변환사업 (AcceleratorTransmutation ofwaste:atw)개발에 요구되는 로드맵을 작성하여 1999 92)Tokawa,et.al., FuelElementsandFuelCycleConceptsofActinideBurnerReactors, JAERI-M89-123(1989). -118-

년 9월에 국회에 보고된 이후 부터이다.그 후 국가차원에서의 예산이 지원되기 시작 하였으며 한때 프로젝트 명칭이 AAA로 변경되었다.이후,가속기 구동 미임계 원자로 관련 연구는 AFCI프로그램에 포함되었으나,현재는 이에 대한 연구가 전무한 실정이 다.이러한 바탕에는 가속기 구동 미임계 원자로는 MA-U만의 장전을 가정하여,가속 기 구동 미임계 원자로에 대한 건설 수요를 최소화해야 그나마 경제성이 덜 희생되는 데, 93) 미국의 경우 핵비확산 정책으로 Pu과 MA를 분리해 낼 수 없기 때문에 미국에서 가속기 구동 미임계 원자로 연구는 추진 동력을 상실하고 말았다. 1988년도에 국제공동연구 핵변환 프로그램으로 OMEGA (Option Making ofextra Gain from Actinidesand Fission ProductsTransmutation)를 계획하였으며 여기에는 JAEA,CRIEPI등이 참여해 오고 있고 OECD/NEA와 연계하여 수행하고 있다.JAEA 는 DoubleStrata라는 핵주기 개념에 근거하여 MA 소멸을 주 목적으로 하는 가속기구 동 미임계로에 대한 연구를 하고 있다. 인도는 핵변환용 가속기 구동 미임계 원자로보다는 가속기를 용융염 원자로,중수로, 고속로 등과 연계하여 U을 대체하는 Th 핵연료 주기 개발에 역점을 두고 있다.기초 연구로서 원자로 설계,표적 설계,냉각재 부식,관련 컴퓨터 코드 개발,반응 단면적 측정,가속기 개발 등에 대한 연구를 수행하고 있다.2012년 경 완공을 목표로 20MeV 급 양성자 가속기 시설을 건설하고 있다. 94) 유럽은 1990년대 초반 이후에 원자력연구협의회(Commissariatà l'énergie atomique: CERN)및 프랑스 원자력청(CommissariataI'EnergieAtomique:CEA)를 중심으로 연 구가 시작되었으며 CEA에서는 DoubleStrata개념에 바탕을 둔 MA 핵변환 연구를 수 행하였다.1998년에 유럽공동체 차원에서 미임계로 연구를 수행하자는 제의가 있었고 이어서 TWG(TechnicalWorking Group)이 형성되어 2001년에 로드맵이 작성되었다. 로드맵에 따르면 2015년에 기존의 핵연료를 사용한 미임계 시스템인 XADS를 운전하 기 시작하고 2025년에 소멸처리 대상 핵연료를 사용하는 XADT를 운전하는 것을 골격 으로 하고 있다.이와 관련되어 제 5차 유럽연합 연구 프로그램 (1998-2002)에서는 총 13개의 관련 프로젝트가 수행되었다.2000년부터 폴쉬러연구소(PaulSchererInstitute: PSI),CEA,칼스루헤연구소(Forschungszentrum Karlsruhe:FZK),국립신기술 에너지 환경공사(EnteperleNuoveTecnologie,I'Energiael'Ambiente:ENEA)등이 중심이 되어서 Pb-Bi표적 조사 실험인 MEGAPIE(MEGAwatProtonIradiationExperiment) 를 계획하여 2006년 8월 표적 장전하여 중성자속 이득이 40% 정도임을 확인하였다. 95) 2002년부터는 이탈리아 ENEA의 TRIGA 원자로를 이용한 미임계 실증 실험인 TRADE 93) A celerator-drivensystems(ads)andfastreactors(fr)inadvancednuclearfuelcycles-a Comparative Study,OECD (2002). 94)P.K.Nema, StatusReporton ActivitiesofInidan ADSProgram, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria (2008.3). 95)K.Mikityuk, SwisActivitiesRelatedtoADSandFastReactors, TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). -119-

(TRigaAcceleratorDrivenExperiment)를 수행하였다. 벨기에는 MYRRHA 개념설계를 마치고,2005년부터 설계개선을 거쳐 EUROTRANS 의 일환으로 70 MWt급 납-미스무쓰 냉각 XT-ADS 설계가 진행되어 안전성 분석과 경제성 평가를 위한 설계개념이 확정되었다.2009~2013년 기간 동안은 세부공학설계, 핵심기기개발 및 예비 안전성 분석 보고서 작성이 예정되어 있다. 96) 벨라루스의 YALINA 미임계시설에서는 ISTC 및 EUROTRANS의 재정지원하에 미임계 원자로 유 지 및 보수 기술,장반감기 핵분열 생성물 및 MA의 핵변환에 관한 실험,미임계 원자 로 동적 거동 특성 등에 관한 실험 또는 연구가 진행중이다. 97) 96)DidierDeBruyn, OngoingactivitiesinBelgiuminthefieldofADS:MYRRHA,XT-ADSandotheractivities, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). 97)V.Burnos,et.al., YALINA SubcriticalFacility, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). -120-

제 4 장 후행핵연료주기 시나리오 선정 및 분석 제 1절 사용후핵연료 발생량 전망 1.우리나라 원자력발전 전망 원자력은 안정적 경제적 에너지공급원으로서 국가경제발전,지구환경의 보전,국민 복지의 증진,과학기술의 진흥에 크게 기여해 왔으며,지속가능한 발전을 위한 원자력 의 역할이 앞으로 더욱 증대될 것으로 전망된다.또한,지구온난화를 야기하는 화석연 료의 대규모 대체가 가능하고 고유가시대를 맞아 경제적 우위가 더욱 강화될 전망이 다. 우리나라는 신규원전을 지속적으로 건설하여 발전량기준 세계 5위의 원전이용국가로 발전하였다.2007년말 현재 시설용량 17.7GWe,연간 발전량 1,429억 kwh으로서 총전 력의 35.5%을 차지하고 있다.가동 중 원전들은 세계평균보다 훨씬 높은 90% 이상의 평균이용률을 지속적으로 달성하고 있다. 우리나라는 전기사업법 제25조에 의하여 산업자원부장관이 전력수급 안정을 위하여 전력수급기본계획을 수립하여 공고하도록 하고 있다.전력수급기본계획에는 전력수급 의 기본방향과 장기전망,전력설비 건설계획과 전력수요관리 등에 관한 사항을 포함하 며,2004년 제 2차 기본계획안이 발표되었으며,2006년에는 제3차 전력수급기본계획 (2006~2020년)을 발표한 바 있다.제3차 전력수급기본계획에 따르면,2006~2020년 기 간에 전력수요는 연평균 2.5% 증가('06년 :3,531 2020년 :4,786억 kwh)하는 것으로 예측하였다.그리고 점차 전력저소비형 산업구조로 전환되어 2013년 이후에는 연평균 1%대의 증가율을 시현할 것으로 전망하고 있다(표 4.1-1참조). 그러나,정부는 2008년 8월 27일,2030년까지의 국가에너지정책을 포괄하는 국가에 너지기본계획 을 확정하여,발표하였다.여기에서는 발전설비 측면에서 원자력은 2006 년의 26%에서 2030년 36% 41%로 확대하는 것으로 되어 있다.이로써 원전은 제3차 수급기본계획에 추가하여 1,400MW급 약 10기가 추가됨으로써 원자력은 총발전량의 약 59%를 차지하는 것으로 제시되어 있다. 본 연구에서는 제 3차 수급기본계획에서 제시한 총 28기 원자력발전계획을 이용하 여,원전을 수명기간동안 운영하였을 경우의 사용후핵연료 발생량을 추정하였다.

표 4.1-1.제 3차 전력수급기본계획상의 원자력발전 계획 호기 로형 용량 (MWe) 누적용량(MWe) 운영개시 고리 #1 PWR 587 587 1978 고리 #2 PWR 650 1,237 1983 고리 #3 PWR 950 2,187 1985 고리 #4 PWR 950 3,137 1986 영광 #1 PWR 950 4,087 1986 영광 #2 PWR 950 5,037 1987 영광 #3 PWR 1,000 6,037 1995 영광 #4 PWR 1,000 7,037 1996 영광 #5 PWR 1,000 8,037 2002 영광 #6 PWR 1,000 9,037 2002 울진 #1 PWR 950 9,987 1988 울진 #2 PWR 950 10,937 1989 울진 #3 PWR 1,000 11,937 1998 울진 #4 PWR 1,000 12,937 1999 울진 #5 PWR 1,000 13,937 2004 울진 #6 PWR 1,000 14,937 2005 월성 #1 CANDU 679 15,616 1983 월성 #2 CANDU 700 16,316 1997 월성 #3 CANDU 700 17,016 1998 월성 #4 CANDU 700 17,716 1999 신고리 #1 PWR 1,000 18,716 2010 신고리 #2 PWR 1,000 19,716 2011 신월성 #1 PWR 1,000 20,716 2011 신월성 #2 PWR 1,000 21,716 2012 신고리 #3 PWR 1,400 23,116 2013 신고리 #4 PWR 1,400 24,516 2014 신울진 #1 PWR 1,400 25,916 2015 신울진 #2 PWR 1,400 27,316 2016 2.우리나라의 사용후핵연료 발생 전망 본 절에서는 전 절에서의 원자력발전량을 이용하여 경수로와 기존의 4기의 중수로만 을 도입하는 경우의 사용후핵연료 발생량을 예측하였다.사용후핵연료의 발생량은 연 소도를 이용하여 계산하였으며,예측을 위하여 다음과 같이 가정하였다. 가.사용후핵연료 발생 및 저장량 98) 현재 원전에서 발생되는 사용후핵연료는 원전내 저장수조 또는 원전부지내 건식저장 시설 등의 임시 저장시설에 저장 관리하고 있다.2007년 12월말까지 국내 원전에서 98)고원일외, 사용후핵연료 소외수송 방안분석 용역 최종보고서,한국수력원자력(주)(2008). -122-

발생된 사용후핵연료는 총량은 약 9,420tU으로 경수로 사용후핵연료는 약 4,330tU이 고,캐나다형 중수로(Canadian Deuterium Uranium Reactor:CANDU)사용후핵연료는 약 5,090tU이다.이 중에서 중수로 사용후핵연료 약 2,430tU은 원전부지내 건식저장 시설로 운반하여 저장 중에 있고,나머지 중수로 사용후핵연료는 각 원전부지내의 저 장수조에 저장관리하고 있다.국내 원전에서의 사용후핵연료의 발생 및 저장현황은 아 래 표 4.1-2에 나타낸 바와 같다. 표 4.1-2.원전 호기별 사용후핵연료 발생량 및 저장량 99) (2007년 12말 기준) 부지 고리 영광 호기 발생량 현 저장량 저장용량 다발 tu 다발 tu 다발 tu 1호기 985 358 367 127 441 164 2호기 1045 408 728 285 799 313 3호기 996 426 1,724 704 2,103 888 4호기 1,008 434 1,208 507 2,105 888 소 계 4,034 1,626 4,027 1,623 5,448 2,253 1호기 1,020 431 1,020 431 2,105 888 2호기 912 388 912 388 995 420 3호기 600 245 600 245 1,125 470 4호기 552 226 552 226 1,125 470 5호기 244 101 244 101 523 219 6호기 240 100 240 100 523 219 소 계 3,568 1,491 3,568 1,491 6,396 2,686 1호기 864 375 864 375 957 404 2호기 820 353 819 353 905 382 3호기 440 181 440 181 501 209 울진 4호기 432 177 432 177 501 209 5호기 184 76 184 76 523 219 6호기 124 52 124 52 523 219 소 계 2,864 1,214 2,863 1,214 3,910 1,642 경수로 계 10,466 4,331 10,458 4,328 15,754 6,581 월성 1호기 건식 121,232 2,294 35,372 677 42,408 801 127,980 * 2,426 * 162,000 * 3,061 * 99)고원일외, 사용후핵연료 소외수송 방안분석 용역 최종보고서,한국수력원자력(주)(2008). -123-

부지 발생량 현 저장량 저장용량 호기 다발 tu 다발 tu 다발 tu 2호기 53,728 1,017 34,828 658 37,368 706 3호기 50,128 949 36,628 693 37,368 706 4호기 43,976 832 34,256 648 37,368 706 소 계 269,064 5,092 *건식저장시설의 저장량 및 저장용량 141,084 2,676 154,512 2,919 127,980 * 2,426 * 162,000 * 3,061 * 한수원은 원전별로 원전내 사용후핵연료의 저장능력을 확충하여 2016년까지 원전부 지내에 안전하게 저장 관리되도록 준비하고 있다.저장능력을 확충하기 위하여 조밀 저장대 교체 설치,원전 호기간 이송 저장 및 건식저장시설 추가 건설 등의 방법을 사용하고 있다.경수로 사용후핵연료의 경우,저장수조의 저장용량을 늘리는 방법과 원 전 호기별 저장수조 공유 등의 방법으로 발생되는 사용후핵연료를 모두 소내 수조에 습식저장하고 있다.중수로의 경우에는 소내 수조 내 습식저장 외에 건식저장시설을 확보하여 운영하고 있으며,현재 그 용량을 증설하는 작업을 진행 중에 있다.2016년까 지 저장용량 현황은 표 4.1-3에 나타낸 바와 같다. 표 4.1-3.확장 후 원전본부별 사용후핵연료 저장용량 100) (단위 :tu) 구분 2007년 12월말 기준 사용후핵연료 저장용량 현황 2016년 말 기준 사용후핵연료 저장용량 현황 저장용량 저장량 저장가능년도 확장량 저장용량 저장가능년도 고리 2,253 1,623 2016 0 2,253 2016 영광 2,686 1,491 2016 0 2,686 2016 울진 1,642 1,214 2008 685 2,327 2017 월성 5,980 5,092 2009 3,460 9,440 2018 계 12,561 9,420 4,145 16,706 나.사용후핵연료 예상발생량 추정 소외수송 대상 사용후핵연료 예상발생량은 대상원전의 기수와 원전의 수명기간에 따 라 결정된다.본 연구에서는 현재 운영 중인 20기 원전과 8기의 신규원전을 포함한 28 100)고원일외, 사용후핵연료 소외수송 방안분석 용역 최종보고서,한국수력원자력(주)(2008). -124-

기 원전을 대상으로 하여 발생량을 추정하였다.전술한 바와 같이 원전의 수명기간은 고리 1호기와 월성 1,2,3,4호기는 10년간 계속 운전을 고려하여 40년을 설계수명으 로 가정하고,신고리 3,4호기 및 신울진 1,2호기는 설계수명 60년을 적용하였다.그리 고 그 외의 원전은 모두 40년을 설계수명으로 가정하였다. 사용후핵연료의 발생량을 산출하기 위하여 2007년 12월말까지 실제 발생된 사용후핵 연료 발생량을 토대로 각 호기별 발생량을 추정하여 산출하였다.현재 운전 중인 20기 원전에서 발생하는 사용후핵연료는 16기의 경수로에서 연간 약 290tU,4기의 중수로 에서 약 390tU 등 총 680tU 정도가 매년 발생하고 있으며,신규원전의 경우 신고리 1,2호기와 신월성 1,2호기는 연간 약 27tU,신고리 3,4호기 및 신울진 1,2호기는 연간 약 38tU가 발생하는 것으로 가정하였다. 총 28기 원전에서의 사용후핵연료 예상발생량을 추정한 결과,수명종료시까지 41,600 tu이며,이 중 경수로 사용후핵연료는 약 26,500tU으로 산출되고,중수로 사용후핵연 료는 약 15,600tU으로 산출되었다(표 4.1-4참조).아래 그림 4.1-1에는 호기별 사용후 핵연료 의 발생량을 나타내고 있다. 표 4.1-4. 사용후핵연료 발생량 추정 연도 PWR 연간 CANDU 연간 PWR CANDU 전체 발생량(톤) 발생량(톤) 발생누적량(톤) 발생누적량(톤) 발생누적량(톤) 2007 4,328 5,092 4,328 5,092 9,420 2008 291 389 4,619 5,481 10,101 2009 291 389 4,911 5,870 10,781 2010 291 389 5,202 6,260 11,462 2011 318 389 5,520 6,649 12,169 2012 372 389 5,892 7,038 12,930 2013 436 389 6,328 7,427 13,755 2014 474 389 6,801 7,816 14,618 2015 511 389 7,312 8,206 15,518 2016 549 389 7,861 8,595 16,456 2017 581 389 8,441 8,984 17,425 2018 536 389 8,977 9,373 18,350 2019 536 389 9,512 9,762 19,275 2020 536 389 10,048 10,152 20,199 2021 536 389 10,583 10,541 21,124 2022 536 389 11,119 10,930 22,049 2023 566 378 11,685 11,308 22,993 2024 519 292 12,205 11,600 23,804 2025 567 292 12,772 11,892 24,664 2026 597 292 13,369 12,184 25,553 2027 513 292 13,882 12,476 26,357 2028 495 292 14,377 12,767 27,144 2029 477 292 14,854 13,059 27,913 2030 411 292 15,264 13,351 28,616 2031 411 292 15,675 13,643 29,318-125-

연도 PWR 연간 CANDU 연간 PWR CANDU 전체 발생량(톤) 발생량(톤) 발생누적량(톤) 발생누적량(톤) 발생누적량(톤) 2032 411 292 16,086 13,935 30,021 2033 411 292 16,497 14,227 30,724 2034 411 292 16,908 14,519 31,426 2035 466 292 17,373 14,811 32,184 2036 446 292 17,820 15,103 32,922 2037 372 281 18,192 15,383 33,575 2038 427 183 18,619 15,567 34,186 2039 408 86 19,027 15,653 34,680 2040 334 0 19,361 15,653 35,014 2041 334 0 19,695 15,653 35,348 2042 444 0 20,139 15,653 35,791 2043 296 0 20,434 15,653 36,087 2044 350 0 20,785 15,653 36,437 2045 331 0 21,116 15,653 36,769 2046 257 0 21,373 15,653 37,026 2047 257 0 21,630 15,653 37,283 2048 257 0 21,888 15,653 37,540 2049 257 0 22,145 15,653 37,797 2050 304 0 22,449 15,653 38,102 2051 324 0 22,773 15,653 38,426 2052 224 0 22,997 15,653 38,650 2053 150 0 23,147 15,653 38,800 2054 150 0 23,297 15,653 38,950 2055 150 0 23,447 15,653 39,100 2056 150 0 23,597 15,653 39,250 2057 150 0 23,747 15,653 39,400 2058 150 0 23,897 15,653 39,550 2059 150 0 24,047 15,653 39,700 2060 150 0 24,197 15,653 39,850 2061 150 0 24,347 15,653 40,000 2062 150 0 24,497 15,653 40,150 2063 150 0 24,647 15,653 40,300 2064 150 0 24,797 15,653 40,450 2065 150 0 24,947 15,653 40,600 2066 150 0 25,097 15,653 40,750 2067 150 0 25,247 15,653 40,900 2068 150 0 25,397 15,653 41,050 2069 150 0 25,547 15,653 41,200 2070 150 0 25,697 15,653 41,350 2071 150 0 25,847 15,653 41,500 2072 216 0 26,063 15,653 41,715 2073 178 0 26,241 15,653 41,893 2074 141 0 26,381 15,653 42,034 2075 103 0 26,484 15,653 42,137 2076 0 0 26,484 15,653 42,137-126-

사용후핵연료 발생 누적량(톤) 고리부지 누적량 영광부지 누적량 울진부지 누적량 신월성부지 누적량 월성부지 누적량 연도 그림 4.1-1.부지별 사용후핵연료 발생누적량 다.국내 발생 사용후핵연료 특성 본 절에서는 향후 후행핵연료주기정책을 입안하고 관련시설들을 설계하는데 참고자료로 활용하고자 현재까지 국내에서 발생된 사용후핵연료 특성을 살펴보았다.특히,사용후핵연 료의 기하학적 구조 크기 무게 냉각기간 연소도 붕괴열량 방사성물질 농도 등은 사용후핵연료 중간저장시설 사용후핵연료 처리시설 사용후핵연료 수송 고준위폐기물 처분시설의 설계에 필요한 기본자료이다. 사용후핵연료 조성 특성 아래 그림 4.1-2는 농축도 4.5%갖는 신핵연료가 원자로에서 연소도 45,000MWd/t으로 연 소하였을 경우에 사용후핵연료의 농도 변화를 나타낸 것이다.농축도 4.5%를 갖는 신핵연료 1톤을 가정하면 235 U가 45kg이며 나머지는 955kg은 238 U으로 이루어져 있다.원자로내에서 는 45kg 235 U중에서 약 35kg이 핵분열을 일으키며,그것이 핵분열생성물로 변하게 된다.또 한,약 10kg은 연소되지 않고 그대로 남게 되며,약 6kg은 중성자를 흡수하여 236 U으로 변하 게 된다. 236 U은 중성자를 흡수하는 흡수체로서의 역할을 하기 때문에 회수우라늄의 가치를 떨어뜨리는 역할을 하게 된다. 955kg의 238 U중에서는 약 3kg만이 직접 핵분열에 가담하나, 238 U이 239 Pu로 변하면서 원 자로내에서 약 14kg의 Pu가 핵분열에 가담하게 된다.특히 238 U은 일련의 중성자 흡수과정 을 거치면서 Np Am Cm 등의 MA로 변하게 된다.이 MA는 사용후핵연료내에 약 0.1% -127-

밖에 포함되어 있지 않지만 반감기가 길고 독성도가 높아 장기적인 처분장의 안전성에 중대 한 영향을 미치는 핵종들이다.또한,Cm은 자발핵분열 중성자를 많이 방출하는데,사용후핵 연료에 방출하는 중성자의 99%이상이 244 Cm에 기인한 것으로 알려져 있다. (4.5%농축우라늄) 우라늄235(45kg) 변환 그대로 그대로 우라늄235(10kg) 우라늄236(6kg) 약 300 여종의 핵종 발생 -고방열 : Cs,Sr -가스형태 : H-3, l, Kr 등 -Tc, Sm, Nd 등 변환 연소 연소 핵분열생성물(46kg) * Ru의 내역 우라늄238(955kg) 변환 그대로 그대로 그대로 플루토늄(11kg) MA(1kg) 우라늄238(926kg) MA의 내역 그림 4.1-2.사용후핵연료의 특성 핵분열생성물 중에서는 Cs Sr이 고방열핵종으로서 지하처분장의 면적을 결정짓는 중요 한 원소들이다.또한, 137 Cs은 고에너지감마선을 많이 방출하여 사용후핵연료의 전량의 80% 정도를 이 핵종이 담당하고 있다. 이와 같이 사용후핵연료에는 다양한 특성을 가진 수백종의 핵종들을 포함하고 있다.최근 미국 일본 프랑스 등 원자력선진국에서 개발하고 있는 선진핵연료주기기술들은 이러한 다양한 특성을 갖는 핵종들을 분리하여 그 특성에 맞게 관리함으로써 사용후핵연료 관리 효 율을 극대화하고자 고안해낸 것이다.가령,장반감기고독성 MA는 원자로에서 소멸시켜 처 분환경 위해도를 최소화하고,고방열핵종인 Cs Sr은 따로 분리하여 장기저장한 후 중저준 위하는 전략들이 그것이다. -128-

표 4.1-5국내 발생 사용후핵연료 제원 특성 Item KR 1 KR 2 KR 3&4 YG 1&2 UC 1&2 YG 3&4 UC 3&4 ReactorType PWR PWR PWR PWR PWR PWR RodArray 14 14 16 16 17 17 17 17 17 17 16 16 F Supplier WH KOFA WH KOFA WH KOFA WH KOFA FRAM KOFA ABB-CE KSF V5H V5H V5H STD OFA KWU STD KWU STD OFA KWU OFA KWU STD KWU (KSFA) Gua U Rod/Ass. 179 235 264 264 264 236 E L Ass./Core Total Length(cm) 121 405.7 121 405.8 157 405.8 157 405.8 157 405.8 177 452.8 A S S E M B L Y Fuel Length(cm) Width(cm) O.D of Rod(mm) 10.7 CladThick 0.62 (mm) Total 578 Weight(kg) Uranium(kg) Zircaloy(kg) 400 91.4 365.8 19.72 10.2 10.75 9.5 0.62 515 367 99.7 0.65 0.57 570.8 594 382 120 410 98.6 365.8 19.72 9.5 0.57 584 392 119 9.5 9.14 0.57 0.57 665 461 110 616 424 117 365.8 21.4 9.5 0.64 659.7 440 140 9.5 9.14 0.57 0.57 672 426.5 424 122.2 117 Enrichment 2.1 3.8 1.6 3.8 1.6 4.5 1.6 4.2 1.6 4.5 2.4 4.5 616 365.8 21.4 9.5 0.64 659.7 440 140 9.5 0.57 672 426.5 122.2 9.5 0.57 665 461 110.5 365.8 21.4 9.5 0.64 659.7 440 140 9.5 0.57 672 426.5 122.2 9.91 0.635 653.6 428 135 409.4 20.7 9.52 0.57 651. 486 138-129-

사용후핵연료 제원 특성 우리나라의 경수로 원전에 사용되는 핵연료의 제원,초기농축도 및 방출연소도 등은 매우 다양하다.표 4.1-5에 나타난 바와 같이 우리나라에서 지금까지 사용된 사용후핵 연료 제원을 보면,14 14,16 16및 17 17등의 세 가지 핵연료봉 배열 형태가 있다. 고리 1호기에는 웨스팅하우스(이하,WH)14 14OFA(Optimized FuelAssembly)핵연 료가 사용되고 있다.16 16핵연료는 두 종류의 집합체가 현재 사용되고 있는데,하나 는 WH 표준형 연료로서 고리 2호기에 사용되고 있으며,다른 하나는 한국표준형연료 (KoreaStandard FuelAssembly)로서 울진 3,4,5,6호기 및 영광 3,4,5,6호기에 장전되고 있다.이 한국표준형연료는 다른 핵연료에 비하여 길이가 약 50cm 더 길다는 특징이 있다. 현재 웨스팅하우스형 원전인 고리 3 4호기,울진 1 2호기,및 영광 1 2호기에는 17 17연료인 Vantage5H가 장전되고 있다.평균 방출연소도 48GWD/MtU를 목표로 개발된 Vantage5H를 대체하기 위하여 평균 방출연소도 55GWD/MtU 이상을 목표로 ACE7핵연료가 개발되었으며,열적성능은 현재 사용중인 Vantage5H 연료에 비하여 10% 이상 향상되었다.이 연료는 2008년경부터 상용원자로에 장전되고 있다. 한국 표준형 원전에는 한국표준형연료인 16 16Guradian 연료가 장전되어 있으며, 2007년부터 이를 대체하기 위하여 개량된 PLUS7으로 교체장전되고 있다.PLUS7핵연 료는 평균 방출연소도 55GMWD/MtU 이상,열적성능이 10% 이상 향상되었으며,기 존 핵연료와 비교하여 농축도 및 목표 방출연소도를 제외한 기하학적 제원 변화는 거 의 없다. 지금까지 사용되어 발생된 핵연료집합체의 종류는 두가지로 분류할 수 있으며,후 행핵연료주기 시설들은 이 모든 핵연료의 집합체를 수용해야 할 것이다.가령,핵연료 집합체 단면적은 17 17 연료가 21.4 cm 21.4 cm로 가장 크며,축방향 길이는 16 16 KSFA 연료가 453cm로 다른 집합체에 비하여 50cm 이상 큰 특징이 있다.핵연료의 무게에 대하여서는 KSFA 및 Vantage5H 핵연료가 각각 665및 672kg으로 조사되었 으며,지금까지 발생한 핵연료 중에서 가장 무거운 핵연료는 672kg인 것으로 나타났 다. 아래 그림 4.1-3은 향후 발생될 핵연료를 제원별로 예측한 것인데,KSFA의 다량방 출로 인하여 17 17핵연료가 상대적으로 감소하여 2010년대 중반부터는 16 16핵연료 가 17 17핵연료에 비하여 더 많이 발생하게 되고 최종적으로는 총 물량의 약 74% 정 도 차지하는 것으로 나타났다. -130-

0.7 16x16_Total Amount Ratio of Each Fue Type 0.6 0.5 0.4 0.3 0.2 0.1 14x14_Total 17x17_Total 14*14STD 14*14OFA 14*14KOFA 16*16STD 16*16KOFA 16*16KSFA 17*17STD 17*17OFA 17*17FRAM 17*17KOFA 17*17V5H 0.0 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 Year 그림 4.1-3.발생 핵연료 제원 추이 사용후핵연료 연소도 추이 사용후핵연료 연소도 분포를 정확하게 추정하는 것은 후행핵연료주기시설에서 핵임 계 방사선차폐 안전성 평가 측면에서 매우 중요하다.아래 그림 4.1-4는 2006년까지 발생된 사용후핵연료의 발생량과 발생한 핵연료의 평균연소도를 나타내고 있다.그림 에서 보듯이 연간 발생하는 사용후핵연료는 가동원자로의 증가와 더불어 꾸준히 증가 하여 가압경수로의 경우 현재 연간 350MtU 정도가 발생되고 있다.방출되는 핵연료 집합체의 평균연소도(이하 방출연소도)는 1980년대 중반에는 약 30GWD/MtU 정도이 었으나,80년대말부터 핵연료의 평균농축도를 3.2wt.%에서 3.8wt.%로 순차적으로 늘 리면서 90년대 중반부터는 약 37GWD/MtU정도에 이르다가,90년대 중 후반부터 초 기농축도가 4.1~4.2wt.%인 Vantage5H 핵연료가 장전되면서 2000년대 초반에는 방출 되는 핵연료의 방출연소도가 약 40 GWD/MtU 정도를 상회하였고,현재는 4.2~4.5 wt.% 사용후핵연료의 방출로 인하여 45GWD/MtU에 근접하고 있다.최대 방출연소도 또한 지속적으로 증가하여 90년대 후반에는 45GWD/MtU 정도이었으나,2000년대 초 반에는 55GWD/MtU 정도인 것으로 나타났다. -131-

Production Amount [MTU] 500 400 300 200 100 Maximum Burnup of Spent Nuclear Fuel Average Burnup of Spent Nuclear Fuel Production Amount 0 1975 1980 1985 1990 1995 2000 2005 Year 60 50 40 30 20 10 0 Burnup of Spent Nuclear Fuel [GWD/MTU] 그림 4.1-4.발생핵연료 연소도 추이 -132-

제 2절 가용한 후행핵연료주기 시나리오 선정 국내 적용 가능한 후행핵연료주기 시나리오를 선정하기에 앞서 현재 상용화된 일반 적인 핵연료주기를 기술하고자 한다.현재의 상용화된 핵연료주기는 경제적이고 환경 친화적이며 안전한 에너지원을 구축하려는 지난 반세기 동안의 개발의 결과라 할 수 있다.그 기간 동안 핵연료주기의 개발에 영향을 미치는 요인들이 변화하여 왔으며 이 에 따라 다른 핵연료주기에 대한 관심도 중요도가 변화하여 왔다.초기의 핵연료주기 개발은 핵물질의 군사적인 이용에 의해 주도되었으며 그 후에는 민간 이용을 위한 원 전의 유형에 따라 주도되었다.비록 1950년대 초반에 많은 원자로개념이 도입되었지만 대부분의 OECD 국가에서는 경수로형이,캐나다에서는 중수로형이 가장 주요한 노형으 로 부상하였다.가스냉각로나 고속로와 같은 다른 원자로형도 건설되었지만 상업적 이 용은 제한적이었다.주로 정치적인 선택에 의해 사용후핵연료의 처리에 있어서 근본적 으로 다른 두 가지 다른 핵연료주기 대안이 개발되었다.하나는 사용후핵연료를 폐기 물로 취급하는 작접처분주기이며,다른 하나는 사용후핵연료를 재처리하여 플루토늄을 회수하여 경수로에 재활용하는 재활용 핵연료주기이다.이 두 가지 핵연료주기 기술은 개발을 통해 모두 성숙 단계에 이르렀다.그림 4.2-1에는 현재 세계적으로 상용화된 핵 연료주기를 나타내고 있다. 핵연료제조 원자로 사용후 핵연료 중간저장 농축 Pu 재처리 처분 변환 U 고준위폐기물 정련 채광 그림 4.2-1.상용화된 핵연료주기 이러한 핵연료주기는 크게 채광/정련,변환,농축,가공을 포함하는 선행핵연료주기 와 저장,수송,재처리 등을 포함하는 후행핵연료주기로 구분하고 있다.후행핵연료주 -133-

기 기술현황에 대해서는 전장에서 자세히 다루었으므로 여기서는 선행 핵연료주기 현 황에 대하여 개괄적인 기술을 하고자 한다. 모든 핵연료주기의 시작은 환경 즉 지각에서 우라늄 같은 핵분열이 가능한 원료물질 을 채굴하는 것이다.우라늄은 지각에 널리 분포되어 있다.일단 우라늄 원광이 채굴되 면,우라늄염을 추출하기 위한 화학처리가 이루어지며 이후 부피를 줄이기 위한 또 다 른 처리가 이루어진다.이러한 처리의 최종산물로 Yelow Cake 라 불리는,약 70% 의 우라늄을 함유하고 있는 물질(U 3 O 8 )이 만들어진다.우라늄 원광의 처리는 대부분은 우라늄 광산에 있는 시설에서 이루어지거나 인근의 여러 우라늄 광산에서 생산하는 우 라늄을 함께 처리하는 시설에서 이루어진다. 다음 단계인 변환공정에서는 Yelow Cake 을 농축공정에 사용되는 우라늄은 육불 화우라늄(UF 6 )의 형태로 변환된다.이 육불화우라늄으로로의 변환은 상온에서 기체상태 로 있어 농축에 알맞기 때문이다.한편,농축이 필요없는 Magnox나 CANDU형 원자로 에 사용되는 우라늄은 금속이나 UO 2 형태로 변환된다. 우라늄 농축은 천연우라늄의 두 가지 중요한 방사성동위원소인 235 U와 238 U을 부분적 으로 분리하여 235 U의 비율이 천연우라늄에서의 비율(0.711wt%)보다 높은 농축 우라늄 과 'tails'라 불리는 감손우라늄으로 만드는 과정이다.초기의 농축은 핵무기의 원료물질 로 사용하기 위해 거의 순수한 235 U를 만드는 과정이었으며 이를 위해 많은 공정이 고 려되었다.제2차 세계대전 이후 우라늄 농축의 주된 방법은 기체확산법이었으며 원심 분리법의 경우 비록 1940년 초반부터 관심을 받아왔지만 기술적,공학적 문제로 인해 70년대에 와서야 상용화되었다.현재는 전세계적으로 기체확산법과 원심분리법이 주로 사용되고 있다. 다음 단계는 핵연료의 성형가공단계이다.원자력발전비용의 약 20%가 핵연료주기 관 련비용이다.또한 핵연료주기 비용 가운데 약 15%가 핵연료 성형가공비용이다.따라서 성형가공비용은 전체 원자력발전비용 가운데 단지 3%에 불과하다.그러나 이렇게 전체 비용에서 차지하는 비중이 작음에도 불구하고 핵연료 설계와 성형가공이 원자력발전의 전체적인 경제성에 미치는 영향은 상당하다.핵연료집합체의 신뢰도를 개선하는 것은 발전소 이용률 향상으로 이어질 수 있으며 그 결과로 총발전비용 가운데 핵연료주기와 관련이 없는 다른 비용을 줄일 수 있다.특히,인출연소도의 증가는 일정한 에너지 생 산에 필요한 핵연료집합체와 천연우라늄의 수요를 줄이게 되므로 핵연료 공급 및 처분 량에 모두 영향을 미친다.각국의 상황에 따라 다르긴 하지만,이러한 인출연소도의 증 가를 통해 상당한 경제적 비용을 절감할 수 있다. 원자력 산업계는 경수로 사용후핵연료에서 재처리된 우라늄(이하 RepU)을 재활용하 기 위한 설비를 갖추고 있다.이러한 설비는 RepU로 제조된 핵연료의 원자로내 조사 뿐만 아니라 RepU의 화학 변환,농축,성형가공,수송에 관련된 것이다.일본에서는 JNC가 Ningyo-Toge변환시설에서 RepU의 변환 실험을 수행한 바 있다.비록 일부 원 자로에서 적은 양이 이용되긴 하지만 경수로에서 발생하는 RepU의 재활용은 이미 실 -134-

증되었다.현재 러시아와 네덜란드가 원심분리법을 사용하여 RepU의 농축을 시행하고 있다.최근에는 RepU의 새로운 재활용방법이 부각되고 있는데 이는 RepU와 고농축우 라늄을 섞어 농축 RepU 에서의 236 U의 양을 줄이는 것이다.이렇게 하면 중성자 흡수 를 줄일 수 있고 RepU 재활용의 경제성이 향상되는 것으로 알려져 있다. 그림 4.2-2는 OECD/NEA에서 제시한 핵연료주기의 계통접근법을 나타내고 있다. 101) 그림에 나타난 바와 같이 핵연료주기는 매우 독특한 특성을 지니고 있는 각 단계가 지 구나 사회와 상호작용하고 있는 그러한 부가가치 단계의 사슬로 볼 수 있다.핵연료주 기와 지구와의 관련은 운전중이나 사고에 의한 방사성물질 및 방사선을 함유하지 않은 잔유물의 배출뿐만 아니라 기본적으로 원료물질의 채굴,폐기물의 최종 저장과 관련되 어 있다.결국,핵연료주기 원료물질은 지구로부터 출발하여 결국 지구환경으로 되돌아 가는데 본래 지구가 가지고 있었던 환경적인 위해도 혹은 독성도보다 줄이려는 노력이 필요하다. 사회와의 관련은 금전적 자원공급,인적 자원 공급을 통한 사회공헌,대중수용성,그 리고 아주 낮은 확률이긴 하지만 심각한 사고가 발생할 경우 사회에 미칠 수 있는 광 범위한 영향이라는 가능성을 대가로 사회에 에너지를 공급하는 것이 핵심이다. 사 회 인적 자원 화폐자원 대중 수용성 에너지 사고 광범위한 경제적 영향 선행 : 원료물질을 일차연료로 변환 연료 변환 농축 성형가공 에너지 생산 후행 : 사용후핵연료와 최종폐기물을 관리 중간저장 재처리 첨단원자로에서의 TRUs 재활용 사용후핵연료 고준위폐기물 중저준위폐기물 재순환 밀봉, 포장 지 구 중저준위 폐기물 사용후핵연료/ 고준위폐기물 원료물질 채광 운전중 배출 사고시 배출 폐기물 처분 그림 4.2-2.핵연료주기 계통접근법 101)Trendsin thenuclearfuelcycle;economic,environmentaland SocialAspects,NuclearEnergy Agency, OECD (2002). -135-

핵연료주기가 지구환경과 우리사회에 미치는 영향을 종합적으로 고려하는 것이 중요 한데,우리나라도 이러한 핵연료주기와 우리사회,그리고 핵연료주기와 환경간의 연결 고리를 잘 파악하여 최종적인 선택을 하는 지혜가 필요하다 하겠다. 국내의 연구개발현황 (직접처분만 재활용)과 최근의 국제적인 추세 등을 고려하여, 본 연구에서는 아래 그림 4.2-3에 나타난 바와 같이 향후 우리나라에 적용될 가능성이 있는 총 11가지의 핵연료주기 시나리오를 설정하였다. 처분 1 국내 장기저장 처분 2 국내/국외 국외 위탁저장 국내반입 처분 3 사용후 핵연료 No 습식처리 MOX fuel MOX or Metal PWR 4-1 SFR 4-2 중간저장 재활용 국내 AIROX 건식처리 DUPIC 건식처리 Oxide fuel Oxide fuel PWR CANDU 5 6 Yes 파이로 건식처리 Metal fuel SFR 7 국내/국외 MOX fuel PWR 8-1 국외 습식처리 HLW 국내 반입 LEU 국내반입 PWR 8-2 8-3 그림 4.2-3.후행핵연료주기 시나리오 시나리오는 크게 사용후핵연료를 직접처분 재활용 여부,그리고 이를 국내에서 하는 경우와 국외에서 하는 경우를 상정하여 구분하였다.그리고,소내 사용후핵연료의 저장 용량이 2016년에 포화되는 점을 가정하여 모든 시나리오에서 중간저장시설이 필요하다 고 가정하였다. 시나리오 1(직접처분 주기) PWR 및 CANDU 사용후핵연료를 중간저장한 후 재활용하지 않고 영구 처분하는 경우이 다.최근에는 일정시점까지 모니터링 한 후 회수가능한 형태로 처분장을 설계하고 있는 상태 이다. -136-

시나리오 2(장기저장) PWR 및 CANDU 사용후핵연료를 100년 이상 장기 저장하는 경우이다.이와 같이 사용후핵연료를 초( 超 )장기로 저장하는 경우,사용후핵연료 및 저장용기의 건전성의 유 지가 중요한 이슈가 될 전망이다.장기저장은 지상,혹은 지하 모두 가능할 것으로 예 상된다.장기저장한 후에는 사용후핵연료를 재활용할 수 도 있고,직접 처분하는 경우 도 있을 수 있는데,만일 직접처분하는 경우라면 상기 시나리오 1에서 회수가능한 처 분장 개념과 유사한 형태가 될 수도 있다.따라서 회수가능한 처분장 개념에서는 장기 저장 개념과 경계가 모호하다고 할 수 있다. 시나리오 3(위탁저장) 최근에 핵비확산과 관련하여 사용후핵연료를 국제관리하에 두는 문제가 논의 중인데, 이는 이를 반영한 사니리오이다.위탁저장을 위하여 국제수송이 필수적이며,장기간 위 탁저장한 후에는 처분을 위하여서 결국 국내에 반입하여야 할 것으로 전망된다.따라 서,두 번에 걸쳐서 국제수송을 수반하게 된다. 시나리오 4(국내 습식처리) 이 시나리오는 사용후핵연료를 중간저장한 후에 국내에서 습식처리방법을 이용하여 재처리하는 경우이다.이 경우에는 재처리를 통하여 회수된 Pu을 경수로에 재활용하는 경우(시나리오 4-1)와 고속로에 재활용하는 경우(시나리오 4-2)로 다시 구분할 수 있다. 재처리에서 회수된 우라늄은 일정기간 저장한 후에 재농축하여 경수로에,혹은 고속로 에 재활용이 가능할 것이며,재처리과정에서 발생되는 고준위폐기물은 유리고화 후 심 지층에 처분하게 된다. 시나리오 5(AIROX 건식처리) 이 시나리오는 PWR 사용후핵연료를 열적 기계적 처리를 통하여 분말화한 후 농축 우라늄을 섞여서 PWR 핵연료로 재가공한 후에 경수로에 재활용하는 경우이다.이 때 사용하는 농축우라늄은 20%이하의 LEU를 사용하게 된다.이 시나리오의 경우 에 계속 적인 재순환은 짝수번호의 플루토늄 동위원소가 증가함에 따라 3회 이상은 어려울 것 으로 전망된다. 시나리오 6(DUPIC 건식처리) PWR 사용후핵연료를 DUPIC 핵연료로 가공하여 CANDU에서 재사용하고,DUPIC 사용후핵연료는 영구처분하는 경우이다.한편,DUPIC 공정에서 발생하는 고준위폐기물 -137-

은 심지층처분하게 된다.이 경우에는 처분대상 PWR 사용후핵연료가 없어지면서 CANDU 원자로에 DUPIC 핵연료의 고연소가 가능하기 때문에 처분대상 사용후핵연료 가 크게 감소할 것으로 예상된다. 시나리오 7(파이로 건식처리) PWR 사용후핵연료를 고온전해분리(Pyroprocessing)를 통하여 금속핵연료를 만들어 SFR에서 재사용하면서 고독성핵종을 소멸시키는 경우이다.또한,전해정련(Refining)을 통하여 회수된 우라늄의 일부는 고속로에서 사용되고,나머지는 향후 사용을 위하여 저장한다.또한,고발열핵종인 Cs과 Sr을 분리하여 독립적으로 지상관리(저장 및 자연 붕괴)한다는 가정을 하였다 시나리오 8(국외 위탁재처리) PWR 사용후핵연료를 외국에 위탁하여 재처리하는 경우이다.재처리된 플루토늄은 MOX 핵연료로 가공한 후 국내에 반입하는 경우(시나리오 8-1),회수된 플루토늄은 외 국에서 저장하고 고준위폐기물만 국내에 반입하는 경우 (시나리오 8-2),회수된 플루토 늄 대신에 LEU를 국내에 반입하는 경우(시나리오 8-3)를 가정할 수 있다.시나리오 8-2 와 8-3은 현재 국내의 정치적 상황이 Pu 혹은 MOX의 국내반입이 사실상 어렵다는 측 면을 고려한 방안이다. -138-

제 3절 시나리오별 평행주기 물량산출 및 기술성 분석 후행핵연료주기에 관한 국가의 정책을 수립하기 위하여서는 향후 우리나라에 적용가 능한 핵연료주기 시나리오를 설정하고,이를 지속가능성 환경친화성 핵확산저항성 경제성 기술성 등 여러가지 측면에서 평가하는 작업이 선행되어야 한다.이러한 작업 을 위하여서는 핵연료주기에 대한 물질흐름의 평가가 필수적이다.따라서,이 장에서는 위에서 설정한 총 11가지 후행핵연료주기 시나리오에 대하여 평형상태에서의 물질흐름 (1TWh기준)및 특성을 분석하였다. 아래 표 4.3-1은 물질분석계산을 위하여 사용한 원자로의 특성을 나타내고 있다. PWR와 CANDU 원자로는 우리나라에 가동 중인 대표원자로의 특성치를 가정하였으 며,고속로의 경우 전환율 0.6을 갖는 연소로로 가정하였다. 표 4.3-1.원자로의 특성 특성 PWR CANDU 고속로 용량 (MWe) 1,000 713 600 열효율 (%) 34 33 39.4 Load factor 0.8 0.9 0.85 PDF(FulPowerDay) 290-332 노심 핵물질(tHM) 69 86.6 20.3 노심 배치수 3-6 전환율 - - 0.6067 한편,평형주기별로 발생하는 고준위폐기물량을 산정하기 위하여 사용후핵연료의 처 리공정에서 발생하는 폐기물을 아래와 같이 가정하였다. 표 4.3-2.사용후핵연료 처리공정에서의 발생 고준위폐기물 처리 공정 고준위폐기물 체적(m3/tHM) 참고문헌 파이로 건식처리 0.033 한국방사성폐기물학회보고서 102) PUREX 0.115 OECD/NEA 보고서 103) OREX/AIROX 0.125 DUPIC 기술보고서 104) 사용후핵연료 1.5 OECD/NEA 보고서 102)이건재 외, 원전연료 순환정책 추진방안 연구,한국방사성폐기물학회, (2008) :한국원자력연구원 파이로팀에 서 연구개발 중인 파이로 공정에서의 목표치를 인용하고 있다.따라서 0.033m 3 /thm은 파이로 폐기물처리공정 연 구개발이 성공하는 경우에 달성 가능한 수치라 할 수 있다. -139-

1.시나리오 1(직접처분주기) 이 핵연료주기는 PWR 사용후핵연료를 중간저장한 후 재활용하지 않고 영구처분하는 경우이다.PWR 핵연료의 경우,초기농축도를 4.3wt.%,방출연소도를 50GWd/MtHM 로 가정하였다.우라늄의 필요량은 21.43 tu/twh이며,처분대상 사용후핵연료는 2.19 thm으로서,이는 3.29m 3 /TWh에 해당하는 것으로 나타났다. 15.73tSWU 채광 21.43 tu 변환 21.41 tu 2.44 tu 2.43 tu 2.19 thm 농축 핵연료 제조 PWR (100%) 중간 저장 2.19 thm = 3.29m 3 18.97 tu (Depleted) 처분 그림 4.3-1.시나리오 1의 물질흐름 2.시나리오 2(장기저장) 이 핵연료주기는 PWR 사용후핵연료를 100년 이상 장기저장하는 경우이다.이와 같 이 사용후핵연료를 초장기저장하는 경우,사용후핵연료 및 저장용기의 건전성의 유지 가 중요한 이슈가 될 전망이다.물질흐름은 시나리오 1과 동일하다. 15.73tSWU 채광 21.43 tu 변환 21.41 tu 2.44 tu 2.43 tu 2.19 thm 농축 핵연료 제조 PWR (100%) 장기중간 저장 (>100 yrs) 2.19 thm = 3.29m 3 18.97 tu (Depleted) Decision 그림 4.3-2.시나리오 2의 물질흐름 103)TheEconomicsoftheNuclearFuelCycle,OrganizationforEconomicCooperationandDevelopment,Nuclear EnergyAgency(1993). 104)고원일 외, CostEvaluation ofacommercial-scaledupic FuelFabrication Facility (Part I)-Preliminary ConceptualDesign,KAERI/TR-1373/99,(1999). -140-

3.시나리오 3(국제저장관리) 이 핵연료주기는 사용후핵연료의 저장을 국제관리,혹은 위탁저장하는 옵션이다.위 탁저장을 위하여 국제수송이 필수적이다.물질흐름은 시나리오 1과 동일하다. 15.73tSWU 21.41 tu 2.44 tu 2.43 tu 2.19 thm 채광 21.43 tu 핵연료 PWR 변환 농축 제조 (100%) 국제저장관리 위탁중간 저장 2.19 thm = 3.29m 3 18.97 tu (Depleted) 처분 그림 4.3-3.시나리오 3의 물질흐름 4.시나리오 4-1(국내 습식처리-MOX주기) PWR 사용후핵연료의 습식재처리를 통하여 MOX 핵연료로 가공하여 다시 PWR에서 이용하게 된다.재처리는 기존의 습식재처리방식을 적용하며,재처리시에 발생하는 고 준위폐기물은 일정기간 저장한 후 영구처분한다.MOX 핵연료는 재처리시에 분리한 플루토늄과 감손우라늄을 사용하여 제조한다.한편,MOX 핵연료는 재활용하지 않고 처분하는 것으로 가정하였다. 한편,계산 및 분석을 위하여 PWR 핵연료의 경우,초기농축도를 4.3wt.%,방출연소 도를 50GWd/MtHM로 가정하였다.또한,PUREX 공정에서의 손실율를 0.1%로 가정 하였으며,MOX 핵연료의 Pu 함유량을 5%라 가정하였다. 13.37 tswu 18.2 tu 2.07 tu 2.07 tu 1.86 thm 채광 18.2 tu 핵연료 PWR 변환 농축 제조 (85%) 중간 저장 15.73 tu (Depleted) 처분 0.407 thm 0.132m 3 중간 저장 0.407 thm PWR (15%) 0.429 thm MOX 제조 21.5 kgpu 재처리 0.0023 thm (HLW) = 0.214m 3 그림 4.3-4.시나리오 4-1의 물질흐름 위의 그림 4.3-4에는 시나리오 4-1에 대하여 1TWh전력생산량당 물질흐름을 나타내고 있다.우라늄의 필요량은 18.2tU/TWh이며,처분대상 사용후핵연료는 0.407tHM/TWh으 -141-

로 나타났다. 5.시나리오 4-2(국내 습식처리-고속로주기) 이 핵연료주기는 아래 그림 4.3-5에서 보여주듯이,기존의 PWR 원자로 외에 고속로 를 도입하여 PWR에서 발생한 TRU를 소멸 재활용하는 주기이다.UREX 1a와 같은 경수로 선진습식처리기술을 도입하여 처리하며,회수된 우라늄은 중저준위폐기물로 보 내고,다시 TRU는 금속핵연료로 제조하여 고속로에서 연소하게 된다.한편,고속로 사 용후핵연료는 역시 건식처리하여 산화물핵연료로 가공한 후 고속로에 재순환하게 된 다. PWR 핵연료의 경우,초기농축도 4.3wt.%,방출연소도 50GWd/MtHM로 가정하였 다.고속로는 600MWe의 TRU 소멸로로서 방출연소도 121GWd/tHM이 사용되었다. 파이로 공정과 고속로 핵연료제조에서의 공정손실율을 0.1%로 가정하였으며,고속로 핵연료의 Pu함유량을 33.8%라 가정하였다. 10.33 tswu 14.1 tu 1.60 tu 1.60 tu 1.44 thm 채광 14.1 tu 핵연료 PWR 변환 농축 제조 (65.7%) 중간 저장 18.97 tu (Depleted) 0.408 thm 1.44 thm 습식처리 0.276 thm SFR (34.3%) 0.284 thm SFR Fuel 0.021 ttru 습식처리 1.42 tu 0.103 ttru 그림 4.3-5.시나리오 4-2의 물질흐름 0.0017 thm HLW (0.57m 3 ) 처분 우라늄의 필요량은 14.1tU/TWh이며,모든 경수로 사용후핵연료가 고속로에 재활용 됨으로써 처분대상 사용후핵연료가 없게 되며,처리과정에서 발생하는 고준위폐기물은 0.57m 3 /TWh으로 나타났다. 6.시나리오 5(AIROX 건식처리) PWR 사용후핵연료를 AIROX 공정을 거쳐서 분말화한 후 농축우라늄을 섞여서 PWR 핵연료로 재가공한 후에 경수로에 재활용한다.이 때,19%의 농축우라늄을 사용한다고 -142-

가정하였으며,계산의 편의를 위하여 재순환된 사용후핵연료는 무한재순환한다고 가정 하였다.한편,계산 및 분석을 위하여 PWR 핵연료의 경우,초기농축도를 4.3wt.%,방 출연소도를 50GWd/MtHM로 가정하였다.이 때,PWR 사용후핵연료에 함유된 핵분 열성물질( 239 Pu+ 235 U)은 1.7%로 나타났다. 우라늄의 필요량은 8.7tU/TWh이며,무한재순환을 가정하였으므로 처분대상 사용후 핵연료는 없게 되며,처리과정에서 발생하는 고준위폐기물은 0.316m 3 /TWh으로 나타 났다.그러나,이 시나리오의 경우에는 계속적인 재순환이 불가능할 경우에는 사용후핵 연료의 발생량이 증가하게 된다. 8.49 tu (Depleted) 0.036 HM (Spent fuel) 채광 8.7 tu 변환 농축 (19%) 핵연료 제조 (AIROX) 8.70 tu 0.214 tu 2.43 tu 2.19 thm 8.41 tswu PWR (100%) 중간 저장 2.19 thm 처분 HLW 0.316m 3 그림 4.3-6.시나리오 5의 물질흐름 7.시나리오 6(DUPIC 주기) DUPIC 핵연료주기에서는 PWR 사용후핵연료를 OREOX 공정을 통하여 CANDU 핵 연료로 재가공하여 활용한다.PWR 핵연료의 경우,초기농축도는 3.5wt.%,방출연소도 는 35GWd/MtHM로 가정하였으며,CANDU 원자로에서의 연소도는 15GWd/MtHM 로 가정하였다.OREOX 공정에서의 물질유실량은 0.1%로 가정하였다.이 때에 발생하 는 고준위폐기물은 일정기간 저장한 후 영구처분하고,DUPIC 사용후핵연료는 재활용 하지 않고 영구처분하는 것으로 가정하였다. DUPIC 핵연료주기에서 PWR 핵연료의 연소도 35 GWd/MtHM는 다른 주기에서의 PWR 연소도 50 GWd/MtHM에 비하면 매우 작다.DUPIC에서 PWR 연소도 35 GWd/MtHM는 DUPIC 프로그램에서 기준연소도로서 이는 단위전력 생산량당 평가되 는 물질흐름에서 상대적으로 불리하게 작용될 수 있다. -143-

채광 17.7 tu 17.7 tu 2.51 tu 2.51 tu PWR 2.33 thm 변환 12.08 tswu 농축 핵연료 제조 (72.2%) 중간 저장 18.97 tu (Depleted) HLW (0.291 m 3 ) 2.33 thm 처분 2.25 thm HLW (3.37m 3 ) 중간 저장 2.25 thm CANDU (27.8%) 2.33 thm DUPIC 핵연료 제조 그림 4.3-7.시나리오 6의 물질흐름 모든 PWR 사용후핵연료가 중수로에 사용되는 평행상태를 가정하는 경우에 전력생산 량은 PWR에서 72.2%,CANDU에서 27.8%인 것으로 나타났다.즉,동일규모의 원자로 라 가정하는 경우에 PWR 대 CANDU 원자로는 약 2:1이 되어야 하는 것으로 나타났 다. 물질흐름 계산결과,우라늄의 필요량은 17.7tU/TWh이며,처분대상 사용후핵연료는 2.25tHM/TWh으로 나타났다. 8.시나리오 7(파이로-고속로주기) 이 핵연료주기는 기존의 PWR 원자로 외에 고속로를 도입하여 PWR에서 발생한 TRU를 소멸 재활용하는 주기이다.물질흐름은 시나리오 1-2와 유사하나,사용후핵연 료의 처리를 파이로건식처리방식을 도입한다는 것이 다르다.건식분리기술인 고온전해 분리(pyroprocessing)를 이용하여 PWR 사용후핵연료로부터 우라늄을 분리하여 중저준 위폐기물로 보내고,다시 TRU는 금속핵연료로 제조하여 고속로에서 연소하게 된다.한 편,고속로 사용후핵연료는 역시 건식처리하여 금속핵연료로 가공 후 고속로에 재순환 하게 된다. PWR 핵연료의 경우,초기농축도 4.3wt.%,방출연소도 50GWd/MtHM로 가정하였 다.고속로는 600MWe의 TRU 소멸로 방출연소도 121GWd/tHM이 사용되었다.파이 로공정과 고속로핵연료제조에서의 공정손실률을 0.1%로 가정하였으며,고속로 핵연료 는 금속형태로서 Pu 함유량을 33.8%라 가정하였다. -144-

10.33 tswu 채광 14.1 tu 변환 14.1 tu 1.60 tu 1.60 tu 1.44 thm 농축 핵연료 제조 PWR (65.7%) 중간 저장 18.97 tu (Depleted) 0.408 thm 1.44 thm 파이로 건식처리 0.276 thm SFR (34.3%) 0.284 thm SFR Fuel 0.021 ttru 파이로 건식처리 1.42 tu 0.103 ttru 그림 4.3-8.시나리오 7의 물질흐름 0.0017 thm HLW (0.57m 3 ) 처분 우라늄의 필요량은 14.1tU/TWh이며,모든 경수로 사용후핵연료가 고속로에 재활용 됨으로써 처분대상 사용후핵연료는 없다.다만,처리과정에서 고준위폐기물이 발생하게 되는데,그 양은 0.57m 3 /TWh으로 나타났다. 9.시나리오 8-1(해외위탁재처리-MOX주기) PWR 사용후핵연료의 습식재처리를 통하여 MOX 핵연료로 가공하여,다시 PWR에서 이용하게 된다.이 핵연료주기는 시나리오 1-1과 동일하나 재처리는 외국에 위탁하여 수행한다는 점이 다르다.재처리시에 발생하는 고준위폐기물과 MOX 핵연료는 국내로 반입하여 열중성자로에 사용한다.MOX 핵연료는 재활용하지 않고 처분하는 것으로 가 정하였다. PWR 사용후핵연료의 경우,초기농축도를 4.3wt.%,방출연소도를 50GWd/MtHM로 가정하였다.또한,PUREX 공정에서의 손실률을 0.1%로 가정하였으며,MOX 핵연료의 Pu함유량을 5%라 가정하였다. 13.37 tswu 18.2 tu 2.07 tu 2.07 tu 1.86 thm 채광 18.2 tu 핵연료 PWR 변환 농축 제조 (85%) 중간 저장 15.73 tu (Depleted) 해외위탁 처분 0.407 thm 0.132m 3 중간 저장 0.407 thm PWR (15%) 0.429 thm MOX 제조 21.5 kgpu 재처리 0.0023 thm (HLW) = 0.214m 3 그림 4.3-9.시나리오 8-1의 물질흐름 -145-

10.시나리오 8-2(해외위탁재처리-HLW주기) 15.73tSWU 채광 21.43 tu 변환 21.41 tu 2.44 tu 2.43 tu 2.19 thm 농축 핵연료 제조 PWR (100%) 중간 저장 18.97 tu (Depleted) 해외위탁 2.19 thm 처분 Pu 저장 39.4 kgpu 재처리 0.0023 thm (HLW) = 0.214m 3 그림 4.3-10.시나리오 8-2의 물질흐름 이 핵연료주기는 시나리오 8-1과 마찬가지로 위탁재처리를 하나,회수된 플루토늄은 외국에서 저장하고 고준위폐기물만 국내 반입하여 처분하는 경우이다.이 핵연료주기 는 Pu에 대한 최종 관리방침이 경정될 때까지는 계속 저장하여야 하며,그 저장비용을 지불하여야 할 것이다.Pu 저장량은 TWh당 약 39.4kg으로 계산하였다.원자로와 재 처리의 특성은 시나리오 1-1과 동일한 것으로 가정하였다. 11.시나리오 8-3(해외위탁재처리-LEU주기) 이 핵연료주기는 시나리오 8-1과 마찬가지로 위탁재처리를 하나,회수된 플루토늄 대 신에 LEU를 반입하는 경우이다.플루토늄 대신에 반입되는 우라늄은 4.3% 농축우라늄 을 가정하였으며, 235 U의 가치를 Pu의 70%로 가정하여 산정하였다.이는 현재 세계적 으로 잉여 Pu이 많이 남았으며,MOX 핵연료 제조비용이 LEU 제조비용보다 훨씬 비 싸기 때문에 보수적으로 가정한 것이다.계산된 LEU 양은 0.64tU/TWh로 나타났다. 11.55 tswu 채광 15.73 tu 변환 15.73 tu 1.79 tu 2.43 tu 2.19 thm 농축 핵연료 제조 PWR (100%) 중간 저장 13.94 tu (Depleted) 0.64 tu (LEU) 해외위탁 2.19 thm 처분 39.4 kgpu 재처리 0.0023 thm (HLW) = 0.214m 3 그림 4.3-11.시나리오 8-3의 물질흐름 -146-

제 4절 시나리오별 기술성 비교 분석 본 절에서는 위에서 물량분석을 수행한 총 11개 시나리오에 대하여 정성적인 기술성 을 비교 분석하였다. PWR 및 CANDU 사용후핵연료를 중간저장한 후 재활용하지 않고 영구처분하는 경 우(시나리오 1)는 실증기술이며 국제 수용성이 우수하다는 장점이 있다.그러나,향후 원자력발전이 추가 확대되는 경우에 대규모의 처분장 면적의 확대가 필요하다. PWR 및 CANDU 사용후핵연료를 100년 이상 장기저장하는 경우(시나리오 2)는 국 제 국내의 수용성에 큰 문제가 없을 것으로 보이나,미래의 불확실성으로 중간저장 부지의 확보에 지장을 초래할 것으로 보이며,무엇보다도 현세대의 문제를 후세대에 전가함으로써 발생자 및 혜택자가 책임을 부담한다는 원칙에 위배된다. 해외위탁 저장하는 경우(시나리오 3)는 핵확산문제가 해결되고,국내 중간저장의 필 요성이 없다는 장점은 있으나,대규모의 국제수송이 불가피하므로 많은 비용지출이 예 상된다. 먼저,국내에서 습식재처리를 하는 경우(시나리오 4-1,시나리오 4-2)는 국제핵비확산 에 저촉되는 민감기술이기 때문에 한반도를 둘러싼 국제정치상황이 크게 변하지 않는 한 실현되기는 쉽지 않을 전망이다.더구나 우리나라는 1992년에 농축과 재처리시설을 한반도내에 도입하지 않는다는 한반도비핵화선언 을 한 상태이기 때문이다.특히, 국내의 습식처리 후 플루토늄을 경수로에 활용하는 MOX 주기는 실증된 기술이라는 장점은 있으나,우라늄의 활용률이 높지 않고 경제성도 없는 것으로 알려져 있다.또한 고속로에 활용하는 경우에는 우라늄의 활용률은 높으나,향후 기술개발 및 실증이 필 요하고,특히 국제적인 핵비확산 문제를 피해가기가 쉽지 않을 것으로 보인다. 경수로 사용후핵연료를 열적 기계적 처리를 통하여 분말화한 후 농축우라늄을 섞어 경수로의 핵연료로 재가공한 후에 경수로에 재활용하는 AIROX 건식처리의 경우(시나 리오 5)는 상대적으로 핵확산저항성이 우수하고 우리나라에서 이미 개발된 듀픽기술의 활용이 가능하다는 장점이 있다.그러나,기술실증이 필요하고,경수로에 재활용하는 것이기 때문에 짝수번호의 플루토늄이 다량생산됨으로써 무한적으로 재순환할 수는 없 을 것이다.따라서,우라늄의 이용률은 고속로옵션에 비하여 크지 않을 것으로 보인다. PWR 사용후핵연료를 DUPIC 핵연료로 가공하여 CANDU에서 재사용하고,DUPIC 주기의 경우(시나리오 6)는 국내에서 독자적으로 기술개발이 가능하고 핵확산저항성이 우수하며,처분대상 사용후핵연료가 크게 감소한다는 장점이 있다.그러나,DUPIC 기 술을 상용화하기에는 국내의 중수로 기수가 너무 적다.DUPIC에 가장 이상적인 경수 로와 중수로의 비율은 2:1로 알려져 있다.또한,이미 많은 DUPIC 기술이 개발되기는 하였으나 기술실증이 더 필요하고 무엇보다도 경제성 검증이 요망된다. PWR 사용후핵연료를 파이로건식처리하여 고속로에서 재활용하면서 고독성핵종을 소 -147-

멸시키는 파이로건식처리의 경우(시나리오 7)는 처분면적이 감소하여 환경영향측면에서 우수하다는 장점이 있다.그러나,향후 기술개발 및 실증이 필요하고 이에 따른 대규모 의 투자가 필요한 상황이어서 단계별로 경제성 검증도 필요한 상황이다.또한,핵확산 저항성이 습식보다는 우수하나,아직도 핵비확산문제를 제기하는 그룹이 있어 이와 관 련된 추가적인 검증이 필요한 핵연료주기라 할 수 있다. 직접 처분 국내 습식 처리 국내 건식 처리 시나리오 직접처분 주기 (S1) 장기저장 (S2) 국제저장 관리 (S-3) 국내습식처리 -MOX주기 (S4-1) 국내재처리 -고속로주기 (S4-2) AIROX 건식처리 (S-5) DUPIC주기 (S6) 파이로-고속 로 주기 (S7) 해외위탁처리 -MOX주기 (S8-1) 기술개발 완료정도* 97% 93% 95% 100% 80% 70% 90% 80% 100% 표 4.4-1.시나리오별 기술성 비교 장 점 단 점 -실증 기술 -국내/국제 수용성 우수 -국제/국내 수용성에 큰 문제 없음 -실증 기술 -핵확산문제 해결 -실증기술 -처분장 면적이 일부 감소 -우라늄 활용률 약간 우수 -독성도 감소를 통한 환경 영향 우수 -처분장 필요면적 감소 -기 개발된 듀픽기술 적용 가능 -우라늄 활용률 약간 우수 -핵확산저항성 약간 우수 -독자 기술개발가능 -핵확산저항성 우수 -SF처분량 감소 -독성도 감소를 통한 환경영향 우수 -기술개발이 성공적일 경우 처분면적 크게 감소 -실증 기술 -대규모 국내 중간저장 불필요 -향후 원자력발전이 확대되는 경우 처분장 면적의 확대 필요 -일부 기술실증 필요 -미래의 불확실성으로 중간저장 부지 확보 어려움 -후세대에 책임전가 -국제수송필요(경제성) -국제핵비확산에 저촉 -독자기술개발 불가능 -현재기술 경제성 없음 -기술실증 필요 -국제핵비확산에 저촉 -독자기술개발 불가능 -기술실증 필요 -무한재순환 어려움 -고농축우라늄(19%)사용으로 핵비확산 염려 -국내 중수로 기수가 너무 적음 -기술실증 및 경제성 검증 필요 -국제핵비확산 문제 해결 필요 -기술개발 및 실증 필요 -경제성 검증 필요(연구개발단계) -국제핵비확산에 저촉 -독자기술개발 불가능 -국제수송필요(경제성) 해외 위탁 처리 해외위탁처리 -HLW 주기 (S8-2) 100% -실증 기술 -당분간 핵확산문제 해결가능 -국제수송 및 Pu저장비용 필요 (경제성) 해외위탁처리 -LEU주기 (S8-3) 100% -실증 기술 -대규모 국내 중간저장 불필요 -핵확산문제 해결 -국제수송필요(경제성) -Pu 가치 할인 가능성 *기술개발 완료정도는 상용화를 100%로 했을 때 현재 세계 기술개발 수준을 의미 -148-

국외 위탁재처리의 경우(시나리오 8)에는 현재 가동률이 떨어진 외국의 상용시설활용이 가 능하기 때문에 국내 중간저장 필요성이 없어지는 장점이 있다.그러나,재처리된 플루토늄이 MOX 핵연료로 가공한 후 국내에 반입하는 경우는(시나리오 8-1)국제핵비확산에 저촉되며 대규모의 국제수송이 필요하기 때문에 경제성도 떨어질 것으로 전망된다.회수된 플루토늄은 외국에서 저장하고 고준위폐기물만 국내로 반입하는 경우(시나리오 8-2)와 회수된 플루토늄 대신에 LEU를 국내로 반입하는 경우(시나리오 8-3)에도 핵비확산 문제는 비켜 갈 수 있을 지라도 국제수송에 기인한 비용의 증가요소를 무시할 수 없을 것으로 보인다. 아래 표 4.4-2는 주요국의 시나리오별 채택여부를 나타내고 있다.대규모 원자력발전 을 운용중인 원자력선진국의 경우에는 단일 시나리오 보다는 몇 개의 옵션을 가지고 추진하고 있음을 알 수 있다. 표 4.4-2.주요국의 시나리오별 채택여부 국 가 운영중 원전 (2008.12)원자력 비중(2007) 기본 관리정책 시나리오 채택 여부 미국 104기(19.4%) 직접처분 (재처리 고려) 프랑스 59기(77%) 재처리 일본 55기(27.5%) 재처리 러시아 31기(16%) 재처리 -기본 정책은 시나리오 S1이나 S4-2및 S7은 연구개발 중 -단기적으로 시나리오 S4-1채택 -장기적으로 S4-2채택 -해외로 위탁재처리 서비스제공 (일본,독일,스위스 등) -과거 S8-1채택 (프랑스,영국) -단기적으로 시나리오 S4-1채택 (2012년부터 MOX 사용) -장기적으로 S4-2채택 (S7는 2차 옵션으로 선정) -단기적으로 시나리오 S4-1채택 -현재 고속로를 위하여 S7및 S4-2채택 한국 20기(35.3%) 미정 -공론화 준비 중 영국 19기(15%) 재처리/장기저장 처분 -과거에는 S4-1및 S4-2채택 -해외 위탁재처리 서비스제공 (일본,독일 등) 캐나다 18기(14.7%) 직접처분 -시나리오 S1채택 (단계적 접근방안) -과거 시나리오 S4-1채택 독일 17기(26%) 재처리/처분(탈원전) -현재 시나리오 S1채택 (2030년 처분시설 운영 목표) 스웨덴 10기(46%) 직접처분 -시나리오 S1채택 (2020년 처분장 운영 목표) 중국 11기(1.9% ) 재처리 -단기적으로 시나리오 S4-1채택 -고속로를 위하여 S7및 S4-2채택 스페인 8기(17.4%) 직접처분 -시나리오 S1채택 (2010년 이후 정책결정) 벨기에 7기(54%) 위탁재처리(탈원전) -과거 S8-1채택 핀란드 4기(29%) 직접처분 -시나리오 S1 채택 (Olkiluoto 처분부지 선정,2020년 운 영목표)

제 5 장 우리나라 핵연료주기 정책도출을 위한 접근방안 사용후핵연료는 방사능과 열을 가지고 있어서 폐기물로서의 폐기대상인 동시에 이를 재활용하면 에너지자원이 될 수 있다는 이중적 특성이 있다.이는 사용후핵연료에는 연소되지 않고 남은 우라늄과 플루토늄(약 1%)이 에너지자원으로서 활용할 수 있기 때 문이며,또한 반감기가 긴 방사성물질을 함유하고 있기 때문이다.어떠한 최종관리방안 을 선택할 것인가는 그 나라의 에너지정책 원자력규모 환경 문제 주민수용성 핵확 산 문제와 관련된 정치 외교적 요소 등의 다양한 상황을 고려하여 결정해야 한다.위에 서 살펴본 바와 같이 제253차 원자력위원회에서 결정된 사용후핵연료 관리방침은 국제 동향 및 기술 개발 추이 등을 보아가며 중장기적으로 정책방향을 결정하겠다는 의미로 해석되고 있다. 장기적으로 사용후핵연료의 관리정책을 결정하기 위해서는 아래 그림 5-1에서 보는 바와 같이 일반대중 전문가 이해관계자 등 다양한 사람들이 참여하는 공론화와 여러 가지 대안들에 대한 기술적 분석을 수행하는 전문가에 의한 분석자료의 생산,그리고 향후 우리나라에 도입 가능한 방안에 대한 중장기연구개발이 동시에 병행하여 이루어 져야 할 것으로 보인다. 그림 5-1.정책도출을 위한 역할분담 사용후핵연료의 안전성 및 경제성 측면,기술개발수준 및 국내외 정치 여건 등을 종 합적으로 볼 때,각 사안별로 다양한 이해관계자와 의견이 상존하므로 공론화를 통한 충분한 논의와 의견 수렴과정이 반드시 필요하다.공론화추진시에는 우선적으로 투명 성의 원칙에 따라 투명하고 공개적인 논의를 수행해야 한다.또한,일방적 의사결정이 아닌 일반 대중 전문가 이해관계자 등 다양한 사람들이 참여하여 결정하는 민주성과 -150-

공평성이 확보되어야 한다.논의의 대상으로서 중간저장과 최종관리방안에 대하여 필 요한 경우 단계적 공론화가 필요하며,중간저장 공론화시에는 저장시설 위치를 소내에 할 것인지 소외에 할 것인지 등이 다루어져야 하고,건식 또는 습식의 저장방식,중간 저장기간 등이 논의될 필요가 있다. 특히,최종관리방안 공론화시에는 객관적인 기술적 분석자료가 필요한데,현재 추진 되고 있는 연구개발팀에서 관련자료들을 충분히 제공하여야 할 것이다.현재 정부(지식 경제부)는 국가에너지위원회 산하에 갈등관리전문위원회를 두고 사용후핵연료 공론화 T/F를 구성하여 2007년 2월부터 공론화추진 방안 등에 대하여 20여 차례 논의를 거쳤 다.이를 토대로 작성된 공론화 권고보고서에 의거하여 본격적인 공론화추진을 준비하 고 있는 것으로 알려지고 있다. 향후 공론화과정에서 어느 정도 깊이의 기술적인 토론이 이루어질지는 모르지만,가 능한 시나리오를 대상으로 한 기술적 분석자료는 반드시 필요하다고 판단된다.여기에 는 원자력발전에 대한 미래국가전략 및 계획수립이 선행되어야 한다.이는 원전전략과 규모에 따라 발생되는 사용후핵연료의 발생량이 결정되고,그에 따른 사용후핵연료의 관리방법이 모색되어야 하기 때문이다. 모든 가능한 시나리오에 대한 기술적 분석에서는 안전성을 포함하는 환경영향 측 면 경제적 측면,그리고 사회적 측면이 고려되어야 할 것이다.또한,기술적 분석결과 에 대한 각각의 의제를 논의함에 있어 전문가집단,시민단체들의 의견 또한 충분히 고 려되어야 할 것이다. 기술적 분석에 필요한 평가항목을 구체적으로 다음과 같다. 환경영향 측면 핵연료주기별로 환경에 미치는 영향정도를 비교하기 위하여 주로 폐기물발생량 독 성도 등의 간접지표들이 많이 사용되어져 왔다.폐기물과 관련한 환경오염은 폐기물 수송거리 폐기물 저장기간 등이 중요 고려사항이 될 수 있다.또한,폐기물의 특성에 따라 환경에 영향을 미치는 정도가 다르기 때문에 발생되는 폐기물의 특성도 고려사항 이 될 수 있다.고준위폐기물의 최종처분을 위한 총 부지면적과 지하시설의 면적도 환 경영향자료로 사용될 수 있다.지하시설의 면적은 처분대상 폐기물의 체적보다는 오히 려 붕괴열에 비례하는 특성을 가지고 있다.환경영향에는 주민수용성에 영향을 미치는 시설의 안전성 측면도 고려되어야 할 것이다. 경제적 측면 경제적 측면은 상대적으로 가격경쟁력이 우수한 대안을 찾는 것이 목적이며,주로 단 가개념 (Levelized UnitCost)으로 표시하여 비교한다.또한,핵연료주기별 전력생산량 -151-

이 동일하다면 총비용현가 (NetPresentValue)개념이 사용되기도 한다.특히,개발 중 인 핵연료주기에 대한 가격에는 불확실성이 포함되기 때문에 총비용,혹은 단가에는 불확실성과 민감도 등이 반영되어야 한다.이러한 불확실성을 인허가 난이도 및 연구 개발 소요비용 등으로 간접적으로 나타낼 수도 있을 것이다. 사회성 측면 최근,핵확산저항성은 핵연료주기대안을 선정하는데 중요한 요소가 되고 있다.핵확 산 위험에 대해서 다른 전문가가 서로 다르게 평가하고 전문가와 대중,언론간에도 차 이가 있다.어떤 사람은 기술적인 핵확산저항성을 주요한 현안의 하나로 보지만,다른 사람은 수십년간 경험이 없었다는 사실을 고려하여 핵확산은 기술적인 문제가 아닌 정 치적인 문제로 간주하기도 한다.그러나,핵연료주기별로 상대적인 차이점이 있을 수 있으므로 이를 평가하여 반영하는 것이 중요하다 할 것이다.사회성에는 핵연료주기에 대한 사회적 수용성도 중요한 평가지표가 될 수 있다.이는 결국 사회적 수용성 없이 실현할 수 없기 때문이다.이러한 사회적 수용성은 위에서 언급한 안전성 핵확산저항 성 경제성 등이 모두 고려될 수 있는 사항이나,중복성을 피하기 위하여 지역사회의 수용성에 초점을 맞추는 것이 타당할 것이다.또한,특정핵연료주기를 도입하는 경우, 사회고용효과도 평가자료의 하나가 될 수 있다. 아래 표 5-1은 위에서 설명한 내용을 반영하여 향후 후핵핵연료주기의 정책방안을 결정할 때에 고려 가능한 평가지표들을 정리한 것이다. -152-

주기준 요 건 지 표 내 용 기술 및 시설 안전성 표 5-1.정책방안 도출을 위한 평가지표 및 내용 수송사고확률 및 영향 운영시 사고확률 및 영향 폐기물 수송시에 발생할 수 있는 사고의 확률과 사고시 오염면적이나 오염도 등 사고 영향,수송거리와도 관련됨 시설 운영이나 공정 진행중에 발생할 수 있는 사고의 확률과 사고시 오염면적이나 오염도 등 사고 영향 기술 및 공정효율 자원회수율 공정효율 핵연료로 활용할 수 있는 핵물질의 양과 회수효율 공정의 시작에서 완료까지 소요되는 시간,에너지 소 모량 중저준위폐기물 양 중저준위폐기물의 부피,중량 및 방사능 폐기물 영향 MinorActinide양 마이너 악티나이드 핵종별 부피,중량,방사능 및 반감기 환경 영향 폐기물관리기간 독성도가 천연우라늄 수준으로 떨어지는데 걸리는 시간 총독성도 공정에서 생산된 생산물/부산물의 총 방사선독성 방사선 피폭 및 영향 시설 건설 및 운영영향 투자규모 붕괴열 방사선피폭량 주민 방사선피폭량 천연자원오염도 총 점유면적 단위비용 총비용 규모 연구/시설인프라 구축비용 처분대상 폐기물의 발열량 시설에 근무하는 연구자 또는 근무자에 대한 방사선 피폭량 시설의 운영으로 인하여 지역 주민이 받게 되는 방 사선 피폭량 시설의 운영으로 인하여 지하자원 등 유용한 천연자 원이 오염되는 정도 (오염 면적 및 부피 등) 시설 건설 및 운영에 소요되는 총 면적 대안간 비교를 위한 균등화 비용으로 kwh당 또는 생산되는 단위 핵연료당 비용 대안간 총비용의 규모.국가가 감당할 수 잇을 정도 의 규모인지의 여부 핵주기 연구시설 및 운영시설의 건설에 소요되는 인 프라구축비용 경제성 기술가용성 연구개발기간 국산/내부기술의 활용도 현장적용까지 필요한 연구에 소요되는 기간 국내에서 보유하거나 개발중인 기술의 활용가능성 및 활용수준 자원경제성 자원 소모량 재생불가능자원량 우라늄자원의 이용률 핵확산 저항성 고유핵확산저항성 외부핵확산저항성 핵물질,시설등의 고유저항성 안전조치 등의 외부저항성 사회성 사회적 수용성 사회적 파급효과 국내수용성 경제 파급효과 고용창출효과 핵주기 기술로 인한 신기술개발효과,산업육성효과, 타 분야 기술 또는 타 산업과의 연계성 핵주기 기술 개발로 인한 신규 고용창출 효과 -153-

제 6 장 결 론 본 연구에서는 향후 사용후핵연료 공론화를 위한 기술적 자료를 제공하고자 우리나 라의 후행핵연료주기 정책방안에 관한 기초연구를 수행하였다.각국의 국내외 후행핵 연료주기 정책현황과 기술동향을 심층분석하였으며,국내에 가용한 후행핵연료주기 시 나리오를 선정하여 각 시나리오에 대한 평행주기 물량산출 및 기술성 비교 분석을 수 행하였다.또한,향후 정책결정을 위한 방안도 제시하였다.본 연구를 통하여 얻은 결 론을 다음과 같이 요약할 수 있다. 지난 1979년 고리 1호기의 상업운전이 시작된 이래,우리나라의 원자력발전은 급 속히 성장하여 현재 20기의 원전이 운영되고 있으며,전력생산의 약 35%를 차지 하고 있다.이러한 원자력발전은 최근 고유가시대가 도래하고 지구온난화현상이 지속되면서 계속 확대될 것으로 예상된다.특히,정부는 2008년 8월 27일 원자력 발전 점유율을 크게 증가시키는 국가에너지기본계획 을 발표하였기 때문에 향후 사용후핵연료 발생량이 상당부분 증가할 것으로 전망된다.원자력발전의 지속성을 위하여 사용후핵연료 관리문제가 원전확대에 걸림돌이 되지 않도록 대책마련이 필요하다. 세계각국의 사용후핵연료 관리정책을 분석한 결과,사용후핵연료 관리정책에 영향 을 미치는 요소로서 에너지안보 관련기술의 확보유무 기술력과 경제력 국내외 수용성 산업인프라 등을 들 수 있으며,사용후핵연료의 관리정책은 그 나라의 특수한 상황에 따라 결정되는 것으로 분석되었다.부존자원이 부족한 일본 프랑 스 등은 과거에서부터 꾸준히 재처리정책을 견지하여 왔으며,벨기에 스위스 등 과거에 재처리기술개발을 수행하였지만 경제규모에 도달하지 못한 나라들은 직접 처분을 견지하고 있는 것으로 나타났다. 후행핵연료주기 정책추진을 위한 국제적 환경을 분석한 결과,핵연료의 공급보장 을 중심으로 한 국제핵비확산체제의 강화움직임이 일고 있으며,이는 원자력발전 이 크게 증가함으로써 농축 및 재처리와 같은 민감기술과 관련시설의 확산에 대 한 우려가 증대됨에 따라 자연스럽게 제기된 것이라 할 수 있다. 미국의 민주당으로의 정권교체가 그동안 부시가 견지해온 원자력정책에 다소의 변화가 있을 가능성이 있는 것으로 분석되었다.오바마 대통령이 선거기간 중 후 보간 토론내용 및 발표된 민주당의 정강내용에서 보면,원자력이용의 경우 재생 에너지 분야와 대비하여 소극적 입장으로 조건부 찬성,또는 제한적 지지를 보여 주고 있다.미국의 정책변화는 다른 국가의 원자력정책에 크게 영향을 미칠 것으 로 전망된다. 각국의 사용후핵연료 처리관련 연구개발현황을 분석한 결과,현재의 상용화된 -154-

PUREX공정에서 핵확산저항성이 강화되고,경제성이 증가된 새로운 개념이 선진 처리공정들을 개발하고 있는 것으로 나타났다.국가에서 개발하고 있는 후행핵연 료주기기술은 부존자원의 한계에 대비한 우라늄자원의 활용극대화,장반감기핵종 의 회수 및 소멸에 의한 환경위해도 최소화,그리고 핵확산저항성 선진핵연료주기 기술개발에 초점을 맞추고 있는 것으로 분석되었다. 재처리국가와 직접처분국가 모두 고준위폐기물의 처분기술을 개발하고 있는 것으 로 나타났다.이는 사용후핵연료의 관리정책에 상관없이 처분시설이 필요하기 때 문이다.현재 처분기술을 개발하고 있는 모든 국가가 심지층처분방식을 채택하고 있으며,2020년경 최초의 고준위폐기물처분시설이 가동될 것으로 전망된다.미국 과 같은 대규모의 원자력발전국가에서는 다수의 처분부지확보가 중요관심사항이 며,이를 해결하기 위하여 재활용 소멸정책도 고려하고 있는 것으로 나타났다. 후행핵연료주기 정책결정을 위한 방안을 분석한 결과,일반대중 전문가 이해관 계자 등 다양한 사람들이 참여하는 공론화와 여러 가지 대안들에 대한 기술적 분 석을 수행하는 전문가에 의한 분석자료의 생산,그리고 향후 우리나라에 도입가능 한 방안에 대한 중장기연구개발이 동시에 병행하게 이루어져야 효율적인 것으로 분석되었다. 본 연구에서 수행한 각국의 국내외 후행핵연료주기정책현황과 기술동향을 심층분석, 국내에 가용한 후행핵연료주기 시나리오에 대한 기술적 분석 및 향후 정책결정을 위 한 방안 등은 향후 사용후핵연료의 관리정책을 수립하는 데에 필요한 자료로 활용 될 수 있을 것으로 기대된다. -155-

부록 A.주요국의 사용후핵연료 중간저장시설 현황 A.1.미국 2007년 현재 미국은 약 95%의 사용후핵연료를 원전의 사용후핵연료 저장수조내에 저장하고 있다.미국은 사용후핵연료를 처분하기 위한 유카마운틴 처분장 건설이 지연 됨에 따라 원전내 사용후핵연료 저장수조의 저장용량이 포화상태에 이른 원전이 증가 하고 있다.이에 따라 원전사업자는 조밀저장대 설치 등 저장수조의 용량을 확장하고, 소내 중간저장시설을 건설하여 사용후핵연료를 저장하고 있다.2007년 8월 현재,30개 의 부지에 있는 45개 원전에서 발생하는 사용후핵연료를 볼트방식,수평모듈방식,용기 방식의 중간저장시설에 저장 관리하고 있으며,15개의 중간저장시설을 계획 중에 있 다.또한,8개의 발전회사는 컨소시엄으로 PrivateFuelStorage방식의 중간저장시설을 유타주에 건설하는 방안을 추진하고 있다. 2005년말 기준으로 Sury,Arkansas,MaineYankee등은 용기방식의 중간저장시설에 약 680 tu까지 사용후핵연료를 저장하고 있다.한편 Oconee,CalvertClifs,Rancho Seco등은 모듈방식의 중간저장시설에 약 960tU의 사용후핵연료를 저장하고 있다.미 국의 원전별 주요 중간저장시설 현황은 아래 표 A-1에서 보는 바와 같다.또한,그림 A-1은 미국의 30개 원전부지의 45개 원전에서 발생하는 사용후핵연료를 저장하고 있는 사용후핵연료의 저장시설의 위치를 허가의 종류에 따라 구분하여 나타내주고 있다.이 와 같이 미국의 사용후핵연료 저장시설에 대한 허가에는 Site Specific License와 GeneralLicense가 있다.이것은 사용하는 저장용기에 따라 구분되는데,Site Specific License은 사업자가 NRC의 승인을 받지 못한 저장용기를 사용할 때 적용되며 저장용 기의 모든 안전성 관점(기술적 요건)의 기술적 검토와 저장부지의 특성(운영조건)에 대 한 조사를 통하여 허가를 주는 방식이다.또한 GeneralLicense는 사업자가 NRC의 승 인을 받은 저장용기를 사용할 때 적용하며 시설의 부지가 저장용기를 관리하는데 적합 한지에 대한 부지특성에 대한 조사(운영조건)를 통하여 허가를 주는 방식이다.미국의 연도별 중간저장시설 현황은 아래 그림 A-2에서 나타낸 바와 같다. -156-

원전명 저장방식 저장량(tU) ArkansasNuclear 저장용기(VSC-24) 저장용기(HI-STORM MPC-32) 273.6 RanchoSeco 수평모듈(NUHOMS-24,modified) 234.2 Hatch 저장용기(HI-STORM MPC-68) 저장용기(HI-STAR MPC-68) 309.7 Dresden 표 A-1.미국의 주요 원전 사용후핵연료 중간저장시설 현황 저장용기(HI-STORM MPC-68) 저장용기(HI-STAR MPC-68) (2005년 말 기준) 336.6 MaineYankee 저장용기(NAC UMS-24) 681.2 CalvertClifs 수평모듈(NUHOMS-24P/32PT) 562.4 YankeeRowe 저장용기(NAC MPC-36) 256.5 BigRockPoint 저장용기(W-150) 87.3 Palisades 저장용기(VSC-24) 수평모듈(NUHOMS-32PT) 205.2 PrairieIsland 저장용기(TN-40) 380.0 OysterCreek 수평모듈(NUHOMS-61BT) 193.2 Fizpatrick 저장용기(HI-STORM MPC-68) 121.2 McGuire 저장용기(TN-32) 저장용기(NAC UMS-24) 102.6 Davis-Besse 수평모듈(NUHOMS-24P) 72.0 PeachBotom 저장용기(TN-68) 377.0 Susquehanna 수평모듈(NUHOMS-52B/61BT) 296.7 Oconee 수평모듈(NUHOMS-24P) 957.6 Robinson 수평모듈(NUHOMS-7P/24PTH) 72.2 NorthAnna 저장용기(TN-32) 349.6 Sury 저장용기(CASTOR V/21,X33등) 668.0 PointBeach 저장용기(VSC-24) 수평모듈(NUHOMS-32PT) 243.2 Generation Electric MorisOp 습식중간저장시설 674.3 BrownsFery 저장용기(HI-STORM MPC-68) 40.4 Columbia 저장용기(HI-STORM MPC-68) 202.0 CT Yankee 저장용기(NAC MPC-26) 484.0 Milstone 수평모듈(NUHOMS-32PT) 30.4 PaleVerde 저장용기(NAC UMS-24) 387.6 Quad Cities 저장용기(HI-STORM MPC-68) 40.4 Sequoyah 저장용기(HI-STORM MPC-32) 저장용기(CASTOR V/21,X33등) 60.8 DuaneAmold 수평모듈(NUHOMS-52B/61BT) 30.4 RiverBend 저장용기(HI-STORM MPC-68) 13.5 SanOnofre-1 수평모듈(NUHOMS-24PT1) 187.6 Trojan 저장용기(TranStor) 370.5 *출처 :InternationalAtomicEnergy Agency,Selection ofaway-from-reactorfacilitiesfor SpentFuelStorage,IAEA-TECDOC-1558,2007. -157-

그림 A-1미국의 사용후핵연료 중간저장시설 위치 70 60 Number of Facilities 50 40 30 20 General Licensees Site-Specific (licensed) Total No. of ISFSIs 10 0 1980 1985 1990 1995 2000 2005 2010 Year 그림 A-2.미국의 연도별 사용후핵연료 중간저장시설 현황 -158-

가.볼트방식 1991년 미국 NRC는 콜로라도주 중서비스 위원회(PublicServiceCompany:PSC)에게 볼트방식의 중간저장시설을 운영할 수 있도록 허가하였다.이 중간저장시설은 FW Energy가 설계한 MVDS(ModularVaultDry Storage)를 적용하여 고온가스로(HTGR : High TemperatureGascooled Reactor)인 FortSt.Vrain 원전에서 발생된 사용후핵연 료를 저장 관리하고 있다.이것은 20년의 허가기간동안 1,482개의 사용후핵연료집합 체,37개의 제어봉 및 6개의 중성자원을 저장할 수 있는 시설로,2005년말 기준으로 총 1,464개의 사용후핵연료집합체가 저장되어 있다.이 중간저장시설은 아래 그림 A-3 과 같다. 그림 A-3.FortSt.Vrain건식저장시설 나.저장용기 방식 현재 미국에서는 Sury1&2호기,PrairieIsland 1&2호기,Palisades,PointBeach1&2 호기,Arkansas NuclearOne,Dresden 1호기,Trojan,North Anna 1&2호기,Peach Botom 등에서 저장용기방식의 중간저장시설을 운영하고 있다.이 중 Palisades,Point Beach 1&2호기,ArkansasNuclearOne및 Trojan의 중간저장시설은 콘크리트 저장용 기를 이용한다(그림 A-4참조). -159-

ArkansasOne건식저장시설 Palisades건식저장시설 그림 A-4.미국의 콘크리트 저장용기 건식저장시설. Sury1&2,PrairieIsland,North Anna,Peach Botom의 중간저장시설은 금속저장용 기룰 이용한다(그림 A-5참조). Surry건식저장시설 PrairieIsland건식저장시설 그림 A-5미국의 금속 저장용기 건식저장시설. 한편,Hatch,Dresden은 금속저장용기와 콘크리트저장용기를 함께 저장 운영하고 있다(그림 A-6참조). -160-

Hatch건식저장시설 Dresden건식저장시설 그림 A-6.미국의 용기방식(혼용)건식저장시설. 다.모듈방식 미국에서 사용하고 있는 모듈방식은 NUHOMS 모델의 수평콘크리트 방식으로, DavisBesse,H.B.Robinson,Oconee,CalvertClifs,Susquehanna및 RanchoSeco등 의 원전에서 사용하고 있다.H.B.Robinson 건식저장시설은 NUHOMS-7P 방식으로 모 듈 8개로 구성되어 있고,이 모듈은 1개의 건식차폐캐니스터(Dry Shielded Canister)를 적재할 수 있으며,1개의 건식차폐캐니스터는 사용후핵연료 7다발을 저장할 수 있다. 즉,H.B.Robinson 부지에 있는 사용후핵연료의 저장시설은 총 56다발의 사용후핵연료 를 저장할 수 있다. Oconee와 CalvertClifs부지내 중간저장시설은 NUHOMS-24P 모델을 사용하였는 데,이 모델은 24다발의 사용후핵연료를 저장할 수 있는 건식차폐캐니스터를 사용하였 다.2005년 12월 현재,Oconee와 CalvertClifs저장시설은 각각 88개와 120개의 모듈 로 구성되어 있으며,총 2,112다발과 2,880다발의 사용후핵연료를 저장할 수 있다. Susquehanna건식저장시설은 NUHOMS-52B 모듈 75 80개로 구성되어 있으며,사 용후핵연료 총 4,216다발의 저장용량에 이른다. Rancho Seco 건식저장시설은 NUHOMS-24P 방식을 개조한 NUHOMS-MP187방식을 적용하여 2000년 6월부터 운영 을 시작하였다.그림 A-7은 모듈방식을 사용한 건식저장시설이다. -161-

Oconee건식저장시설 CalvertClifs건식저장시설 그림 A-7.미국의 모듈방식 건식저장시설. A.2.캐나다 캐나다는 CANDU 원자로에서 배출된 사용후핵연료를 저장수조내에서 6년 이상의 냉각기간을 거친 후,건식저장시설로 이송하여 저장 관리하고 있다.2004년말 기준으 로 캐나다는 Gentily-1&2 등 총 8개의 원전부지에 사용후핵연료 건식중간저장시설을 운영하고 있으며,총 6,000tU의 사용후핵연료를 저장 관리하고 있다.DouglasPoint, PointLepreau,CRL WMA(Chalk RiverLaboratoriesWasteManagementArea)등 5 개의 부지에서는 모듈방식의 캐니스터를,Pickering과 Bruce부지의 WWMF (Western Waste Management Facility)는 건식저장용기를, Gentily-2에서는 모듈방식인 MACSTOR-200을 사용하여 사용후핵연료를 저장 관리하고 있다(표 A-3참조). 표 A-3.캐나다의 사용후핵연료 건식저장시설 현황 부지 건식 저장량(연료다발) 저장방식 (2004년 말 기준) CRL WMA (NPD Fuel) 4,853 모듈(캐니스터) DouglasPoint 22,256 모듈(캐니스터) Gentily-1 3,213 모듈(캐니스터) Gentily-2 60,000 모듈(MACSTOR-200) Pickering 135,927 건식저장용기(DSC) PointLepreau 63,180 모듈(캐니스터) WWMF(BruceSite) 29,184 건식저장용기(DSC) WRL 2,268 모듈(캐니스터) *출처 : CanadaSecond NationalReportfortheJointConvention on thesafety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management,2005. -162-

가.모듈방식 2007년 현재,캐나다에서 운영 중인 모듈방식 건식저장시설에는 Gentily-1,Douglas Point,PointLepreau,Gentily-2 및 WRL이 있으며,이 시설들은 콘크리트 캐니스터, 또는 MACSTOR-200을 이용하여 사용후핵연료를 저장하고 있다. 2005년 캐나다 국가 보고서에 따르면,Gentily-1저장시설은 11개의 콘크리트 캐니스 터로 구성되어 있으며,Gentily-1 원전의 터빈건물 내에 위치하고 있다.각 콘크리트 캐니스터에는 사용후핵연료 38다발이 저장되며,이 저장시설의 총 저장용량은 67tU로 이미 포화상태에 이르렀다. Douglas Point 건식저장시설은 Bruce Nuclear Power Development에 위치하고 있으며,해체된 PrototypeCANDU PowerReactor에서 발생 된 모든 사용후핵연료를 저장하고 있다. Douglas Point 저장시설은 직경이 작은 CANDU 사용후핵연료 486다발을 장전할 수 있는 콘크리트 캐니스터가 4열로 총 47개 가 저장되어 있으며,2004년말 현재 299tU의 CANDU 사용후핵연료가 저장되어 있다. PointLepreau 건식저장시설은 1990년부터 운영을 시작하였으며,콘크리트 캐니스터를 사용하여 PointLepreau 680MWeCANDU 원자로에서 발생한 사용후핵연료 63,180다 발(약 1,213tU)을 저장하고 있다.이 저장시설은 300개의 콘크리트 캐니스터로 구성되 어 있으며,총 180,000다발의 사용후핵연료를 저장할 수 있다. Gentily-2건식저장시설은 Gentily-1원전부지내에 폭 90m,길이 200m의 규모로 운영되고 있다.Gentily-2저장시설은 AECL에서 개발한 MACSTOR-200저장시스템을 사용하고 있으며,이것은 CANDU 사용후핵연료 228tU(12,000다발)을 저장할 수 있는 모듈을 16개까지 저장할 수 있도록 설계되었다.아래 그림 A-8은 캐나다의 모듈방식 건식저장시설을 보여주고 있다. PointLepreau건식저장시설 Gentily-2건식저장시설 그림 A-8.캐나다의 모듈방식 건식저장시설. -163-

나.저장용기방식 캐나다 Ontario에 위치한 Pickering Waste ManagementFacility에서는 1995년부터 저장용기방식의 건식저장시설인 PickeringPhaseI을 운영하고 있다.이 저장시설은 운 전구역을 격납하는 건물과 저장지역으로 구성되어 있으며,Ontario PowerGeneration 에서 개발한 건식저장용기(DSC:Dry Storage Container)를 이용하여 사용후핵연료를 저장한다.이 용기는 50cm 두께의 철근콘크리트구조물에 내외부를 약 1.3cm의 스틸라 이닝으로 처리하였는데,CANDU 사용후핵연료 384다발을 저장할 수 있다.Pickering PhaseI저장시설의 용량은 약 5,390tU이며 2004년말 현재 약 2,700tU가 저장되어 있 다. WWMF은 8개의 850 MWe급 CANDU가 운영되고 있는 캐나다 Ontario 소재의 BruceNuclearPowerDevelopment에 건설되었으며,이 시설에는 사용후핵연료를 담은 건식저장용기를 수용하는 저장지역을 포함하고 있으며,건식저장용기 2,000개를 저장할 수 있는 용량을 갖추고 있다.아래 그림 A-9는 캐나다의 저장용기방식의 저장시설을 보여주고 있다. PickeringI건식저장시설 WWMF 그림 A-9.캐나다의 저장용기방식의 건식저장시설. A.3.프랑스 사용후핵연료의 재처리 정책을 채택한 프랑스는 원자로에서 발생된 사용후핵연료를 La Hague 재처리시설로 수송하여 습식저장시설(용량 14,400 tu)에 저장하고 있으며, COGEMA사는 이 시설의 용량을 18,000tU로 확충하기 위한 인허가를 추진하고 있다. 한편 Cadarache부지에서는 연구용원자로에서 발생한 재처리가 불가능한 사용후핵연료 를 저장하기 위한 목적으로 볼트방식의 CASCAD(CASemateCADarache)방식을 적용 -164-

한 저장시설을 운영하고 있다. 프랑스는 주로 PWR이나 BWR 원전에서 발생된 사용후핵연료를 저장하고 있으며, MOX 사용후핵연료와 연구로에서 발생된 사용후핵연료도 저장하고 있다.2004년말 현 재,프랑스에서 발생된 사용후핵연료는 LaHague에 7,200tU,EdF의 원전에 3,600tU, CEA 센터에 120tU가 저장되어 있다.이 외에 독일(347tU),스위스(95tU),네덜란드 (4tU)등의 외국 원전에서 발생된 사용후핵연료 450tU를 LaHague의 저장수조에 저 장하고 있다.아래 그림 A-10은 프랑스의 중간저장시설을 보여주고 있다. LaHague습식저장시설 CASCAD 건식저장시설 A.4.독일 그림 A-10.프랑스의 중간저장시설 독일은 총 4개의 중앙집중식 중간저장시설을 운영하고 있다(표 A-4참조).Ahaus중 간저장시설은 경수로 연료용 저장용기 370개와 THTR(Thorium High Temperature Reactor)연료용 저장용기 320개를 저장할 수 있으며,2004년말을 현재 6개의 CASTOR V/19&52 용기(경수로 연료 저장용)와 305개의 THTR 저장용기를 저장하고 있다. Goreleben저장시설은 경수로 연료용 저장용기 및 HAW(HighActiveWaste,고준위폐 기물)저장용기를 저장할 수 있으며,2004년말 현재 5개의 CASTOR V 용기(경수로 연 료 저장용)와 51개의 HAW 저장용기를 저장하고 있다(그림 A-11참조).Greifswald 중 간저장시설은 WWER에서 발생된 사용후핵연료를 저장하고 있다.Juelich중간저장시설 은 158개의 사용후핵연료 저장용기를 저장할 수 있으며,Juelich 연구센터에서 운영되 었던 시험용 PebbleBed 원자로의 사용후핵연료가 장전된 132개의 CASTOR-AVR 용 기를 저장하고 있다. 그러나,독일은 주민 및 환경단체의 반대로 1998년 이후로 중앙집중식 중간저장시설 로의 사용후핵연료 수송이 중단되었다.이에 따라 각 발전소 부지에 건식방식의 소 내 외 중간저장시설을 건설하기로 계획을 변경하였다.2003년말 현재 12 개 부지에 13개의 분산 중간저장시설에 대하여 허가를 받았으며,이 시설 중 2기가 운영 중이 -165-

며,4기가 건설 중에 있다(표 A-5참조).이 시설들은 운반 저장 겸용 금속용기를 사 용하고 있으며,WTI(Wissenschaftlich-TechnischeIngenieurberatung방식)및 STEAG 방식의 경우 용기를 지상의 콘크리트 구조물 내에 저장한다(그림 A-12참조).WTI방 식은 외벽 두께가 약 0.7 0.85m 이고,내벽 두께가 0.3m,지붕 두께가 0.55m 인 콘 크리트 건물로,내벽을 경계로 두 부분으로 나누어지며,STEAG 방식은 벽 두께가 약 1.2m 이고,지붕 두께가 약 1.3m 인 배기가 강화된 콘크리트 건물로 구성되어 있다. Neckarwestheim 원전은 부지가 암석으로 되어 있는 지형상의 특성을 고려하여 지하터 널로 건설되었으며,사용후핵연료의 저장을 위하여 지하에 높이 18.8m,길이 112m, 폭 14m의 2개의 콘크리트 터널을 암석안으로 설치하였다.열 제거는 자연환기(자연대 류)와 공동환기굴뚝을 통하여 이루어지며,굴뚝 상부로부터 터널바닥면의 거리는 51m 이다(그림 A-13참조). 부지 Ahaus 표 A-4.독일의 중앙집중식 중간저장시설 105) 저장용기 종류 CASTOR V/19및 V/52:370개 CASTOR THTR/AVR :320개 저장용량 (tu) 3,960 Gorleben CASTOR :420개 3,800 Greifswald (ZLN) (2004년 말 기준) 저장량 CASTOR V/52:3개(27tU) CASTOR V/19:3개(31tU) CASTOR THTR/AVR :305개 CASTOR Ia:1개(5tU) CASTOR Ic:1개(3tU) CASTOR V/19:3개(31tU) CASTOR HAW :51개 CASTOR 440/84:80개 585 CASTOR 440/84:43개(407tU) Juelich CASTOR THTR/AVR :158개 225kg CASTOR THTR/AVR :132개 한편,Obrigheim 원전에서는 530개의 사용후핵연료집합체를 저장할 수 있는 습식방 식의 소내 중간저장시설을 운영하고 있으며,필요시 980개의 집합체를 저장할 수 있도 록 용량을 확장할 수 있다. 105) Germany NationalReportfortheJointConvention on thesafety ofspentfuelmanagementand on the SafetyofRadioactiveWasteManagement,2006. -166-

표 A-5.독일의 분산식 중간저장시설 106) (2003년 말 기준) 원전명 저장용량(금속용기 수) 금속용기 저장량 저장방식 Biblis 135 건설중 WTI Brokdorf 100 - STEAG Brunsbűtel 80 건설중 STEAG Emsland(lINGEN) 130 9 STEAG Grafenrheinfeld 88 - WTI Grohnde 100 - STEAG Gundremmingen 192 - WTI Isar(Ohu) 152 - WTI Krűmmel 80 건설중 STEAG Lubmin/Greifswald (ZLN) 80 35 WTI Neckarwestheim 151 건설중 지하터널 Philippsburg 152 - WTI Unterweser 80 - STEAG Obrigheim 980(집합체수) 150(집합체수) 습식 그림 A-11.독일 Gorleben소외 집중 중간저장시설 106)IAEA-TECDOC-1532, OperationandMaintenanceofSpentFuelStorageandTransportationCasks/Containers (2007). -167-

STEAG-Designed Building WTI-Designed Building 그림 A-12.독일 건식저장시설의 STEAG 방식 및 WTI방식 그림 A-13독일 Neckarwestheim 원전의 지하터널 저장시설 -168-

A.5.일본 일본은 저장용량 3,000tU의 로카쇼무라 재처리시설의 습식저장시설(그림 A-14참조) 및 저장용량 140tU의 도까이 재처리시설의 습식저장시설에 사용후핵연료를 저장하고 있다.또한,TokyoElectricPower에서 운영하고 있는 FukushimaDaichi건식저장시설 및 Japan AtomicPowerCompany에서 운영 중인 TokaiDaini건식저장시설에 사용후 핵연료를 분산저장하고 있다.이들 두 발전소내의 저장시설은 모두 금속용기에 사용후 핵연료를 저장한 후 금속용기를 용기보관건물에 저장하는 방식으로 구성되어 있다. FukushimaDaichi저장시설은 저장건물내의 받침대 위에 저장용기가 수평으로 저장 되어 있으며(그림 A-15 참조),TokaiDaini저장시설은 저장건물내에 금속저장용기를 수직으로 저장하고 있다.그러나,원전에서 발생하는 사용후핵연료는 1998년 연간 약 900tU에서 2010년 연간 약 1,400tU,2020년에는 연간 약 1,900tU로 증가할 것으로 전망되어,재처리시설의 습식저장시설과 건식방식의 분산중간저장시설의 저장용량을 초과할 것으로 예상된다.이에 따라,일본은 무쓰시와 협정을 체결하고(2005.10),재순 환연료저장회사(Recyclable Fuel Storage Co.) 설립하여 2010년 운영시작을 목표로 5,000tU(1차 3,000tU)의 사용후핵연료를 저장할 수 있는 중앙집중식 건식저장시설(금 속용기 사용)건설계획을 추진하고 있다(그림 A-16참조). 그림 A-14.로카쇼 재처리시설의 습식저장시설 -169-

그림 A-15.FukushimaDaichi건식저장시설 그림 A-16.일본의 건식중간저장시설의 개념도 -170-

A.6.러시아 러시아는 사용후핵연료를 직접처분하기 전,중간저장을 위한 시설(15,972tU 용량)을 Kursk, Leningrad, Smolena에서 운영하고 있다. 한편, 재처리할 사용후핵연료는 Novo-Voronezh 원전(400tU 용량),Mayak재처리시설(560tU 용량),Kransnoyarsk개 조 및 변환시설(6,000tU 용량)에서 저장 관리하고 있다.이 중,Kransnoyarsk의 중간 저장시설은 현재 WWER-1000원자로에서 발생된 사용후핵연료집합체를 12개 수용할 수 있는 바스켓을 이용하고 있으나,이 바스켓을 최대 16개의 사용후핵연료집합체를 수용할 수 있는 신규저장바스켓으로 대체하여 저장시설의 용량을 9,000tU으로 확장하 기 위한 계획이 추진되고 있다.또한 그 동안 추진하였던 무르만스크 사용후핵연료 건 식저장시설을 2004년 11월에 착공하여 2006년 9월에 완공하였다.이 저장시설은 원자 력잠수함과 원자력쇄빙선에서 방사하는 사용후핵연료를 저장하게 되며,사용후핵연료 는 콘크리트용기에 수납하여 50년간 저장 가능하고,50개의 용기를 수용할 수 있다. A.7.스위스 스위스는 2006년부터 10년 동안 위탁재처리가 금지됨에 따라,원전내 사용후핵연료 저장수조 저장용량을 초과하는 발생분과 위탁재처리과정에서 발생한 고준위폐기물을 중간저장하고 있고,이 저장량은 2007년 현재 약 2,000tU에 이른다.현재 스위스에는 2개의 소외 중간저장시설(ZWILAG가 운영 중인 ZZL 중앙집중식 저장시설,NOK가 운 영 중인 ZWIBEZ 저장시설)이 있다.ZZL 중앙집중식 중간저장시설은 200개의 운반 저장겸용 금속용기를 저장할 수 있으며,2001년부터 운영되어 2004년 현재 190tU 용 량의 용기 12개를 저장하고 있다(그림 A-17참조).반면,ZWIBEZ 시설은 Beznau 원자 로에서 발생된 사용후핵연료와 고준위폐기물을 저장하기 위하여 48개의 저장용기를 저 장하도록 인허가받았으나 아직 운영준비단계에 있다. 그림 A-17.스위스의 건식저장시설 (ZZL) -171-

A.8.스웨덴 스웨덴은 초기에 사용후핵연료 재처리정책을 채택하였으나,영구처분으로 정책방향을 변경함에 따라 1985년부터 중앙집중식 습식 중간저장시설인 CLAB을 운영하기 시작하 였다(그림 A-18참조).스웨덴은 원전에서 발생한 사용후핵연료를 원전내 저장수조에서 9개월 이상 냉각시킨 후 CLAB으로 운반하여 저장한다.이렇게 운반된 사용후핵연료는 CLAB에서 최소 30년 이상 저장한 후 영구처분할 예정이다. 최근에 CLAB의 저장용량을 5,000tU에서 8,000tU로 확장하였으며,2004년 말 현재 으로 CLAB의 저장현황은 BWR 사용후핵연료 3,188tU를 비롯하여 총 4,182tU의 사용 후핵연료를 저장하고 있다. 그림 A-18.스웨덴의 중앙집중식 습식 중간저장시설 (CLAB). A.9.우리나라 우리나라의 사용후핵연료관리에 대한 국가정책은 원자력위원회(AEC)에서 결정하며, 제 253차 원자력위원회(2004년 12월)에서 중간저장시설의 건설 등을 포함한 사용후핵연 료의 종합관리방침을 국가정책과 국내외 기술개발 추이 등을 감안하여 중 장기적으로 충분한 논의를 거쳐 국민적 공감대를 형성하여 추진하되,적기에 그 추진방침을 결정 하고,사용후핵연료는 원전부지내의 임시저장능력을 확충하여 2016년까지 각 원전부지 내에서 저장 관리하도록 의결한 바 있다. 이러한 의결사항에 따라,2016년까지 저장능력을 확충하기 위하여 조밀저장대 교체 -172-

설치,원전 호기간 이송 저장 및 건식저장시설 건설 등의 방법을 적용하고 있다.경수 로 사용후핵연료의 경우,저장수조의 저장용량을 늘리는 방법과 원전 호기별 저장수조 공유 등의 방법으로 발생되는 사용후핵연료를 모두 소내 수조에 습식저장하고 있다. 중수로의 경우에는 소내 수조 내 습식저장 외에 건식저장시설을 확보하여 운영하고 있 으며,현재 그 용량을 증설하는 작업을 수행 중에 있다. 2007년 12월말까지 국내 원전에서 발생된 사용후핵연료의 총량은 약 9,420 tu으로 경수로 사용후핵연료는 약 4,330tU이고,CANDU 사용후핵연료는 약 5,090tU이다.이 중에서 중수로 사용후핵연료 약 2,430tU은 원전부지내 건식저장시설로 운반하여 저장 중에 있으며,나머지 경수로 및 중수로 사용후핵연료는 각 원전부지내의 저장수조에 저장 관리하고 있다. 중수로 사용후핵연료 건식저장시설은 현재 콘크리트 캐니스터를 300개 건설하여 운 영 중에 있고,2009년 말부터는 MACSTOR/KN-400모듈 7개를 건설하여 운영할 예정 이다.캐니스터와 MACSTOR/KN-400의 설계수명(50년)과 설계기준연료(냉각기간 6년) 는 동일하며,저장용량은 캐니스터의 경우 60개의 다발을 담은 바스켓이 9단으로 적재 되어 총 540개의 연료다발을 저장할 수 있다. MACSTOR /KN-400은 하나의 실린더에 60개의 다발을 장전한 연료바스켓이 10단 으로 적재되고,모듈내에 4 10열로 총 40개의 실린더가 배열되어 총 24,000다발의 사 용후핵연료를 저장할 수 있다.캐니스터와 MACSTOR/KN-400의 형상은 아래 그림 A-19에 나타낸 바와 같으며,MACSTOR/KN-400의 일반설계요건은 표 A-6에 나타낸 바와 같다. 콘크리트 캐니스터(월성) MACSTOR/KN-400(월성,건설 중) 그림 A-19.중수로 사용후핵연료 건식저장 -173-

표 A-6. MACSTOR/KN-400저장모듈 개요 항 목 사 양 설계 수명 50년 크기 (길이x폭x높이) 21.9m x 12.9m x 7.6m 저장 용량 저장 실린더 배열 공기 냉각 유로 차폐 두께 IAEA Safeguards설비 열차단판 24,000다발 (60다발/바스켓x10바스켓/실린더x40실린더) 10x4(40개/모듈) 10개의 공기입구 (한쪽 면에 5개씩) 12개의 공기출구 (한쪽 면에 6개씩) 1,080mm (상부 슬라브)/ 980mm (벽) E-Type및 CobraSeal 재검증관 (주변부 및 중앙부) 상부 슬라브 /측면 내부 콘크리트 구조물의 열응력 감소 *자료 :한국수력원자력(주), 월성조밀건식저장시설 안전성분석보고서,2006. -174-

부록 B.고준위폐기물 처분기술현황 B.1고준위폐기물 처분개념 B.1.1.심지층처분 원리 냉전시대에 방사성폐기물은 상자에 넣어서 그냥 버리는(dumping)형태를 취하였으 나,사실상 이로 인한 큰 건강상의 문제는 발생하지 않았다.그럼에도 불구하고,70년 대 및 80년대에 들어서면서 방사성폐기물처분에 대한 안전성이 대두되면서 기존의 처 분방법이 금지되거나, 또는 보완이 이루어기기 시작하면서 다중방호방벽(multiple barier)및 심지층처분에 대한 개념이 정립되기 시작하였다. 고준위폐기물의 특성을 살펴보면,방사성준위가 높고 다량의 장반감기핵종들이 함유 되어 있으므로 방사선적 방호측면에서 인간의 건강과 자연환경의 보전에 전혀 문제가 없는 시점까지 이 폐기물을 장기간 격리 보관하여야 한다는 것이다.그리고,두 번째 로 방사성물질의 방사붕괴로 발생되는 붕괴열로 인하여 주변에 아무런 위하여가 없도 록 열을 소산시켜야 한다는 것이다.이 두 가지 요건을 충족시킬 수 있는 안전하고도 영구적인 폐기물관리의 일환으로 심층처분 심해저 지층처분 우주처분 빙하처분 등 여러 가지 방법들이 연구개발되어 있다.그러나 고준위폐기물에 함유되어 있는 방사성 핵종이 주변 환경으로 누출되어 우리의 생활권으로 유입될 수 있는 경로를 가능한 한 배제시키면서 기술적으로 타당하고 경제적이며,사회적으로도 수용에 어려움이 거의 없으며,방사선적 그리고 열적 위하여로부터 충분히 안전성이 확보될 수 있는 가장 권 고할만한 방법으로 제안된 것이 심층처분방법이다. 107) 기본적으로 심층처분은 지상으로부터 적어도 300m 이하 깊이의 결정질암층 암염 층 점토층 등에 처분하는 것을 고려하고 있는데,이는 이들 매질이 갖는 특성,즉 안 정된 지질환경과 역학적 특성으로 지하에 위치하는 처분시설을 보호하고,안정된 수리 지구화학적 완충과 암반내 발달한 미세단열구조 및 단열충전광물에 의한 흡착으로 누 출된 핵종의 이동을 지연시키고,처분장주변의 저투수성에 따른 핵종의 확산을 제어할 수 있기 때문이다.그러나,이러한 자연방벽은 시공에 따른 변화와 비균질성때문에 불 확실성이 상존하고 있다.따라서,이를 인위적으로 보완하기 위하여 공학적 방벽의 개 념이 도입되었으며,자연방벽과 조화를 이루는 다중방벽으로 시스템을 최적화하고자 많은 노력이 이루어지고 있다. B.1.2.공학적 방벽 개념 공학적 방벽이 갖춰야 할 기본적인 특징은,첫째 폐기물을 물리적으로 고립시키고 물 로부터 격리시킬 수 있는 물질로 구성되어야 한다. 108) 이는 금속이나 세라믹을 사용함 107)한국원자력연구소, 고준위폐기물처분기술,KAERI/NTC/ID/2003-07(2003). -176-

으로써 가능하며,부식이나 구조적인 파손이 일어나기 전까지 공학적 방벽의 기능은 유지될 수 있어야 한다.둘째 폐기물기지(waste matrix)의 비활성(inertness)특징으로 인하여 방사성핵종이 고정화되어야 하며,방출된 핵종에 대하여서는 침전 및 동반침전 이 이루어질 수 있어야 한다.셋째 낮은 수리전도도와 흡착력,지연과정으로 인하여 공 학적 방벽 내에서 핵종 누출률이 크게 감소될 수 있어야 한다. 현재,주로 고려하고 있는 공학적 방벽의 구성은 아래 그림 B-1에서 보는 바와 같이, 폐기물 자체 처분용기 완충재 및 뒷채움재로 이루어지게 되는데,폐기물은 핵종누출 을 막기 위한 공학적 방벽인 처분용기에 안치된 후 밀봉되며,밀봉된 처분용기는 심부 암반의 처분공에 안치되고,심부암반과 처분용기 사이에는 핵종 누출시 지연효과를 위 하여 완충재로 채우고 그 외 공간은 뒷채움재로 마감하게 된다. Fuel pellet of Uranium dioxide Copper canister With cast-iron insert Spent Nuclear fuel Cladding tube Bedrock Bentonite clay Final repository For spent nuclear fuel 그림 B-1.다중 공학적 방벽 개념 국가에 따라서는 처분용기 자체로 안전성을 확보할 수 있을 정도로 장기간의 수명 을 요구하기도 하고,중간단계로서 500년 내지 1,000년 정도의 수명을 갖는 처분용기에 완충재로 보강하는 방안을 고려하기도 한다.그러나,기본적으로는 폐기물 처분용기 완충재 등 일련의 기능이 복합된 공학적 방벽 시스템과 지하지질구조인 자연방벽으로 구성된 다중방벽의 개념을 도입하여 추진하고 있다.여기서,공학적 방벽은 일차적으로 방사성핵종의 누출을 차단시키고,장기간 누출을 최소화 및 지연시키는 등의 역할을 담당하는데,이러한 역할을 효율적으로 수행하기 위한 각 구성품의 기능은 다음과 같 다. -폐기물은 내침출성이 좋은 안정한 매체이다. 108)D.G.Bennet,A.J.Hooper,S.VoinisandH.Umeki, Theroleoftheengineeredbariersystem insafetycases forgeologicalradioactive waste repositories:an NEA initiative in Co-operation with the EC,Mat.Res. Symp.Proc.Vol.932,p.43(2006). -177-

-처분용기는 폐기물의 취급 거치 회수 등을 용이하게 하면서,또한 수명기간 또는 그 이상의 기간동안 폐기물을 격납한다. -완충재는 처분장의 굴착과 열-수-기계-화학적 조건을 안정화시키며,또한 투수성 과 확산성이 낮아 장기간 핵종의 이동을 지연시키는 기능도 제공한다. -뒷채움 폐쇄 등 그 밖의 공학적 방벽은 터널 수직갱도를 통한 방사성핵종의 누 출과 지하처분장으로 사람의 접근을 막는다. B.1.3.처분시설 개념 처분시설의 기본구성은 아래 그림 B-2에서와 같이 지상시설과 지하시설로 대별된다. 지상시설은 고준위폐기물의 인수 포장 지하로의 이송 등 일련의 공정을 수행하는 설 비들로 구성되어 있으며,지하시설은 지상으로부터 이송된 폐기물을 받아 심지층의 처 분위에 거치시키는 제반공정을 수행하는 설비들로 이루어져 있다.특히,폐기물이 거치 되는 위치에 따라 수직 또는 수평처분으로 구분되며,아래 그림 B-3의 좌측 그림과 같 이 수직의 경우는 일정 깊이의 바닥을 기저로 하여 수직으로 처분공을 굴착하여 그 곳 에 하나의 처분용기를 거치시키는 수직처분공과 하나의 긴 수직공에 여러 개의 처분용 기를 쌓아 올리는 긴 수직처분공이 있다.수평처분의 경우에는 그림 B-3의 우측 그림과 같이 하나의 긴 터널을 수평방향으로 만들고 순차적으로 처분용기를 안쪽부터 처분하 는 방식이다.또한,처분위치를 일정 깊이의 한 평면으로만 거치시키는 단층구조와 면 적을 줄이기 위한 방편으로서 깊이가 서로 다른 두 개 이상의 다층으로 분산하여 거치 시키는 다층구조도 있다. 그림 B-2.고준위폐기물 처분시설 개념도 -178-

그림 B-3.수직처분방식(좌)및 수평처분방식(우)개념도 처분장의 설계시 과거에는 폐쇄 후 처분장 성능평가와 관련하여 잘 알려진 물질만을 사용하고,예상되는 몇몇의 시나리오만을 대상으로 안전성평가에만 중점을 두고 다른 인자에는 특별한 고려를 하지 않았다.그러나,최근에는 사업시행자 및 규제기관에게 가능한한 이해가 쉽도록 단순설계를 수행하고,처분장 운영측면에서의 실현가능성 및 안전성에 초점을 두고 있다.또한 QA 장기간 모니터링 및 제도적 관리기관의 운영이 강조되고 있는 항목이며,운영 및 폐쇄 후 지각변동 시나리오도 고려하며,대중수용 성 처분장 설계의 유연성 경제성 등을 더욱 초점을 두고 있다. 현재의 시점에서 처분장 설계의 가장 중요한 이슈는 대중수용성으로,비록 공학적으 로 중요하지 않을 지라도 장기간 모니터링,회수성 등과 같은 특성을 고려하여 처분장 의 설계시 반영하여야 한다.또한,처분장 설계는 외부 환경조건이 변하면 함께 변해야 하며,어떤 설계인자에 중점을 두는가에 따라 최적 설계안은 변할 수 있다. B.2각국의 고준위폐기물 처분기술 현황 B.2.1.미국 109)110)111) 1957년부터 원자력발전을 시작한 미국은 현재 104기를 운영 중이며,약 20%의 전력 수요를 원자력으로 충당하고 있다.매년 약 2,000톤의 사용후핵연료가 발생하고 있으 며,2003년말 현재 약 47,000톤 정도가 발생하였다.현재까지 상업용원자로에서 발생 되는 사용후핵연료의 대부분은 39개주 72개 발전소(119개 원자로)부지내에서 관리되 고,(그림 B-4 참조)소량의 사용후핵연료만이 소외시설로 수송되어 건식저장시설에서 저장되고 있다. 109)NuclearWastePolicyAct,1983, NuclearWastePolicyActof1982,PublicLaw 97-425,42U.S.C.10101-1026, WashingtonD.C. 110)htp://www.ocrwm.doe.gov/about/pm/programbrief/briefing.htm. 111) Mined GeologicDisposalSystem Advanced ConceptualDesign Report,VolumeI-IV,TRW Environmental SafetySystemsInc.,1996. -179-

그림 B-4.사용후핵연료 및 고준위방사성폐기물의 임시보관 사이트 가.처분관련 정책 및 프로그램 1980년에 DOE는 1950년대 이후부터 추진해 온 그간의 결과를 바탕으로 여러 처분대 안에 대한 광범위한 환경영향평가를 이행하여 심지층처분의 우수성을 발표한 바 있으 며,1982년 의회는 NWPA를 통과시킴으로써 본격적인 방사성폐기물의 처분연구가 광 범위하게 수행할 수 있는 전기를 마련하였다. 의회는 관련 법률을 제정하는 역할을 하며,대통령은 의회에 부지를 추천하고 부지선 정을 결정하는 역할을 수행한다.방사성폐기물에 관련된 규제는 원자력규제위원회 (Nuclar Regulatory Commission: NRC)가 담당하며, 여기서는 환경보호청 (EnvironmentalProtection Agency:EPA)기준에 적합한 처분장 허가 기술적 요건을 수립하고,처분장 건설허가,핵물질 소유 및 인수,처분장 폐쇄 승인에 대한 책임을 진 다.환경보호청은 대중보건과 안전에 대한 기준을 수립하며,방사성폐기물관리국(O fice ofcivilian RadioactiveWasteManagement,OCRWM)은 처분장부지선정 허가 건설, 안전 및 폐쇄에 대한 책임 비용적립 및 기금관리 역할을 수행한다.전력회사는 사용 후핵연료가 DOE에 의하여 수용될 때까지 사용후핵연료의 저장에 대한 책임을 진다. 미국의 고준위폐기물 및 사용후핵연료 관리와 관련하여 정부와 관련기관의 상호관계는 아래 그림 B-5에 나타난 바와 같다. -180-

a 입법 부지 및 기금 승인 b 부지 지명 및 의회에 제출 c 과학적 / 기술적 감독 d 공중보건과 안전에 대한 기준 수립 e 처분장 부지선정, 건설, 폐쇄 폐기물 기금 관리 f 인허가 책임 그림 B-5.미국의 고준위폐기물 및 사용후핵연료 관리 체계 1982년 제정된 NWPA에 따라 사용후핵연료 및 고준위폐기물의 처분기금 조성,비용 의 적절성 평가, 최종처분 수행을 위하여 에너지부 산하에 방사성폐기물 관리국 (OCRWM)을 설립하였으며,DOE는 꾸준히 후보부지의 선정작업을 수행하였다.그러나 1986년에 DOE는 주정부 및 주민의 반대에 부딪쳐 후보부지 선별작업을 중단하였으며, 1987년에는 부지특성조사의 지연과 비용의 과다로 인하여 연방정부는 부지확보조사의 연기를 포함한 폐기물관리정책의 재검토를 지시하였고,1987년말 의회는 새로운 폐기 물관리정책인 NWPAA(NuclearWastePolicy AmendmentsAct)를 통과시켰다.1987 년 원자력폐기물정책법 수정안(NWPAA)에 따라 방사성폐기물 관리국이 수행하는 활동 의 기술적,과학적 타당성을 평가하기 위하여 독립적인 기관으로서 원자력기술자문위 원회(NuclearWaste TechnicalReview Board)를 설립하였으며,NWPAA는 네바다주 유카마운틴에 있는 후보부지조사에 초점을 맞추어야 하고,네바다주와 유카마운틴 주 변의 지방정부는 연방기금을 이용하여 부지특성조사에 대한 감독을 수행하도록 명시하 고 있다.이 NWPAA의 발표로 본격적인 유카마운틴 프로그램이 착수되어 현재에 이 르고 있다. 방사성폐기물 관리에 필요한 소요비용은 발생자부담원칙을 갖고 있으며,고준위폐기 물 처분관리는 연방정부가 책임을 지고,중 저준위폐기물의 처분관리는 주정부가 책 임을 지고 있다.다만,연구,군사 목적의 이용으로부터 발생하는 폐기물은 중 저준위 폐기물일지라도 연방정부가 관리해야 한다.국방폐기물에 대하여서는 국방예산으로 처 분 재원을 감당하고,상업용원자로 사용후핵연료에 대하여서는 원전사업자로부터 1-181-

mil/kwh를 징수하여 충당 중에 있다. 지금까지 과거에 추진된 처분프로그램 연혁과 2017년 처분장 정상운전을 목표로 추 진되고 있는 주요 일정은 다음과 같다. -1957:NAS는 심지층처분(deep geologicaldisposal)을 지지 -1980: 상업활동에서 발생한 방사성폐기물 관리와 관계되는 최종환경영향 평가 서(FEIS)와 이를 바탕으로한 공청회를 통하여 DOE는 처분기본방침을 결 정 -1982:미 의회,NWPA 통과 -1983:NWPA에 의거 9개의 후보부지 선정 -1984:후보부지에 대한 환경영향 조사(안) 을 공표,공청회 개최 -1986:5개 부보부지 축소 및 대통령의 세 후보부지(네바다,워싱턴,텍사스)에 대 한 부지조사 승인 -1987:NWPA수정안(NWPAA)공포 미 의회,해당주민 반대로 인한 법 절차에 따른 비용/시간과다 예상하여 후보부지 유카마운틴으로 결정 :당초의 부지선정과정 생략으로 주민 수용 성 저하 -1998:유카마운틴이 부지로서 실현가능하다는 것을 보여주는 실현가능성 평가 보고서 공표 -1999 :유카마운틴 처분장 개발에 관한 환경영향평가서(안)(DEIS) 을 공표하고 공청회 개최 -2001:부지적합성지침(10CFR Part960및 963)제정 및 유카마운틴 부지적합성 확인 -2002:대통령은 유카마운틴을 부지승인하였으나 네바다주 주정부는 법에 보장된 거부권 행사.입지승인 결의안이 연방의하여에서 가결되어 대통령의 서명 을 받아 유카마운틴이 최종부지로 결정 -2008.6:NRC에 허가 서류 제출 -2011.09.30:처분장 건설허가 취득 -2016.03.30:초기운전을 위한 시설건설 완공 -2016.12.31:시운전 완료 -2017.03.31:처분장 상업운전 개시 미국 처분장의 허가는 에너지부,환경보호청,그리고 원자력규제위원회가 공동으로 책임을 지고 있다.에너지부는 부지특성조사,설계,건설,운영을 책임지며 환경보호청 은 보건 및 안전에 관한 표준을 개발한다.또한,원자력규제위원회는 환경보호청의 표 준을 이행하기위한 규정을 개발하고 안전성평가보고서를 검토하여 최종적으로 건설 및 운영허가를 해주게 된다.처분정의 건설,운영,폐쇄를 위한 허가는 그림 B-6에 도시된 -182-

바와 같이 3단계에 걸쳐 진행되며 처분장의 건설을 위한 허가,폐기물의 인수 등의 운 영에 관한 허가,처분장의 폐쇄를 위한 허가 개정이다. 에너지부에서는 처분장의 건설허가에 필수적인 안전성평가보고서를 작성하여 2008년 6월 3일 원자력규제위원회에 제출하였다.현재는 서류적합성 검토가 완료되어 상세검 토 작업이 진행 중이다.이러한 허가에 관련된 법규로는 AtomicEnergy Act,Energy Reorganization Actof1974,NuclearWastePolicy Actof1982asamended,Energy Policy Act0f1992등이 있다.규제를 위한 규정은 40CFR Part197,10CFR Part63, 10CFR Part51등이 있다. 그림 B-6.유카마운틴 처분장 전체공정 흐름도 현재,중 저준위폐기물(장수명 중준위폐기물은 제외)은 천층처분방식으로 영구처분 하고,국방프로그램으로부터 발생하는 TRU 폐기물은 1999년부터 운영 중인 뉴멕시코 주 칼스베드 암염 지질 구조 내에 WIPP(WasteIsolation PilotPlant)처분장에 심지층 영구처분하며,고준위폐기물 및 사용후핵연료는 향후 운영할 네바다주 유카마운틴에서 중앙집중식 심지층처분하는 등 종류별로 관리하는 방안을 마련하고 있다. 나.유카마운틴 처분장 개념 앞서 언급한 바와 같이,고준위폐기물 처분을 위하여 네바다주 라스베가스 북서쪽 144km 거리에 위치한 유카마운틴 처분장을 확정하였으며,2017년 운영을 목표로 현재 허가를 신청 중에 있다.유카마운틴에 처분될 처분대상 고준위폐기물의 양은 약 7만 -183-

MtU 인데,상용 사용후핵연료가 63,000MtU 이고,DOE의 사용후핵연료가 2,333MtU 이고,군용시설에서 발생된 고준위폐기물이 4,027MtU 이고,상용시설에서 발생된 고 준위폐기물이 640MtU 이다.이 시설부지는 기술적으로는 13만 톤까지 수용확장이 가 능하며,이는 2035년까지 발생하는 사용후핵연료의 양을 수용할 수 있는 규모이다. 그림 B-7. 유카마운틴이 위치한 네바다주(a)및 유카마운틴 사이트 전경(b) 폐기물의 거치방법은 그림 B-8과 같이 수평갱도 처분방식(in-drift방식)이고,거치 시 작 후 최소 100년까지는 폐기물의 회수가 가능하도록 하고 있다.그리고 처분동굴에 완충재와 뒷채움재로 채우지 않는 반면에,처분용기로 떨어지는 여러 가지 이물질들을 막기 위하여 티탄합금으로 된 보호덮개(driftshield)로 덮어 두는 것이 특징이다. Drip Shield Boiling Water Reactor Waste Package Steel Sets For Ground Control Gantry Crane Rail Pressurized Water Reactor Waste Package Codisposal Waste Package Containing Five High-Level Waste Canisters with One DOE Spent Nuclear Fuel Assembly 그림 B-8.유카마운틴 처분장 내 고준위폐기물이 저장된 모습 -184-

1)지상시설 개념 처분장의 지상시설에는 처분대상 폐기물을 처분용기에 포장하는 시설을 비롯하여 수송용기 보수,방사성폐기물(처분장 운영 시 발생되는)처리시설 및 기타 유틸리티 시 설 등을 포함하고 있다.가장 중요한 폐기물의 취급 및 처분용기에의 포장을 위한 시 설의 기능은 고준위폐기물 및 사용후핵연료를 담은 수송용기를 수납하여 고준위폐기물 및 사용후핵연료를 하역한 다음, 처분용기에 넣고, 필요한 경우 필러물질(filer material)을 채운다음 밀봉하여 지하시설로 이송할 준비를 하는 시설로서 다음의 설비 들이 갖추어져 있다. 수송용기 수납 및 준비 셀 처분용기 이송 시스템 처분용기 용접 및 이송 시스템 처분용기 필러 첨가 시스템 수송용기 준비 및 이송 시스템 그림 B-9는 지상시설에서 이루어지는 폐기물 수송/인수/하역,포장,지하처분장으로 의 이송절차를 보여주고 있다. -185-

(a)수송 (b)인수/하역 (c)포장 (d)밀봉 (e)용기적재 (f)처분장으로 거치 그림 B-9.유카마운틴 처분장 내 지상시설에서 지하시설까지의 운영 경로 -186-

2)지하시설 개념 지하처분시설은 접근통로,지상과 지하처분장을 연결하는 수직갱,지하시설에서 처 분용기의 이동 통로인 수송갱도,폐기물이 처분되는 처분갱도 등으로 구성되어 있다. 지하시설은 두 개의 평평한 블록으로 구성되는데,상부 블럭은 하부 블럭보다 약 65~ 70m가 더 높으며,상부 블럭 끝에서 램프를 통하여 하부 블럭으로 연결되게 되어 있 다.그림 B-10은 유카마운틴 처분장의 배치도를 나타내고 있다. 그림 B-10.유카마운틴 처분장의 레이아웃 지하시설의 굴착은 대부분 TBM공법을 이용하며,건설기간은 약 8년으로서,이 기 간에 두 개의 수직갱,수송갱도,13개의 처분갱도가 굴착될 것이다.또한 이 기간에 독 립된 환기 시스템도 장착하게 될 것이다.건설기간이 끝난 후 폐기물 거치작업과 동시 에 굴착작업이 이루어지게 된다.먼저 상부블록의 북쪽에서부터 굴착 작업을 시작하여 남쪽으로 내려온 후 하부 블럭을 위한 통로를 개척하고 하부 블럭으로 이동하게 된다. 그리고 상부 블럭의 굴착작업은 두 개의 TBM이 필요하며,하부블록 작업시는 1개의 TBM만이 필요하다. 처분용기는 지상의 폐기물 취급건물에서 차폐가 된 이송장비에 싣고,레일을 이용하 여 지하로 이송하게 된다.북쪽램프를 이용하여 지하로 내려온 수송팩키지는 주 동굴 을 거쳐 처분동굴 입구에서 처분용기와 레일카를 처분동굴 안으로 밀어 넣는다.다시 원격으로 움직이는 일종의 거치 기관차를 처분동굴 안으로 밀어 넣고 처분용기를 실은 레일카와 연결시켜 거치 위치로 이동시킨 후 다시 거치 기관차는 빠져 나온다.처분동 굴 내에서 처분용기를 실은 레일카를 위치시키는 방법은 현재 중심위치 거치와 비 중 심위치 거치의 두 가지 방안이 고려되고 있다. -187-

처분갱도 내에 뒷채움재는 사용하지 않는 것을 기준개념으로 정하고 있다.현재 이 뒷채움재의 사용 여부를 그 효과성 측면에서 계속 분석 중에 있으며,만일 뒷채움재가 사용된다면,암벽조각 낙하에 의한 처분용기 보호,처분동굴의 붕괴에 의한 영향 감소 등과 같이 안전성 측면에서 성능 향상을 기대할 수 있을 것이다.그러나 현재의 설계 기준 상 처분동굴 내에서는 원격 작업을 하는 개념이기 때문에 뒷채움 작업은 매우 어 려울 것으로 평가되고 있다. 3)처분용기 개념 처분용기는 MPC를 사용하지 않고 일반적인 수송용기를 이용하여 이송된 핵연료 (Uncanistered Fuel),혹은 고준위폐기물을 담은 처분용기를 수용할 수 있도록 설계되 었다.또한 처분 대상 핵연료가 매우 다양하기 때문에 모든 핵연료 종류가 수용될 수 있도록 설계되었다. 기준이 되는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료집합체 21개를 수용할 수 있으며, 그 크기는 지름이 1.6~1.8m이고 길이가 5.3~5.7m 이며,총 무게는 65,900kg이다.그 리고 수명은 l,000년이며,재질은 닉켈합금인 AloyC-22를 권고하고 있다.핵연료 피복 관의 온도는 350 를 그리고 고준위폐기물 유리고화체의 온도는 500 를 넘지 않도록 하고 있다.그림 B-11은 멀티캐니스터 오버팩(MulticanisterOverpack)제원 및 형상을 나타낸다. 그림 B-11.MulticanisterOverpack -188-

B.2.2.스웨덴 1972년부터 원자력발전을 시작한 스웨덴은 바세벡(Barsebaeck),포스마크(Forsmark), 오스카샴(Oskarshamn),링할(Ringhals)4개 부지에 원전 12기를 운영하였는데,바세벡 부지의 BWR 2기는 각각 1999년 11월말,2005년 5월말에 운전을 정지하였다.현재 운 전 중에 있는 발전용원자로는 10기로서 BWR이 7기,PWR이 3기이며,스웨덴 소비전력 의 약 53 %를 공급하고 있다.매년 약 200 톤의 사용후핵연료가 발생하고 있으며, 2010년말 기준으로 약 8,000톤 정도가 발생할 것으로 추정하고 있다.현재까지 상업용 원자로에서 발생되는 사용후핵연료는 중앙집중 중간저장시설인 CLAB에서 30년간 저장 된 후 최종 처분될 예정이다.CLAB의 저장실적은 2004년말 현재 약 4,000톤 정도이 다.현재 원자력발전 과정에서 발생되는 사용후핵연료는 재처리하지 않고,고준위폐기 물로 간주하여 직접처분하는 정책을 채택하고 있다. 가.처분관련 정책 및 프로그램 1977년 4월 스웨덴정부는 향후 원자로에 장전되는 모든 핵연료는 그의 안전한 처분 방안,또는 그로부터 파생되는 고준위폐기물의 안전한 처분방안이 규명되어야 한다는 법안을 통과시키면서,원전운영자의 후원하에 사용후핵연료 및 고준위폐기물의 처분방 안 연구에 착수하였다.1984년 원자력활동법을 제정하여 방사성폐기물 관리 및 처분책 임은 폐기물발생자에게 있다는 기본원칙 및 정부정책을 설정하였다.1992년 방사성폐 기물관리기금법을 제정하였으며, 이 법에 근거하여 원전사업자로부터 약 0.01 SEK/kWh(0.138$/SEK)를 매년 징수한다. 의회에서는 관련 법률을 제정하는 역할을 수행하며,환경부에서는 폐기물 관리를 위 하여 원자력산업의 연구개발프로그램과 주요원자력시설의 허가에 관한 최종결정을 수 행한다.원자력안전규제는 SKI(Swedish Nuclear Power Inspectorate)에서 담당하며, SKB(Swidish NuclearFueland WasteManagementCo.)는 사용후핵연료를 포함하여 방사성폐기물처분설비 건설과 운영,부지개발에 필요한 활동을 수행하고 책임지며,원 자력산업의 연구개발 프로그램 개발과 사용후핵연료의 안전한 관리를 위한 비용계산을 담당한다.재원관리는 원자력폐기물 기금위원회(Board ofnuclearwastefund)에서 담 당하고 있다.관련 그림 B-12는 스웨덴의 사용후핵연료 처분관리 체계를 나타내고 있 다. -189-

a 법 률 제 정 b R & D c 과 학 적 / 기 술 적 감 독 d 공 중 보 건 과 안 전 에 대 한 기 준 수 립 e 처 분 장 부 지 선 정, 건 설, 폐 쇄 폐 기 물 기 금 관 리 f 인 허 가 책 임 g 인 허 가 책 임 그림 B-12.스웨덴의 방사성폐기물 관리 체계 처분장부지선정을 위하여 1990년대부터 전국을 대상으로 입지조사를 실시하였으며, 이 입지조사결과와 8개 지자체를 대상으로 행한 타당성 조사결과를 바탕으로 오스카샴 (Oskarshamn) 오스타마르(Osthammar) 티에르프(Tierp)등 3개 지역을 부지조사 대 상지역으로 2000년에 선정하였다.이 중 지자체의 의회에서 부지조사 실시를 의결한 오스카샴과 오스타마르 지역을 대상으로 2002년부터 조사를 실시하고 있다. 스웨덴의 처분장부지선정 방법은 법령으로 규정되어 있지 않다.그러나 시행주체인 스웨덴 핵연료 및 폐기물관리회사 (SKB사)가 3년마다 연구개발계획 (SKB사의 RD&D 프로그램)을 작성 제출하도록 원자력활동법에 의무화되어 있고,이에 대한 규제기관 등의 검토와 정부에 의한 승인을 통하여 부지선정에 대한 간접적인 규제를 하고 있다. SKB사는 부지선정에 관해 아래 그림 B-13과 같이 종합입지조사 타당성 (feasibility)조 사 부지조사 상세특성조사의 4개 조사단계를 설정하고 있다. -190-

개략부지조사 1977-1985 광역조사 (종합입지조사) 1990s 타당성 조사 (8개 후보부지) 1993-2002 부지 특성 조사 (2개 후보부지) 2002-2008 최종 후보부지 선정/ 상세 부지 특성 조사 2008 처분장 완공 2017 그림 B-13.스웨덴의 부지선정 개요 사용후핵연료의 처분개념을 도출하기 위하여 연구결과를 1983년 KBS-3 보고서로서 발표하였는데,스웨덴정부는 1984년 이 보고서에서 제안한 사용후핵연료 처분개념 지 하 500m 깊이의 화강암층에 구리처분용기를 수직 처분공에 처분 을 한시적인 기준개 념으로 승인하였다. 이 KBS-3개념을 기준으로 처분시설의 기술성,경제성 및 안전성 확보를 위한 KBS-3 개념을 보완할 수 있는 처분개념을 도출하고,각각의 처분개념에 대하여서 비교 평가 하여 최종적으로 가장 적합한 처분개념을 도출하기 위한 프로그램이 수행되었다 (ProjectAlternative System Study,PASS).평가한 결과,기존의 KBS-3개념에 약간의 수정을 가한 개념이 가장 적합한 것으로 결론내리고 있다. 처분프로그램 그 간의 추진연혁 및 향후 추진일정은 다음과 같다. 112)113)114) -1986:연구개발계획서 (R&D-86)(3년마다 개정,SKI가 검토) -1990:HRL 건설 개시 -1992:안전평가서 (SKB 91)SKB 연구개발 실증계획수립(RD&D-92) -1993:예비 부지특성 조사 개시 -1995:SKB연구개발실증계획 개정(RD&D-95) -1999:예비 후보지에 대한 환경영향평가 -2001:2개 후보지 선정 및 정부 보고 -2006:포장시설 허가 신청 -2007:처분장 2개 후보지 조사 완료 -2008:처분장 허가 신청 112)htp://www.skb.se/default2_16799.aspx. 113)SKB, SKB wantsto strengthen thestructueoftheexpanded interim storageforspentnuclearfuel,pres releaseon1stfeb.in2006. 114)htp://www.skb.se/default2_16782.aspx. -191-

-2009:포장시설 건설 개시 -2011:처분장 건설 개시 -2018:처분장 시범운영 개시(200~400캐니스터) -2023:처분장 정상운영 개시(160캐니스터/년) -2060:처분장 폐쇄 SKB사가 최종처분지를 결정하여 처분장을 건설하기 위하여서는 원자력활동법과 환 경법에 근거한 허가가 필요하다.허가신청서에는 환경영향평가서를 첨부해야한다.따라 서,부지조사단계에서는 환경법의 규정에 근거한 환경영향평가(EIA)절차의 일환으로 EIA협의라고 부르는 관련기관과의 협의도 수행한다.현재의 계획에 따르면 최종처분장 을 위한 원자력활동법에 따른 허가서류는 2009년말에 제출할 수 있을 것으로 예상되 며,전체적인 일정은 아래 그림 B-14에서 확인할 수 있다. Nuclear fuel programme 그림 B-14.사용후핵연료 관리 일정 나.고준위폐기물 처분장 개념 115)116)117) 사용후핵연료의 약 75%는 비등수형 발전소에서,나머지는 가압경수로형 발전소에서 발생되며,이들의 안전관리는 SKB사가 담당하고 있다.처분장의 용량은 연간 200개의 처분용기를 거치시키되 총 처분량은 약 4,500개의 처분용기가 될 것이다. 처분장의 건설은 두 단계로 나누어 진행될 예정이다.제 1단계로 200개 내지 400개 처분용기 분량의 사용후핵연료가 2018년내에 처분을 시작하게 될 것이다.초기처분이 115) FinalStorageofSpentNuclearFuel-KBS-3,SwedishNuclearFuelSupplyCo.,1984. 116)SKB-TR-93-04, ProjectAlternativeSystem(PASS)FinalReport,SwedishNuclearFuelSupplyCo.,1992. 117)SKB, Deeprepositoryforspentnuclearfuel,2003. -192-

완료된 다음,본처분시스템에 대한 재평가 후 처분시스템의 안전성에 중요한 문제가 발생된 경우는 당초 처분된 사용후핵연료가 회수될 것이며,그렇지 않을 경우는 잔여 분인 4,000여개의 처분용기에 대한 제 2단계 처분이 20여년 지속될 것이다. 1)KBS-3개념(수직 처분공 거치 방식) 이 개념은 스웨덴에서 80년대초부터 사용후핵연료의 지하처분방안으로 제시된 개념 으로서,지하 500m에 여러 가지 목적의 터널과 갱도로 구성되어 있는 지하시설과 지하 처분의 준비(사용후핵연료 수납, 처분용기 포장 등)를 위한 지상시설로 나누어져 있다. 지상-지하 시설들은 간단한 물질수송 환기 및 기타 필요한 것들을 공급 배출하기 위 한 2개의 수직갱과 1개의 램프로 연결된다.여기서,램프는 지상 지하의 주 수송 통로 이다.지하시설은 잘 발달된 결정질암층에 위치하게 되는데,여기서 처분장주변의 암층 은 지하구조물의 주체로서의 역할뿐만 아니라 방사성물질의 이동측면에서 자연방벽 (GeologicalBarier)으로서의 역할도 겸하고 있다. 사용후핵연료는 적어도 십만년 정도의 기간동안 건전성을 유지할 수 있는 copper/steelcomposite용기에 포장되어 지하시설로 운반된 후 처분갱도 중앙부에 6m 간격으로 천공되어 있는 수직처분공(직경 1.6m 깊이 7.58m)에 하나씩 넣는다.처분 용기를 처분공에 넣기 전,처분공내에는 미리 직경 1.6m의 원통형 벤토나이트 블록을 밑에서부터 약 50cm 두께로 넣고 그리고 처분공벽 주위로도 두께 35cm의 벤토나이 트 블록을 쌓아 88cm 직경의 처분 용기가 들어갈 수 있는 공간만을 남긴다.그리고, 처분용기를 벤토나이트 블록으로 둘러싸인 공간에 넣은 후 다시 처분용기 위 1.5m 높 이까지 원통형 벤토나이트 블록으로 덮는다.일단 처분공이 압축벤토나이트 블록으로 밀봉되면 처분갱도와 수송 저장 터널,수직갱 등은 모래 벤토나이트 혼합물로 구성 된 뒷채움재로 밀봉하게 되는데,이것이 처분장폐쇄작업의 일종이다. KBS-3개념의 설정에 필요한 처분장면적은 약 1km 1km 일 것으로 평가되고 있으 나,세부적인 지하시설의 배치는 국부적인 지질학적 조건에 따라 결정될 것이다.현재 까지 평가/도출된 기술사항은 다음과 같다.:1 지하시설내 처분갱도(수직 처분공이 있는)의 간격은 최소 25m 유지,2 수직처분공내 완충재의 온도는 100 이하로 유지, 3 지하시설은 크게 두 구역으로 나누어 운영한다.이는 한 구역에서는 폐기물의 처분 공 거치작업을,그리고 다른 한 구역에서는 처분갱도와 처분공의 굴착 작업을 병행하 기 위함이다. -193-

그림 B-15.KBS-3개념/처분터널-처분공 제원 및 배치개념 2)지상시설 개념 지상시설은 지하시설과 동일부지에 위치하며,여러 종류의 서비스와 공급계통은 지 상시설과 지하시설에서 공용으로 사용한다.지상시설은 출입통제건물,소방설비,작 업 보수설비,환기계통건물,물품인수설비,차량보수설비,분쇄기를 갖춘 콘크리트 공 장,뒷채움재 저장건물,벤토나이트 블록제조공장,지하굴착작업시 발생되는 폐석저장 소,그리고 편이-공급설비 등(상 하수도,전기 등)과 같은 기타 시설을 포함하고 있다. 지상시설의 핵심은 밀봉 포장시설이며,이 시설의 용량은 하루에 1 개의 처분용기를 포장(연간 210개의 처분용기 포장)할 수 있도록 설계되어 수명기간동안 총 4,500개 정 도의 처분용기를 포장하게 될 것이다. 밀봉 포장시설은 사용후핵연료 및 원자로심 부품수납,처분용기 충전지역,원자로심 물질의 취급 및 고화,사용후핵연료 및 원자로심 부품 이송지역,시설냉각시스템,정화 시스템,기타 유틸리티 및 사무실 등으로 구성되어 있으며,주요시설은 다음과 같다. 핵연료 취급조 핵연료 포장 핫셀 용접 셀 3)지하시설 개념 표준개념은 지하 약 500m 깊이에 위치하게 되는데,지하시설은 크게 두 부분으로 나누어져 있다.사용후핵연료를 처분하기 위한 넓은 지역과 이 지역과 약 1km 떨어진 -194-

지역에 원자로 및 시설 제염해체된 부품들을 위한 공간을 별도로 확보하는 것으로 계 획하고 있다. 지하처분시설까지의 접근통로로는 1개의 램프도로와 2개의 수직접근터널이 필요한데, 사용후핵연료 처분용기 등은 램프도로(경사도 1:7)를 이용하여 운반되고,수직 접근터널 은 환기 및 기타 서비스 유틸리티 공급통로로 활용된다. 폐기물의 처분시 처분용기는 차폐기능을 갖춘 운반용기에 넣어 이송한 뒤,지하에서 는 처분용기를 특수제작된 차량으로 옮기고,처분갱으로 이송하여 처분공에 거치시킨 다. 4)처분용기 처분용기는 아래 그림 B-16에서 보는바와 같이 외부가 구리쉘,내부가 주철제인 이 중구조이다.구리 쉘의 기능은 부식에 견디는 것으로 두께는 약 50mm이며,주철용기 는 역학적인 응력에 견디는 역할을 한다.사용후핵연료 처분용기를 설계하기 위한 기 본적인 전제조건은 다음과 같다. 최소 100,000년 이상 모든 알려진 부식 진행현상에 대하여 원형 유지 화강암반 심도 700미터에서의 역학적 강도에 견딜 것 빙하기 동안 예상되는 하중 고려 처분용기는 BWR 사용후핵연료집합체를 12개,PWR 사용후핵연료집합체를 4개 수용 할 수 있으며,사용후핵연료를 적재한 처분용기의 무게는 각각 25톤,27톤 정도이다. 구리용기 제조방법으로는 RolForming and Welding,Seamless tube by extrusion, Pireceand Draw processing,forging 방법을 고려하였으며,기준방법으로는 seamless tube방법을 선택하였다. 처분용기를 밀봉하기 위한 조건 및 밀봉 방법은 다음과 같다. 처분용기 내부용기(Insert)는 90%의 nobelgas분위기로 밀봉 용기 내부 수분량 :최대 600g으로 제한 용기당 최대 열 발생량은 1,700W 로 제한 용접방법(밀봉):전자빔용접,마찰교반용접(FSW) 기준방법:FSW -195-

그림 B-16.스웨덴의 처분용기 B.2.3.핀란드 현재 2기의 비등수형과 2기의 가압경수로형 원전(총 용량 2,656MWe)이 가동 중에 있으며,1기(EPR 1600MWe)의 추가건설을 위하여 2004년 1월 정부에 이의 건설허가를 신청해 놓은 상태이다.2005년말 현재 1,614톤이 저장 중이며,가동 중인 4기로부터 40 년간 운전으로 약 2,700톤의 사용후핵연료가 발생 누적될 것으로 예상되지만,발전소 의 추가건설 및 수명연장에 따라 실제로 누적될 사용후핵연료의 양은 이 보다 훨씬 더 많은 약 5,600톤에 이를 것으로 추정된다.현재 원자력발전 과정에서 발생되는 사용후 핵연료는 각 발전소 부지내에 저장되고 있으며,재처리하지 않고 직접처분하는 정책을 채택하고 있다. 가.처분관련 정책 및 프로그램 118)119)120) 누적되는 사용후핵연료의 안전한 관리를 위하여 1983년 정부의 기본관리정책이 수립 되었으며,핀란드의 방사성폐기물 관리에 대한 기본적인 틀은 1988년에 제정된 원자력 에너지법,1989년에 제정된 원자력분담금법,1994년에 제정된 환경영향평가법에 근간을 두고 있다. 118)NEA, RadioactivewastemanagementinFinland,37-RWMC Item 15(2004). 119)htp://www.posiva.fi/englanti/tutkimus_aikataulu.html. 120)htp://www.posiva.fi/englanti/loppusijoitus_kapselointi.html. -196-

의회는 관련법률을 제정하고,연구개발프로그램 및 부지전성에 대한 정부의 결정을 의결한다. 규제기관은 방사선 및 원자력안전기관(Radiation and Nuclear Safety Authority:STUK)이며,규제지침을 제시하고 허가 신청에 대한 기술적 안전성 검토에 대한 책임을 진다.또한 PosivaOy가 수행하는 업무에 대한 과학적 기술적 타당성을 감시한다.Posiva Oy는 사용후핵연료 처분사업 수행 전담기관이며,처분사업에 대한 책임을 진다.기금관리는 통상산업부에서 담당하고 있다.아래 그림 B-17은 핀란드의 방사성폐기물 관리체계를 나타내고 있다. a 법률제정 부지 선정 승인 b 정책 수립 부지선정 절차 결정 인허가, 안전규칙 발행 기금관리 c 규제 지침 제시 인허가 신청 검토 d 사용후핵연료 처분사업 수행 e 재정 부담 그림 B-17핀란드의 고준위폐기물 관리 체계 사용후핵연료 처분장부지선정업무는 지난 1980년대부터 시작되었다.전국을 대상으로 실시한 조사결과를 토대로 1999년에 Olkiluoto를 최종 처분장 예정지로 선정하였다. 2000년에는 Eurajoki지자체 의회에서 처분장 건설을 수용하기로 결정함에 따라 정부 는 Olkiluoto를 최종 후보부지로 선정하여 의회에 승인을 요청하였으며,2001년 의회가 이를 승인함에 따라 최종 처분부지로 선정되었다. 그 간 추진해온 처분사업 및 향후 일정은 다음과 같다. -1978:처분 관련 R&D 추진을 위한 YJT 설립 -1982:핀란드에서의 처분 타당성을 입증한 YJT 종합보고서 발간 -1983:2000년까지 중장기 처분 연구 프로그램 개시 -1985:102개 부지를 대상으로 한 부지 선정 평가 연구 종료 -1992:올킬루오토 등 4개 부지를 대상으로 하는 부지조사 연구 착수 -197-

-1995:사용후핵연료 처분 사업을 담당할 POSIVA 설립 -1997:처분후보부지로 해스톨만 지역 추가 -1999:POSIVA 5부지에 대한 최종 보고서 정부에 제출 -2000:올킬루오토 지역을 세계 최초로 사용후핵연료 처분장부지로 선정 발표 -2000:POSIVA 올킬루오토에서 ONKALO URL 프로젝트 착수 계획 발표 -2004:6월에 ONKALO URL 착공 -2010-2020:포장시설및 처분장 건설 -2020: 처분장 운영 핀란드의 사용후핵연료 관리일정은 아래 그림 B-18에 기재된 바와 같으며,주요일정 은 2012년에 처분장 건설허가를 신청하여 2020년에 사용후핵연료 처분을 착수할 예정 이다. Application for construction License in 2012 (preparedness for construction) Disposal shall be commissioned in 2020 그림 B-18.핀란드의 사용후핵연료 관리 일정 나.고준위폐기물 처분장 개념 121)122)123) 처분개념은 이웃 국가인 스웨덴에서 고려하고 있는 개념(KBS-3개념)을 기본으로 하 여 20년 이상의 연구개발을 수행해 왔다.사용후핵연료에 포함된 방사성핵종은 사용후 핵연료 캐니스터 완충재(벤토나이트) 뒷채움재 자연방벽(지층)등의 다중 방벽시스 템 개념을 이용하여 심지층에 장기간 격리할 방침이다. 121)J.TanskanenandM.Palmu, Facilitydescription2003,POSIVA WR-2004-26(2004). 122)T.Kukkola and T.Saanio, Costestimate ofolkiluoto disposalfacility forspentnuclearfuel,posiva WR-2005-10(2005). 123)H.Raiko, Disposalcanisterforspentnuclearfuel-Designreport,POSIVA 2005-02(2005). -198-

지상시설과 지하시설로 구성하고 있으며,지하시설은 약 420m 깊이에 단층으로 배열 하도록 하고 있다.그리고,지상에서 지하처분장으로의 진입은 수직갱과 수평갱을 통하 여 접근하게 되어 있다.지하처분장은 스웨덴과 거의 흡사한 다중방벽의 개념을 채택 하고 있으며,지상시설인 포장시설의 총 포장용량은 12개의 집합체를 수용할 수 있는 구리재질로 된 3,000여 용기가 요구될 것으로 추정하고 있다.이 처분용기는 두 가지 유형이 있는데,직경은 공히 1.1m 이지만 길이가 4.8m 와 3.6m 로 서로 다르다.처분 용기의 외벽은 구리로 되어 있지만,내부용기가 탄소강으로 되어 있어 구조적 안정성 을 유지할 수 있도록 설계되어 있다. 처분심도는 기본개념인 1층구조의 배치인 경우는 지하 420m이지만 2층구조인 경우 는 420m와 520m를 고려하고 있다.Posiva사의 최신 계획에 따르면 최종 처분장 규 모는 5,643 톤을 처분하는 경우 처분갱도 연장거리는 약 40 km,처분면적은 약 1.5 km 2 이다.아래 그림 B-19는 핀란드의 처분장 배치 개념도를 나타내고 있다. 그림 B-19핀란드의 처분장 배치 개념도 -199-

1)지상시설 개념 각 발전소로부터 수송용기로 인도된 사용후핵연료를 수납하여 처분하기 위한 제반 처리공정이 수행되는 포장시설은 사용후핵연료의 수납 및 저장설비,사용후핵연료 취 급용 핫셀,구리용기의 덮개 용접실,용접상태 검사실,지하처분장으로 이송하기 전의 임시저장고,제어실 등으로 구성되어 있다.이 시설의 연간포장용량은 최대 100개이며, 연평균은 60개로 계획하고 있다.그 밖에 벤토나이트 불록 생산설비,방사성폐기물관리 시설,환기건물,연구실,공작실,홍보관,파쇄암반 저장고와 파쇄기,빈 처분용기 보관 고,사용후핵연료 저장시설 등도 갖추어져 있다.특히,포장시설에서는 각 원전으로부 터 이송된 수송용기내의 사용후핵연료를 꺼내어 자동건조실에서 건조시킨 다음 빈 처 분용기로 옮겨 담고,채워진 처분용기는 주철로 된 내부의 윗 뚜껑을 올려놓은 다음 볼트로 채결하고,구리재질로 된 외부 뚜껑을 올려놓고 용접하여 밀봉하게 된다.용접 부위에 대한 정밀검사와 누출검사를 마친 다음,지하처분장으로 내려 보내기 위한 임 시저장고로 이송된다. 2)지하시설 개념 사용후핵연료의 지하거치는 스웨덴의 KBS-3개념,또는 수직처분개념에 근간을 두고 있으며,장기적인 안전성은 하나의 방벽으로 불충분할 경우에 다른 방벽이 지원할 수 있게 대비한 다중방벽의 원칙을 따르고 있다.지상으로부터 지하로 연결되는 하나의 진입터널과 3개의 수직갱이 있는데,진입터널은 버럭과 뒷채움재 및 건축관련 재료의 이송통로로 사용된다.그리고 처분패널에는 처분터널들과 처분공들이 있으며,처분용기 가 이송경로를 따라 지상에서 지하로 옮겨지면 지하이송차량에 실려 처분공으로 이동 되어 완충재가 바닥과 일부 벽면에 둘러져 있는 처분공에 거치되고,이어서 나머지 벽 면과 처분용기의 위 뚜껑 위로 완충재가 완전히 채워진다.이렇게 처분터널의 모든 처 분공들이 채워지면,터널내에 가설된 콘크리 바닥과 환기계통과 전기 및 용수공급계통 을 모두 철거해 낸 다음,뒷채움재로 터널을 채우게 된다. 3)처분용기 사용후핵연료는 BWR 과 VVER 440과 EPR로부터 배출되어 3종류가 있으며,이들 을 담을 수 있는 처분용기가 개발되었다.기본재질은 내부가 주철로 되어 있어 90내 지 150MPa의 외부압력에 견딜 수 있도록 설계되었으며,외부는 내식성 재질인 50mm 두께의 구리로 덮혀져 있으며,수명은 적어도 100,000년을 예상하고 있으며,또한 주변 에 있는 수분의 방사분해를 최소화할 수 있도록 최대평균선량율은 200mSv/h 가 되게 그리고 구부에서의 최대선량율은 350mSv/h 가 되게,그리고 초대 중성자선량율은 10 내지 15mSv/h 가 되게 설계되어 있다.그리고,처분용기내로 물이 침투되어도 핵임계 사고가 발생되지 않도록 사용후핵연료를 내부에 배열시켰으며,각 처분용기의 용량은 -200-

BWR과 VVER 형이 12개의 집합체를 그리고 EPR 형이 4개의 집합체를 담을 수 있다. 그림 B-20은 핀란드의 처분용기 개념을 나타내고 있다. 동주철 캐니스터 왼쪽의 주철제용기가 오른쪽의 동제용기에 삽입된다. 주철용기에 사용후연료집합체가 보인다. 그림 B-20.핀란드의 처분용기 개념 B.2.4.캐나다 124)125)126) 캐나다는 현재 중수로 18기를 운전 중(총 용량 15,625MWe)에 있으며,현재 중수로 형이 가압경수로형에 비하여 경제성이 떨어지므로 신형 중수로형을 개발하기 위한 노 력을 기울이고 있다.방사성폐기물은 주로 CANDU 원자로와 연구로에서 발생하며, 2035년까지 대략 360만 다발의 사용후핵연료가 발생할 것으로 추정하고 있다.중수로 는 핵연료로 천연우라늄을 사용하며,사용후핵연료 내에는 유용자원이 많지 않아 재처 리시에 경제성이 떨어지므로 직접처분하는 정책을 채택하고 있다. 가.처분관련 정책 및 프로그램 캐나다의 처분프로그램은 1978년 연방정부와 온타리오 주정부간에 체결한 사용후핵 연료 관리프로그램 (NuclearFuelWasteManagementProgram)에 근거를 두고 있다. 이 협약에 의하여 AECL이 사용후핵연료 심층처분연구개발의 책임기관으로 선정되었으 며,캐나다 원전의 대부분을 소유하고 있는 온타리오전력(Ontario Hydro)사는 사용후 124)NWMO, Choosingawayforward-ThefuturemanagementofCanada'susedfuel (2005). 125) UsedFuelDisposalCentre:A ReferenceConcept:VolumeI-I,AECL9(1992). 126)AECL-10721, SummaryofEnvironmentalImpactStatementontheConceptforDisposalofCanada'sNuclear FuelWaste,AECL(1994). -201-

핵연료의 중간저장과 수송에 대한 책임을 지게 되었다.1981년에는 정부와 온타리오 주정부는 공동발표문을 통하여 처분 부지선정은 처분개념이 정립된 후 실시해야 하며, 처분시설 건설 및 운영기관 선정도 처분개념이 정립된 후에 하기로 천명하였다. 의회는 관련 법률을 제정하는 역할을 하며,규제 및 허가 업무는 캐나다 원자력안전 위원회(Canadian NuclearSafetyCommission,CNSC)에서 담당한다.폐기물관리기관으 로 NWMO를 설립 운영 중에 있으며,여기서는 폐기물관리대안을 개발하고,사용후핵 연료 처분에 대한 책임을 진다.또한,매년 처분기금에 필요한 비용을 산출하고,이를 적립하는 역할도 수행하고 있다.아래 그림 B-21은 캐나다의 방사성폐기물 관리체계를 나타내고 있다. a 법률제정 b 정책 수립 폐기물관리기관의 감시활동 기금 승인 c 규제 및 인허가 d HLW 및 SNF 장기 관리 수행 처분장 기금과 비용산출 e 재정 부담 그림 B-21.캐나다의 방사성폐기물 관리 체계 고준위폐기물 처분관련 연구는 대부분 AECL의 Whiteshel Laboratory와 URL (Underground ResearchLaboratory)에서 수행하고 있으며,field studies는 캐나다 전국 토의 대부분을 차지하고 있는 캐네디언 쉴드의 여러 지점에서 실시되었다.이러한 연 구개발 결과를 토대로 AECL은 환경영향평가보고서를 완결시켰으며,이 결과를 평가할 수 있는 독립 기구인 연방환경영향평가심사단에 제출하였다.이 보고서는 AECL에서 1980년 초반부터 1993년 말까지 약 10여년간에 걸쳐 수행한 처분개념 설정의 타당성확 보를 위한 연구결과의 결정체라고 볼 수 있다.여기에는 주어진 조건하에서 처분방안 이 기술성 안전성 경제성 측면에서 타당하다는 것을 뒷받침하기 위하여 처분시스템 의 개념설계,캐네디언 쉴드의 지질학적 및 수리적 특성,처분용기-완충재 등으로 구성 되는 공학적 방벽,종합 안전성 성능평가 등에 관한 세부적 기술사항을 부록으로 포 -202-

함되어 있다. 이후 8년여의 공백기가 지나가고,2002년 NFWA에 의거 NWMO가 설립되어 그 간 의 연구검토결과를 근간으로 장기적인 사용후핵연료관리 프로그램에 관한 총체적 연구 가 3년여에 걸쳐 수행되었으며,그 내용은 심층처분 중앙집중저장 발전소내저장 등 3개의 방안에 대한 득과 위해도 및 비용 측면에서의 비교 평가였다. 평가결과, NWMO는 APM을 제안하였으며,그 골자는 다음과 같다. 궁극적으로 적절한 심지층에 사용후핵연료를 격리하여 관리 단계적 그리고 적합한 의사결정 대안으로 중앙집중저장 지속적 감시 회수에 관한 대비 시민참여 그리고,단계관리는 3개 단계로 나누어 이행하는 방안을 제시하였는데,1단계(30년)는 사용후핵연료의 중앙집중관리를 위한 준비과정으로서 사용후핵연료의 중앙집중저장 및 처분 부지선정과 처분기술개발단계이고,2단계(30년)는 중앙집중저장과 부지 적합성 및 처분기술 확증단계이고,3단계는 사용후핵연료의 장기격리 및 감시단계이다.따라서 사 용후핵연료의 영구처분시설은 적어도 60년 후에나 운영이 개시될 수 있을 것이다.사 용후핵연료 처분을 위한 과거 추진 연혁은 다음에서 제사하는 바와 같다. -1978:사용후핵연료 처분개념연구 착수 -1994:환경영향평가보고서안(EIS)발간 -1994-1996:EIS의 Review Pannel평가 -1996-1997:EIS 처분개념에 대한 공청회 -1997:평가작업 완료후 패널은 정부에 AECL개념은 기술적으로는 적절하나 국민 수용성 관점에서 부족 이라 보고하면서 전담기관 설립 을 강력히 권고 - 1998: 원자력안전규제 폐기물관리를 강화하기위한 법개정: 기존의 AECB를 CNSC로 개편하면서 기능 추가 및 확대 -2001:사용후핵연료 처분개념에 대한 정부의 가부 결정 및 전담기관 설립을 위한 법안 작성 (NuclearFuelWasteAct,NFW) -2002,6월:NWF 법안 통과(11월 효력발생), 10월:NWMO 설립 및 폐기물기금 징수 -2005:11월까지 폐기물관리 옵션 연구완료(지하처분장 소내저장소 중앙집중식 저장시설) -203-

나.고준위폐기물 처분장 개념 고준위폐기물의 처분장은 사용후핵연료의 발생누적 예상량인 191,000 MtU(10,100,000 다발)을 수용할 수 있어야 한다는 기본전제를 갖고 처분은 캐네디언 쉴드의 심성암층에 처분하는 것을 고려하고 있다.처분장의 위치는 지하 1,000m에 처분용기를 3개의 처분 공에 거치시키는 방식을 채택하고 있다.그리고,처분용기의 재질 ASME grade 2 Titanium으로 출발하여 현재는 구리재질에 더 관심이 모아지고 있다.연간취급 핵연료 는 250,000다발이고,처분용기는 3,471개이다.시설의 운영기간은 40년을 기준하고 있다. 그림 B-22는 캐나다의 사용후핵연료 심층처분개념도를 나타내고 있다. LEGEND 1. Repackaging Building 2. Sealing Materials Plant 3. Waste Shaft 4. Transport Cask 5. Jacketed Used Fuel Contrainer 6. Placement Rooms 그림 B-22.캐나다의 사용후핵연료 처분개념도 1)지상시설 개념 지상시설은 폐기물 포장시설(used-fuelpackagingplant,UFPP),바스켓 및 처분용기 제조시설,기타 폐기물 수직갱과 같이 처분용기 거치작업과 관련된 시설들과 보조시설 들로 구성되어 있다.직접 방사성물질을 취급하는 시설들은 security fence로 분리되어 있는데,UFPP,바스켓 처분용기 제조시설,암석처리시설,뒷채움재 준비시설,고체 및 기체폐기물 처리건물 등을 포함하고 있다.사용후핵연료의 밀봉포장시설은 지상시설 -204-

중의 핵심시설로서 165m x50m 넓이를 갖는 2층의 콘크리트 건물로 되어 있다. 폐기물 포장시설의 주요 기능은 레일 혹은 도로로 수송되어온 수송용기를 수납하는 기능,수납된 수송용기에서 핵연료를 하역하는 기능,임시저장풀에 수송 저장 모듈들 을 저장하는 기능,핵연료를 처분용기에 장전하여 밀봉하는 작업,처분용기를 저장풀에 임시 저장하는 기능,그리고 처분용기를 헤드프레임을 통하여 지하처분시설로 이송하 는 기능 등을 갖추고 있다.이 시설은 연간 4,730톤을 처리할 수 있는 용량을 갖고 있 으며,72개의 다발을 수용할 수 있는 처분용기를 기준으로 할 경우 연간 필요한 처분 용기의 수는 3,471개이다.그림 B-23.캐나다의 사용후핵연료 처분 지상시설 개념도를 나타내고 있다. Casks and Vaults in Storage Buildings 1. Cask Storage Building 2. Vault Storage Building 3. Processing Building 4. Site Security Fence 5. Ancillary Buildings 그림 B-23.캐나다의 사용후핵연료 처분 지상시설 개념도 수송용기에 넣어 UFPP에 수납되는 장비는 96개의 핵연료다발을 수용할 수 있는 수 송/저장모듈(high density storage/shipping module)을 가정하였으며,이를 기준으로 UFPP에는 3개월 수송분,즉 650모듈을 수용할 수 있는 수납저장풀을 갖추고 있다.처 분용기 밀봉작업후 마지막 저장을 위한 임시저장지역인 임시저장풀에는 두달분,즉 580개의 처분용기가 저장될 수 있는 공간이 확보되어 있다.또한 처분용기의 용량은 사용후핵연료 18다발씩 4개층으로 쌓아올려 총 72다발을 담을 수 있도록 설계하였으 며,크기는 외부반경이 0.642m,높이가 2.246m,두께가 4.76mm이다.그리고 처분용 기의 재질은 다양하게 고려되고 있으나,구리재질이 선호되고 있다. 2)지하시설 개념 지하처분장은 수직갱 호이스트 설비,처분용기 하적지역 및 기타 지하설비들로 구 -205-

성되어 있다.처분용기 하적지역은 지하처분장과 같은 심도인 지하 1,000m에 위치하며, 지상과는 여러가지 종류의 수직갱으로 연결되어 있다.지하처분장은 암반에 굴착되는 수평 터널과 처분실(disposalroom)의 네트워크로 이루어져 있다. 모든 수직갱은 지표면에서부터 지하처분장까지 수직으로 되어 있으며,처분용기를 이 송하기 위한 폐기물 수직갱 서비스 수직갱 환기용 수직갱으로 구분되어,운반용 1개 (service shaft),폐기물용 1개 (waste shaft),통기용 3개 (downcastventilation shaft, emplacement-panelupcastventilation shaft,excavation-panelupcastventilation shaft) 로 구성되어 있다.그리고 지하처분장은 접근터널(access tunnel)과 8개의 처분구역 (panel)으로 이루어진 처분룸(enplacementroom),그리고 각종 보조시설들로 구성되어 있다. 처분용기의 거치작업이 끝나면 처분룸을 밀봉하게 되는데,룸을 밀봉하기 전에 먼저 레일과 콘크리트 curb를 제거한다.뒷채움재는 3.5m 높이의 lowerbackfil과 1.5m 높 이의 upperbackfil로 구분되는데,하부 뒷채움재의 재료는 화강암가루와 점토가 3:1로 혼합된 것을 사용하며,상부 뒷채움재는 수리전도도가 훨씬 낮은 벤토나이트와 silica가 1:1로 혼합된 것을 사용한다.뒷채움재를 채울 때는 공기압을 이용한 방법이 사용된다. 지하시설 운영기간동안 핵연료 회수를 위하여서 밀봉된 룸내 혹은 폐기물이 거치된 처분공에 다시 들어가야 되는 상황이 발생할 지도 모른다.이러한 핵연료 회수를 기준 개념으로 채택하고 있다. 지하처분장의 운영이 끝나고 처분된 사용후핵연료를 재사용하기 위한 회수 가능성 (미국의 개념과 같은 caretaker기간은 없음)이 없으면 지하시설을 밀봉하게 된다.지하 시설 밀봉 대상은 처분구역터널 주변접근터널 중앙접근터널 보조시설 및 각종 수직 갱이다.먼저 처분구역터널과 주변접근터널에 대한 밀봉작업을 먼저 수행하고 상향환 기축 및 중앙접근터널에 대하여 수행한 다음 보조시설 및 수직갱의 순서로 진행된다. 본격적으로 밀봉작업을 수행하기 전에 먼저 지하터널 및 룸을 지나는 단층지역이나 보 조시설 운영 및 터널작업시 사용하였던 처분공 혹은 앵커 구멍 등에 대하여서 밀봉작 업을 수행하고,또한 터널 혹은 보조시설이 위치하는 터널의 벽면을 깨끗이 한다. 밀봉작업을 수행하는 방법은 룸밀봉하는 방법과 유사하며,특히 처분구역터널에 대한 밀봉을 마친 후 중앙접근통로를 계속 유지해야 하기 때문에 룸밀봉시와 마찬가지로 입 구를 콘크리트 bulkhead로 막아둔다.맨 마직막에 수행하는 수직갱 밀봉도 근본적으로 비슷한 원리이다.먼저 수직갱 측면에 붙은 각종 장비를 제거하고 구멍을 밀봉하고,굴 토시 발생한 disturbed zone을 밀봉하고,콘크리트 라이닝을 제거한 후 수행한다.수직 갱을 밀봉하는 재료는 bulk backfil 콘크리트 buferseal물질로 구성되는데 이 중 bulkbackfil이 99% 이상을 차지한다. 그림 B-24는 캐나다의 사용후핵연료 처분 지하시설 개념도이다. -206-

Overall Deep Geological Repository Facility 1. Waste Shaft 2. Service Shaft 3. Maintenance Complex Exhaust Shaft 4. Exhaust Ventilation Shaft 5. Emplacement Room Panel 6. Underground Test Facility 그림 B-24.캐나다의 사용후핵연료 처분 지하시설 개념도 B.2.5.프랑스 127)128) 프랑스는 59기의 원전을 운영 중이며,전력수요의 75% 정도를 원자력으로 충당하고 있다. 원전에서 매년 발생하는 사용후핵연료는 연간 약 1,150톤이고,그 중 약 850톤을 재처리 하고 있다.MOX(Mixed OXide)사용후핵연료는 매년 약 100톤 발생하는데,그대로 저장 중이다. 사용후핵연료의 재처리 과정에서 발생하는 고준위폐기물은 유리고화 공정을 통하 여 고화되고 있다. 가.처분관련 정책 및 프로그램 프랑스는 신뢰성있고,투명하고,엄격한 관리를 통하여 개인을 보호하고 환경을 보존 하며 후손들에게 부당한 짐을 남기지 않는 것이 방사성폐기물에 대한 국가의 기본 정 책이다.방사성폐기물을 직접처분하거나 적절한 방법으로 처분하게 하는 것은 폐기물 을 발생시킨 당사자에게 책임을 부담시키는 것을 원칙으로 하고 있다. 127)ANDRA,Dosier2005Argie(2005). 128)Jean-NoelDumont,Marie-ClaudeDupuit,Jean-MichelHoorebeke,Thibaud Labalete,and Gerald Ouzounian, ProposalforanIntenationalReversibility-RetrievabilityScale,IHLRWM 2008,LasVagas(2008). -207-

a 법률제정 및 정책토의 b 정책 수립 인허가 승인 c 방사성폐기물 장기 관리 d 원자력안전 및 방사선방호 규정 책임 e 정부와 국회 자문 R & D 프로그램 검토 f 재정 부담 그림 B-25.프랑스의 방사성폐기물 관리 체계 의회는 관련법률을 제정하고,정부산하기관은 정책을 수립하고 허가를 승인하는 역할 을 수행한다.규제기관인 방사선방호 및 원자력안전 총괄 이사회(GeneralDirectorate forradiation Protection and NuclearSafety)에서는 원자력안전과 방사선 방호규정에 대한 책임을 지며,감독 자문기관인 국가평가위원회(NationalEvaluation Commission, CNE)에서는 고준위방사성폐기물 연구개발 프로그램을 검토하고 국회와 정부의 자문역 할을 수행한다.국가 공공기관인 ANDRA는 방사성폐기물에 대한 장기간의 관리에 대 한 책임을 맡고 있다.이 기관은 폐기물 처분장을 운영하고,처분장내 폐기물포장에 관 한 허용기준을 제시하며,폐기물 포장에 있어서의 품질관리를 감독하는 업무를 맡고 있다.또한,프랑스의 방사성폐기물을 보유하는 기능을 지니고 있다.그림 B-25는 프랑 스의 방사성폐기물 관리체계를 나타내고 있다. 프랑스에서는 처음부터 고준위폐기물의 지층처분방식이 가장 합리적인 해결책으로 간주되었다.1980년대 후반 ANDRA는 4개의 후보부지(Clay,Granite,Salt,Schist)를 선 정하였으나,선정된 부지주민들의 강력한 반대에 부딪쳐 부지선정 프로그램을 중지하 였다. 1991년 정부는 새로운 법안 Research in Radioactive Waste Management 를 승인하였다.이 법안에 따라 ANDRA가 모든 종류의 방사성폐기물 장기 관리 책임을 갖고 공사 형태로 바뀌어 CEA 산하에서 독립되었다.1991년 법에는 방사성폐기물 관 리,처분과 관련하여 다음과 같은 세가지 연구가 2006년까지 수행되어야 할 것을 명시 하고 있다.즉,1핵종분리,핵종변환에 의한 소멸처리 방안,2심부지질 조사를 통한 심지층 회수 가능 혹은 회수 불가능 처분방안 (최소한 2개의 지하연구시설 설치),3폐 -208-

기물을 적절한 상태로 처리하고 포장하여 지표면에 장기간 저장하는 방안이다. ANDRA는 2심부지질 조사를 통한 심지층 회수 가능 혹은 회수 불가능 처분방안을 지하연구시설과 함께 수행하였다. 1991년 법에 의하면 처분된 폐기물의 회수 혹은 비 회수에 대한 연구도 수행하게 되어 있었으며,1998년 프랑스 정부는 폐기물의 회수에 비중을 두었다. CEA는 1핵종분리 및 변환에 대한 연구와 3폐기물 처리와 장기간 저장 방안과 관련된 연구를 수행하였다. 2006년 새로운 법안에 의하면,프랑스의 방사성폐기물 국가정책원칙(principle)은 다 음 두가지 항목으로 표시할 수 있다. 1인간과 그 환경의 보호(protection ofhuman beingsand theenvironment)이며,2현 세대의 미래 세대에 대한 책임 (responsibility ofcurentgenerationswith regard tofuturegenerations)이다.이 국가정책의 원칙으 로부터 방사성폐기물 관리계획 원칙 세가지 결정되었다.즉,1사용후핵연료 혹은 방사 성폐기물의 처리 및 고정화(conditioning)를 통하여 부피 및 독성(toxicity)을 줄인다. 2방사성폐기물은 전용 시설에 저장된다. 3 정기간 저장 후,천층처분에 부적합한 방 사성폐기물은 지층처분을 통하여 영구처분된다.2006년 6월 28일 제정된 새로운 방사 성폐기물관리법(RadioactiveWasteManagementAct)은 회수가능 심지층처분과 관련하 여 다음과 같은 결정을 담고 있다. 2025년 운전 예정인 회수가능 지층 처분장은 100년 이상 기간 동안 회수성을 제공하여야 한다. 중간저장과 회수가능 처분장은 서로 보완 관계이다.2015년까지 대안제시한다. 2015년 허가 서류를 제출하기 위하여 2014년 말까지 건설허가 서류를 완료한 다. 건설허가 서류 제출 전에 프랑스 의회는 회수성에 대한 요구사항을 포함한 법 안을 제정한다. 처분장의 최종 폐쇄 전에 또 다른 관련 법안이 제정될 것이다. 프랑스의 경우 1998년 지하연구시설(URL)부지로 선정한 부어(Bure)지역을 대상으 로 처분시설을 계획하고 있다.이 지역은 점토질로 구성된 퇴적암 지역이며,퇴적층 중 Calovo-Oxfordian 지층이 지층처분을 위한 훌륭한 특성(낮은 투수계수 등)을 보이고 있어 이곳에 처분시설을 계획하고 있다.프랑스 고준위폐기물 처분시설의 특성은 중저 준위 처분시설에 처분이 불가능한 모든 폐기물을 처분할 수 있도록 설계 중이다.고준 위 유리고화체 폐기물은 수평거치 방식을 통하여 처분하는 개념을 고려하고 있는 중이 다.지금까지 처분을 위하여 수행한 연혁 및 향후 추진일정은 다음과 같다. -1980년대 후반: 4개 후보부지 선정,주민반대 포기 -1991:고준위폐기물법 제정(3개 방안을 15년간 연구,2006년 정책결정자료 제시) -1993: 4개 후보부지(점토 3곳,화강암 1곳)선정 -1994: 3개 후보지 시추공 건설 -1996: 3개 지역 URL 건설 운영 허가 자료 준비 -209-

-1998:동부지역 URL 건설 운영 승인 -2000:Bure지역(퇴적층)URL 건설 시작 -2001:방안검토 중간보고서(Dossier2001Argile)발간 -2006:방안검토 최종보고서(Dossier2005Argile)발간(HLW에 대하여 심지층처 분을 최종해법으로 권고) -2006.6.15:후속사업 진행 법안 의회 통과 *핵종분리 및 소멸처리로 2020년 Prototype운영 *표층처분이 불가능한 모든 폐기물은 심층처분 *2025년 처분장 운영 -2016:처분장 허가신청 완료 -2023년 경:처분장 운영 개시 예정 현재,인허가서류를 완성해야 하는 2014년까지 다양한 업무가 진행되고 있다.특히, 의회가 요구하고 있는 회수성을 보장하기 위한 연구가 집중적으로 진행되고 있다. 이에 대한 연구와 관련된 주요 마일스톤은 다음과 같다. -2009:ANDRA <회수성 상세 옵션> 제시. 이 자료들은 처분장 예비개념설계에 입력. 지하처분장을 위한 30km2 정도의 지역을 선정 (Dossier2005보고서 [5] 에서는 200km2 지역을 대상). -2008-2012:단계적 부지 확보 방안을 위하여 지역 주민과 대화 -2012:회수성 [6] 에 관한 예비 설계를 포함한 과학적,기술적 자료를 검토단에 제공. 처분비용 상세 평가. 처분부지 제안. -2013:처분장에 대한 토론회(publicdebate). - 2014:ANDRA 토론회 내용을 포함한 허가 서류 작성 완료 후 제출(DAC: Demand foranauthorizationapplication). 나.고준위폐기물 처분장 개념 방사성폐기물처분시설은 프랑스 법 RSF I.2.f.에 의하면 장기간과 단기간에 걸쳐 인간과 환경의 보호 가 제도적 관리기간 (인간이 확신할 수 없는 기간(500년)을 넘지 않는)없이 확신되어야 한다 를 요구하고 있다.이를 만족하기 위하여 고준위폐기물 처 분시스템을 개발하고 있는 ANDRA는 다음의 세가지 기능을 설계 목표로 설정하고 처 분시스템을 개발하였다. 우선 처분시스템의 장기적 안전성 확보를 위한 세가지 기능은 다음과 같다. 1 지하수 순환의 방지 2 방사성핵종의 누출 억제 및 처분장 내부에 고착(immobilizing) 유리고화 C 폐기물:수 천년간 지하수와 접촉 방지 사용후핵연료:10,000년간 지하수와 접촉 방지 -210-

3 폐기물로부터 누출된 핵종들의 이동 지연 및 감쇠 상기 조건을 만족시키기 위한 처분시스템 구조적 특성은 다음과 같다. 1 지하처분장을 지층의 중앙에 위치 설계 방향:단층 처분장과 낮은 터널 높이 (총 130m 지층,50미터 확보,30미터 정도에 위치) 2 처분장 구획화 각 zone사이 250미터,모듈 사이 50미터 유지. 사용후핵연료,B 폐기물,C 폐기물 각각 독립된 zone에 구분 3 지층 환경에 구조적 교란이 최소가 되는 구조 터널 구조가 가능한 단순하고,원형에 가깝게 설계 터널 크기는 가능한 작게 라이닝 수명은 최소 100년 처분 셀 사이의 간격은 셀 직경의 최소 5배 유지 4 열적 교란을 제한할 수 있도록 설계 사용후핵연료와 C 폐기물 처분 셀의 숫자와 이웃하는 셀 사이의 거 리 유지 (최대온도 90도 미만,천년 후에는 70도 미만) 5 지하 시스템의 다중 밀봉 및 한쪽 막힘 구조 6 폐기물을 위한 최적의 물리-화학적 조건 유지 B 폐기물 셀은 콘크리트,C 폐기물 셀은 금속 물질(콘크리트는 유리 변화 가속)이용 계획 운영 중 안전성 확보를 위하여 설계에서 고려한 내용은 다음과 같다. 1 ANDRA는 화재 위험에 대하여 특별한 주의 2 타 원자력 시설과 유사하게 방사선 방어 시스템 구축 3 핵임계 위험도 사용후핵연료만 고려. 사용후핵연료 배치 및 지하수 유입 등 제한 4 처분시스템 외부 사건 지진 최악의 기상 조건 (강우,기온,번개,강풍 등) 비행기 전력 공급 중단 1)지상시설 개념 고준위폐기물 처분시설은 그림 B-26과 같이 네 개의 구역으로 구성되어 있다.즉, 폐기물을 수납 저장하는 원자력 구역(약 25ha= 0.25km 2 ),일반작업을 수행하는 작업 구역(약 35ha= 0.35km2),일반 행정업무를 수행하는 행정구역(약 20ha= 0.2km2),버 -211-

럭을 저장하는 버럭구역(약 120ha=1.2km2)등으로 구성되어 있다. 그림 B-26.프랑스의 고준위폐기물 처분 지상시설 개념도 2)지하시설 개념 ANDRA는 진입터널이 없이 4개의 수직갱만 고려하기로 결정하였다.폐기물 운반용 으로 한 개의 직경 12미터 수직갱을 고려하고 있으며,이는 최대 110톤까지 운반이 가능하도록 고려하고 있다.낙하사고에 대한 대비하기 위하여 특수 브레이크 시스템과 충격 완화 시스템 설치할 예정이며,독립된 환기 장치를 고려하고 있다.운전요원용으 로 1개의 직경 11미터의 수직갱을 고려중이며 직경 6미터의 서비스용 수직갱을 고려하 고 있다.환기용 수직갱은 직경 10미터의 수직갱 한 개를 고려하고 있다. 처분구역은 그림 B-28과 같이 단층으로 설계하였으며,처분구역의 각 폐기물 종류 및 특성에 따라 다르게 설계하였다.진입터널은 수직갱과 처분구역을 연결하는 역할을 하며,C 폐기물 처분영역은 다시 3개의 서브-존으로 구분되어 있다.1개의 서브-존은 C0폐기물,2개의 서브-존은 각각 400개의 셀로 구성된 6개의 모듈로 구성(총 4,800개 셀)되어 있으며,평면 단면적은 약 500ha(500 10,000=5 106m 2 =5km 2 )로 설계되어 있 다.B 폐기물 처분 영역은 처분 단면적이 수 백 ha(약 수 km2)정도에 이른다.그림 B-27은 지하시설 수직갱 단면도를,그림 B-28은 지하처분시설 단면도를 나타내고 있다. -212-

그림 B-27지하처분시설 수직갱 단면도 Shafts B waste repository zone CO waste repository zone Connecting drifts C waste Sub-zone Disposal cell Repository working unit Module C waste Repository zone 3)처분용기 그림 B-28프랑스의 지하처분 시설 개념도 처분용기는 유리고화 폐기물,장반감기 폐기물,사용후핵연료 각각에 대하여 서로 다르게 설계되었으며,각각의 처분용기 단면도는 그림 B-29에 나타나 있다.C형 폐기물 은 사용후핵연료 재처리 과정에서 발생한 유리고화 폐기물을 의미하며,전체 폐기물 -213-

부피의 약 1% 정도를 차지한다.B형 폐기물은 장반감기 중준위폐기물을 의미하며,전 체 고준위폐기물 부피의 90% 정도를 차지한다.핵연료 제조과정에서 발생하거나 사용 후핵연료 피복관 등이 이에 속한다.발생하는 열량은 무시 가능하며,압축고화체 또는 아스팔트 고화체의 형태를 갖는다. B형 폐기물의 처분용기는 콘크리트 용기이며,수명은 최소 100년 이상이 되도록 설 계하였다.최대 3m x3m,중량 30톤 이내이며,용기 두께 110mm,덮개 150mm 를 갖는다.그림 B-.29와 같이 4단 적재가 가능하며,수소기체의 방출이 가능하도록 설 계되었다.6m 낙하시험에서도 폐기물 용기의 건전성이 실규모 테스트를 통하여 입증 되었다.B형 폐기물의 처분셀은 그림 3.4.30과 같이 한 쪽이 막힌 수평터널이며,길이 250미터,직경 12미터의 구조를 갖는다.처분 챔버(disposalchamber)는 방사선 구역이 므로 작업자의 접촉이 금지되어 있다.사각형 3단 혹은 4단 적재 구조를 갖고 있으며, 처분 셀 헤드(disposalcelhead):길이 약 13미터이다.셀 접근용 드리프트(celaccess drift)는 팽윤 토양(swelingclay,10-11m/s)과 콘크리트로 밀봉되는 것으로 되어 있다. C형 폐기물 처분용기는 P235non-aloyed steel이며,직경 60cm,높이 1.6m 구조이 다.유리고화체 내부 최고 온도가 50 미만이 될 때까지 지하수와의 접촉 방지되도록 설계되었으며,처분용기 두께 55 mm이므로 보수적 예측모델을 이용하여도 용기수명 4,000년 이상이 되는 것으로 예측하고 있다.타 금속(구리,티타늄),크롬-니켈-망간 합 금도 대안으로서 검토 중에 있다.그림 B-31은 C형 폐기물 처분용기 단면도를 나타낸 다.C형 폐기물 처분셀은 그림 B-32와 같으며,완충재를 사용하지 않는 것이 특징이다. C 폐기물 처분셀은 한쪽 끝이 막힌 수평 터널이며,직경 0.7미터,길이 40미터를 갖 는다.6개에서 20개 정도의 패키지를 처분할 수 있으며,자연 냉각 방식으로 특별히 환 기장치 요구하지 않도록 설계되었다.최고 온도 90 로 제한되며,셀이 모여서 모듈 (module,400cels/module)을 이루고 있다.셀 바디(celbody)는 30미터,슬리브는 회 수성을 만족시키며,두께는 25mm 정도이고,재료는 탄소강이다. 사용후핵연료 처분용기는 지하수와 사용후핵연료 접촉을 10,000년간 억제할 수 있도 록 설계되었으며,P235 unaloyed steel로 이루어져 있다.한 개의 처분용기에 4개의 UOX 집합체 혹은 1개의 MOX 집합체가 장전되며,110mm 두께 (4개 집합체 용기), 120mm 두께 (1개 집합체 용기)실린더 링(P235탄소강)과 주철 내부구조물로 구성하 고 있다.UOX 사용후핵연료집합체의 경우 10kg 정도의 핵분열성 물질을 포함(5kg 235 U와 4kg 241 Am, 239 Pu)하며,MOX 사용후핵연료의 경우 20kg정도의 핵불열성 물질 을 포함 (16kg플루토늄이며,이중 12kg은 239 Pu)하고 있다.그림 B-33은 사용후핵연 료 처분용기를 나타내고 있다. 사용후핵연료 처분셀은 완충재(벤토나이트)를 사용하며,이는 악티나이드 누출시 이 동을 제한하기 위함이다.완충재로는 70% 벤토나이트와 30% 모래를 선정하고 건조밀 도 1.6g/cc를 설계에 반영하였다.처분 셀은 그림 B-34와 같이,한쪽 끝이 막힌 수평 터널로서 직경이 2.5 미터(CU2-MOX),3 미터(CU1-UOX),길이가 45 미터이다.바디 -214-

(body):약 35 미터, 약 25-30 mm 두께의 철강 케이스로 구성된 metalic ground support,벤토나이트와 모래 혼합재로 구성된 80cm 두께의 완충재와 금속 슬리브(내 에 3,4개의 패키지와 스페이싱 버퍼)로 구성되어 있다. 그림 B-29B형 폐기물 처분용기 그림 B-30.B형 폐기물 처분셀 -215-

그림 B-31C형 폐기물 처분용기 그림 B-32.C형 폐기물 처분 셀 -216-

그림 B-33사용후핵연료 처분용기 그림 B-34.사용후핵연료 처분셀 -217-

B.2.6.일본 129) 1966년부터 원자력발전을 시작한 일본은 2006년 말 현재 49,580MW 설비용량의 원 전 55기를 운영하고 있다.이는 미국과 프랑스에 이어 세계에서 세 번째 규모이며,전 력수요의 34%를 원자력으로 충당하고 있다.현재 2기를 추가로 건설 중에 있고 앞으로 9기를 더 건설한다는 계획을 가지고 있다.또한 일본 정부는 앞으로 2030년까지 석유 의존도를 현재의 50%에서 40% 수준으로 끌어내리고 대신 전체 전력생산에서 차지하는 원자력의 비중을 현재의 30%에서 40% 수준으로 끌어 올린다는 신 국가에너지 전략 을 추진하고 있다.현재 연간 약 1,000톤의 사용후핵연료가 발생하고 있으며,2010년 부터는 연간 1,400 톤이 발생될 것으로 예측되고 있다.2000년 기준 누적 발생량은 20,000톤에 달하고 있으며,사용후핵연료 재처리정책을 통한 자원 재활용 정책을 추구 하고 있다. 일본의 고준위폐기물 관리 특징은 사용후핵연료를 직접처분하는 것이 아니라 재처리 하여 플루토늄 및 우라늄을 재활용하는 것이다.즉 에너지 자립을 위한 방안으로 고속 증식로의 개발 필요성을 강조하며,플루토늄 및 우라늄의 회수를 위한 사용후핵연료 재처리 정책을 추진하고 있다.따라서 재처리 과정에서 발생한 유리고화체만을 고준위 폐기물 처분대상으로 간주하고 있다. 가.처분관련 정책 및 프로그램 일본의 방사성폐기물관리 국가정책은 크게 네 가지로 구분된다.첫째는 방사성폐기물 발생자의 안전관리 책임,둘째는 방사성폐기물 발생량의 최소화,셋째는 방사성폐기물 의 합리적인 처리와 처분,넷째는 국민이해 하에서의 사업추진이다.즉,방사성폐기물 은 발생자가 안전하게 처리 및 처분해야 하며,방사성폐기물은 재활용 등을 통하여 그 발생량을 최소화 하도록 하고,방사성페기물은 그 종류가 매우 다양하고 방사능 오염 정도도 다르므로 방사성폐기물의 이러한 특성을 잘 파악하여 적절한 처리 및 처분방법 을 통하여 합리적으로 관리하도록 하며,방사성폐기물 관리사업은 국민의 이해와 신뢰 가 필요하므로,정보의 공개 등 투명성을 높이는 노력을 다해야 한다는 것이다. 일본은 중 저준위 방사성폐기물은 천층처분하고 있으며,사용후핵연료는 재처리한다 는 정책을 채택하고 있는데,대부분의 사용후핵연료는 영국과 프랑스에 위탁하여 재처 리하였으며,최근 건설된 로카쇼무라 재처리시설에서도 새롭게 재처리를 수행하고 있 다.재처리후에 발생하는 고준위폐기물은 유리고화 후 30~50년 중간저장하고,최종적 으로 심층처분한다는 기본정책을 세우고 후보부지를 물색 중에 있다. 방사성폐기물 발생자가 안전관리에 대한 최종 책임을 지며,정부는 적절한 규제를 통 하여 발생자가 안전관리를 달성할 수 있도록 통제 및 지원하는 역할을 하고 있다.먼 저 정부의 조직 및 임무를 살펴보면,원자력의 평화적 이용에 대한 행정기능을 담당하 129)H12Report(2000). -218-

고 있는 경제산업성(METI)은 산하의 원자력안전기술원(NISA)을 통하여 원자력발전시 설,상용 핵연료주기시설,그리고 방사성폐기물 시설에 대한 안전규제 업무를 수행하고 있다.원자력 연구개발에 대한 행정기능을 담당하고 있는 문무과학성(MEXT)은 산하의 과학기술정책청(STPB)을 통하여 연구용 원자로에 대한 안전규제 업무와 방사선 방호 업무를 수행하고 있다.보건 노동 복지성(MHLW)은 산하의 식약품안전청(PFSB)와 보건정책청(HPB)을 통하여 의료시설에서 발생되는 방사성동위원소 폐기물에 대한 안전 규제 업무를 수행하고 있다.정부의 담당 부처와 독립적인 위치에 있는 원자력위원회 (AEC)와 원자력안전위원회(NSC)는 각각 원자력의 이용과 안전문제에 대하여 관련 정 부부처에 큰 틀의 정책지침을 제공하는 동시에 정부부처와 함께 허가 업무에도 관여하 고 있다. 저준위 및 고준위방사성폐기물의 처리/처분에 관한 연구개발 업무를 담당하고 있는 통상산업성 산하의 RWMC는 2000년 11월에 고준위폐기물 처분자금 관리기관으로 지 정된 데 이어,2005년 10월에는 사용후핵연료 재처리자금 관리기관으로 지정되어 현재 관련 업무를 수행 중에 있다.경제산업성 산하의 원자력발전환경정비기구(NUMO)는 고준위폐기물 처분사업의 주체로서,처분장부지선정,건설,운영,폐쇄 및 폐쇄 후 제도 적 관리 등의 업무를 담당하고 있다.일본의 9개 전력회사 등의 공동출자로 설립된 일 본원연주식회사(JNFL)는 우라늄 농축,사용후핵연료 재처리,저준위폐기물 처분 등의 사업을 수행하고 있다.그림 B-35는 일본의 방사성폐기물 관리체계를 나타내고 있다. a 법률제정 b 기초정책과 최종 처분계획 감독 c 기초정책 수립 최종처분계획 수립 d NUMO 활동의 과학ㆍ 기술적 감독 e 규제 및 인허가 부여 f HLW 처분사업 책임 g 기금 관리 h 재정부담 그림 B-35.일본의 방사성폐기물 관리체계 -219-

1976년(소화 51년)원자력위원회(AEC,AtomicEnergyCommission ofjapan)의 결정 에 따라 고준위폐기물의 지층처분을 본격적으로 검토하기 시작하여,1987년 원자력위 원회는 일본의 고준위폐기물관리를 위한 장기프로그램을 발표하였다.1992년 9월 PNC (동력로 핵연료개발사업단)는 1991년도까지의 연구 성과를 정리하여 일본 고준위폐기물 지층처분을 위한 연구개발에 관한 1차 보고서(H3)를 발표하였다.또한,1999년 11월 JNC (Japan NuclearCycle DevelopmentInstitute)는 당시까지의 연구결과를 정리한 일본에서의 고준위폐기물 지층처분의 기술적 신뢰성-지층처분 연구개발 2차 보고서 (H12) 를 일본 원자력위원회에 제출하였다. 130) 이 보고서를 바탕으로 2000년 6월에는 특정 방사성폐기물 최종처분에 관한 법률 을 제정하고,이를 토대로 고준위폐기물 처분전담기관인 NUMO를 설립하고,처분기금 관리기관으로 RWMC를 지정하였다.2005년 원자력위원회가 결정한 원자력정책 체제 (Framework fornuclearenergy Policy)에 의하면,원자력으로부터 혜택과 편리함을 향유한 세대가 후세대를 위하여 발생된 폐기물의 안전한 처분을 책임지며,고준위폐기 물 처분 및 처리를 위한 4가지 원칙을 보일 것을 요구하고 있다. 즉,1 발생자의 비 용부담,2 방사성폐기물 발생량의 최소화,3 합리적인 처리와 처분,4 대중과의 상 호 이해에 바탕을 둔 사업의 수행이다. 또한,사용후핵연료의 재처리 정책은 그대로 유지한다는 결정을 하였다. 처분부지는 방사성폐기물 최종 처분법에 명기된 절차에 따라 선정될 것이며,지방자 치 단체의 의사가 가장 중요하므로 자발적 참여원칙을 기본으로 추진 중에 있다.단계 별 부지선정 절차 채택하여 다음과 같이 3단계를 통하여 최종 처분장부지를 선정할 계 획을 갖고 있다.각 단계별 부지선정 기존은 다음과 같다. 1단계 :사전조사 지역(PIA)선정 부지선정요건은 법에 기술된 요건과 선호요건으로 구분하여 적용함. 다음 기술된(법에 기술된)요건을 만족하면 사전조사구역에서 제외 1 활성단층 지역 2 활화산으로부터 반경 15km 이내 지역 3 10,000년 동안 300m 이상 융기한 지역 4 지질 제4기의 고화되지 않은 미고결층 지역 5 천연자원 함유지역 지하수 및 모암 특성,부지의 유용성,수송의 용이성 등을 분석하여 안전성 측 면에서 유리한 지역이 후보지역중 선호지역이 됨. 1단계 부지응모 가능지역은 2002년 12월 기준으로 3,239개이며,통합과정으로 거쳐 2005년 3월 1,822개로 축소됨. 문헌조사를 방법을 통하여 응모지역 중에서 사전조사 지역을 제시할 예정임 2단계 :상세조사지역(DIA)선정 (2009~2013) 130)JNC,H12ProjectstoEstablishTechnicalBasisforHLW DisposalinJapan,JNC TN (1999). -220-

후보로 제안된 사전조사지역을 대상으로 시추공 탐사 등을 통하여 지하수 유 동,굴착특성 등을 분석하여 처분장 건설에 적합한 상세조사지역을 선정함. 3단계 :처분장부지 선정 (2023~2027) 상세조사지역을 대상으로 지하연구시설에서의 측정 및 테스트와 표층조사를 수 행하여 처분장부지로서의 적합성을 판단하고 최종적으로 처분장부지를 제시함. 처분장 설계 및 허가를 완료한 후,처분장건설은 2025년경,운영은 2033~2037 년 정도로 예상함. 지금까지의 고준위폐기물처분을 위한 과거 활동연혁 및 향후계획은 다음과 같으며, 일본의 처분프로그램에 대한 마일스톤은 그림 B-36에서 제시하는 바와 같다. -2001:부지선정 위하여 47개 지역(prefectures)을 직접 방문하여 홍보 -2001.11:부지선정절차 안내서를 제작하여 47개 광역자치단체 재방문 및 예비조사 지역 신청접수를 위하여 3,239개 기초자치단체 전체에 관련 자료 발송 -2002.12:공식적인 신청절차 개시 및 47개 광역자치단체 재방문 -2008:사전조사 지역 선정 -2013년경 :상세조사 지역 선정 -2025년경 :처분장부지 선정 및 허가 완료 -2035년경 :처분장 건설 완료 -2060년경 :처분장 운영 완료 -2080년경 :처분장 폐쇄 완료 -2100년경 :처분프로그램 종료 그림 B-36.일본의 고준위폐기물 처분 계획 -221-

나.고준위폐기물 처분장 개념 처분부지를 아직 결정하지 못한 처분시스템 특성은 자연방벽보다는 공학적방벽에 안 전성의 비중을 높게 두고 있다.일본에서 고려하고 있는 고준위폐기물은 유리고화체이 며,이를 처분하기 위한 용기의 수명은 1,000년으로 간주하고 있어 탄소강으로 만든 처 분용기를 고려하고 있다.완충재는 대부분 국가에서 고려하는 벤토나이트이며,처분시 설 개념은 KBS-3개념과 거의 동일하다. 최근 처분부지 확보와 관련하여 부지 환경에 따라 처분방식을 결정하기 위한 다양한 종류의 처분개념을 도출하여 제안하였다. 일본은 활성대에 위치한 군도로서 단층운동 지진 화산폭발이 많으므로 충분히 안 전한 지하처분장을 구축하고자 하였다.지하처분의 기본 개념은 다중방어개념을 채택 하고 있으며,그림 B-37에서 제시하는 바와 같다.안전한 지질환경에 다중방벽시스템을 세운다는 것이다.특히,EBS에 높은 성능 마진을 두고,상대적으로 지질의 방벽기능의 요구치를 줄이고자 하였다.따라서,일단 유력한 처분지가 선정되면,해당 지역의 지질 상태를 고려하여 최적화된 EBS를 안전성과 경제성을 동시에 고려하여 결정하게 되며, Near-field (EBS와 이를 둘러싼 지질)안전성을 최우선으로 중요시하고 있다.우선시되 는 심부지질 환경은 천연자원이 없어서 미래 인간이 침입할 가능성이 낮아야 하며,지 하수의 흐름이 적은 곳으로 하고 있다.기본적인 설계원칙은 다음과 같다. EBS는 유리고화체,처분용기,완충재로 구성되며,심부지질환경을 고려하여 설계한 다. 완충재는 가장 낮은 투과성을 갖는 재료 중에서 선택한다. 처분용기의 부식률은 낮아서 유리고화체가 초기 높은 준위상태에서 물과 접촉하지 않도록 해야 한다. 처분용기가 상실되고 지하수가 유리고화체와 접촉하였을 경우,방사성핵종의 방출 율은 유리 매질의 낮은 용해도로 인하여서 지극히 낮다. 지하환경은 많은 방사성핵종의 용해도를 낮게 유지하기 위하여 환원조건으로 한다. 완충재에서는 방사성핵종이 유리고화체에서 침출되어 확산되므로,완충재는 콜로이 의 이동을 막는 필터링 기능을 가져야 한다. EBS를 둘러싼 암반은 방사성핵종의 이동을 억제하기 위하여 지하수 흐름이 낮아야 하며,암반은 방사성핵종과 반응성을 갖는 것이 좋다. 방출된 방사성핵종은 장기간의 이동시간을 갖게 하여 핵종붕괴에 의하여 그 농도 가 감소하도록 한다. -222-

Vitrified Waste Overpack Geological Environment Buffer 그림 B-37.일본의 심지층처분시스템의 기본개념 1)처분 시설 개념 이미 수립된 기본정책은 최종 처분장이 고준위폐기물 40,000개 이상의 용기를 수용해 야 한다고 명시하고 있다.이는 2020년까지 발생되는 사용후핵연료를 재처리할 경우에 발생하는 고준위폐기물의 양에 해당한다.법에 처분장은 300 m 보다 더 깊이 설치할 것을 명시하고 있으며,처분장이 위치할 모암은 아직 선택되지 않았다.따라서,처분장 이 육지에 위치하는 경우와 연안에 위치하는 경우를 가정하여 각각 개념설계를 수행하 고 있다. 아래 그림 B-38의 (a)육지(inland)처분장은 수직처분방식으로 모암으로 화감암을 고 려하고 있으며,지상시설 넓이는 약 1km 2,지하시설 깊이는 1,000m,총 단면적은 약 3km 2km의 개념설계안이다.이 설계안은 진입갱도 6개,진입경사로 1개를 갖고 있으며,총 처분터널 길이는 약 150km에 이른다. 그림 B-37의 (b)연안(costal)처분장운 수평처분방식으로 모암으로 퇴적암을 고려하 고 있으며,지상시설은 넓이 약 1km 2,지하시설은 깊이 500m,넓이 약 3.5km 1.5 km의 개념설계안이다.이 설계안은 진입갱도는 없으며,진입경사로로 3개를 갖추게 하 -223-

고 있으며,총 처분터널 길이는 약 200km에 이른다. (a) (b) 그림 B-38.일본의 육지 처분장 (a)및 연안 처분장 (b)개념도 2)공학적 방벽 개념 심지층처분을 위한 주요 공학적 방벽은 그림 B-39와 같으며,유리화폐기물은 고준위 폐기물은 유리화한 후,스테인레스 용기에 넣어 밀봉한다.처분용기는 유리화폐기물을 감금(confinement)하는 역할을 하며,고려중인 용기 물질은 탄소강,티탄으로 코팅한 탄 소강,구리 등이다.오버팩과 처분장 암반 사이의 틈새는 핵종의 흡착 및 이동지연을 위하여 벤토나이트 점토로 채운다. 그림 B-39.일본 공학적 방벽 개념 -224-

유리고화체 용기를 담는 처분용기로서 탄소강 용기를 고려하고 있으며,두께는 부식 (40mm)과 방사선 차폐(150mm)를 고려하여 190mm로 설정하고 있다.또한 탄소강 용기의 대안으로서 티타늄이나 구리와 같은 내부식 재료를 씌우는 복합 처분용기도 고 려하고 있다. 40mm의 부식두께는 초기 공기에 의한 산화와 후기 무산소 조건에서의 부식을 고려하여 1,000년 동안 최대 31.8 mm의 부식이 가능하다고 추정하고 설정한 값이다. 완충재는 Na-Bentonite 70wt%와 모래 30wt%로 혼합된 압축 블락을 사용하여 약 700 mm 두께로 탄소강 처분용기를 보호하도록 설계되었다. 일본에서 고려하는 Na-Bentonite는 약 30wt% 모래와 혼합을 기준으로 약 건조밀도 1.6 g/cm 3,함습률 7%,열전도도 0.78W/m K,비열 0.59kJ/kg K로 하고 있다. 뒷채움재(backfil)는 처분용기를 사람으로부터 격리시키는 목적으로 사용된다.지하처 분공 터널 borehole 등을 뒷채움재로 메우게 된다.수직처분개념에서는 처분용기와 완충재를 설치한 후,처분공을 마개 혹은 밀봉재로 먼저 막아서 완충재가 밀려나오는 것을 막아야 한다.처분공과 처분터널을 뒷채움재로 메운 후,처분터널 양단은 다시 콘 크리트 마개로 막아서 뒷채움재 혹은 완충재가 중앙 터널로 나오지 못하게 한다.처분 터널을 메운 후,중앙 터널도 메우게 되며 이것은 처분장 운영기간 중에 실시된다.처 분장 폐쇄 시점에는 연결통로와 Borehole등도 채움재로 막아서 지상과의 연결을 단절 시키게 된다.뒷채움재는 주변 암반보다 낮은 투수성을 지녀야 하며,팽윤성이 있어서 터널 벽면에 밀착될 수 있어야 하며,또한 지하환경을 고려하여 작업용이성도 고려할 필요가 있다.또한 뒷채움재의 팽윤성으로 인하여 완충재의 누출을 감쇄하는 기능도 고려하여야 한다.처분장을 건설하면서 발생한 많은 양의 파쇄석을 뒷채움재로 사용하 게 되면,비용절감과 지하 환경의 화학적 조성을 어지럽히지 않는다는 이점이 있다.따 라서 뒷채움재는 팽윤성의 벤토나이트와 혼합하여 사용한다.뒷채움재는 벤토나이트 함량에 따른 압축시험과 투수시험을 결과에 따라서 벤토나이트 함량 15wt%,건조밀 도 1.8g/cm3으로 조성을 정하였다.지하처분장 이동 터널에는 암반 균열대가 있을 수 있다.이런 경우,터널 채움재는 지하수의 흐름에 의하여 침식이 되어 성능저하가 나타 날 우려가 있다.따라서 저투수성 및 장기 안정성을 가지는 점토질의 마개를 균열대가 위치한 터널 전후에 설치한다.점토질 마개는 높은 건조밀도와 벤토나이트 함량이 높 은 것를 사용한다.한편 균열대에는 마개를 설치하기 전에 점토를 기본으로 하는 그라 우트를 부어넣어 마개의 성능을 강화시킬 수 있다. -225-

부록 C.사용후핵연료 소멸 재활용을 위한 고속로 기술개발 현황 C.1.사용후핵연료 소멸 재활용 기술 C.1.1.사용후핵연료 소멸 재활용 기술 개발 배경 현재 운전 중인 원자로는 핵분열시 발생하는 핵분열생성물의 운동에너지 및 핵분열 에 동반되는 방사선의 노내흡수를 통하여 열에너지로 전환되어 이용된다.핵분열에서 는 연료로 사용된 U-235의 핵분열 이외에 핵연료의 96%를 차지하고 있는 U-238의 핵 변환에 의하여 자연상태의 지구에서는 발견되지 않는 Pu이 생성되고,이어지는 핵변환 과 방사성 붕괴를 통하여 고준위방사성폐기물 핵종들이 생성된다.사용후핵연료의 대 부분의 방사성 독성은 단지 몇 몇 화학종에 기인되는데,MA와 LLFP의 I과 Tc등이 다.사용후핵연료 1ton 당 Pu은 8.5kg,MA는 1.1kg,LLFP는 2kg이며 955kg의 U 이 포함되어 있다. 131) 이러한 방사성 독성이 우라늄을 채굴하기 전의 자연방사선 수준 으로 붕괴하는데는 아래 그림 B-1에 보인 바와 같이 약 30만년이 소요된다. Radiotoxicity (Sv / Natural Uranium) C-1. Years after Spent Fuel Discharge 그림 C-1.사용후핵연료 냉각기간에 따른 방사성 독성 변화 추이 지층처분의 경우에는,1천년 정도는 고체화와 금속용기의 소위 인공 배리어(barier) 로 방사성핵종을 봉입한 후 안정한 지층인 천연의 배리어가 격리기능을 할 수 있다. 인공배리어에 대하여는,수 천 년 정도 봉입하는 기술은 고대 이집트시대부터 존재하 는 기술로서 기술의 실증은 그다지 어렵지 않으나,천연 배리어의 수십만년 이상에 걸 131) PhysicsandSafetyofTransmutationSystems,OECD,NEA No.6090(2006). -226-

친 봉입기능에 대한 실증은 어렵다. 따라서,반감기가 매우 긴 초장수명 핵종을 반감 기가 훨씬 짧은 핵종이나 안정한 핵종으로 변환하거나 반감기 그 자체를 단축할 수 있 는 경우에는,단기적으로는 방사능이 조금 증대하는 천연배리어의 봉입 기능은 그다지 필요하지 않게 되고,초장기에 걸친 관리 문제도 매우 경감된다. 매우 장기에 걸친 고 준위방사성폐기물의 관리기간을 핵변환을 이용하여 단축화하는 기술을 소멸처리 (transmutation)라고 한다. 소멸처리의 대상으로 장기적으로 잠재적 독성을 저감화한다는 관점에서는 MA 및 초 장반감기의 FP 핵종인 Tc-99(반감기 2.13x105년), 129 I(반감기 1.57x107년)등이 있 으며,고준위 폐기물(HLW)중의 발열원을 저감화한다는 관점에서는 90 Sr, 137 Cs가 있다. 소멸처리를 위하여서는 고준위방사성폐기물로 부터 이들을 분리(군분리 :partitioning) 하여야만 한다. 분리된 MA 및 핵분열 생성물을 핵변환시스템으로 처리하면,일회의 조작으로써 소멸처리는 불가능하며,이러한 조작을 반복하여야 하는데,이러한 일련의 처리를 군분리 소멸처리 재순환 또는 약하여 P&T 주기라고 부른다. 그림 C-2. P&T 주기의 열하중에 미치는 영향 P&T 주기를 채택하여 Pu만을 재순환하여 전량을 핵분열시키면,방사성독성은 10분 의 1로 줄며,MA가 함께 재순환되면 이를 100분 1이하로 감소시킬 수 있다.이러한 감 소 수치는 Pu,MA의 완전한 핵분열을 가정하고 있으며,이를 위하여서는 이들 원소의 재순환이 필수 선결 요건이다.P&T는 고준위 폐기물의 양을 줄일 뿐만 아니라,이에 수반된 붕괴열 또한 줄이므로 심지층처분장의 체적 및 처분 비용을 줄이는데,크게 기 -227-

여할 수 있다 (그림 C-2참조). 1) 아울러,가용 Pu의 양을 획기적으로 줄인다는 측면에 서 핵확산 저항성을 증가시킬 수 있다. C.1.2.핵변환의 조건 및 원리 가)핵변환의 조건 산업폐기믈 처리기술로서 핵변환에 의한 소멸처리가 정당화되기 위하여서는 다음의 조건을 만족하여야 한다. (A)위해도 감소 :핵변환을 통하여 방사성 독성에 기인하는 위해도(risk)가 종 합적으로 감소하여야 한다.물론,핵변환 결과로 나오는 2차 폐기물도 고려하여야 한다. (B)에너지 균형 (C)경제성 :핵변환 처리에 필요한 에너지는 장반감기 핵종 생성시에 방 출 되는 에너지보다 훨씬 작아야 한다. :경제적인 이득이 있어야 한다.단,사회적 필요에 의하여 경제 적 성립성을 무시하는 선택도 있을 수 있다. 이외에도,핵변환에 의한 소멸처리속도는 자연붕괴속도보다 훨씬 커야 하므로 또한 장반감기 핵종 발생속도보다도 커야 한다. (A)의 사항과 관련하여서는 소멸처리에 의한 단기적인 위해도 증대와 장기적인 위해 도 감소를 고려하여야 한다.단기적 위해도는 소멸처리공정에 수반하는 위해도와 처리 결과 발생하는 단반감기 방사성핵종의 위해도로 이루어지며,이러한 위해도는 기술적 으로 해결가능하다.한편,장기적 위해도는 장반감기 핵종이 인공배리어 및 천연 배리 어(지층)을 통과하여 생물권으로 회귀하는 경우에 따르는 위해도로서 이 위해도를 경감 하기 위한 것으로서 핵변환에 의한 소멸처리가 필요하다. 핵변환시스템을 설계하는 경우에는 시스템의 처리효율이 좋도록 설계가 되어야한다. 어떤 핵변환처리방식도 단 1회의 처리로써 대상핵종을 100% 소멸처리하는 것은 불가 능하기 때문에 일정기간 시스템 내에 조사를 받은 핵연료나 표적을 노외로 추출하여 미처리분을 분리 회수 성형후 다시 노내로 재순환 하는 공정을 반복하는 것이 된다. 시스템 외부에서의 핵연료 처리공정 중에 있어서 장반감기 핵종의 회수율을 100%로 하는 것은 기술적으로 매우 어려우며,이러한 회수누출은 소멸처리 자체의 효과를 감 소시키므로 회수누출량을 극소화하여야 한다. 이러기 위하여 시스템 외의 공정에 있 어서 회수율을 매우 좋게 하고 동시에 시스템 내에 있어서의 조사 주기 당의 소멸률을 가능한 크게 하여야 한다. 나)핵변환 원리 지층처분의 보조수단으로서 연구되고 있는 소멸처리방안으로서는 고에너지로 가속된 -228-

양자 또는 전자를 이용하는 방법 등 여러가지 방법이 제안되고 있으나,현재까지 연구 된 결과로는 중성자를 이용하는 방법이 현실적으로 가장 타당하다고 알려져 있다.중 성자를 생산하여 핵종을 변환시키는 장치로서는 크게 기존의 원자로형인 경수로(열중 성자 임계로)및 고속로(액체금속로,고속중성자 반응로),그리고 가속기를 이용한 미임 계 원자로(고속중성자 반응로의 일종)를 들 수가 있다. 중성자를 이용하는 핵변환의 핵반응으로는 핵분열 중성자 포획 (n,2n)반응 등이 있다. 이 경우 중성자는 원자로 가속기 핵융합로를 이용하여 얻어질 수 있으며,이 중에서 가장 경제적인 것은 원자로를 이용하는 방법이다. 원자로내에서는 핵분열 연쇄반응으로 대량의 중성자가 발생한다.MA의 경우에는 이 중성자에 의하여 핵분열이 되며 핵분열에너지도 이용할 수 있어서 에너지적으로 경제 적인 방법이다.필요한 기술이 기존기술의 연장선상에 있으며,원자로에서 생성된 MA 를 원자로에서 처리하는 방식은 시나리오로서 간단하고 그 실현이 용이하기 때문에 다 른 방식에 비하여 유리한 처리방법이라고 할 수 있다.경수로나 고속로를 이용하는 방 법은 기존의 원자로시설을 이용할 수 있기 때문에 핵변환 결과에 대한 예측치를 분명 히 결정할 수가 있다. 한편,가속기 구동 미임계 원자로는 MA를 주된 핵연료로 사용하기 때문에 많은 양 의 MA를 소멸처리시킬 수 있으며,고속로의 기술적 연장선상에 있기 때문에 기술적인 표 C-1.경수로 및 고속로에서 1군 유효 단면적 1) 실증도 가능하리라고 예상되나,경제성측면에서 불리하고,가속기의 연속적인 운전을 -229-

현재의 기술로는 보장하기 어려워우므로,최근에는 연구가 주춤해졌다. 132) 원자로내의 중성자에너지는 작기 때문에 n,2n 등의 핵반응은 이용불가능하며,소멸 처리에 이용가능한 핵반응은 중성자 포획 및 핵분열이다.원자로내에서 생성되는 MA 로는 아래 표 C-1에서 보는 바와 같이 237 Np, 241 Am, 243 Am, 244 Cm가 주요한 것으로서 이들의 조성은 핵연료의 연소도나 군분리까지의 냉각기간에 따라 변화한다. 이들은 짝수의 중성자핵종으로서,에너지가 700 kev 이상인 고속 중성자와 핵분열을 일으킬 확률이 급격히 증가한다. 한편,중성자포획반응은 중성자에너지의 증가와 함께 감소한다(표 3.6-1 참조).따라 서,경수로에 MA를 재순환하는 경우 MA는 중성자포획과 β붕괴를 반복하여 핵분열반 응의 단면적이 큰 242 Am에서 핵분열하거나,계속 중성자를 흡수하면서 Cm으로 붕괴되 며, 246 Cm이 지속적으로 증가하게 된다 (그림 C-3참조).이렇게 생산된 Cm은 다시 알 파붕괴를 거쳐 Pu이 되므로,경수로의 소멸처리 효율은 고속로에 비하여 현격히 저하 된다.즉,초장수명핵종의 소멸처리는 이들 핵종의 핵분열에 기반을 두어야하며,단지 중성자포획으로 다른 악티나이드 핵종으로 변환만 되면 중성자의 경제성만 해치는 결 과를 초래한다. 그림 C-3.U-Pu 주기에서 Pu및 MA 생성 경로 고속로나 가속기 구동 미임계 원자로에서는 중성자포획보다 핵분열하는 비율이 증가 한다.더욱이 중성자 에너지가 크고 σf/ σc> 1인 핵종도 있어,MA만으로 임계시스 템을 형성하는 것이 가능하며,이것이 MA를 핵연료의 주성분으로 하고 소멸처리를 목 적으로 하는 가속기 구동 미임계 원자로의 개발동기이다. 132) Accelerator-drivenSystems(ADS)andFastReactors(FR)inAdvancedNuclearFuelCycles-A Comparative Study,OECD (2002). -230-

C.2사용후핵연료 소멸 재활용 고속로 기술 개발 현황 C.2.1.고속로건설,운전 연혁 및 현황 제4세대 원자력시스템 개념 중 하나인 SFR은 액체금속인 소듐을 냉각재로 사용하고 있다.고속로는 원자력을 이용하기 시작한 처음 20년간은 열중성자로(경수로)와 나란히 개발되었다.최초의 고속로는 1946년에 운전이 시작된 Clementine이며,전세계에서 최 초로 전기를 생산하기 시작한 원자로도 1951년에 가동을 시작한 EBR-1이었다.이후 50 여년간 약 500억달러에 달하는 개발비를 투자하였고,약 280노 년 이상의 운전 실적 을 쌓은 실용화 직전의 기술이다. 고속로를 개발하는 동기는 시대에 따라 변하였다.개발초기에는 1980년대에 이르면 우라늄자원이 희박해지며 가격이 상승할 것이 예견됨에 따라,우라늄자원을 보존하기 위하여 개발이 진행되었다.이러한 경향은 1970년대까지 이어져,우라늄자원의 효율적 이용과 경수로 및 농축기술의 미국에의 의존탈피를 위하여 원자력선진국들은 앞다투어 고속로를 개발하였다.그러나,원전의 건설이 1970년대 중반이후로는 예상치에 미치지 못하고,추가 원광이 잇달아 발견됨에 따라 우라늄가격은 오히려 저렴하게 유지되었다. 이에 따라,1980년대에 이르러서는 고속로의 경제성확보가 관건이 되기 시작하였으 며,잉여플루토늄을 효과적으로 처리하는 방안으로 고속로를 연소 모드에서 운영하 는 방안에 대한 연구가 중요성을 띄기 시작하였다.이러한 고속로의 연구 개발 방향은 현재까지도 지속되고 있다.더욱이,최근에는 고준위폐기물의 처분을 포함하는 후행핵 주기를 최적화하고자 하는 바램으로 고속로를 활용한 플루토늄의 연소 뿐만 아니라, 모든 초장수명핵종의 소멸처리를 고속로에서 꾀하게 되었다. 고속로에서 초장수명핵종을 소멸처리하기 위하여서 기존의 고속로 기술에서 더 필요 해진 분야는 초장수명핵종을 핵연료에 포함하도록 하고,이것이 원자로 거동 특성에 미치는 영향을 규명하고 성능 예측을 입증하는 것이다.기술선진국에서는 초장수명핵 종 함유 핵연료 개발 물성 연구 반응 단면적 측정 노심 핵적 거동 특성 및 안전성 분석 등에 대한 연구개발이 진행되고 있다.고속로 전체 기술에서 볼 때,핵변환은 오 로지 원자로내에서만 영향을 끼친다.따라서,고속로가 핵변환을 목적으로 하더라도 주 된 기술 개발 대상은 고속로 시스템 전체가 되며,기존기술 선진국의 경우,과거의 고 속로 설계 건설 운전경험을 충분히 활용하면 새로이 추가될 연구 분야는 그리 많지 않다. 계획,건설,운전 및 폐쇄된 소듐냉각고속로의 현황을 아래 표 C-2에 정리하였다. 2009년 1월 현재,5기(실험로 3기,원형로 2기)가 가동 중이며,3기가 건설 중에 있다. -231-

표 C-2.해외 고속로개발 현황 *총 5기 (실험로 3기,원형로 2기)운전 중 *총 3기 (실험로,원형로,실증로 각 1기씩)건설 중 C.2.2.미국 1940년대 초반 미국은 원자로의 개발에 착수하여 1951년 12월 실험로 EBR-I(200kWe) 에서 경수로보다 먼저 세계 최초로 전기 생산에 성공하였고,1953년에는 최초로 증식 이 가능하다는 것을 확인하였다. -232-

실험로 EBR-I에 이어 실험로 EBR-I(20MWe)는 1961년 초임계 후 조사시험시설로서 운전함과 동시에,재처리 시설 및 핵연료 제조시설을 구축하여 동일 부지내에서 폐쇄 핵연료주기를 완성하는 IFR 연구개발을 수행하였다.EBR-I에서는 각종 고유안전특성시 험 등의 안전성 실증시험을 실시하여 수많은 경험을 축적하였으나 1994년 핵비확산정 책에 따라 폐쇄되었다. FFTF(400MWt)는 1980년 초임계 후 조사시험시설로서 많은 실적을 축적하였으나, CRBR(380MWe)의 건설계획 중지 결정 후 운전을 정당화할 목적이 불명확하게 되고 또한 재정부담의 우려로 1993년 12월 폐쇄되었다. 1970년 실험로의 후속기로 원형로 CRBR의 건설을 추진하였으나,1977년 핵비확산정 책 강화로 건설계획이 중단되었다.1981년 레이건 정부에 의하여 건설계획이 부활되었 으나,1983년 의회에서 경제성의 관점으로부터 CRBR 건설계획 예산이 부결됨에 따라 중단되었다. CRBR 건설계획 중단 이후,ALMR 개발계획으로서 PRISM 개발,IFR의 금속핵연료주 기 실증,고속로를 이용한 장수명 방사성폐기물 연소연구 등을 수행하였다. 1993년 9월 클린턴 정부는 핵비확산의 논리로 플루토늄의 상업적 이용을 위한 연구 개발을 중단하였다.이로써 40여년에 걸친 실험로 기반기술과 13년에 걸친 운전경험으 로 얻어진 고속로 설계 및 핵연료주기에 관한 연구개발이 전면적으로 중단되었다.이 후 미국은 once-through 핵연료주기정책을 견지하였으나,한편으로는 핵연료주기에 관 한 연구개발도 수행하고 있다. 국제경쟁력의 선두 확보,전문 인력 및 지식기반 유지 등을 목적으로 1999년 NERI를 시작하였으며, 2000년부터는 제4세대 원자력시스템 국제공동개발 프로그램 Gen IV(GenerationIV)를 시작하여 현재 수행 중이다. 2001년 공화당 부시정부는 원자력을 주요 국가전략으로 하는 NEP(NuclearEnergy Policy)를 발표하였다.2003년부터는 고준위 폐기물(사용후핵연료)의 처분량 감소,고준 위 방사성 독성을 갖는 핵종분리 및 귀중한 에너지원의 재이용 등을 목적으로 하는 AFCI를 수행하고 있다.이 AFCI에서는 기존의 핵변환 관련 연구를 가속기 중심에서 고속로 중심으로 변경하고,2030년 이후 상용화가 예상되는 제4세대 원자로의 핵연료 및 관련 핵연료주기 기술을 개발하고 있다. 이와 같이 현재 원자력 에너지 확대촉진계획의 일환으로 수행 중인 GenIV와 AFCI 프로그램은 미래 에너지 수요에 대응하여 원자력발전의 지속적인 기여 및 용이한 폐기 물 관리를 만족시킬 수 있는 핵연료주기 개발과 서로 밀접하게 관련되어 있다. 현재 Gen VI프로그램에서는 SFR,GFR,초고온가스로(VHTR)의 3 종류가 Gen IV 원자로 후보노형으로서 선택되어 주종을 이루고 있다.SFR 개발은 미국 주도로 한국, 일본,프랑스,영국,Euratom(EU)이 참여하여 국제공동연구가 진행 중에 있다.2006년 2월,6개 후보노형 중에서 처음으로 SFR 연구개발을 국제협력으로 추진하는 데 필요한 -233-

기본적인 운영방법과 지적 재산권 입장을 정한 시스템 약정을 체결하였다. 2006년 2월,미국 정부는 신에너지 구상의 일환으로 핵비확산 대책과 사용후핵연료의 재이용을 겸한 형식으로 타국에 원자력발전용 핵연료를 제공한다는 새로운 국제적 기 준 및 구상으로 세계 원자력에너지 파트너십(GNEP) 을 발표하였다. 133) 먼저 선진적 재처리기술을 가진 파트너국과 함께 새로운 재처리기술을 개발하며,이 들 파트너국은 농축 재처리 관련기술의 개발 획득을 포기한 개발도상국에 적정한 가 격으로 원자력발전용 핵연료를 공급한다는 방침이다.이 GNEP는 핵확산의 위협을 감 소시키면서 환경 친화적인 방법으로 전 세계 신흥경제국들에게 실질적으로 무제한의 에너지를 공급한다는 취지이다. 이러한 계획은 기존 핵보유국과 미보유국을 공급국과 수요국으로 양분하는 것이었으 므로 최초에는 핵미보유국들은 GNEP 가입에 미온적인 태도를 취하였다.이에 미국은 2007년 9월에 기존의 이분법적 태도를 버리고,농축 재처리 관련기술의 개발을 공동 으로 수행할 것을 제안하며 어떤 사항도 강제하지 않는 유연한 내용을 담고 있는 GNEP StatementofPrinciple을 제안하여,2009년 1월 시점으로 한국을 포함한 25개 국가가 GNEP에 가입되어 고속로 및 닫힌 핵주기 기술에 대한 공동연구의 장이 마련 되었다. 미국은 1970년대 중반부터 재처리사업을 중단하였지만 이번 구상을 계기로 재처리사 업을 재개함으로써 재처리 노선으로 복귀하였다.GNEP는 차세대 원전 건설,새로운 핵연료 재순환 기술의 개발 및 배치, 재순환핵연료를 사용한 개량형 연소로 ABTR(Advanced BurnerTestReactor)설계,핵비확산과 폭넓은 원자력안전 강화를 도 모할 수 있도록 보장조치 개선 등을 주요 내용으로 하고 있다. 2010년에 조업 예정인 유카마운틴 방사성폐기물 최종처분장의 법적 처분량은 7만 용 적톤으로서,2010년에 곧 법적 처분량(원전 사용후 핵연료 5만 톤 예상)을 채울 것으로 예상된다.GNEP에서 개발하려는 새로운 핵연료 재순환 기술과 재순환핵연료 사용 ABR로 구성되는 폐쇄 핵연료주기 기술을 통하여 방사성폐기물처분량을 1/50~1/100 수준까지 줄일 수 있다고 예상하고 있다.이 폐쇄 핵연료주기 기술은 단순히 경제성 측면에서가 아니라 에너지 자원의 최적화 및 폐기물의 최소화 측면에 보다 중점을 두 었다. 미 정부는 GNEP 중에서 고속로나 핵연료주기(재처리 등)에 대하여 당초 계획을 대 폭 변경하여 고속로나 핵연료주기시설을 2020년을 목표로 운전 개시하는 계획을 2006 년 8월 초에 공표하였다. 134)135) 이는 미국 내 심각한 사용후핵연료 처리문제의 조기 해 결 및 조기 실현가능한 국내 산업계의 축적기술 등을 우선적으로 활용할 의향을 반영 한 것이다.당초 계획은 핵변환 실증용으로 먼저 9만 kw급 ABTR을 2019년까지 건설, 133)htp://www.gnep.energy.gov/index.html. 134)일본전기신문 (20068.22). 135) GlobalNuclearEnergyPartnershipStrategicPlan,GNEP-167312,Rev.0(2007.1). -234-

운전하는 것이었으나 산업계는 소듐냉각고속로는 미국내에서 이미 실증된 기술이므로 고속로 용량을 중형급으로 격상할 것을 주장하였으며,이러한 산업계 의견이 DOE의 정책 수립에 반영된 결과이다. 그림 C-4.미국의 GNEP 기본 구성도 변경된 계획은 2트랙 접근방식으로서 제 1단계(트랙 1)로서 소듐냉각 연소로 (ABR, 전기출력 20만~80만 kw )와 재처리 및 연료 제조를 겸비한 통합핵연료취급센터 (CFTC,처리 능력 연 100~1,000톤)를 2010년에 건설하고 2020년경 운전 개시하며,제 2단계(트랙 2)로서 종래 계획대로 TRU 재순환기술 연구개발 및 이의 실증을 위한 고 속로용 사용후핵연료 재처리와 MA를 포함하는 연료 제조를 겸비한 선진핵연료주기시 설(AFCF)을 건설하는 것이다(그림 C-4참조). 이에 따라 산업계는 GNEP의 목표를 실현하기 위한 기술제안에 이어,CFTC와 ActinideBurnerReactor(ABR)에 관한 설계안공모(RFP)프로젝트를 수주하여 2008년 1월에 1단계 연구결과를 제출한 바 있다.공개된 AREVA/Mitsubishi의 사업계획안에 따르면,2025년까지 출력 50만 kw급 고속로를 건설하여,운전경험을 쌓은 후 2050년 경에는 150만 kwe급 고속로에서 전기 생산 및 초장수명핵종 핵변환을 이루는 안을 제안하고 있다. 136) 이어서 2단계로 GE-Hitachi, EnergySolutions,AREVA/Mitsubishi 등이 참여하는 136) IntegratedU.S.UsedFuelStrategy, InternationalNuclearRecyclingAliance(2008.5.1). -235-

CFTC 및 Advanced RecyclingReacotr(ARR)에 대한 실용화 방안에 대한 연구 용역이 2008년 3월 18.3M$의 예산으로 발주되었다.이렇듯 GNEP이 산업체 위주로 진행되는 데,DOE는 닫힌 핵연료 주기의 완성을 위하여서는 산업체의 기술 수준을 반영한 현실 적인 계획을 세워 이의 상업화를 지원하여,궁극적으로는 산업체가 핵주기 산업을 상 업적으로 운영할 것을 추구하기 때문이다. 현재 의회의 승인을 기다리고 있는 2009년 DOE 예산안에 따르면,소듐 냉각 고속로 개발 프로그램은 GNEP의 기술 요소인 AFCI프로그램하에 개발될 예정이며,고속로개 발은 사용후 핵연료에서 분리된 모든 초우라늄핵종을 고속로에서 연소시키기 위함임을 아래에 인용한 바와 같이 분명히 하고 있다. 137) 그림 C-5. DOE FY 2009CongressionalBudgetRequest 발췌 C.2.3.프랑스 프랑스는 1962년 실험로 Rapsodie(40MWt)건설에 착수하여 1967년 초기 임계를 달 성하였다.초임계 후 핵연료조사시설로서 운전을 계속하여 핵연료의 고연소도 달성 등 의 성과를 올림과 동시에 원형로 Phenix용의 각종 안전시험을 실시하여 안전상의 데이 터를 축적하였으며,1983년 폐쇄되었다. 1968년에는 원형로 Phenix(250MWe)건설에 착수하여 1973년 초임계를 달성하고 최 초 전력을 생산하였다.1973년 초임계 후,소듐 누출,반응도 이상 등의 트러블을 경험 하면서도 핵연료 조사시설로서 운전을 계속하였다.20년의 설계수명을 경과하여 10년 간의 수명연장계획에 따라 1998년부터 2003년까지 설비개조공사를 실시하고 현재 재가 동 운전 중에 있다. 상업로 규모의 실증로 Superphenix(1,200 MWe)는 1985년 9월 초임계를 달성하고 137)htp://www.gnep.energy.gov/media/budget.html. -236-

1986년 1월 송전을 개시하였다.운전개시 후,노외핵연료 저장조에서의 소듐 누출(1987 년),1차 계통 소듐에의 공기혼입(1990년)등의 트러블을 경험하였다.1994년 설치 허가 및 운전 허가를 획득하고,운전을 재개하여 단계적으로 출력을 상승하고 성능시험을 실시하여 1996년에는 90% 출력운전을 하였으나 같은 해 말,노심 변경 및 핵연료 교환 등을 위하여 계획정지하였다. 1998년 2월 정권교체 이후,정치적 이유로 Superphenix 해체를 결정하였다.현재 EdF가 Superphenix원자로의 해체작업을 수행 중이며 해체비용으로 총 165억 프랑(약 3조 4,700억원)이 소요될 것으로 전망하였다. 138) 2003년 3월 마지막 핵연료집합체가 노 심으로부터 인출되었으며 전체적으로 관련 대형 부대시설의 제거 작업이 완료된 상태 로 2027년까지 부지 복구를 완료할 계획이다. 이러한 상황에서도 원형로 Phenix는 2003년 3월에 개선작업을 완료하고 현재 MA와 장반감기 핵분열생성물 변환연구를 위한 조사시험을 수행 중이다.Phenix는 2004년 3 월 이후 총 6주기 동안 핵변환 연구를 수행한 후 최종적으로 2009년에 운전을 종료할 예정이다. 1,500MW급 유럽통합고속로 EFR 계획은 1987년 3월 프랑스 CEA와 Framatome산 하 Novatome이 주축이 되어 독일,영국,이태리 및 벨기에 등 유럽 여러 나라가 공동 으로 개발을 시작하였다.개념설계는 종료하였으나,예산부족 등 정치적인 이유로 독일 과 영국이 철수하여 계획이 중단되었다. 현재 고속로개발은 폐쇄 핵연료주기 연구개발과 연계하여 SFR와 GFR를 대상으로 하 고 있다.2020년까지 노형 선정을 완료하고 2040년까지 상용화를 목표로 하고 있다. SFR에 관한 연구개발은 GenIV 프로그램으로 수행하고 있다. 2006년 1월,시라크 대통령은 2020년에 제4세대 원형로를 운전 개시하는 계획을 발표 하였다. 139) 이는 이전의 2020년 원형로 노형선정계획보다 5년 정도 앞선 것으로서,프 랑스가 제4세대 원자로 개발에서 조속히 선도적 역할을 하고자 하는데 그 목적이 있 다.이를 위하여 2015년 Marcoule에 약 100MWe급 SFR 또는 GFR의 건설을 시작한다 는 계획이었다. 2006년 3월 고준위 장수명 방사성폐기물 관리에 대한 참조해법으로서 심지층 저 장 처분을 확정하고 2015년까지 처분장 건설을 승인하는 것을 목표로 하는 내용으로 방사성폐기물 관리법 입안을 제안하여 2006년 6월 28일 입법하였다. 140) 이 법률안에 따르면 지하처분될 방사성폐기물의 의한 환경부하 감소 및 에너지 회수 의 관점에 따라 모든 악티나이드(우라늄,플루토늄 및 MA)를 고속로용 핵연료로 이용 하는 재순환 및 사용후핵연료 재처리도 계획하고 있다.이 법률안에서는 방사성폐기물 처리에 관한 장기간의 예산지원을 확약하고 있다. 138)htp://www.infoseek.com (1998.2.3). 139)NucleonicsWeek(06.1.12). 140)ENSNucNet,2006년 4월 12일,원자력정보 제 1354호. -237-

P&T 분야에서는 2012년까지 제4세대 고속로의 기술 평가를 완료하고,2020년 원형 고속로를 운전할 것을 법안에 명시하였다. 지층처분 관련하여서는 2015년까지 Authorization decree를 발행하고,2025년 운전을 시작할 것이며,2015년까지 중간저장 을 위한 새로운 시설을 건설할 것이다. 141) Technology preselection Technology choices Innovation Orientation Studies (innocations reviews) Integration, Confirmation studies (design reviews) 2007 2009 2012 2015 2020 Pre-conceptual designs One SFR reference and Innovative technologies one back-up or Project launching, APS, APD, safety Evaluation Reports alternative Reports, qualification R&D, SFR prototype Construction specifications Prototype transpositions Building decision 그림 C-6.프랑스의 소듐냉각고속로개발 계획 현재 프랑스는 닫힌 핵주기 완성을 위한 고속로개발 트랙으로 SFR 및 GFR을 연구하 고 있다.SFR은 2020년에 원형로를 가동할 계획이며,이에 따라 2012년 부터 원형로의 예비 및 상세설계에 착수할 예정이다.이 원자로는 출력이 25만~60만 kw사이이며, Pu을 재순환하고 MA를 장전하여 핵변환을 수행하게 될 것이다.이를 위하여 2017년에 는 MA함유 핵연료 제조 시설을 가동할 예정이다 (그림 C-6참조). GFR는 기술개발 정도가 낮아 원형로 ETDR(30-50MWt)건설 결정이 2020년까지는 힘들 것으로 보이며,SFR과 달리 프랑스 단독 투자가 아닌 유럽 연합의 공동 프로젝트 로 수행되기를 원하므로 참여국의 사정에 따라 향후 일정에 대한 유동성이 상당히 크 다. 141)FrankCaré,JacquesRouault, StatusofFrenchNuclearProgram, IAEA TWG-FRMeeting, Vienna,Austria(2008.3). -238-

Fast reactor Prototype 그림 C-7.프랑스의 고속로건설 전망 이에 반해,SFR의 경우에는 장기간의 개발 경험을 바탕으로 기술적 약점인 소듐-물 반응을 최소화하는 기술적 혁신성 확인을 통하여 곧바로 실증로 건설이 가능하며,이 에 따라 2035년 고속로 상용화를 목표로 설정하고 있다 (그림 C-7 참조).프랑스는 2035년부터 제 4세대 상용 고속로의 도입을 통하여 기존의 경수로(제 3세대)를 대체하 여가는 시나리오를 설정하고 있다.고속로 도입 이후에도 당분간은 경수로와 고속로가 같이 주 노형으로 이용하나 2070년~2080년경에는 경수로를 고속로로 완전 교체하며, 이를 위하여 2035년 이후 40여기의 고속로건설을 검토 중에 있다. 142) C.2.4.일본 일본은 1960년대 후반부터 고속증식로 기초연구를 시작하였다.현재 SFR를 국가 10 대 연구개발 과제로 선정하여 중점 연구로 수행 중이며,Gen IV 프로그램 내의 SFR 공동 연구개발 계획에도 적극 참여하고 있다.이외에도 열 및 전기에너지 생산을 위한 4S형 소형 원자로를 미국에 설치하기 위하여 미국 NRC에 설계인증 획득을 위한 자료 를 제출하는 등 매우 활발한 연구개발을 수행하고 있다. 실험로 조요(JOYO)는 1977년 초임계를 달성하였으며,현재 조사시험 성능 향상을 위 하여 출력을 140MWt로 증강한 MK-I노심 구성을 마치고 가동을 시작하였다. 원형로 몬주(MONJU,280MWe)는 1994년에 초임계를 달성하였으나,1995년 12월 소 듐냉각 누출사고 이후 가동 중단 상태에 있었다.그러나 2005년 2월 7일 후꾸이현 지 142)일본전기신문 원자력정보 제1434호(2007.2.7). -239-

사가 몬주 재가동을 위한 보수에 동의하였으며,5월 30일에는 대법원이 정부의 몬주 설립 허가가 정당함을 확인하였다.이로 인하여 몬주 보수작업이 이루어질 수 있게 되 었으며 보수작업에 약 2년,가동 전 시험에 약 1년의 기간이 소요되었으며,장기간에 걸친 운전 정지로 인하여 보관중이던 연료속에 포함된 241 Pu일 핵분열을 잘 되지 않는 241 Am로 붕괴하여 신연료를 제작하는 기간을 감안하여 2009년 2월에 임계에 도달할 계 획이다. 2005년 10월에 일본원자력위원회가 확정한 제 10차 원자력 연구 이용 개발 장기계 획(원자력 장기계획)에서는 경수로 핵연료주기 사업의 진척과 고속증식로 사이클 실용 화 전략 조사 연구,몬주 등의 성과를 기초로 고속증식로 사이클 실용화에의 대응을 추진하고,2025년에는 고속로 및 핵주기시설 실증 운전을 시작하여 경제성 및 기술적 신뢰도를 확보하여,2050년경부터 상용로 도입을 목표로 하고 있으며,궁극적으로 모든 TRU의 고속로에서의 연소를 추구고 있다 (그림 C-8참조). 143) Low Decontaminated TRU Fuel Fuel Fabrication plants Fuels with TRU No Pure Plutonium -High burn-up and long operation period -Passive safety and re-criticality free Fast Reactors -Safety and Rellability -Sustainability -Enviroment Protection -Waste Management -Efficient Use of Natural Uranium -Economics -Proliferation Resistance Reduction of Radiotoxicity Reduction of Waste U / TRU Mixed Product Reprocessing Plants Geological Disposal 그림 C-8.일본의 고속로개발 기본 개념도 고속증식로 사이클 실용화 전략 조사 연구 에서는 제 1단계(1999~2000)에 다양한 원자로,핵연료,재처리기술에 대한 광범위한 타당성 조사를 수행하여 복수의 후보 기 술을 선정하고,제 2단계(2001~2005)에서 후보기술에 대한 기초실험을 통하여 복수의 실용화 후보개념 선택,제 3단계(2006~2010)에서 공학실증시험 및 개념설계,제 4단계 (2011~2015)에서 가장 유망한 개념에 대한 상세설계를 수행하여 2015년경 경쟁력 있는 고속로 주기기술을 제시할 예정이다(그림 C-9참조). 144) 143)HirokiShiotani, Design Study in the FaCT Project-IScenario Studies, JAEA-KAERISFR Technical Meeting,Gyeongju,Korea(2008.10.7) 144)HitoshiNEGISHI, A Review offastreactorprogram injapan, IAEA TWG-FRMeeting, -240-

그림 C-9.고속증식로 사이클 실용화 전략 조사 연구 추진 일정 제2단계 연구에서는 제 1후보로 소듐냉각로+MOX핵연료+습식재처리,제 2후보로 소 듐냉각로+금속핵연료+건식 재처리 개념과 납냉각로,가스냉각로 등 5개의 후보개념에 대한 실용화 개념 비교 평가를 수행하였다.2006년 3월 완료한 제 2단계 연구에서는 주 개념으로서 소듐냉각로+MOX핵연료+선진 습식재처리+간소화 펠렛법 핵연료제조를 조합한 개념이 선정되었다 145). JAEA는 고속증식원형로 몬주 후속기로서 선정된 주개념을 사용하는 1,500 MWe급 JSFR 기술개발 청사진을 제시하였다.JAEA의 JSFR 개발 방향은 기본적으로 미국이 제 안한 GNEP와 같으며,2015년까지 상세계획을 제시할 예정이다. 이와 관련하여 향후 이 주개념을 중심으로 2015년경까지 실용화를 위한 혁신 기술을 결정하여 FBR 사이클 의 실용화 전망이나 실용화까지의 연구개발계획을 제시할 예정이다.약 15년 이후에는 실증을 위한 원자로 신설,기존설비의 개조 등을 검토하여 관계자의 역할 분담 및 연 구개발체제의 구축을 과제로 제시하였다. 일본은 2006년 5월,2030년의 중장기 관점에서 에너지 안전보장과 지구온난화 해결을 위한 실현방안의 하나로 고속증식로 조기 실용화 등의 원자력입국계획 을 포함한 신 에너지전략 을 발표하였다 146).또한 핵연료사이클 조기 확립과 고속증식로(FBR)사이클 의 실용화를 보다 구체화시킨 원자력입국계획 이 동년 6월에 발표되었다. 현재 미국의 선진연소로(ABR)의 상용로가 2023년경에,프랑스의 원형로가 2020년경 Vienna,Austria(2008.3). 145)JapanAtomicEnergyAgencyandJapanAtomicPowerCompany, Phase IFinalReportofFeasibilityStudy oncommercializedfastreactorcyclesystemsexecutivesummary (2006). 146)일본전기신문 원자력정보 제1365호 (2006.5.25). -241-

에 각각 운전 개시가 전망되고 있다.이러한 개발 전망에 비추어 볼 때,일본은 상대적 으로 뒤지지 않는 자국의 기술 수준을 감안하여 세계 표준화를 목표로 하는 포스트 몬주(몬주 후속기) 를 종래 계획보다 10-15년 정도 앞당길 수 있다는 견해에서 FBR 실 용화 추진 계획을 발표하였다. 147) 한편,실용화 조기추진과 관련하여 고속증식로 사이 클 실용화 전략 조사 연구 제 2단계에서의 FBR사이클 주개념에 대한 기술개발의 조 기추진을 검토할 예정으로서,선진 습식재처리기술로서 우라늄을 고효율로 회수하는 정석기술과 MA회수기술 개발을 조기 실시할 계획이다. 이같은 FBR 사이클의 실용화 조기 추진과 관련하여 JAEA는 2015년 이후의 개발공 정의 조기 집행을 검토한 결과,대형 시험시설을 사용한 실증시험 수행 후 2025년경에 출력 75만 kw(750mwe)정도의 실용화 추진로(실증로)를 운전 개시하는 계획을 제시 하였다.그리고,150만 kw(1500mwe)정도의 상용로도 2045년경 운전개시 가능할 것 으로 전망하였다. 일본원자력기구(JAEA)는 2006년 4월에 FaCT 프로젝트를 착수하여 FBR 사이클기술 실용화를 본격적으로 가속화하기 시작하였다.또한,2007년 4월 FBR 실증로 기본설계 개시까지의 연구개발을 위한 핵심기업으로 선정된 미쯔비시중공업(MHI)이 독립된 조 직으로 엔지니어링 등의 관련 업무를 일괄 실시하기 위하여 7월에 미쯔비시 FBR 시스 템즈 주식회사(MFBR)를 설립하였다. 148) 이 회사는 향후 고속증식 실증로의 기본설계 까지의 엔지니어링 등 관련된 모든 업무를 일괄 실시하며,현재로는 MHI가 전액 출자 하였으며 향후 9개 전력회사로부터 출자를 받을 예정이다.실증로의 출력은 상용로 목 표 출력인 1,500 MWe를 고려하여 750 MWe에 대한 기술가능성을 검토할 예정으로, 실증로의 출력 규모 및 건설기수는 2010년 잠정 결정하며 2015년에 최종 확정할 예정 이다 (그림 C-10참조). 149) 일본은 2030년 이후에도 전력량의 30 40%를 원자력으로 충당할 계획으로서 2050년 경 상용 고속증식로가 도입되기 이전까지는 기존 경수로를 선진 경수로(ALWR)로 대체 하여 주력 노형으로 하며,2050년 이후에는 사용후핵연료 재처리를 통하여 플루토늄을 재활용하는 고속증식로 사이클 시스템을 구축할 계획이다(그림 C-11 참조).경수로는 우선 고증식(증식비 1.10)의 고속로로 대체하며,이후 고속로의 후속기는 경수로 사용후 핵연료로 부터 공급되는 플루토늄의 수급량을 고려하여 낮은 증식(증식비 1.03)의 고속 로로 점차 대체한다.고속증식로의 적극적인 도입으로 2120년경에는 모든 경수로는 고 속증식로로 대체될 것으로 전망된다. C.2.5.러시아 러시아(구소련)는 1958년 실험로 BR-10(8MWt)의 운전을 시작한 이후, 실험로 147)일본전기신문 원자력정보 제1365호 (2006.5.25). 148)미쯔비시 홈페이지,htp://www.mhi-ir.jp/news/sec1/200706254598.html. 149)일본전기신문 원자력정보 제1455호 (2007.5.7). -242-

그림 C-10.일본의 실증로 건설 및 핵변환 계획 13) 그림 C-11.일본의 증식 고속로 및 연소로 도입시나리오 13) BOR-60(12MWe),원형로 BN-350(전기생산 130MWe,제염 220MWe)(현재 카자흐스 탄 소재)및 BN-600(600MWe)으로 이어지는 고속로건설과 운전경험을 보유하고 있으 며,프랑스와 함께 세계적으로 고속로개발을 활발히 수행하는 국가 중의 하나이다. 현재,소듐냉각고속로 BOR-60과 BN-600이 운전 중이며,실험로 BR-10은 44년간 운전 된 후,2002년 12월에 정지되었으며,현재 해체를 준비 중이다.BOR-60의 경우에는 2010년까지의 운전인가를 2015년까지,또는 더 오래 연장하기 위한 프로그램이 2006년 -243-

인가되었다.한편,BOR-60을 대체할 후속실험로 (100MWt)를 RIAR에 2017년까지 건 설하는 것이 논의되고 있다. 150) 이 후속실험로는 다양한 연료에 대한 조사시험 및 동위 원소 생산에 사용되며,해당지역에 전기와 열을 공급할 예정이다.러시아가 개발한 열 전기화학 재처리(pyroelectrochemicalreprocess)기술을 사용하여 BOR-60사용후핵연료 로부터 만든 MOX 핵연료롤 사용하며,납 납-비스무스 가스 소듐 등 다양한 냉각재 를 사용하는 실험루프가 설치된다. 러시아는 현재에도 적극적으로 고속로개발을 추진 중에 있다.BN-600은 1980년 4월 상업 운전을 시작한 후 현재까지 가동중이며,소규모소듐누출과 증기발생기에서의 누 수 등이 있었으나 이들을 포함한 운전정지로 인한 가동률의 저하는 2%에 불과하며, 2007년의 경우 단 한 차례도 예상치 못한 원자로 정지가 발생하지 않았다.BN-600의 원자로수명은 당초계획에는 2020년이었지만,이의 연장이 추진되고 있다.마야클소재 RT-1재처리시설은 BN-600의 사용후핵연료롤 재처리하고 있다.1986년에는 벨로야르스 크에 수명기간 40년의 상용로 BN-800(800 MWe) (증기발생기의 성능향상으로 870 MWe로 출력증대됨)건설을 착공하여 2012년에 완공할 계획이다 (그림 C-12참조).러 시아는 BN-800총 건설비용으로서 약 16억 달러를 추산하고 있다. 2004년 러시아 의회는 고속로건설과 핵연료주기개발계획의 완결을 기본으로 하는 지속적인 경제 발전을 위한 에너지 전략 (2005-2012)을 승인하였다. 그림 C-12.BN-800건설 현장 C.2.6.중국 150)V.М.Poplavsky,et.al., FastReactorsinRusia:Stateoftheartandprospectsoftheirdevelopment, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). -244-

중국은 급속한 경제성장에 따라 전력수요가 크게 증가하고 환경보호를 고려하여 원 자력을 최선의 에너지원으로 생각하고 있다.2020년까지 원자력발전용량을 40GWe로 증대할 계획이며 2030년과 2050년에는 원자력 설비 용량이 각각 60 GWe,240~260 GWe에 달할 것으로 예견하고 있다. 151) 이와 같은 대규모 원자력발전을 위하여 경수로만을 도입할 경우,원자로수명 60년 동 안 우라늄이 240~250만 톤이 필요하게 되어 현실성이 떨어진다.즉,중국의 우라늄자 원은 한정되어 있고 전세계적으로 130$/kgU이하의 가격으로 공급가능한 우라늄자원은 약 400만 톤으로 추정되고 있다. 이러한 여건을 고려하여,중국은 20년전부터 경수로 고속로 핵융합로를 도입하는 것을 기본 전략으로 채택하였다.경수로 사용후 핵연료를 재처리하여 고속로용 핵연료 로 공급할 경우,2030년경 최초 상용 고속로의 도입이 가능하며 높은 증식비,짧은 증 배시간 등을 고려하여 금속핵연료장전소듐냉각고속로를 주력노형으로 선정하였다. 아래 그림 3.6-13은 중국의 원자력발전 시나리오를 보여주고 있다. Electric Capacity Development C-13. Envisaged In China 그림 C-13.중국의 원자력발전 시나리오 현재,실험로 CEFR를 건설 중에 있다.원자로용기를 제외한 대부분의 대형부품설치 가 완료된 상태이고,최초임계는 2009년 9월로 예정되어 있다 (표 C-3및 그림 C-14참 조). 152) 151)DonghuiZhang, FR& fuelcyclestrategyofchina, IAEA TWG-FRMeeting,Vienna,Austria(2008.3). 152)HongyiYang, ChinaExperimentalFastReactor, KAER-CIAE SFR TechnicalMeeting,Daejeon,Korea(2008. 11). -245-

표 C-3.CEFR 개발 연혁 그림 C-14.CEFR 전경 CEFR 후속으로 원형로를 뛰어 넘어 러시아의 BN-800을 바탕으로 실증로 CDFR(ChineseDemonstration FastReactor,800MWe)건설을 2017년에 완공할 계획 이며,상업로인 CCFR(ChineseCommercialFastReactor; 1,000MWe)을 2025~2030기 간 중 가동을 목표로 하고 있다(그림 C-15참조). 153) 아울러,고속로개발단계에서 두가지 가능성을 제시하고 있다.즉,첫째 새로운 PWR 153)PeideZhou, BriefHistoryand StrategyofFastReactorDevelopmentin China, KAER-CIAE SFR Technical Meeting,Daejeon,Korea(2008.11). -246-

건설에 필요한 우라늄자원의 부족과 대형상용규모의 고속로건설이 여의치 않을 경우, 여러 기의 CDFR을 상용고속로 일환으로 건설하며,둘째,계획대로 상업로인 CCFR이 전개될 경우에는 원자력에너지의 수요를 감안하여 표준화개념으로 CCFR 건설을 추진 한다는 것이다. 그림 C-15.중국의 장기 고속로개발 계획 그림 C-16.마이너 악티나이드 핵변환 전략 MA와 LLFP의 연소에는 고속로가 가장 적합하며,예비분석에 의하면 600MWe급 연 소로가 안전성 및 동적 특성측면에서 적절한 것으로 나타났다.아래 그림에서 보는 바 와 같이 2030년부터 연소로를 도입할 경우 2100년이면 모든 MA를 연소시킬 수 있는 것으로 나타났다(그림 C-16참조). -247-

C.2.7.인도 인도는 에너지성장시나리오에서 급격한 산업생산 성장률을 감안하여,2052년경 금속 연료장전 고속로만의 설비용량이 250GWe까지 이르는 등 매우 의욕적인 목표를 설정 하고 있다.이러한 목표를 달성하는 데 있어서 고속증식로의 상용화와 폐쇄핵연료주기 가 필수불가결함을 제시하고 있다(그림 C-17참조). 154) visioning Series of 1000 Mwe Metallic Fuelled FBRs : 250 Gwe (2052) PFBR & 4 FBRs? 2.5 Gwe (2020) PFBR? 0.5 Gwe (2010) today tomorrow C-17. 그림 C-17.인도의 고속로건설 계획 현재 프랑스와의 협력으로 건설한 실험로 FBTR(FastBreederTestReactor,13MWe) 는 운전 중에 있다.FBTR은 탄화물핵연료를 사용하고 있으며,2006년까지 탄화물 핵연 료와 MOX 핵연료를 함께 장전하는 하이브리드(hybrid)형 노심으로 변환하고,궁극적 으로는 금속 핵연료로 전환하는 계획을 가지고 있다. 2003년 9월,원형로 PFBR(Prototype FastBreederReactor,500 MWe)건설 승인을 받아 현재 2010년 완성을 목표로 건설 중에 있으며,이와 병행하여 주요 계통과 부품 의 상세설계를 완료하였다(그림 C-18참조). PFBR는 MOX핵연료를 사용하며,후속기로 계획 중인 CFBR-500 (500 MWe)에서는 금속핵연료 사용 및 증기발생기 등 주요부품의 성능향상설계릍 통하여 경제성과 안전 성을 향상시킬 계획이다.2011년까지 Kalpakkam 부지에 CFBR-5002기 동시건설을 시 작하기 위한 예비 프로젝트가 2008년부터 수행 중이며,2012년까지 다른 부지에도 2기 154)P.Chelapandi, StatusofFastReactorDevelopmentinInida, IAEA TWG-FRMeeting,Vienna,Austria (2008.3). -248-

동시 건설을 시작함으로써,2020년까지 CFBR-500총 4기의 건설을 계획하고 있다. NICB Reactor vault? Nuclear Island houses 17 buildings.? DGB nearing completion? Construction of RV completed with very high quality and dimensional tolerances.? Liner has quality and dimensional tolerances.? Liner has been fabricated to a tolerance ± 15mm on a radius of 7170 mm.? RV is ready to recelve the Safety Vessel.? Fabrication of upper lateral panels is in Progress. Upper lateral liner mockup 그림 C-18.PFBR 건설 현황 및 현장 C.2.8.영국 영국은 실험로 DFR,원형로 PFR 등으로 오랜 운전경험과 핵연료재처리실적을 보유 하고 있다. 실험로 DFR은 1959년 초임계 후,소듐누출사고 등을 경험하면서도 조사시험시설로서 운전을 계속하고,1977년 폐쇄되었다. 원형로 PFR은 1974년 초임계 후,증기발생기사고 등의 트러블이 있었으나 발전 플랜 트,조사시험시설로서 운전을 계속,자연순환 붕괴열 제거 및 핵연료의 고연소도 달성 등의 성과와 운전경험을 축적하였으나,아래와 같은 영국정부의 결정에 의하여 1994년 폐쇄되었다. 한편,Dounreay연구소는 고속로 사용후핵연료 재처리시험(1962-1979)을 수행하였으 며,그 이후에는 PFR 핵연료 재처리(1988-1996)를 수행하였다. 1988년,영국정부는 새로운 석유자원의 발굴로 적어도 30~40년간은 고속로를 필요로 하지 않는다고 판단하여 5년 후에 원형로 PFR 운전을 정지키로 결정하였다.더욱이, 영국정부는 에너지도 하나의 무역재로 파악하고,또한 고속로는 이미 발전기술의 옵션 -249-

의 하나라는 인식으로부터,다음에 투자하여야 할 기술을 결정하는 것은 에너지 시장 의 업무이지,정부는 아니라고 판단하였다. 이러한 원자력 연구기관의 민영화를 계기로 1992년에는 민간주도로 고속로개발을 수 행하기로 결정하고 1993년 이후 정부출자를 중단하기로 결정하였다. 그 후로 영국 단독의 고속로개발을 중지하고 EFR 계획에 참가하였으나,재정적 조치 등의 이유로 철수하였다.유럽협력으로서 프랑스의 CAPRA계획과 SPIN계획에서 노물 리 노심안전 핵연료연구에 참가하였다.현재 플루토늄 이용에 관한 구체적인 계획이 없으며,2008년 2월부터 GenIV에 참가하고 있다. 155) 영국은 프랑스와 안전 및 사전허가를 포함한 원자력에너지개발 프로젝트의 능률과 효율을 향상시키기 위하여 협력하기로 약속하였다.니콜라 사르코지 프랑스 대통령의 영국 국빈방문 중에 발표된 공동성명에서,사르코지 대통령과 고든 브라운 영국 총리 는 프랑스와 영국 원자력규제기관이 원자력발전 보안 폐기물 관리 원자로 허가 등 과 관련하여 보다 긴밀하게 협력함으로써 프로젝트 개발을 능률화하기로합의하였다고 밝혔다.이 성명은 프랑스와 영국이 양국간 원자력규제요원의 교류를 증대하기 위한 기회를 강구할 것이라고 밝혔다. 156) C.2.9.독일 독일은 1977년 KNK-I(열중성자로)을 실험로 KNK-I(20MWe)로 개조한 후,1979년에 초임계를 달성하였다.1979년부터 운전을 시작하였으나,냉각재 내의 기포혼입문제,핵 연료 파손 등의 트러블을 경험하면서도 조사시설로서 운전을 계속하였으나 1991년 폐 쇄되었다. 독일은 이에 이어 1985년 원형로 SNR-300(327MWe)건설을 완료하였다.그러나 노 르트라인-웨스트 파아렝 주정부는 가상 노심붕괴사고 등의 안전 문제를 제기하여 운전 개시에 반대의 입장을 견지하였다. 한편,연방정부는 안전 기술면에서 핵연료장전 허가획득에 지장이 없다는 결론을 내 리고,1988년 주정부에 허가수속의 촉진을 지시하였다. 이의 대립은 행정소송으로 발전하였으나,1990년 5월 연방헌법재판소는 연방정부의 주장을 받아들여 주정부의 고소를 기각하였다. 그러나 그 후에도 주정부가 핵연료장전 허가를 발급할 전망이 보이지 않자 시험운전 공정의 지연에 따르는 재정부담의 악화가 우려되어 연방정부는 기술면 안전면에서 문 제가 없음을 밝히면서도 1991년 3월에 계획의 중지를 결정하였다. 그 이후 산업계 및 Karslruhe연구소(현 FZK)는 유럽협력으로서 프랑스의 CAPRA계 155)U.S.DOEPresRelease(2008.2.26) 156)ENSNucNet(2008.3.27) -250-

획과 SPIN계획,EFR 연구개발계획에 참가하였으나,재정적 조치 등의 이유로 철수하였 다.원자력발전을 철수하는 정책을 채택하고 있으며,2020년에 원전을 폐쇄하는 경우, 40GWe에 이르는 원자력발전량을 대체할 길이 현재 보이지 않는다. 이에 따라,독일내에서 원전의 수명을 연장하는데 대한 대중적 수용성이 증가하고 있 으며,2020년 이후에도 필요한 인력 양성을 위하여 2007년에는 KarlsruheInstituteof Technology(KIT)를 설립하여,에너지 연구 분야의 인재 양성을 시작하였다. 157) Final Statements The German States strengthen their nuclear engagement. German utilities emphasise importance of nuclear in the Energy mix. Public opinion is in favour of life time extension. Nuclear education is renewed and extended. Nuclear will ne back on the political agenda in Germany. 그림 C-19.독일의 원자력 동향 결론 C.2.10.국내 연구개발 동향 제4세대 원자력시스템 개념의 하나인 소듐냉각고속로 기술개발은 1992년부터 1996년 까지 수행된 액체금속로 개념안 개발 및 요소기술 연구수준에서 각국의 노형특성을 비 교 평가하는 연구가 수행되었다. 소듐냉각고속로의 본격적인 연구는 1997년초 중장기 연구개발계획 기획원자력위원회 의 의결에 따라 액체금속로 원형 실증로 건설을 위한 개념,기본 및 상세설계의 1,2, 3단계 10년 계획(1997~2006)에 따라 수행되었다. 1998년 재기획시 국내외 변화하는 여러 여건을 고려하여 연구목표를 에너지자원의 획기적인 확충 및 처분폐기물량의 감축을 위한 액체금속로의 개발 기술확보와 향후 실 증로 건설에 대비한 후보모델 개발 및 기본설계로 수정되였다. 157)WernerMascheck, CountryReportGermany, IAEA TWG-FRMeeting,Vienna,Austria(2008.3). -251-

2028년까지 제4세대 소듐냉각 고속로 및 핵연료주기 실증시설 건설 - 제 255차 원자력위원회 승인 [2008. 12. 22] - 그림 C-20.고속냉각로 및 파이로 건식처리 개발 계획 2001년 7월에 확정된 제2차 원자력진흥종합계획(2002~2006)에서는 액체금속로 전략 핵심기술 개발을 핵비확산성 핵연료주기 기술개발과 연계하고 국제협력을 강화하여 추 진하도록 명시하고 있다. 이에 따라, 1~2단계(1997~2001) 연구개발을 통하여 150 MWe급 용량의 KALIMER-150액체금속로 개념설계가 수행되었고 개념설계에 필요한 기본 전산체제가 확보되었다. 3단계(2002~2004)연구에서는 액체금속로 전략핵심 기술을 개발하고 원자로의 안전성 과 경제성을 향상시키기 위한 연구개발을 통하여 다양한 신개념계통의 설계기술을 개 발하고 600MWe급 소듐냉각고속로인 KALIMER-600원자로의 기본설계개념이 설정되 었다.개발된 KALIMER-600 원자로 개념은 제4세대 소듐냉각고속로 분야에서 일본의 JSFR 원자로와 함께 향후 상용화 가능성을 입증하기 위한 참조노형으로 선정되었으며, 2004년 3월에는 우리나라 원자력 장기비전 수립을 위한 국가 원자력기술로드맵 작성을 통하여 향후 집중적으로 개발해야 할 원자로형으로 선정되었다. KALIMER-600 원자로 기본설계개념을 유지하면서,TRU의 핵변환을 도모하는 연소 로 연구가 현재 제4세대 국제공동연구 및 I-NERI과제의 일환으로 개념 성립성에 대한 연구가 진행 중이다.이들 연구에서는 다양한 출력 및 전환비를 갖는 연소로 개념을 개발하여,국내의 실정에 알맞은 용량 및 전환비 등의 결정에 활용될 수 있는 기본자 료가 생산되고 있다. 2008년 12월 22일,제 255차 원자력위원회에서는 수차례에 걸친 국가원자력연구개발 액 션플랜 공청회를 거쳐 상정된 친환경고속로 순환형핵주기 시스템 개발계획안이 의결되었다. -252-

C.3사용후핵연료 소멸 재활용 가속기 구동 미임계 원자로 기술 개발 현황 C.3.1.미임계 원자로 기술 개발 동기 사용후핵연료 소멸 재활용을 위하여서는 고속중성자를 이용하는 것이 효과적이라는 점은 위의 C.1.2.절에서 소개한 바와 같다.가속기 구동 미임계 원자로는 가속기와 미 임계의 고속로를 결합한 개념이므로 고속로의 환경에서 MA 또는 TRU와 129 I, 99 Tc를 중성자 흡수를 통하여서 소멸처리하게 된다.MA 핵변환을 고속로에서 최대화하려는 목적으로 MA만을 장전하는 시도가 1980년대 후반부터 있었다. 158) 이 연구의 결과에 의하면,핵변환은 최대화할 수 있지만,유효 지발 중성자 분율이 작아져서 원자로제어 에 어려움을 초래함을 알게 되었다.가속기 구동 원자로는 MA-U만을 장전한 고속로에 는 부족한 지발 중성자 분율을 반응도의 미임계로 보완하여,미임계상태에서 고속로를 안전하게 운전하고자 고안된 개념이다.참고로 제4세대 핵변환용 원자로로 개발 중인 고속로는 중금속중 MA 무게 비율이 5%를 넘지 않으므로 MA 장전이 원자로의 의 안 전성에 거의 영향을 미치지 않는다. 미임계 원자로의 경우에는 외부의 중성자공급원이 있어야 되는데,가장 효율적인 중 성자공급은 1GeV 정도의 양성자를 중핵물질인 Pb,Pb-Bi,W 등에 조사시켜서 양성자 1개당 30개 정도의 핵파쇄중성자를 발생시키는 것이다.이러한 원자로를 가속기구동 미임계 핵변환로 (Accelerator-DrivenTransmutationSystem)라고 한다. 아래 그림 C-21은 가속기구동 미임계로의 개념도이다.냉각재로는 Pb,Pb-Bi,Na등 이 고려되고 있고 미임계로의 경우에는 추가로 표적이 필요한데 냉각재와 같은 Pb, Pb-Bi가 사용되거나 Na냉각재의 경우 W 등이 사용된다. 1 GeV 급 양성자 단수명 핵종 양성자가속기 장수명핵종 표적 미임계로 방출 연료 연료 순환 시설 송전 전력생산 사용후 핵연료 그림 C-21.가속기구동 미임계로의 개념도 158)Tokawa,et.al., FuelElementsandFuelCycleConceptsofActinideBurnerReactors, JAERI-M89-123(1989). -253-

C.3.2.미국 1990년대 초부터 LANL을 중심으로 가속기구동 미임계 핵변환 연구가 수행되기 시 작하였으며,국가차원에서의 연구는 1998년 미국 의회의 요청에 의하여 DOE 주관으로 ATW 개발에 요구되는 로드맵을 작성하여 1999년 9월에 국회에 보고된 이후부터이다. 그 후,국가차원에서의 예산이 지원되기 시작하였으며,한때 프로젝트의 명칭이 AAA 로 변경되었다. 이 후,가속기 구동 미임계 원자로 관련 연구는 AFCI프로그램에 포함되었으나,현 재는 이에 대한 연구가 전무한 실정이다.이러한 바탕에는 가속기 구동 미임계 원자로 는 MA-U만의 장전을 가정하여,가속기 구동 미임계 원자로에 대한 건설수요를 최소화 해야 그나마 경제성의 희생을 최소화 할 수 있는데, 159) 미국의 경우 핵비확산정책으로 Pu과 MA를 분리해 낼 수 없기 때문에 미국에서 가속기 구동 미임계 원자로 연구는 추진동력을 상실하고 말았다. C.3.3.일본 1988년도에 국제공동연구 핵변환 프로그램으로 OMEGA (Option Making ofextra Gain from Actinidesand Fission ProductsTransmutation)를 계획하였으며,여기에는 JAEA, CRIEPI 등이 참여하고, OECD/NEA와 연계하여 수행하고 있다. JAEA는 DoubleStrata라는 핵주기개념에 근거하여 MA 소멸을 주목적으로 하는 가속기구동 미 임계로에 대한 연구를 하고 있다. KEK와 공동으로 대용량 양성자 가속기 건설을 정부로부터 승인받아서 건설하여 가 속기를 이용한 표적 및 노심 관련 실험을 2008년 5월경부터 수행할 예정이라 발표한 바 있다. 160) 2025년에 DemoFacility를 가동하는 것을 목표로 연구를 수행중이다.이외 에 납-비스무트 냉각재 기술 미임계 원자로 노심 설계 MA 함유 핵연료 원격 제조 기술 등에 관한 연구를 수행하고 있다. C.3.4.인도 인도는 핵변환용 가속기 구동 미임계 원자로보다는 가속기를 용융염 원자로,중수로, 고속로 등과 연계하여 U을 대체하는 Th 핵연료 주기 개발에 역점을 두고 있다.기초 연구로서 원자로 설계 표적 설계 냉각재 부식 관련 컴퓨터 코드 개발 반응 단면적 측정,가속기 개발 등에 대한 연구를 수행하고 있다.2012년경 완공을 목표로 20MeV 급 양성자 가속기 시설을 건설하고 있다(그림 C-22참조). 161) 159) Accelerator-drivenSystems(ADS)andFastReactors(FR)inAdvancedNuclearFuelCycles-A Comparative Study,OECD (2002). 160)KatsuhisaYAMAGUCHI, ProgreeofADSR&D atjaea, IAEA TWG-FRMeeting,Vienna,Austria,(2008.3). -254-

그림 C-22.인도에 건설중인 20MeV급 양성자 가속기 건설 부지 전경 161)P.K.Nema, StatusReportonActivitiesofInidanADSProgram, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria, (2008.3). -255-

C.3.4.유럽 1990년대 초반 이후에 CERN 및 프랑스 CEA를 중심으로 연구가 시작되었으며,CEA 에서는 일본 JERI와 같이 DoubleStrata개념에 바탕을 둔 MA 핵변환 연구를 수행하 였다.1998년에 EU 차원에서 미임계로 연구를 수행하자는 제의가 있었고,이어서 TWG (TechnicalWorking Group)이 형성되어 2001년에 로드맵이 작성되었다.로드맵 에 따르면,2015년에 기존의 핵연료를 사용한 미임계 시스템인 XADS를 운전하기 시작 하고,2025년에 소멸처리 대상 핵연료를 사용하는 XADT를 운전하는 것을 골격으로 하 고 있다.이와 관련되어 제 5차 유럽연합 연구 프로그램 (1998-2002)에서는 총 13개의 관련 프로젝트가 수행되었다.2000년부터 PSI CEA FZK ENEA 등이 중심이 되어서 Pb-Bi표적조사실험인 MEGAPIE(MEGAwatProtonIradiationExperiment)를 계획하 여 2006년 8월 표적장전하여 중성자속 이득이 40%정도임을 확인하였다. 162) 2002년부터 는 이탈리아 ENEA의 TRIGA 원자로를 이용한 미임계 실증 실험인 TRADE (TRiga AcceleratorDrivenExperiment)를 수행하였다. 벨기에는 MYRRHA 개념설계를 마치고,2005년부터 설계개선을 거쳐 EUROTRANS 의 일환으로 70MWt급 납-미스무쓰 냉각 XT-ADS설계가 진행되어 안전성분석과 경 제성평가를 위한 설계개념이 확정되었다.2009~2013년 기간동안은 세부공학설계 핵 심기기개발 및 예비안전성분석보고서의 작성이 예정되어 있다. 163) 벨라루스의 YALINA 미임계시설에서는 ISTC 및 EUROTRANS의 재정지원하에 미임 계 원자로 유지 및 보수 기술,장반감기 핵분열 생성물 및 MA의 핵변환에 관한 실험, 미임계 원자로 동적 거동 특성 등에 관한 실험 또는 연구가 진행 중이다. 164) 162)K.Mikityuk, SwisActivitiesRelatedtoADSandFastReactors, TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). 163)Didier De Bruyn, On going activities in Belgiumin the field ofads:myrrha,xt-ads and other activities, IAEA TWG-FRMeeting,Vienna,Austria(2008.3). 164)V.Burnos,et.al., YALINA SubcriticalFacility, IAEA TWG-FR Meeting,Vienna,Austria(2008.3). -256-