서론

1978년 고리1호기가 가동된 이후 국내에는 24기의 상업용 원자로가 운영되고 있다. 현재 가동중인 원전에서는 매년 약 750톤의 사용후핵연료(Spent Fuel, SF)가 발생하고 있으며 2015년 12월말 기준, 경수로형 원전(Pressurized water reactor, PWR)에서 16,297 다발, 중수로형 원전(CANada Deuterium Uranium, CANDU)에서 408,797 다발의 사용후핵연료가 발생하였다(Song, 2016). 이들 사용후핵연료는 발전소 부지 내 습식 저장조 또는 건식저장 시설에서 임시 저장되고 있으나 저장시설의 저장용량을 고려할 때 고리 원전은 2016년, 한빛은 2019년, 한울은 2021년, 월성은 2022년에 포화가 예상되고 있다. 부지 내 조밀저장대의 설치를 통해 저장용량을 늘려 포화시점을 지연시키더라도 경수로 원전의 경우 2024년, 중수로 원전의 경우 2019년이면 포화 상태에 도달할 것으로 예상된다.

원자력에너지를 활용하는 세계 각국에서는 사용후핵연료를 포함한 고준위방사성폐기물(High Level radioactive Waste, HLW)의 안전한 관리를 위해 노력하고 있다. 국내에서는 사용후핵연료 공론화위원회를 중심으로 사용후핵연료 관리 방안에 대한 사회적 공론화 과정을 거친 후 2015년 6월 사용후핵연료 관리에 대한 최종권고안을 제출한 바 있다. 최종 권고안에 따르면 2020년까지는 지하연구시설(underground research laboratory) 부지를 선정하고 2030년부터 실증 연구를 시작하며 2051년까지 처분시설을 건설, 운영하여야 한다. 이러한 권고안을 바탕으로 정부는 2016년 7월 HLW의 안전한 관리를 위한 부지선정, 관리시설의 구축, 관리기술의 개발과 기본계획 실행을 위한 법적, 제도적 기반 구축에 관한 내용이 포함된 고준위방사성폐기물 관리 기본계획을 발표하였다. 향후 기본계획에 따른 단계적 절차들이 추진될 예정으로 있으며 우선 지하연구시설 확보가 추진될 것으로 예상되고 있다. 확보된 지하연구시설에서는 천연방벽(natural barrier)과 공학적방벽(engineered barrier)을 대상으로 HLW를 처분할 수 있는 안전하고 경제적인 처분기술 개발을 위한 현장실증시험들이 실시될 것이다.

본 연구에서는 세계 각국의 HLW 처분 기술개발을 위한 지하연구시설의 현황을 조사하고 주요 지하연구시설에서의 공학적방벽과 근계영역 암반 및 천연방벽에 관한 연구를 조사 분석함으로써 국내 지하연구시설의 부지조사, 설계, 건설, 운영에 대한 기초자료를 제공하고자 한다.

고준위폐기물 처분사업의 특성

방사성폐기물은 발열량과 방사능 농도에 따라 고준위폐기물과 중저준위폐기물로 분류된다. 우리나라는 “방사선방호 등에 관한 기준”(교육과학기술부고시 제009-37호)에 따라 반감기 20년 이상의 알파선 방출핵종 농도가 4,000 Bq/g 이상이며 2 kW/m² 이상의 발열량을 가지는 방사성폐기물은 고준위폐기물로 분류하고 있다. 고준위폐기물 처분 사업의 특성은 다음과 같이 정리될 수 있다.

부지조사 및 부지선정의 중요성

고준위처분장 부지 선정은 국가적 이슈로서 처분장 후보 부지가 건설, 운영 및 폐쇄 단계에 걸쳐 기술적, 경제적, 안전성 측면에서 적합한지를 평가하기 위한 여러 관련 분야에서의 장기적이며 광범위한 부지조사 작업이 요구된다.

단일 중앙집중식 처분장

처분장 후보부지의 선정, 부지조사, 설계, 건설, 운영에 많은 비용과 시간이 소요되는 HLW 처분 프로그램의 특성상 한 국가에서 여러 개의 처분장을 확보하기에 어려운 측면이 있기 때문에 단일 중앙집중식 처분장으로 운영될 가능성이 높다.

국내 처분장

HLW의 장거리 이송시 발생가능한 중대사고의 위험과 더불어 원자로의 형식과 원자력에너지 활용 정책에 따라 달라지는 HLW의 특성과 각국 고유의 지질조건을 고려한 처분시스템을 개발, 적용하여야 하기 때문에 국가별 자체적인 처분기술 개발 및 국내 처분장 확보가 요구된다.

초장기 안전성 확보

HLW에 포함된 방사성물질의 긴 반감기 때문에 고준위처분장은 수만 년-수십만 년 기간의 초장기 안전성이 확보될 수 있어야 한다.

발열폐기물

HLW에서는 방사성 붕괴에 의해 높은 열이 발생하는 특성이 있다. 방사성붕괴열은 고준위방사성폐기물의 종류, 임시저장기간에 따라 다르며 처분시스템의 선정 및 관련 기술의 개발 시 이를 반영하여야 한다.

고심도 처분장

방사능 물질의 생태계 유출 가능성을 최소화하기 위해 고준위 처분장은 지하 수백미터 심도에 건설되며 지반의 자중에 의한 높은 현지응력을 포함한 고심도 암반에서의 다양한 특성들이 되어야 한다.

열-수리-역학-화학 복합거동

열 발생이 수리-역학-화학적 거동에 미치는 영향, 지하수의 유입에 의한 열-역학-화학적 거동 변화, 역학적 거동 및 화학적 변화에 따른 열-수리적 거동의 변화 등이 복합적으로 고려되어야 한다.

다중방벽 개념

처분 안전성의 확보를 위해 Fig. 1에서와 같은 천연방벽(natural barrier)과 공학적 방벽(engineered barrier)을 결합한 다중방벽 개념이 사용된다. 따라서 공학적방벽과 근계영역(near-field) 암반 사이의 상호작용에 대한 고려도 필요하다.

Fig. 1.

Deep geological disposal of HLW utilizing multi-barrier system (Martin et al., 2007).

회수 가능성

심층처분시설은 운영 과정에서 필요한 경우 방사성폐기물을 안전하게 회수할 수 있는 방안을 가져야 하며, 회수한 폐기물을 관리할 수 있는 공간과 설비를 확보할 것이 요구된다(NSSC, 2016).

지하연구시설을 활용한 처분 기술 실증

인류가 경험하지 못한 초장기간의 안전성 확보가 요구되는 고준위처분장의 특성상 처분장 조건과 유사한 지하연구시설에서의 현장실증 연구가 필수적이다.

해외 지하연구시설 현황

Table 1은 세계 각국의 지하연구시설의 현황을 보여준다. 표에서 site specific URL이란 잠정적인 처분장 부지 또는 그 부근에 건설한 시설로 부지특성 자료를 수집하는데 주목적이 있는 경우를 뜻한다. Generic URL 이란 실제 처분장 부지가 아닌 곳에 설치되는 지하연구시설로서, 기존의 도로터널이나 광산을 활용하는 경우(type 1)나 신규로 지하연구시설을 건설하는 경우(type 2)가 있다(NEA, 2013). 국내에는 2006년 원자력연구원 내 화강암반에 신규로 건설된 KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 가 운영되고 있다. 표에서 보듯이 세계 각국의 지하연구시설은 다양한 암반(결정질암, 점토질퇴적암, 암염)과 심도(100~ 1,000 m) 에 위치하고 있으며 지하연구시설의 목적과 규모에 따라 대체적으로 십 년~수십 년 동안 운영되고 있다. 미국 Waste Isolation Pilot Plant(WIPP) 처분장의 경우 지하연구시설 단계(1982-1999년)를 거쳐 1999년 이후 실제 운영이 되고 있는 심층처분장으로 뉴멕시코주 650 m 심도의 암염층에 위치하고 있다. 미국 Yucca mountain, 스웨덴 Aspo 건설에는 Tunnel Boring Machine(TBM)이 이용되기도 하였으나 대부분의 지하연구시설은 발파기법으로 건설되었다.

Table 1. Status of underground research laboratories in the world (updated from NEA, 2013)

스웨덴 Aspo Hard Rock Laboratory(HRL)

10기의 원자로가 가동되고 있는 스웨덴에서는 1988년 발트해 지하 60 m 심도 결정질 암반에 중저준위 폐기물 처분장인 SFR을 건설, 운영하고 있다. 2009년에는 포스마크 원전 인근을 고준위처분장 부지로 선정하고 2011년 인허가를 신청하였다. 지하 500 m 심도에 위치하게 될 고준위처분장은 2025년 경 운영에 착수될 예정이며 100년 동안의 운영을 통해 사용후핵연료 12,000톤을 영구 처분할 계획으로 있다. 사용후핵연료 관리를 책임지고 있는 SKB는 다중방벽개념을 통해 사용후핵연료의 직접 처분하는 KBS-3 개념을 제안하는 등 결정질 암반에서의 처분기술 개발을 선도하고 있다. 또한 심층처분장 운영 측면에서 요구되는 공학적 변수의 도출 및 최적화를 위하여 지하 450 m 깊이, 총 터널 길이 3,600 m의 Aspo HRL(hard rock laboratory)을 건설, 운영하고 있다(Fig. 2). Aspo 지하연구시설에 대한 사전 조사비로 1억 SEK (1SEK = 약 150원)가 소요되었고 순수 공사비로는 2.8억 SEK가 투입되었다.

Fig. 2.

Layout of Aspo HRL in Sweden (Birkholzer, 2012).

캐나다 URL

캐나다 Manitoba 주 편마암질 화강암에 약 4천만 불의 재원으로 건설된 Underground Research Laboratory(URL)은 지하 450 m까지 연구공간이 구축되어 있다(Fig. 3). 1985년 운영이 시작된 URL에서는 240 m와 420 m 심도에 연구용 터널들이 건설되었으며 부지조건에 부합하는 다양한 실험들이 실시되었다. 약 25년 동안의 운영을 마치고 2010년 공식 폐쇄되었다.

Fig. 3.

Locations of in situ experiments carried out at URL in Canada (Modified from Ohta and Chandler, 1997).

스위스 Mont Terri와 Grimsel 지하연구시설

상용 원자로 4기가 운영되고 있는 스위스에서는 1972년 설립된 National Cooperative for the Disposal of Radioactive Waste(NAGRA)가 HLW 처분 기술 개발의 중심 역할을 하고 있다. 스위스에는 Grimsel 지하연구시설이 화강암반에 그리고 Mont Terri 지하연구시설이 점토층 암반에 건설되어있다(Fig. 4). Mon Terri 지하연구시설은 1989년 건설된 기존의 도로터널 인근 250-320 m 심도에 위치하고 있으며 프로젝트가 개시된 1996년 이후 다양한 현장시험이 실시되었다. 알프스 산맥 하부에 위치한 Grimsel 지하연구시설은 1983년 건설이 시작되었으며 현재까지 굴착된 총 1.1 km의 터널로 구성되어 있다. Grimsel 지하연구시설에서 지난 반세기 동안 수행된 지질, 지구물리, 수리지질, 암석역학, 핵종이동에 관련된 다양한 연구들은 단계별로 아래와 같이 정리할 수 있다.

Fig. 4.

Fig. 4. Underground research laboratories operated in Switzerland (from NAGRA homepage).

1)Phases I and II (1983 - 1990) : Phases I과 II에서는 16개의 주요 현장시험이 실시되었다. Phase I에서는 현장 시험을 통해, 이후에 실시될 현장시험의 계획과 분석에 필요한 지질 및 수리 특성 자료를 획득하고자 하였다. Phase II에서는 지구물리 기법, 암반손상대 평가 기술, 히터 시험, 암반응력 측정을 위한 기술 개발이 수행되었다. 일부 연구는 Phase III에서 계속 수행되었다.

2)Phase III (1990 - 1993) : Phase III에서는 암반에서의 수리적, 지화학/물리적 이동 과정에 대한 연구에 집중하였다. Phase III에서 수행된 연구로는 fracture flow test, tracer 이동시험, hydrodynamic 모델링, 불포화대 연구, 환기시험 등이 있다. 이 단계에서는 현장시험 결과를 예측하고 검증하기 위한 모델링 기법의 중요도가 높아졌다.

3)Phase IV (1994 - 1996): Phase IV에서는 안전성 평가 관점에서 다음과 같은 현장 연구들이 수행되었다.

- 시추공 밀봉(borehole sealing)

- 암반손상대 연구

- 탄성파 토모그래미(tomography) 기술

- 터널 근계영역에서의 균열망을 따른 2 phase 유동

- 결정질암에서의 2 phase 유동

4)Phase V (1996-2004) : Phase V 기간은 천연방벽의 성능, 공학적 방벽 시스템과 부지조사 및 모델링 방법에 대한 연구에 초점을 맞추어 아래와 같은 연구들이 진행되었다.

- 공학적방벽 시스템(현장시험: FEBEX, GMT, FOM)

- 천연방벽에서의 현상(현장시험: HPF, CRR, GAM)

- 부지조사와 모델링(현장시험: EFP, CTN projects)

5)Phase VI (2003-2013 ) : Phase VI에서는 처분장 조건 및 time frame에서의 처분개념의 장기 타당성을 평가하기 위한 아래와 같은 연구들이 수행되었다.

-공극의 구조(참여 기관: Nagra, HYRL, STUK, HYDRASA)

-콜로이드의 형성과 이동(참여 기관: Nagra, JAEA, Andra, BMWi)

-장기간에 걸친 확산(diffusion) (참여 기관: Nagra, AIST, HYRL, NRI, JAEA)

- 장기 시멘트 연구

- 폐기물 취급기술 및 장비

- 재료시험 시설

핀란드 Onkalo 지하연구시설

1983년부터 사용후핵연료 최종처분을 준비해 온 핀란드는 2001년 약 17년간의 지질조사, 의견수렴 등을 거쳐 세계 최초로 Olkiluoto를 영구처분 부지로 확정하고 2012년 건설허가를 신청하였으며 2015년 11월 건설허가 승인을 받았다. KBS-3 수직처분공 개념을 바탕으로 건설될 처분장의 운영은 2023년에 시작될 예정되어 있다. 약 2,800개 처분용기를 영구처분하기 위해 191개의 처분터널이 건설될 예정이며 터널의 총 길이는 42 km에 달할 것으로 예상된다. 처분장은 발파기법으로 지하 약 400 m 심도에 건설될 예정이다. 처분장 부지의 특성 조사를 위하여 Onkalo 지하연구시설(underground characterization and research facility, UCRF)이 건설되었다. Onkalo 지하연구시설은 10% 하향경사, 5.5×6.3 m 크기로 굴착되는 5.5 km의 진입터널과 직경 6 m의 수직갱도, 그리고 420 m와 520 m에 위치한 조사구간을 포함하여 총 8.3 km의 터널로 구성되어 있다(Fig. 5). Onkalo 지하연구시설에서는 아래와 같은 현장시험들이 수행되고 있다.

(1)Nichi 1

-2009-2011년 암반의 열확산계수 측정을 위한 현장시험

-2011-2016년 완충재 시험

(2)Niche 3(-345 m)

-2009년부터 암반손상대 시험

-암반의 강도를 평가하기 위한 POSE(Posiva's Spalling Experiment) 시험

(3)Niche 4 (-360 m)

-2010 이후 지하수 유동 특성 연구를 위한 수리지질학적 간섭시험을 실시하고 있다.

(4)Niche 5 (-400 m)

-2012년 이후 암반을 통한 확산 특성 연구를 위한 Water Phase matrix Diffusion Experiment(WPDE), Through Diffusion Experiment(TDE), Gas Phase matrix Diffusion Experiment(GPDE) 시험 실시하고 있다. 그밖에도 Sulphate reduction experiment(SURE), Prediction-Outcome (P-O), Rock Suitability Criteria(RSC) 현장시험과 처분개념의 실증을 위한 연구들이 수행되고 있다.

Fig. 5.

Locations of in situ experiments at Onkalo UCRF in Finland (Johnsson, 2015).

일본 Horonobe 지하연구시설과 Mizunami 지하연구시설 (MIU)

50여기의 원자로 운영을 통해 전력의 30% 정도를 생산하고 있는 일본은 현재 HLW처분기술 개발을 위해 Mizunami와 Horonobe에 심부 지하연구시설을 구축하고 있다(Fig. 6). 화강암반에 건설되는 Mizunami 지하연구시설은 2003년 7월 건설이 착수되었으며 2017년 현재, 목표 심도 1,000 m 중 500 m까지 shaft 건설이 완료되었다. Shaft 는 발파기법을 사용하여 약 1.3 m/day 속도로 굴착되었다.

Fig. 6.

URLs operating in Japan. (a) Mizunami URL(Mikake et al., 2011) and (b) Horonobe URL(Nakayama et al., 2010).

Mizunami 지하연구시설 프로젝트의 1단계(7년)에서는 심부지질환경에 대한 기초정보를 획득하기 위한 지질조사, 지구물리탐사 및 시추공을 이용한 조사가 수행되었으며, 2단계(8년)에 수직갱도 건설이 진행되었다. 3단계(9년)에서는 굴착된 지하공간에 장비를 설치하고 암반 변형과 지하수의 유동, 지화수화학에 대한 측정이 실시될 예정이다(Shigeta et al., 2003). 퇴적암층에 위치하는 Horonobe 지하연구시설은 2005년 11월 착공되었으며 목표 심도인 500 m에 도달하기 전 140 m, 250 m, 350 m에 연구용 터널을 건설하여 관련 연구를 수행하였다. 20년 계획으로 진행되는 Horonobe 지하연구시설 프로젝트는 연구기간 동안 3단계에 걸쳐 연구가 진행되고 있다. (a) 1단계(6년)에서는 지표면 기반 연구 (b) 2단 계(6년)에서는 건설과 병행한 연구, (c) 3단계(9-11년)에서는 지하연구시설을 활용한 연구가 수행될 예정이다(Shigeta et al., 2003).

지하연구시설을 활용한 연구

천연방벽(Natural barrier)

천연방벽이란 천연의 지하구조 및 지표구조로서, 처분된 방사성폐기물 또는 공학적 방벽을 둘러싼 암반과 토양 등을 의미한다. 처분장 천연방벽의 특성은 처분장에서 누출된 방사성 물질의 이동에 큰 영향을 미치기 때문에 지하연구시설에서는 천연방벽의 장기지질안정성, 지형, 핵종 흡착-확산-이동 특성, 암석역학, 수리지질, 열적 특성, 지하수 유동, 지화학, 미생물 등 다양한 분야에 대한 연구가 수행되고 있다. 고준위처분장 모암으로는 결정질암, 점토질암, 암염이 주로 고려되고 있다. 결정질암은 높은 강도, 풍화에 대한 저항성, 핵종 이동을 지연시키는 흡착 능력이 뛰어나 여러 나라에서 처분장의 모암으로 고려되고 있지만 균열망을 통한 지하수 및 방사성물질의 이동 특성에 대한 이해가 필요하다. 낮은 투수도와 함께 흡착성이 뛰어난 점토질암은 핵종 누출을 차단하는 기능이 뛰어나며 연성을 가지고 있기 때문에 지진 발생 시 구조적으로 안전한 모암으로 여겨진다. 하지만 결정질암에 비해 강도가 낮기 때문에 고심도 처분장의 경우, 역학적 안정성 확보가 필요하다. 암염은 뛰어난 불투수성, 높은 열전도성, 연성, 불포화 암반 등의 특성으로 인해 처분장 모암으로 고려되고 있다. 하지만 강도와 탄성계수가 낮고 시간의존적인 변형이 크게 나타나기 때문에 고심도 처분장을 건설하는 경우, 높은 하중과 방사성붕괴열에 의한 장기 거동 메카니즘에 대한 이해가 필요하다.

공학적방벽(Engineered barrier) 연구

공학적방벽이란 처분환경에서 방사성폐기물의 유출과 처분시설로의 지하수 침투 또는 사람의 침입을 제한하는 역할을 하는 인공물을 의미한다. 고준위처분장에 설치되는 공학적방벽으로는 처분용기, 완충재, 뒷채움재, 밀봉재를 들 수 있다. 공학적방벽의 설계 시에는 (a) 장기안전성(long-term safety) (b) 운영안전성(operational safety) (c) 건설, 운영, 유지의 편의성 (d) 공학적 수용성 (e) 자연유사(existence of analogues) (f) Compatibility (g) 회수성 (h) 비용 등이 고려되어야 한다.

처분용기(Canister)

사용후핵연료 또는 사용후핵연료의 재처리 후 발생하는 HLW는 처분용기에 담겨 처분된다. HLW에서는 높은 열과 방사선을 방출하기 때문에 처분용기는 그 재료의 선택과 제작, 취급에 주의가 요구된다. HLW를 지하 처분 공간에 장기 보관을 위해서는 처분용기는 부식과 외부충격에 강한 재질이어야 하며 방사선붕괴열에 의한 열응력, 지압과 지하수압, 완충재에서 발생하는 팽윤압 조건에서도 안전성이 확보될 수 있어야 한다. 또한 지진 발생 시 예상되는 처분공 주변 암반의 변형에 의해서도 구조적 문제가 발생하지 않도록 설계되어야 한다. 일반적으로 구리, 스테인리스강, 주철을 사용한 금속용기가 고려되고 있다. 세계 각국의 지하연구시설에서는 처분장 환경에서 처분용기 재질이 장기적으로 안전하게 기능을 할 수 있는가에 대한 연구들이 수행되었다. 스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 구리용기 파손(1 mm) 에 따른 부식 현상에 대한 이해를 위해 2006년 5개의 처분공에 처분용기를 설치, 관찰한 바 있다(SKB, 2012).

완충재(Buffer)

처분용기를 감싸는 완충재는 공학적방벽 중 처분장의 안전성 확보측면에서 핵심적인 역할을 한다. 완충재는 처분장의 운영기간 뿐 아니라 폐쇄 후 수만 년에서 수십만 년이라는 오랜 시간 동안 방사선적, 열적, 역학적, 수리적, 화학적 측면에서 공학적방벽으로서의 역할을 해야 한다. HLW 처분을 고려하는 세계 각국에서는 열전달이 좋고, 투수계수가 낮으며 팽윤성과 이온교환 능력이 뛰어난 벤토나이트를 기반으로 한 완충재의 사용을 고려하고 있다. 벤토나이트를 압축하여 블록이나 필렛 형태로 제작하여 처분용기와 암반 사이의 공간을 채우는 것이 일반적으로 고려된다. 벤토나이트는 구성 성분에 따라 열전달특성, 팽윤특성, 수리적, 역학적 특성이 달라지며 이는 처분장 조건에서의 핵종 누출 차단을 비롯한 완충재의 성능에 영향을 미치게 된다. 따라서 적합한 완충재의 선택은 처분 시스템 구성에서 매우 중요한 사안으로 여겨진다. 스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 처분장 조건에서 여러 완충재 후보 물질들 사이의 성능을 비교를 위해 Fig. 7과 같은 현장시험을 실시한 바 있다. 현장시험을 통해 광물 안정성, 물리적 물성과 같은 완충재 물질에 대한 성능을 비교하였으며 벤토나이트 블록 제작, 저장에 따르는 문제, 철 성분과 벤토나이트의 상호작용에 대한 연구가 수행되었다. 비정상 조건에서의 완충재 성능 평가를 위해 최대 130°C 까지 온도를 상승시키면서 온도, 습도, 응력, 공극압, 지하수 유입량 등을 관찰하였다.

Fig. 7.

Tests for comparing the performance of different buffer materials at Aspo HRL in Sweden (SKB, 2013).

뒷채움재(Backfill)

처분용기와 완충재가 거치된 처분터널의 빈 공간은 뒷채움재를 사용하여 채우게 된다. 설치된 뒷채움재는 터널 공간을 통한 지하수의 유입을 차단하며 터널 주변에 집중되는 응력을 분산시킴으로써 암반의 구조안정성을 향상시키는 역할을 한다. 또한 방사성 핵종의 이동을 지연시키며 지하수의 화학적 안정성을 높임으로써 처분장의 장기 안전성 증진에도 기여한다. 일반적으로 벤토나이트와 모래 또는 벤토나이트와 파쇄암을 혼합하여 뒷채움재로 사용하는 개념이 고려되고 있다. 암염에 건설되는 처분장에서는 암염 분말이 가장 적합한 뒷채움재로 고려되고 있다. 스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 450 m 심도에 12 m 길이의 처분터널을 굴착하고 처분개념에서 고려하는 뒷채움재 설치 기술 검증 및 장비 성능을 시험하였다. Fig. 8은 뒷채움재를 설치 한 후 터널을 막음한 모습을 보여준다.

Fig. 8.

Validation of backfilling at Aspo in Sweden (SKB, 2015).

밀봉재(Sealing material)

처분용기, 완충재, 뒷채움재의 설치가 완료된 처분터널과 수직갱은 밀봉재를 사용하여 밀봉하여야 한다. 밀봉재는 처분터널 내의 완충재와 뒷채움재를 장기간 밀폐시킴으로써 이들의 성능이 최대한 발휘되게 하는데 중요한 역할을 한다. 밀봉재는 장기적 견고성, 낮은 투수도, 적합한 강도를 가지는 것이 요구된다. 시멘트 기반의 밀봉재의 경우 처분장 조건에서의 장기 성능에 대한 불확실성이 존재하므로 다양한 조건에서 성능을 발휘할 수 있는 재료에 대한 연구가 필요하다. High-pH 시멘트의 경우, 다른 공학적방벽의 장기 성능에 영향을 줄 수 있기 때문에 고준위처분장에서는 저알칼리 시멘트의 사용이 요구된다. 핀란드, 스웨덴, 일본, 캐나다, 스페인 등에서 개발된 low-pH 시멘트의 성능은 기준그라우트에 비해 강도가 감소하였으며 재료분리 저감, 블리딩 현상 감소, 밀도 증가로 인한 투수도 감소, 화학적 저항성 증대 및 leachate 저항성 등이 증가하였다(Kim et al., 2009). 이러한 밀봉재 재료 개발과 더불어 해외 지하연구시설에서는 밀봉 기술에 대한 다양한 현장실증 시험이 실시되었다.

Fig. 9는 프랑스 Tournemire 지하연구시설에서 실시된 밀봉재 성능평가를 위한 SEALEX 현장시험과 캐나다 URL에서 실시된 밀봉 성능 시험인 TSX(Tunnel Sealing Experiment) 를 보여준다. TSX에서는 시험터널 양쪽에 벤토나이트 70%와 모래 30%를 섞어 만든 9,000개의 벤토나이트 블록과 콘크리트 플러그를 사용하여 밀봉한 후 시간에 따른 밀봉 성능을 비교하였다. TSX에는 프랑스 Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA), 일본 Japan Atomic Energy Agency(JAEA), 캐나다 Atomic Energy of Canada Limited(AECL) 이 참여하였다. Fig. 10은 TSX 시험터널 굴착 후의 모습을 보여준다. 스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 처분터널에서 처분용기의 거치 후 터널 막음 기술을 개발하기 위한 시험으로 4~10 MPa 압력 조건에서 콘크리트 플러그와 암반의 기밀성을 평가하였다(Fig. 11). 이와 더불어 고준위 처분장에서 암석 균열 밀봉, 록볼트 설치, 지보재, 콘크리트 밀봉재로 사용하기 위한 low-pH 시멘트를 개발 연구가 수행되었다. 핀란드 Onkalo 처분장에서는 2012-2016년 높이 4.35~6.35 m, 폭 3.3~5.5 m, 길이 6m의 콘크리트 플러그를 실 규모로 설치한 후 filter layer 에 0~42 bar 의 압력을 가하면서 밀봉 성능을 평가하였다(Fig. 12).

Fig. 9.

In situ experiments. SEALEX and TSX, for investigating sealing performance.

Fig. 10.

Construction of the tunnel for TSX (Read, 2004).

Fig. 11.

In situ sealing experiment at Aspo HRL in Sweden (SKB, 2015).

Fig. 12.

Layout of in situ sealing experiment at Onkalo in Finland (Holt et al., 2014)

근계영역(Near-field)

근계영역에는 공학적방벽과 함께 공학적방벽에 접하는 암반이 포함된다. 근계영역은 공학적방벽과 암반의 상호작용에 의해 처분장 성능이 영향을 받을 수 있기 때문에 처분장 안전성 측면에서도 중요한 영역으로 여겨진다. 근계영역에서는 처분터널과 처분공 굴착에 의하여 암반의 초기 물성이 변화하기 때문에 이에 대한 조사, 분석, 평가가 필요하다. 대부분의 지하연구시설에서는 암반손상대(Excavation Damaged Zone, EDZ) 연구가 진행된 바 있다. Table 2는 여러 지하연구시설에서 수행된 EDZ 특성에 대한 연구 결과를 보여준다. 스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 근계영역에서의 발파 충격에 의한 암반 손상구간을 실측하기 위해 굴착 후 터널 바닥과 벽면을 절단하여 균열의 양상을 조사하였다. Fig. 13은 굴착 후 발파 충격에 의해 발생한 EDZ 규모를 조사하기 위한 절단 장비를 보여주고 Fig. 14는 터널 바닥과 벽면에 발생한 균열을 보여준다.

Table 2. Characteristics of EDZ measured at different URLs

Fig. 13.

Rock cutting for investigating disturbed zone after excavation at Aspo HRL in Sweden (SKB, 2016).

Fig. 14.

Observation of crack generated during tunnel excavation at Aspo HRL in Sweden (SKB, 2015).

근계영역에서는 폐기물에서 발생하는 열과 압력, 지하수의 유입과 화학적 영향에 의한 공학적방벽과 암반의 거동이 복잡하게 일어난다. 근계영역에서의 열-수리-역학-화학적(THMC) 복합거동에 대한 이해를 위해 세계 각국에서는 다양한 규모로 현장시험을 실시하였다. Table 3은 세계 각국에서 실시된 근계영역에서 실시된 THMC 현장시험을 보여준다.

Table 3. In situ THMC experiments carried out at different URLs (updated from Kwon, 2012)

Fig. 15는 스위스 Grimsel 지하연구시설에서 수행된 Full- scale High Level Waste Engineered Barriers Experiment (FEBEX) 현장시험을 보여준다. 공학적방벽의 설치 가능성을 입증하고 완충재의 THM 거동과 근계영역에서 THC 거동을 연구하기 위해 1995년 직경 2.28 m, 길이 70 m의 시험터널을 TBM을 이용하여 굴착하였다(Delay et al., 2014). 시험시설의 설치 후 시험터널의 입구는 콘크리트 플러그로 밀봉하였다. 수평처분 개념으로 처분용기가 거치되는 경우 공학적방벽에서의 THMC 복합거동에 대한 측정 및 평가를 위해 2개의 히터를 설치하고 히터와 암반 사이에 벤토나이트 블록을 채워 시간 경과에 따른 THMC 거동 변화를 관찰하였다. 직경 700 mm의 히터에는 3개의 독립적인 발열 시스템이 설치하여 히터와 완충재 접촉면에서의 온도를 일정하게 유지할 수 있도록 하였다. 현재까지 진행되고 있는 FEBEX 프로젝트에는 한국을 포함하여 스웨덴, 일본, 프랑스, 스위스, 핀란드, 체코, 벨기에 등 여러 국가의 기관들이 참여하고 있다.

Fig. 15.

FEBEX at Grimsel test site in Switzerland (Delay et al., 2014).

스위스 Mont Terri 지하연구시설에서는 Full-scale Experiment(FE)가 수행되었다(Muller, 2015). 점토질 암반에 수평처분 방식으로 고준위폐기물을 처분하는 경우를 모사하기 위해 2012년 직경 3 m, 길이 50 m의 터널을 굴착기를 사용하여 굴착하고 Fig. 16과 같이 3개의 히터를 설치하였다. 총 1655개의 센서를 설치하여 온도, 압력, 변형, 공극압, 가스 생성을 측정하였으며 현장시험 결과 분석을 통해 압축 벤토나이트를 제작할 때 적정 함수비, 압축력, 적정 밀도 등을 찾아내고자 하였다.

Fig. 16.

FE heater test carried out at Mont Terrl URL in Switzerland (Muller, 2015).

캐나다 URL에서 수행된 Buffer Container Experiment (BCE) 시험은 처분장 조건에서 예상되는 기준 완충재의 거동을 파악하기 위한 실규모 현장실증시험으로서 완충재의 성능 평가와 모델 개발, 그리고 현장실증실험과 관련된 설계, 제작, 설치, 운전 및 모니터링 기술 축적 등을 위해 수행되었다(Chandler et al., 1996). BCE 시험은 심도 약 240 m 깊이의 위치에 설치되었으며 약 6 년간의 준비과정을 거쳐, 1991년 11월에 시작되어 1994년 5월에 종료되었다. BCE의 실험에는 처분용기를 모사한 히터, 완충재, 뒷채움재, 처분공이 굴착된 암반, 완충재의 팽윤압에 의해 처분공에 설치된 구성요소들이 위로 이동하는 것을 방지하기 위한 지지용 기둥 등이 구성요소가 된다(Lee et al., 2014). 히터는 기준 처분용기와 동일한 직경 0.635 m, 길이 2.2 m이었다. 벤토나이트와 모래를 동일한 중량비로 혼합하여 만들어진 완충재를 히터 주위에 채웠으며 파쇄석 75%와 점토 25%를 혼합한 뒷채움재를 처분공 상부에 1 m 두께로 설치하였다(Fig. 17).

Fig. 17.

Buffer Container Experiment carried out at Canada URL(Chandler et al., 1996).

일본 JAEA는 Horonobe 지하연구시설에서 수직공 처분개념에 대한 THMC 복합거동 연구를 위한 현장시험을 실시하고 있다. 현장시험은 지하 약 350 m 구역에서 수행되며 처분공의 직경은 2.5 m, 깊이는 4.2 m이다. 처분용기는 직경 82 cm, 높이 173 cm, 중량 5.6 ton이고, 재질은 단조강이며, 내부에 설치된 히터를 사용하여 모사된다(Lee et al., 2014). 2015년 히터 가동이 시작되었으며 현재 히터온도를 100°C까지 상승시킨 후 유지하면서 열-수리-역학-화학적 거동 변화를 관찰하고 있다. 벤토나이트와 모래를 7:3으로 혼합한 0.7m 두께의 완충재가 설치되었다(Fig. 18). 뒷채움재는 벤토나이트와 파쇄석 혼합재이며, 현장시험은 Decovalex-2015 국제공동연구의 Task-B2로 선정되어 연구된 바 있다(Kwon et al., 2015).

Fig. 18.

In situ THMC experiment carried out at Horonobe URL, Japanfrom (Sugita and Nakama, 2012).

사용후핵연료를 암염층에 직접처분 하는 경우, 열-역학적 거동을 평가하기위해 Asse 암염광산에서 수행된 Thermal Simulation of Drift Emplacement(TSDE) 현장시험에서는 지하 800 m에 10 m 간격으로 75 m 길이의 수평터널 2개를 나란히 굴착하고 각 터널에 3 m 간격으로 3개의 히터를 설치하였다. 터널의 빈 공간은 파쇄암염으로 뒷채움을 하였다(Fig. 19). 가열에 따른 암염의 거동 관찰을 위해 200개의 관측공(총 길이 2.7 km)이 천공되었다(Bechthold et al., 1999).

Fig. 19.

Schematic view of TSDE experiment at Asse salt mine (Bechthold et al., 1999).

벨기에 HADES(High-Activity Disposal Experimental Site) 지하연구시설에서는 심도 223 m의 Boom Clay 층에서의 HLW 처분 타당성 연구를 위해 PRACLAY 현장시험이 실시되었다(Li, 2011). 현장시험을 위한 시험용 연구터널은 길이 45 m의 수평터널로서 내경 1.9 m, 외경 2.5 m의 실린더형이며 2개의 전기히터로 구성된 히터가 설치되었다(Fig. 20). 히터 가열은 2009년에 시작되었으며 2019년 최종 마무리될 예정으로 있다.

Fig. 20.

Layout of PRACLAY in situ experiment at Hades URL in Belgium (Li, 2011).

스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 2002-2006년 Aspo Pillar Stability Experiment(APSE)가 수행되었다. 현장시험을 위해 심도 450 m에 높이 7.5 m, 폭 5 m의 연구용 터널을 굴착하고 깊이 6.5 m, 직경 1.75 m의 처분공 2개를 1 m 간격으로 천공하였다(Fig. 21). 현장시험에서는 열응력의 발생, 굴착 후 응력의 집중, 팽윤압, 봉압의 이완 등에 의한 압력 변화가 암석의 파괴(spalling)에 미치는 영향을 평가하였다(Andersson, 2007). 핀란드 Onkalo 지하연구시설에서 수행된 Posiva’s Olkiluoto Spalling Experiment(POSE)는 Olkiluoto 암반의 강도를 평가하기 위해 2010-2014년 수행되었다(Valli and Hakala, 2016). 심도 345 m에 폭 9 m, 높이 7 m, 길이 67 m이며 길이 7 m의 터널을 굴착하고, 깊이 7.2 m, 직경 1.524 m의 수직공 2개를 0.9 m 간격으로 터널 바닥에 설치하였다.

Fig. 21.

Layout of APSE carried out at Aspo in Sweden (Andersson, 2007).

처분개념 실증

처분공의 길이, 공학적방벽의 역할, 공학적방벽과 처분용기의 거치 방식, 공학적방벽 설치 후의 거동 측면에서 수직처분과 수평처분 방식은 차이가 나며 이는 지하 처분장의 규모와 처분장의 장기 성능에 영향을 미칠 수 있다. 처분방식에 따른 영향을 파악하기 위해 해외 지하연구시설에서는 다음 현장시험들이 실시되었다.

수직 처분 개념 실증

스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 지하 450 m 심도에 6개의 수직 처분공을 굴착하고 처분용기, 완충재 및 처분터널 뒷채움재 (벤토나이트+파쇄암) 를 설치한 후 사전 예측 결과와 비교하는 현장시험을 실시하였다(Fig. 22). 2001년 착수된 현장시험에서는 일정 시간 경과 후 시료를 채취하여 실험실 실험을 수행하였으며 2020년까지 모니터링 작업을 지속할 예정으로 있다. 현장시험을 위해 지하수 유입에 따른 포화도, 온도, 응력변화, 처분용기 변위, 팽윤압, 지하수압, 가스압, 화학반응 및 박테리아 성장 및 이동 측정을 위한 1,000개의 센서가 설치되었다. Fig. 23은 핀란드 Onkalo 지하연구시설에서 수행된 수직 처분개념에서의 처분용기 거치 기술개발을 위한 현장시험을 보여준다.

Fig. 22.

In situ experiment for validating vertical disposal system at Aspo HRL in Sweden (SKB, 2011).

Fig. 23.

Demonstration of KBS-3 vertical disposal concent in Onkalo UCRF in Finland (Johansson, 2015).

수평처분 개념 실증

수평처분의 경우, 지하수 유입 통제가 용이하고 굴착이 용이한 반면, 완충재 및 처분용기 거치의 어려움이 있어 관련 기술의 개발이 필요하다. 스웨덴 Aspo 지하연구시설에서는 수평처분 개념 구현을 위한 기술 개발을 위해 2013년 지하 220 m 심도에서 KBS-3H 개념을 구현하는 multi purpose test(MPT)가 실시되었다(Fig. 24). 2011-2016년에는 심도 410 m 지점에서 수평 처분공을 정확히 천공하기 위한 기술개발을 위한 현장실증 시험이 실시되었다. 선진 천공된 시추공을 확공하는 방식으로 직경 1.8 m, 수평 길이 100 m 이상의 수평공을 정확하게 천공할 수 있었다. Fig. 25는 시추공 천공 정확도를 높이기 위해 개발된 장치를 보여준다.

Fig. 24.

Multi Purpose Test for horizontal emplacement (SKB, 2014).

Fig. 25.

Aligning experiment for horizontal drilling with high accuracy at Aspo HRL (SKB, 2014).

결론

원자력발전을 통해 에너지를 얻는 세계 각국에서는 안전한 방사성폐기물 관리를 위해 노력하고 있다. 사용후핵연료와 같은 고준위폐기물의 경우 수만년 동안의 초장기 관리가 필요하며 천연방벽과 공학적방벽을 활용한 다중방벽 시스템을 활용하여 방사성물질의 누출을 차단, 지연시킬 수 있는 심층처분 방식이 선호되고 있다. 방사선, 방사성붕괴열, 심부 암반 응력, 완충재 팽윤압, 지하수압이 복합적으로 작용하는 처분 조건에서 천연방벽과 공학적방벽들의 성능을 장기간 유지할 수 있도록 하는 것은 처분 안전성 확보를 위해 중요한 사안이다. 세계 각국에서는 다양한 심도와 암종에 지하연구시설을 건설하고 HLW 처분기술을 개발을 위한 현장실증시험들을 수행하고 있다. 지하연구시설에서는 천연방벽 성능 평가, 공학적방벽(처분용기, 완충재, 뒷채움재, 밀봉재) 개발, 근계영역 특성 평가, 처분개념 실증, 장비개발 및 실증연구들이 수행되고 있다. HLW처분 프로젝트의 성공적인 수행을 위해서는 공학 뿐 아니라 이학과 인문사회를 포함한 다분야의 협력이 필수적이다. 국내에서 운영 중인 KURT를 활용한 현장시험에 대한 지속적인 관심과 함께 KURT 의 확장 또는 심부 지하연구시설의 확보를 위한 노력도 경주해야할 것이다. 지하연구시설에서의 현장시험의 경우 많은 비용이 소요되기 때문에 사전 준비와 사전 예측을 위한 모델링이 필수적이다. 효과적인 설계, 시험, 분석을 위해 국제공동연구를 적극적으로 추진하는 것이 필요할 것이다. 우리나라의 경우 결정질 암반을 처분장 모암으로 고려하고 있기 때문에 유사한 암반을 처분장 모암으로 고려하고 있는 국가, 특히 인접 국가와의 유기적 협력관계를 유지하는 것이 바람직할 것으로 판단된다. 지하연구시설 경험이 풍부한 일본과의 지속적인 협력과 더불어 가까운 장래에 심부지하연구시설을 확보할 것으로 예상되는 중국과의 협력에 대한 관심이 필요할 것이다. 중국에서도 결정질 암반에 심부 지하연구시설을 건설할 계획으로 있기 때문에 상대적으로 심도가 얕은 KURT와 고심도의 중국 URL을 활용한다면 효과적인 처분기술 개발이 가능할 것으로 보인다. 세계 각국의 지하연구시설에서는 공학적방벽과 근계영역 암반에서의 THMC 상호작용 평가를 위한 실 규모 현장시험들이 수행되었다. 국내에서도 처분시스템 실증을 위한 실 규모 현장시험들을 준비할 필요가 있다. 이와 더불어 처분개념(수평 또는 수직처분) 개념에 대한 실증과 장비개발을 위한 노력도 수반되어야 할 것이다.