고준위방사성폐기물 감량 및 감용

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  고준위방사성폐기물 감량 및 감용


개요

우리나라 뿐만 아니라 전 세계 원자력산업계의 중요한 이슈 중에 하나는 사용후핵연료을 포함한 고준위폐기물의 적절한 관리방안을 찾는 것이며, 따라서 이 분야는 계속적으로 연구개발이 진행되고 있다. 현재 기술적 제안 방안은 심지층에 처분시켜 생태계와 완전히 격리시키는 방안이다. 이를 위해 가능한 한 최종 처분시키는 고준위폐기물을 감량하고 감용시켜 최소 규모의 처분부지를 확보하는데 초점이 맞추어져 있다.

소멸처리 (P&T) 개념도

영구처분 될 고준위폐기물(사용후핵연료 포함)의 적절한 관리방안 중 하나로 분리 및 소멸처리기술(P & T, Partitioning & Transmutation)을 들 수 있는데, 이 기술의 기대효과로는 처분 대상 고준위폐기물의 무게감량 효과, 처분장 소요 면적을 결정하는 폐기물의 감용 그리고 방사성 독성을 자연 상태 우라늄 원광 수준으로안정화되는데 소요되는 시간의 획기적 감축 등을 들 수 있다. 특히 분리기술은 소멸처리 또는 저장 등, 분리한 핵종들의 후속 관리 목적에 적합하도록 기술이 발전되어 왔고 또한 분리기술을 통해 민감 핵물질의 회수가 어렵도록 핵확산 저항능력도 신장시켜 오고 있다.

다음 그림은 사용후핵연료의 P & T를 위한 공정 흐름도를 보여주고 있다. 분리공정(partitioning)을 통해 장수명핵종군과 그 밖의 핵종군으로 정리되며, 장수명핵종군은 전용 소각로인 소멸처리 시스템으로 이동한다. 그 밖의 핵종군 중 우라늄은 사용후핵연료의 대부분을 차지하기 때문에 분리기술의 무게 감량에 중요한 부분을 차지한다.


사용후핵연료의 분리 및 소멸처리 개략도


그 다음 열부하가 큰 핵종들(Cs-137과 Sr-90)은 처분장 소요면적에 큰 영향을 주기 때문에 별도 분리한 다음 일정기간 저장 한 후 방출열을 낮추어 중저준위처분장에 처분시킨다. 그리고 그 밖의 잔여물들은 적절한 처분 고화체(waste form)로 만들어져 심지층 처분장에 처분된다. 이를 통해 사용후핵연료로부터 발생한 고준위폐기물량의 무게감량과 아울러 감용(처분장 규모 축소) 그리고 소멸처리기술과 연계시킬 때 사용후핵연료 대비 방사성독성의 획기적 저감을 성취할 수 있다.

분리 기술(Partitioning technology)

퓨렉스(PUREX)기술

  • 사용후핵연료를 질산에 용해시키고, 추출제인 TBP(Tri-Butyl Phosphate)를 이용하여 우라늄과 플루토늄을 회수하고 마이너 악티나이드 원소군과 열부하핵종 및 기타 핵종들을 모두 폐기물로 분류하여, 유리화 고체폐기물로 제조한 다음 영구 처분된다.
  • 영구 처분되는 최종폐기물에 열부하 핵종을 비롯해 장수명핵종군 일부가 포함되어 있기 때문에 처분밀도를 높일 수 없을 뿐만 아니라 천연 우라늄광까지의 방사선독성이 저감되는 소요시간도 거의 1만년이 넘어서고 있어서 처분면적 축소에 크게 기여치 못하고 있다.

개량형 습식기술[1]

  • 기존 PUREX기술이 지니는 다음의 두 가지 문제점을 개선한 습식 처리 기술 이다. 하나는 처분부담(넓은 처분 면적)을 줄이기 위해 폐기물에서 회수가 필요한 원소들을 추가 회수하는 방법을 개발함으로서 최종 처분될 방사성폐기물의 감량과 감용 효과를 높이는 것이고, 두 번째는 핵확산저항성을 더욱 더 높여주기 위해 플루토늄의 단독 회수가 어렵고 혼합물형태로 회수하는 기술을 개발하는 것이다.
  • 또한 개량형 습식기술은 기존 PUREX 기술에 사용된 TBP 용매 이외에 다양한 용매들이 제시되었고, 또 TBP와 함께 사용함으로서 기존 PUREX공정의 문제점들을 개선하고 있다. 대표적인 개량형 습식기술은 UREX(URanium EXtraction), COEX(COmbined EXtraction for Plutonium and Uranium), GANEX(Group EXtraction of ActiNides), DIAMEX(DIAMide EXtraction Process), TRUEX(TRans Uranium EXtraction) 기술 등이 개발되었다.

건식기술

  • 파이로프로세스(pyroprocess)는 건식기술의 대표 기술로서 500oC 이상의 고온에서 용융염을 용매로 하고 전기화학을 이용해 핵종들을 분리 회수하는 기술이다.
  • 파이로프로세스에는 용융염(LiCl, LiCl+KCl)이 매질로 사용되어서 내방사성 능력이 탁월하여 초고연소도 사용후핵연료, 고속로(SFR) 및 핵변환로(ADS)을 이용하는 미래 핵연료주기기술에서 방출되는 사용후핵연료의 처리에 적합한 것으로 알려져 있다.
  • 또한 열역학적으로 Pu을 단독으로 회수할 수 없기 때문에 현존하는 사용후핵연료 처리기술 중 핵확산 저항성이 가장 탁월한 기술로 알려져 있다.
  • 그러나 이미 상용화된 습식기술에 비해 추가 기술개발이 요구되고 있다.

분리효과

  • 고준위폐기물 감량 효과
사용후핵연료에 무게비로 약 95% 정도는 우라늄임. 우라늄 회수를 통해 고준위폐기물 무게를 약 1/20 정도로 감량시킬 수 있음.
  • 고준위폐기물 감용효과
사용후핵연료에 함유된 열부하 원소군을 제거시킴으로서 고준위폐기물의 방열량은 획기적으로 줄어들게 되며, 이에 해당되는 원소군들은 장수명핵종군으로 Pu, Np, Am, Cm과 단수명핵종군인 Cs, Sr임. 이를 회수하고 난 다음 고준위폐기물이 심지층처분에 미치는 영향을 보면 처분면적이 획기적으로 줄어들게 됨.
    • 미국 연구결과[2]): 유카마운틴 처분 대상으로 Pu + MA를 99.9% 회수하고 Cs과 Sr을 99.9% 회수 할 시 처분면적을 직접처분 대비 최소 100배 이상 활용 가능함을 제시함.
    • 일본 연구결과[3]<refM. Salvatores, et. al., Progress in Particle and Nuclear Physics, 66, 144(2011) ></ref>: 핵연료주기 시나리오에 따라 최대 100배까지 처분면적 감소 가능성 제시함.
  • 장수명핵종군 회수율에 따른 방사성독성 저감에 미치는 영향[3]
분리공정에서 초우라늄원소(TRU)의 손실로 인해 폐기물로 유입되는 비율이 증가할수록 방사성독성이 천연우라늄 수준까지 낮아지는 기간이 길어짐을 보여주고 있다. 예를 들어 0.1%의 손실일 때 천연우라늄 방사성독성까지 약 300년이 걸리지만 1% 손실일 경우 1만년이 소요됨을 보여 준다. 따라서 사용후핵연료에 함유된 TRU를 99.9% 이상 회수할 필요성을 제시하고 있다.


분리중 TRU 손실에 따른 방사성 독성 저감속도 영향


참고문헌

  1. ↑ https://www.mdpi.com/1996-1073/10/8/1235
  2. ↑ R. A. Wigeland, et. al., Nucl. Technol. 154, 95(2006)
  3. ↑ 3.0 3.1 K. Nishihara, et. al., J. Nucl. Sci. & Tech., 45(1), 84(2008)

이 자료의 최초 작성 :김 응호(영산대) ehkim1@naver.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr

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