기술내용
현재 원자력 발전소의 경우 사용후 핵연료는 많은 양의 열중성자가 발생되며 이러한 열중성자가 외부로 방출되는 것을 방지하기 위해서 사용후 핵연료를 수중에서 보관 및 저장하고 있는 실정이다. 그러나, 계속적인 전력 사용으로 사용후 핵연료의 발생량이 지속적으로 증가함에 따라 저장 공간이 포화되면서 저장 공간의 확보 문제가 큰 이슈로 대두되고 있다. 2006년 말 현재 전 세계적으로 약 270,000톤의 사용후 핵연료가 발생되었으며, 매년 약 12,000톤이 추가 발생될 것으로 예상된다. 2013년 현재 31개 국가에서 437기의 원자로가 운영되고 있으며, 39기가 건설 중이고, 90기 이상이 건설 계획 중에 있기 때문에 사용후 연료 발생량은 더욱 증가할 것으로 보인다. 우리나라의 경우, 현재 23기의 원자로가 가동 중이며, 발전소 내 저장용량은 2016년경에 이미 포화상태에 이를 것으로 예상된다. 또한, 5기가 건설 중이므로 사용후 핵연료 처리 문제가 더욱 심각해질 것으로 예상되고 있다. 따라서 한정된 공간 내에 사용후 핵연료를 보관 및 저장하기 위해서는 많은 양의 사용후 핵연료를 좁은 공간에 효율적으로 저장할 수 있는 사용후 핵연료 저장용 구조체의 고효율화 및 고밀도화가 불가피한 실정이며, 구조체 소재의 고성능화가 요구되고 있는 상황이다. 사용후 핵연료 저장/수송용 용기의 흡수재로 사용되는 재료는 우수한 열중성자 흡수능을 구비하고 있는 것이 요구되며, 아울러 저장용 용기가 부식에 의해 손상을 받지 않도록 우수한 부식저항성을 갖는 소재가 적용되어야 한다. 그 외의 선택 기준으로서 중성자에 대한 저항성, 기계적 안정도, 재질의 무게, 감속재의 소모성, 기체발생율, 사용사례 및 문제 발생 이력 등이 포함되어야 하며, 또한, 소재의 제조 측면에서 가공 및 용접/접합이 용이하여 조밀랙 등의 부품 제조가 가능해야 한다. 이러한 목적으로 독일, 일본, 미국을 중심으로 알루미늄, stainless steel 등의 금속 기지와 폴리머 기지에 보론화합물을 분산시킨 중성자 차폐 재료를 개발하여 사용 중에 있다. 이에 본 연구팀에서는 보론의 함유량을 증가시켜 높은 중성자 흡수성능을 갖음과 동시에 기계적 물성이 향상된 금속 및 폴리머 기지 복합체 중성자 흡수재를 개발 중에 있다.
그림 1. 알루미늄 계열 중성자 흡수 상용소재
또한, 폴리머 화염 스프레이 및 저온동적용사코팅 기술을 이용하여 각각 폴리머-보론화합물, 알루미늄-보론화합물 복합분말을 사용후 핵연료 저상/수송 시설의 구조체 위에 직접 코팅함으로써, 복합분말 내에 보론의 함유량을 증가시켜 높은 중성자 흡수성능을 갖음과 동시에, 구조체로서의 기계적 강도를 유지할 수 있는 방사선 및 중성자 흡수/차폐 코팅 기술을 개발 중에 있다.
그림 2. 폴리머 플레임 스프레이 (PFS, polymer flame spray) 기술 장비 사진 및 폴리머 보론화합물 코팅을 포함하는 중성자 차폐용 구조체 모식도.
적용분야
국내 방사성 폐기물 관리 정책과 관련하여 안전성 및 효율성이 확보된 사용후 핵연료의 안전한 저장, 수송 및 관리기술에 적용할 수 있다. 또한 우수한 중성자 흡수능과 더불어 물성이 향상된 중성자 흡수재는 사용후 핵연료 저장/수송 용기, 저장고 조밀랙 임계 뿐 아니라 원자력 구조물 등 기타 관련시설 등의 부품 및 구조재로도 적용이 가능하다. 그리고, 핵융합로의 구조재 및 방사선 차폐재, 과도 방사선 노출 방지를 위한 의료전자장비의 차폐, 국방용 무기체계의 방어 시스템 구축, 우주선 및 인공위성의 우주방사선 차폐에도 적용할 수 있다.
적용사례
현재 전세계적으로 사용후 핵연료의 경우 저장과 수송을 동시에 할 수 있는 캐스크 (DPC, dual purpose cask) 개발이 진행되고 있다. 우리나라의 경우 KSC-1, KSC-4, KSC-12, KN-18 등의 수송용기를 개발하여 발전소 내에서의 사용후 핵연료 수송을 진행하였다. 최근에는 세계적인 추세와 맞물려 21개의 핵연료 다발을 저장/운송이 가능한 DPC 개발을 진행중에 있으나, 중성자 흡수재의 경우 국내 자체 제조 기술이 확보되지 않아 외국의 제품에 의존하고 있는 상황이기 때문에 중성자 흡수소재 개발은 매우 필수적이라 할 수 있다.
그림 3. 사용후 핵연료 저장/수송 시스템 개발 로드맵