사용후핵연료 처리방법  
 

 
 
 

1. 사용후핵연료 관리방법

 

사용후핵연료의 관리방법으로는 사용후핵연료를 재처리하여 재활용하는 방안과 사용후핵연료 자체를 폐기물로 간주하여 직접 처분하는 영구처분하는 방법이 있다. 사용후핵연료의 직접처분은 지하 500~1000m 정도의 깊이에 심층처분하는 것이 기본이나 최근에는 심해저처분에 대한 타당성 연구도 진행되고 있다. 또한, 재처리는 사용후연료에 남아 있는 유용한 물질을 분리하여 추출하는 공정을 말하는데, 이러한 추출과정에서 사용후연료에 포함된 TRU와 같은 장반감기 방사성핵종들이 추출된다. 재처리는 자원 활용 및 고준위폐기물 저감 측면에서 바람직한 대안이나, 핵확산에 대한 우려, 고속증식로의 실용화 지연, 우라늄 가격의 안정화에 따른 경제성 문제 등으로 인해 당분간 재처리 수요는 그다지 많지 않을 것으로 전망된다. 정책적이든 경제적인 이유에서든 재활용하지 않은 사용후핵연료는 일정기간 저장한 후 영구처분하게 된다.

어떤 관리방법을 채택할 것인가는 그 나라의 에너지 정책, 경제성, 환경문제, 국민의 수용태세 등 국내의 제반사항뿐만아니라 핵확산 문제와 관련된 정치외교적 요소 등 국제적 상황까지 고려하여 의사결정을 해야 하는 등 매우 복잡한 측면을 가지고 있다. 현재는 일부 국가만이 사용후핵연료 관리 정책이 결정되었을뿐, 우리나라는 제3의 방안인 관망정책(Wait & See Policy)을 채택하고 있다.

사용후핵연료 중간저장은 설치 위치에 따라 발전소 부지내에 위치하는 소내(AR, At Reactor) 저장시설과 발전소 부지외에 위치하는 소외(AFR, Away From Reactor) 집중중간저장시설로 구분하며, 냉각매체에 따라 물을 이용하는 습식 저장방식과 공기나 불활성 기체를 이용하는 건식저장방식으로 구분하고 있다.



2. 사용후핵연료 관리 프로세스

   
 

사용후핵연료의 임시저장, 중간저장, 운반, 처리, 처분 및 이를 위한 모든 활동을 의미한다.

* 방사성폐기물 관리(방사성폐기물 관리법 제2조) : 방사성폐기물을 발생시키는 자로부터 방사성폐기물을 인수하여 운반·저장·처리 및 처분하는 것과 이를 위한 모든 활동을 말한다.






3. 사용후핵연료의 재처리

   
  가. 개요
     
   

사용후핵연료 재처리란 사용후핵연료를 물리적·화학적 방법으로 처리하여 핵연료로 활용 가능한 물질(우라늄과 플루토늄 등)을 추출하는 것을 말한다. 원자력발전에 이용되는 핵연료는 주로 U235와 U238로 구성되어 있다. 열중성자 영역에서 U235는 핵분열을 일으키지만 U238은 핵분열이 어렵다. 핵반응 과정에서 U238은 Pu239라는 원소로 변하게 되고, Pu239는 U235와 이것을 추출하여 다시 사용하면 우라늄의 효율성이 높아지게 되는 것이다.

Pu239는 현재 사용되고 있는 경수로에서도 사용할 수 있지만 고속증식로에 사용할 경우 자원의 이용효율을 늘릴 수 있다.

사용후연료로부터 우라늄과 플루토늄 등 유용한 자원을 회수하여 새로운 원전연료로서 재활용하는 것은 한정된 천연 우라늄 자원의 효율적인 재활용이라는 측면에서 바람직하다. 또한 이 경우 처분시 장기적인 관리가 요구되는 고준위 폐기물 부피가 직접 처분시에 비해서 비교적 감소한다는 장점도 있다. 사용후연료로부터 회수한 우라늄과 플루토늄을 MOX의 형태로 가공하여 고속증식로 이외의 기존 경수로나 신형 전환로(ATR) 등의 연료로 이용하는 기술이 이미 프랑스, 영국 등에서 개발되어 실용화되고 있으며, 장반감기 핵종의 소멸 처리로 환경영향을 최소화할 수 있는 P&T(Partioning and Transmutation, 군분리 및 소멸처리) 핵연료주기가 실용화되면 재처리의 유용성은 더욱 증대될 것으로 예상된다. 그러나, 재처리시설은 농축 기술과 함께 군사적으로 매우 민감한 기술로서, 일부 원자력 선진국에서만 독점하고 있다.

     
  나. 사용후핵연료의 재처리 방법
     
   

재처리는 핵연료로 재사용될 수 있는 초우라늄원소 등을 회수하고 위험도가 높은 핵분열생성물을 제거하는데 있다. 즉, 재처리는 사용후핵연료에 남아있는 유효성분(주로 Pu)을 화학적으로 추출해 내는 작업을 의미한다. 재처리공정은 고방사성 사용후연료를 다룬다는 점을 제외하면 우라늄 정련공정과 유사하다. 지금까지 알려진 재처리 방법은 크게 습식법과 건식법으로 나눌 수 있는데, 습식법으로는 PUREX, REDOX, 침전법 등이 있으며, 건식법에는 불화물 휘발법, 염화물 휘발법, 고온야금법, 고온화학법 등이 있다. 그러나 실제로 이용되는 공정은 용매추출법인 PUREX 로서 이 방법은 미국의 Savannah River 공장을 비롯하여 프랑스의 La Hague, 일본의 Tokai, 영국의 Windscale, THORP 등에서 이용되고 있으며, 일본의 Rokkashomura 시설에도 PUREX법이 적용되었다.

현재 재처리시설을 보유하고 있거나 건설중인 국가들은 재처리에 필요한 사용후연료의 양이 충분하고, 실증시설 이상의 공장건설과 경험, 그리고 관련 공업기술력이 있는 나라들이다. 프랑스, 러시아 등은 재처리정책을 선호하지만, 상용 재처리시설을 직접 보유하기에 경제성 등의 문제가 있는 국가들의 경우 그 대안으로 프랑스와 영국에 해외 위탁재처리를 실시한 경험이 있다. 재처리 기술개발은 에너지 확보라는 측면에서 그 중요성이 인정되어 고속증식로의 개발과 함께 세계 여러 나라에서 기술개발이 활발하게 진행되었으나, 최근 미국의 강력한 핵비확산 정책과 플루토늄 이용의 비경제성 때문에 침체상태를 보이고 있다.

사용후핵연료는 고준위 방사성물질이고 특히 Pu는 맹독성 방사성물질이므로 재처리 작업시에는 Hot Cell, Glove Box와 같은 특수한 방호 시설을 필요로 한다. Hot Cell은 고준위 방사성물질을 취급하기 위한 폐쇄, 차폐된 작업시설로 투명 납유리를 통해 작업실 내부를 보면서 원격조종장치를 통해 작업을 할 수 있도록 만든 시설이다. Glove Box는 독성물질 취급시 외부누출을 방지하기 위해 폐쇄 및 차폐시킨 작업실로 재처리 시설이나 일반 화학실험실내에 설치된다. 투명 납유리로 된 차폐벽에 두 개의 구멍을 만들고 특수 장갑을 달아 작업실 외부에서 내부를 보면서 수작업이 가능하도록 만든다. 대규모 재처리는 통상 대형 크레인을 사용한 원격조종 작업이 가능하도록 설비된 Canyon이라고 하는 대형 특수작업실에서 실시한다. 재처리시설 보유국은 미. 영, 불, 러, 일, 독, 중, 인도 등 약 14개 국으로 알려져 있다.

   
   
표. 세계 재처리시설 현황

국명

시설명

소유사

처리규모
(TH/yr)

처리대상 핵연료

아르헨티나

Ezeiza

-

5

Oxide

프랑스

UP1(Marcoule)
UP2-800(La Hague)
UP3(La Hague)
APM(Marcoule)

COGEMA
COGEMA
COGEMA
CEA

400
800
800
6

Oxide/MOX
Oxide/MOX
Oxide
FBR

독일

WAK(Kalsruhe)

KFK

35

Oxide

벨기에

MOL(Mol)

Eurochemic

30

Oxide

인도

PREFRE(Tarapur)
PREFRE(Kalpakkam)

DAE
DAE

90
150

Oxide
Oxide

이탈리아

Saluggia

-

200

Oxide

일본

Tokaimura
Rokkashomura

PNC
JNFS

90
800

Oxide
Oxide

영국

B205(Sellafield)
B204/B205(Sellafield)
THORP(Sellafield)
DNPDE(Thurso)
DNPDE(Thurso)

BNFL
BNFL
BNFL
UKAEA
UKAEA

1,500
300
1,200
1
7

Metal
Oxide
Oxide
MTR
FBR

미국

West Valley

NFS

300

Oxide

러시아

Mayak(Chelyabinsk-65)
RT-2, Line1(Krasnoyrsk)
RT-2, Line2(Krasnoyrsk)

MINATOM
MINATOM
MINATOM

600
1,500
1,500

Oxide
Oxide
Metal

중국

RPP
상용 재처리시설

-

300kgU/d
400~800

Oxide
Oxide