Earticle

고준위 방사성폐기물 처분에 대한 종합 성능 평가를 위해 처분장 성능 및 안전성에 미치는 영향들을 단 위 현상, 사건, 공정 (FEP)으로 분류하고 이들을 발생 가능성, 결과 영향, 규제, 특정 부지의 적합성 등을 고려하여 중요도를 평가한 후 유사한 FEP들을 그룹화하여 이들 FEP 그룹들 간의 상호 반응을 이해하고 이로부터 처분장으로부터 최종 생태계에 이르는 방사성 핵종들이 이동을 기술하는 시나리오를 도출하는 연구가 필요하다. 한국원자력연구원에서는 외국의 사례를 심층 분석하고 국내 전문가 의견 등을 종합하 여 국내 처분 환경에 적합한 FEP들을 380 여개 포함하는 KAERI FEP List를 개발하였다. RES와 PID방법 을 사용하여 처분장 방사선적 종합 안전성 평가에서 고려해야 될 5 가지 시나리오들을 도출하였다. 또한고준위폐기물 처분안전성평가를 종합 데이터베이스 관리시스템인 KAERI CYPRUS를 개발하고 이들 결 과물을 CYPRUS 내에 구축하였다.

The impacts influenced on the performance and safety of a repository are classified as units of Features, Events, and Processes (FEP), for the total system performance assessment (TSPA) related to the permanent disposal of HLW. The importance is evaluated in consideration of the frequency, consequence, regulation, suitability of a specific site, etc. and then these are grouped as a similar FEP. A scenario describing the migration of radionuclide from the repository to the biosphere is derived from understanding the interaction among these groups. KAERI has developed the KAERI FEP lists by review and collation of the foreign studies. The KAERI FEP list has been reviewed by several Korean experts. The five major scenarios describing possible future evolutions of the geological disposal system have been developed by RES and PID methods. Also the CYPRUS which is a KAERI integrated database management system for the total system performance assessment (TSPA) related to the permanent disposal of HLW has been developed and the results of the FEP and scenario development have been uploaded in this system.

한국원자력연구원의 지하처분연구시설인 KURT 부지에 가상의 심지층 처분 시설을 가정하고 안전성평 가를 수행하기 위해 필요한 지하수 유동 자료를 작성하기 위한 지하수 유동 모의가 수행되었다. 연구지역 의 전반적인 지하수 유동 특성을 고려하기 위해, 광역 규모의 지하수 유동 모의를 먼저 실시하여 국지 규 모 지하수 유동 모의에서 이용될 경계 조건을 구하고, 현장에서 확인된 단열 자료를 반영하여 국지 규모 에서의 지하수 유동계가 모의되었다. 같은 방식으로 국지 규모에서 지하수 유동에 관한 경계 조건을 뽑아 내어 KURT 부지 규모의 지하수 유동 모의에 이용하였다. 국지 규모의 지하수 유동 모의 결과로 얻어진 지하수위 분포를 통해 입자 추적(particle tracking) 모의를 수행하여 가상의 처분 부지 위치에서 지표로 흐르는 지하수의 유동 경로를 확인하고, 경로의 길이와 지하수의 시간당 유동량(discharge rate)을 구하였다. 본 연구에서 이용된 일련의 지하수 유동 모의 및 입자 추적 모의 방법은 향후 심지층 처분 시설의 안전성 평가에 필요한 자료를 작성하는데 유용하게 쓰일 것으로 기대된다.

Groundwater flow simulations were performed to obtain data of groundwater flow used in a safety assessment for a hypothetical geological disposal facility assumed to be located in the KURT (KAERI Underground Research Tunnel) site. A regional scale modeling of the groundwater flow system was carried out to make boundary conditions for a local scale modeling. And, fracture zones identified at the study site were involved in the local scale groundwater flow model. From the results of the local scale modeling, a hydraulic head distribution was indicated and it was used in a particle tracking simulation for searching pathway of groundwater from the location of the hypothetical disposal facility to the surface where the groundwater reached. The flow distance and discharge rate of the groundwater in the KURT site were calculated. It was thought that the modeling methods used in this study was available to prepare the data of groundwater flow in a safety assessment for a geological disposal facility of radioactive wastes.

선진핵주기 고준위폐기물 처분시스템의 개념설계를 위하여 가상의 처분장 부지인 KURT 시설 부지의 지질조건에서 A-KRS의 입지 후보영역을 선정하였다. 부지의 모암은 한반도에 폭넓게 분포하는 중생대 화강암을 대표하는 것으로 열수변질작용을 받은 흔적이 있으며, 지표수와 지하수계는 일차적으로 지형의 영향을 받아 부지에서 남동진하여 금강으로 배출된다. 부지 내에서 확인된 단열대는 2 등급 규모로서 NS와 E-W 주향으로 우세하게 분포한다. A-KRS 입지 후보영역을 제안하기 위하여 부지 내에서 공간적으로 -500 m 심도까지 발달되는 것으로예상되는 단열대를 교차하지 않고 동시에 단열대로부터 50 m 이상의 충분한 이격거리를 갖는 조건에서 처분장 규모의 영역을 확보할 수 있는지를 분석하였다. 분석 결과, 본 부지의 중앙부에 우세하게 분포하 는 남북 방향의 주향을 갖는 단열대의 서쪽 영역의 -200 m 이하 심도에서 충분한 영역을 확보할 수 있는 것으로 확인되었다. 단열대의 분포 특성을 감안할 때 부지의 좌하단 영역이 지질학적, 수리지질학적 측면 에서 A-KRS 입지 영역으로 가장 양호한 것으로 판단된다.

The potential repository domains for A-KRS (Advanced Korean Reference Disposal System for High Level Wastes) in geological characteristics of KURT (KAERI Underground Research Tunnel) facility site were proposed to develop a repository system design and to perform the safety assessment. The host rock of KURT facility site is one of major Mesozoic plutonic rocks in Korean peninsula, two-mica granite, which was influenced by hydrothermal alteration. The topographical features control the flow lines of surface and groundwater toward south-easterly and all waters discharge to Geum River. Fracture zones distributed in study site are classified into order 2 magnitude and their dominant orientations are N-S and E-W strike. From the geological features and fracture zones, the potential repository domains for A-KRS were determined spatially based on the following conditions: (1) fracture zone must not cross the repository; and (2) the repository must stay away from the fracture zones greater than 50 m. The western region of the fracture zones in the N-S direction with a depth below 200 m from the surface was sufficient for A-KRS repository. Because most of the fracture zones in N-S direction were inclined toward the east, we expected to find a homogeneous rock mass in the western region rather than in the eastern region. The lower left domain of potential domains has more suitable geological and hydrogeological conditions for A-KRS repository.

국내 심부지질환경조건을 반영한 처분안전성 평가에 필요한 입력자료를 제공하기위해, 그 동안 국내 지하시험시설(KURT)환경조건에서 많은 실험을 수행해 왔다. 안전성평가코드에 사용되는 많은 입력변수 들 중 중요성이 부각되는 입력변수들을 선정하여, 각 변수별로 수집한 자료를 통계처리를 하여 값 분포 특성을 기술하고, 외국자료 값과 비교평가를 통해 값의 타당성을 검토하였다. 다룬 입력변수로서 용기물 성분야에서 용기수명, 초기파손률을, 완충재물성분야에서는 핵종용해도, 완충재의 공극률, 밀도, 확산계 수, 핵종분배계수를, 암반 및 원계영역에서는 수리전도도, 지하수유속, 핵종분배계수, 확산깊이, 암반균 열폭, 주지하수유동통로까지 거리, 핵종이동오염운의 너비 등이다.

To provide domestic values of input parameters in a safety assessment of radioactive waste disposal under domestic deep underground environments, various kinds of experiments have been carried out under KURT (KAERI Underground Research Tunnel) conditions. The input parameters were classified, and some of them were selected for this study by the criteria of importance. The domestic experimental data under KURT environments were given top priority in the data review process. Foreign data under similar conditions to KURT were also gathered. The collected data were arranged and the statistical calculations were processed. The properties and distribution of the data were explained and compared to foreign values in view of their validity. The following parameters were analysed: failure time and early time failure rate of a container, solubility of nuclides, porosity and density of the buffer, and distribution coefficients of nuclides in the geomedia, hydraulic conductivity, diffusion depth of nuclides, groundwater flow rate, fracture aperture, length of internal fracture, and width of faulted rock mass in the host rock.

파이로 처리 방사성 폐기물 처분 시스템 A-KRS에 대한 결정론적, 확률론적 안전성 평가가 가능하도록 골드심 프로그램을 개발하였다. 처분장에서 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것 에 관련된 주요 시나리오를 도출하기 위하여 처분 시스템을 구성하는 각 요소 별로, 그리고 처분 시스템 내 핵종의 이동에 관여하는 FEP을 인지 선별하여 수학적 모델을 개발하고 이를 골드심 템플릿 프로그램 으로 개발하였다. 이 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 결정론적으로 수행하여 5개의 정상 및 비정상 시나리오를 평가하여 그 결과를 상호 비교하였다.

A GoldSim template program for a safety assessment of a hybrid-typed repository system, called “A-KRS,” in which two kinds of pyro-processed radioactive wastes, low-level metal wastes and ceramic high-level wastes that arise from the pyro-processing of PWR nuclear spent fuels are disposed of, has been developed. This program is ready both for a deterministic and probabilistic total system performance assessment which is able to evaluate nuclide release from the repository and farther transport into the geosphere and biosphere under various normal, disruptive natural and manmade events, and scenarios. The A-KRS has been deterministically assessed with 5 various normal and abnormal scenarios associated with nuclide release and transport in and around the repository. Dose exposure rates to the farming exposure group have been evaluated in accordance with all the scenarios and then compared among other.

KURT 지하수의 지구화학적 특성을 조사하기 위하여 단열충전광물과 지하수의 지구화학적 성분이 조 사되었다. KURT내의 시추공들로부터 얻어진 시추코아로부터 방해석(calcite), 일라이트(illite), 로먼타이트(laumonite), 녹니석(chlorite), 녹염석(epidote), 몬모릴로나이트(montmorillonite), 카올리나이트 (kaolinite) 및 일라이트와 스멕타이트(smectite)의 혼합층상광물 등이 감정되었다. 시추공 DB-1, YS-1, YS-4에서 채취한 대부분의 지하수는 pH 8이상의 알칼리 환경을 보여주었으며 YS-1을 제외한 두 관측공 의 전기전도도는 약 200 μS/cm를 나타냈으며 이들 시추공에서 천부지하수는 Ca-HCO3 와 Ca-Na-HCO3 유형 이였으며 심부 250m이하에서는 Na-HCO3 유형을 나타냈다. DB-1 공의 심부지하수에서 낮은 용존 산소량(DO)와 Eh값의 감소를 측정하였으며 이는 환원환경을 지시한다. KURT의 지하수 시료의 Cl- 이온 의 농도는 5 mg/L 이하이며 전 샘플링구간에서 커다란 변화 없이 일정하게 나타났다. 이러한 현상은 KURT 지역의 천부와 심부지하수가 혼합(mixing)되어 Cl-의 농도가 깊이에 따라 큰 변화가 없는 것으로 해석된다. 지하수 시료의 δ18O과 δD 분석 값은 각각 -10.4~-8.2‰과 -71.3~-55.0‰의 범위로 지하수가 순환수 기원임을 보여준다. 긴 순환경로를 거친 심부지하수의 수소, 산소 동위원소 값은 천부지하수에 비 해 감소하며 이러한 값은 일반적으로 높은 불소농도를 동반하였다. 이는 불소함량이 높은 지하수가 물-암 석 반응에 의해 생성되었음을 보여준다. KURT 지역에서 채취한 지하수의 14C를 이용한 연대측정분석에 서 지하수의 체류시간(residence time)이 약 2,000~6,000년으로 측정되었다. 이러한 체류시간은 KURT 지역의 화강암에 존재하는 지하수가 다른 유럽의 화강암지역(예, 스트리파 지역, 스웨덴)보다 상대적으 로 지하수의 연령이 오래되지 않은 것으로 측정되었다.

Geochemical composition of fracture filling minerals and groundwater was investigated to characterize geochemical characteristics of groundwater system at the KURT site. Minerals such as calcite, illite, laumontite, chlorite, epidote, montmorillonite, and kaolinite, as well as I/S mixed layer minerals were detected in the minerals extracted from the fracture surfaces of the core samples. The groundwater from the DB-1, YS-1 and YS-4 boreholes showed alkaline conditions with pH of higher than 8. The electrical conductivity (EC) values of the groundwater samples were around 200 S/cm, except for the YS-1 borehole. Dissolved oxygen was almost zero in the DB-1 borehole indicating highly reduced conditions. The Cl- concentration was estimated around 5 mg/L and showed homogeneous distribution along depths at the KURT site. It might indicate the mixing between shallow groundwater and deep groundwater. The shallow groundwater from boreholes showed Ca-HCO3 type, whereas deep groundwater below 300 m from the surface indicated Na-HCO3 type. The isotopic values observed in the groundwater ranged from -10.4 to -8.2‰ for 18O and from -71.3 to -55.0‰for D. In addition, the isotope-depleted water contained higher fluoride concentration. The oxygen and hydrogen isotopic values of deep groundwater were more depleted compared to the shallow groundwater. The results from age dating analysis using 14C indicated relatively younger (2000 6000yr old) groundwater compared to other european granitic groundwaters such as Stripa (Sweden).

방사성폐기물처분을 위한 부지특성평가 기술 개발을 위해 지질특성조사와 수리지질특성조사가 1997년부터 지표기반 조사, 시추공 조사, 터널조사를 포함하여 수행되었다. 특히, 2006년에는 지하처분연구시설 (KURT, KAERI Underground Research Tunnel)을 건설하여 지하 환경에서 심부지질환경에 대한 연구 뿐 만 아니라 용 질이동특성, 미생물특성, 공학적 방벽 시스템 연구 등 방사성폐기물처분을 위한 다양한 수행하고 있다. 본 연 구는 한국원자력연구원내 건설된 지하처분연구시설 주변 지역을 연구지역으로 부지특성모델 구축의 일환으로 수행되었다. 연구지역의 지질모델구축을 위해 선형구조분석, 시추공/터널 조사, 지구물리탐사를 포함한 다양 한 연구를 수행하여, 암질모델과 지질구조모델을 구축하였으며, 현장수리시험의 결과를 이용하여 암질모델과 지질구조모델을 포함한 지질모델에 입력된 요소에 대한 수리지질특성이 평가되었다.

To develop site characterization technologies for a radioactive waste disposal research in KAERI, the geological and hydrogeological investigations have been carried out since 1997. In 2006, the KURT (KAERI Underground Research Tunnel) was constructed to study a solute migration, a microbiology and an engineered barrier system as well as deeply to understand geological environments in in-situ condition. This study is performed as one of the site characterization works around KURT. Several investigations such as a lineament analysis, a borehole/tunnel survey, a geophyscial survey and logging in borehole, were used to construct the geological model. As a result, the geological model is constructed, which includes the lithological model and geo-structural model in this study. Moreover, from the results of the in-situ hydraulic tests, the hydrogeological properties of elements in geological model were evaluated.

현재 한국원자력연구원에서는 국내에 축적된 사용후핵연료 문제를 해결하기 위해서 건식재처리공정 (pyroprocess)을 개발 중에 있다. 건식재처리 공정에서는 상당량의 고준위 염폐기물이 발생되며, 이는 곧 세라믹 결합제로 고화된다. 고화된 세라믹 폐기물은 안전한 금속 처분용기에 밀폐된 후, 인간생활환경과 격리될 예정이다. 본문에서는 고준위 세라믹폐기물을 처분하기 위한 처분용기의 개발에 관한 전반적인 내용을 다루고 있으며, 특히 처분용기의 설계 요건, 용기의 구성, 용기의 제작, 용기의 부식저항성, 방사 선 차폐, 구조적 안전성 등에 대해 논의하고자 한다. 완성된 처분용기는 오랜 기간 동안 방사성 핵종의 누 출이 없이 열적, 기계적, 화학적, 생물학적 공격에도 안전한 것을 목적으로 한다.

A pyroprocess is currently being developed by KAERI to cope with a highly accumulated spent nuclear fuel in Korea. The pyroprocess produces a certain amount of high-level radioactive waste (HLW), which is solidified by a ceramic binder. The produced ceramic waste will be confined in a secure disposal canister and then placed in a deep geologic formation so as not to contaminate human environment. In this paper, the development of a disposal canister was overviewed by discussing mainly its design premises, constitution, manufacturing methods, corrosion resistance in a deep geologic environment, radiation shielding, and structural stability. The disposal canister should be safe from thermal, chemical, mechanical, and biological invasions for a very long time so as not to release any kind of radionuclides.

우리나라에서의 고준위폐기물 처분을 위한 연구는 1997년부터 시작하였으며, 국내에서 발생하는 경수 로 사용후핵연료와 중수로 사용후핵연료를 처분대상으로 하여 2006년도에는 한국형 사용후핵연료 기준 처분시스템(KRS) 개발을 완료하였다. 이후, 경수로 사용후핵연료로부터 재활용 가능물질을 회수하는 재 순환주기를 고려하여 재활용을 위한 파이로공정 연구를 수행하고 있어, 이 공정으로부터 발생하는 고준 위폐기물에 대한 처분연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 심지층 처분시스템 개념설정에 중요한 인자 인 파이로공정으로부터 발생하는 처분대상 폐기물인 세라믹고화 폐기물과 금속폐기물에 대한 특성분석 결과와 폐기물별로 특성에 적합한 처분용기 개념을 기술하였다. 이를 바탕으로 처분대상 폐기물에서 발 생하는 붕괴열의 특성을 고려한 열해석을 통하여 지하처분시설에서의 처분용기 간격과 처분동굴 간격을 결정하고, 이를 반영하여 심지층 처분 시스템(A-KRS) 개념을 도출하였다. 이렇게 도출된 처분시스템 입지를 검토하기 위하여 KURT 시설 부지를 대상으로 가상부지로 설정하고, 가상 부지에 대한 지질 및 수리 특성을 이용하여 최적의 배치(안)을 제시하였다. 본 연구의 결과는 추후 실제 부지특성자료와 연계하여 처분장 설계 및 처분안전성 평가에 입력자료로 활용될 것이다.

A long-term R&D program for HLW disposal technology development was launched in 1997 in Korea and Korea Reference disposal System(KRS) for spent fuels had been developed. After then, a recycling process for PWR spent fuels to get the reusable material such as uranium or TRU and to reduce the volume of radioactive waste, called Pyro-process, is being developed. This Pyro-process produces several kinds of wastes including metal waste and ceramic waste. In this study, the characteristics of the waste from Pyro-process and the concepts of a disposal container for the wastes were described. Based on these concepts, thermal analyses were carried out to determine a layout of the disposal area of the ceramic wastes which was classified as a high level waste and to develop the disposal system called A-KRS. The location of the final repository for A-KRS is not determined yet, thus to review the potential repository domains, the possible layout in the geological characteristics of KURT facility site was proposed. These results will be used in developing a repository system design and in performing the safety assessment.