Tunnel and Underground Space. August 2019. 215-229
https://doi.org/10.7474/TUS.2019.29.4.215


ABSTRACT


MAIN

  • 1. 서 론

  • 2. 핀란드의 원자력발전 및 처분 개요

  • 3. 온칼로(ONKALO) 현지 연구 : 수리지질 및 암반역학적 연구를 중심으로

  •   3.1 수리지질학적 연구

  •   3.2 암반역학적 연구

  • 4. 논 의

  • 5. 결 론

1. 서 론

원자력발전은 세계 전체 에너지원 중에서 10%의 비중을 차지하고 있을 만큼 주요한 에너지원이다(IEA, 2016). 우리나라의 경우 현재 총 25기의 원자력발전소(NPP, Nuclear Power Plant)가 운영 중이고 1기의 발전소가 영구정지 되었으며, 그리고 총발전량의 약 24 %를 원자력발전에 의존하고 있다(IAEA, 2019). 이렇듯 원자력발전이 전체 전력생산의 상당 부분을 차지하고 있으나 아직 고준위 방사성폐기물 처분에 관한 국가 계획은 수립되지 않았다. 국내에서는 고준위 방사성폐기물 관리 기본계획이 계속적인 논의 중으로 사회적 합의에 도달하지 못하고 있는 형편이다. 사용후핵연료의 처분은 긴급한 사안이며, 원자력발전에 따른 혜택을 받은 우리 세대가 발전에 따른 폐기물 처분의 부담만을 후세대에 넘기는 것은 기술적 안전성의 문제 이외에도 도덕적인 문제가 있다. 전 세계적으로 고준위 방사성폐기물을 지하 처분장에 영구 저장하는 것이 가장 유력한 방법의 하나로 인식되고 있으나, 기술적 요인 및 사회적 수용성의 문제로 아직 실현되고 있지 않다. 고준위 방사성폐기물을 지하 암반에 처분하는 대표적인 방식은 지하 500여 m 심부에 터널을 굴착하여 직경 1 m 길이 5 m 가량의 사용후핵연료를 포함한 처분용기를 처분공에 적치하는 지층처분(Geological Disposal) 방식과 심도 3 km-5 km 심부에 시추된 시추공에 소규모의 처분용기를 처분하는 심부시추공 처분(Deep Borehole Disposal) 방식이 있다(Park et al., 2017; Jeon et al., 2019). 심부시추공 처분의 경우 사용후핵연료가 생태계와 격리되는 거리가 멀어지는 장점이 있으나 인간이 접근할 수 없는 곳에 처분용기를 적치해야 하고, 시추의 불확실성 등의 이유로 인하여 통상 지층처분이 일반적인 방식으로 채택되고 있다. 현재 스웨덴에서 방사성폐기물 처분장의 최종 부지가 제안되어 정부에 의해 검토 중이며, 전 세계적으로 유일하게 핀란드 정부가 처분장 부지를 선정하고 건설허가를 발급하였다.

핀란드에서는 사용후핵연료의 지층처분을 위한 계획이 1983년에 수립된 이래 1993년부터 상세 부지조사가 진행되어 2001년에 올킬루오토(Olkiluoto)가 지층처분 부지로 최종 확정되었으며, 2015년에 건설허가가 정부에 의해 발급되었다. 올킬루오토 부지에 있는 부지특화 지하연구시설(site-specific underground research laboratory)인 온칼로(ONKALO, Underground rock characterizatin facility for spent fuel disposal at Olkiluoto)에서는 처분시스템 및 처분장의 안전성 검증을 위한 다양한 연구들이 수행되고 있다. 현재 올킬루오토는 지층처분장을 위한 건설이 진행 중이며, 2020년대에 정부에 의해 운영허가가 나면 세계 최초로 지층처분장을 운영하는 사례가 될 것이다. 또한, 핀란드의 사용후 핵연료 처분 부지 암반은 결정암질이고 결정암질 암반이 주를 이루는 한국에서 유사한 처분개념을 검토 중에 있기 때문에 세계 최초로 진행되고 있는 핀란드의 사례에 대한 분석을 통해 지층처분장 건설을 위한 연구개발 및 사업 진행에 참고할 필요가 있다. Siren(2017)가 핀란드의 사용후핵연료 지층처분 현황과 관련 연구를 소개한 바 있으며 핀란드의 중저준위 방사성 폐기물 처분에 대해 소개된 적이 있으나(황용수 외, 2001), 핀란드의 사례가 국내에 소개된 사례는 적다.

본 기술보고에서는 세계 최초로 사용후핵연료의 지층처분장 건설에 착수한 핀란드의 방사성폐기물 처분사업 및 연구현황을 기술하였다. 먼저 핀란드의 원자력발전 및 중저준위 폐기물(LILW, Low and Intermediate-Level Wastes)처분장 운영 현황과 현재까지 진행된 지층처분장 부지조사 및 선정단계를 포함한 전 과정을 소개하고, 현지 지하연구시설인 온칼로에서 수행되고 있는 최신 수리지질 및 암반역학적 연구들을 정리하였다. 마지막으로 핀란드의 사례를 바탕으로 한국의 방사성폐기물 처분사업을 위한 방향을 제시한다.

2. 핀란드의 원자력발전 및 처분 개요

핀란드는 1977년 원자력발전을 시작하였고, 현재 운영 중인 4기의 원자력발전소의 총 발전용량은 2.8GWe로 원자력발전이 2018년 한 해 총 전력량의 약 1/3의 비중을 차지하였다(World Nuclear Association, 2019). 핀란드의 원자력발전 현황은 Table 1에 나타나 있다. 핀란드에서 현재 운영 중인 원자로는 모두 경수로형 원자로로, 로비사(Loviisa)에 있는 첫 러시아형 가압수형 원자로(VVER, Water-water energetic reactor)가 러시아 연방 국가 원자력 장비 및 서비스 수출회사 아토메네고엑스퍼트(Atomenergoexport)에 의해 건설되고 1977년 포툼(FPH, Fortum power and heat Oy)이 처음으로 가동하면서 원자력발전이 시작되었다. 그 이후로 올킬루오토에 스웨덴의 아세아아톰(ASEA-Atom)이 2개의 비등수형 원자로(BWR, Boiling Water Reactor)를 건설하고 테올리수덴(TVO, Teollisuuden voima Oy)이 운영해오고(Fig. 1), 로비사에서도 추가로 1개의 원자로를 건설하여 현재까지 운영하고 있다. 현재는 4호기의 원자로가 운영되고 있지만 올킬루오토에 약 1600 MW 용량의 5번째 원자로(OL3)가 건설 중이고, 6번째 원자로가 핀란드의 북부지방에 위치한 퓌해요키(Pyhäjoki)에 2021년부터 건설될 계획에 있다(Table 1, Fig. 2).

Table 1. Operational and planned reactors in Finland (World Nuclear Association, 2019)

Site Unit Reactor type Power
generation
(MWe)
constructor Commission date
Loviisa NPP (FPH) LO 1 VVER-440/V-213 (PWR) 507 Atomenergoexport (Russia) 1977
LO 2 VVER-440/V-213 (PWR) 502 Atomenergoexport (Russia) 1980
Olkiluoto NPP (TVO) OL 1 BWR 890 ASEA-Atom (Sweden) 1978
OL 2 BWR 890 ASEA-Atom (Sweden) 1980
OL 3 (under construction) EPR(PWR) 1600 Areva NP (France) & Siemens (Germany) 2020 (delayed)
Pyhäjoki NPP (Fennovoima Oy) Hanhikivi 1 (planned) VVER-1200(PWR) 1200 RAOS project Oy & Titan-2 (Russia) 2028 (planned)

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Fig. 1.

Nuclear power plants(OL1, OL2 on the right side, and OL3 on the left side) in Olkiluoto, Finland (taken June 2019)

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Fig. 2.

Established and new sites for nuclear power plant and repository in Finland

핀란드의 사용후핵연료 중간저장 및 중저준위 폐기물 처분은 로비사와 올킬루오토 원자력발전소 부지 내에서 각각 이루어지고 있다. 1977년 원자력발전이 처음 시작한 이후, 로비사에서는 1978년부터 사용후핵연료의 중간저장시설을 운영하기 시작했고, 올킬루오토에서는 1987년부터 중간저장시설 운영을 시작하였다. 올킬루오토의 중저준위 방사성폐기물 처분장(Fig. 3)은 1988년 건설을 시작하여 1992년에 처분을 시작하였고, 로비사의 경우에는 1993년 건설을 시작하여 1998년부터 중저준위 방사성폐기물을 처분하기 시작하였다(Fig. 4). 핀란드의 중저준위 폐기물 처분장은 이후 한국의 경주 중저준위 방사성폐기물 처분장의 건설에 모델이 된 바 있다(Shin and Lee, 2017).

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Fig. 3.

Layout of the LILW repository in Olkiluoto (Posiva, 2019a)

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Fig. 4.

Layout of LILW repository in Loviisa (Äikäs and Anttila, 2008)

로비사의 중저준위 폐기물 처분시설은 약 110 m 심도의 화강암 기반암에 위치하고 있으며, 고체 저준위 폐기물의 처분을 위한 터널이 세 개가 있으며, 부동화 중준위 폐기물(immobilised ILW) 처분을 위한 동굴(cavern)이 한 개 있다. 중준위 폐기물 처분 동굴 내부에는 강화 콘크리트로 제작된 저수지 형태(pool-shaped)안에 폐기물 패키지(waste packages)가 처분된다. 2010년부터 2013년까지 건설된 세 번째 홀(HJT3)은 고형화된 폐기물(solidified waste)의 임시저장에도 사용된다. 한편 국내에도 널리 소개된 올킬루오토의 중저준위 폐기물 처분시설은 2개의 사일로(silo)로 이루어져 있으며 60 m에서 95 m 심도의 토날라이트(tonalite) 기반암에 위치한다. 운반터널의 길이는 665 m이며, 고체 저준위 폐기물 처분을 위한 사일로는 숏크리트 락 사일로(shotcrete rock silo)로 지름은 23.6 m, 높이는 33.6 m이다. 비튜멘고화된(bituminized) 중준위 폐기물을 처분할 사일로는 지름 23.6 m, 높이 34.5 m의 락 사일로 안에 지름 19.9 m, 높이 32.3 m의 두꺼운 콘크리트 벽 사일로가 있는 형태로, 비튜멘고화된 중준위 폐기물을 담은 콘크리트 용기가 내부에 처분된다. 올킬루오토의 중저준위 폐기물 처분시설은 60년 동안 가동될 올킬루오토 원자로에서 발생할 중저준위 폐기물을 모두 처분할 수 있도록 2030년대까지 확장될 것이다. 현재 퓌해요키에 건설예정인 원자력발전소에서 발생될 중저준위 처분장 또한 해당 원자력발전소 부지 내에 건설될 예정이다(STUK, 2017). Table 2는 핀란드 내에서 발생한 고준위 폐기물의 중간저장 및 중저준위 폐기물의 처분 현황을 나타낸다.

Table 2. Summary of spent fuel and radioactive waste management in Finland (STUK, 2017)

Purpose Operator Location Features
Interim storage
of spent fuel
(HLW)
Loviisa NPP FPH Hästholmen,
Loviisa
- Pool storages inside both reactor buildings
- Basket type pool storage in the NPP auxiliary building
- Rack type pool storage in the NPP auxiliary building
Olkiluoto NPP TVO Olkiluoto,
Eurajoki
- Pool storages inside both reactor buildings
- Pool storage in a separate facility at the NPP site
FiR 1 research
reactor
VTT (Technical
Research Centre of
Finland Ltd)
Otaniemi,
Espoo
- Wet storage for cooling
- After several years' cooling time the elements are transfered to the well type dry storage
Radioactive
waste storage
(LILW)
Loviisa NPP FPH Hästholmen,
Loviisa
- Rock tunnels for LLW
- Vault for solidified ILW
Olkiluoto NPP TVO Olkiluoto,
Eurajoki
- Rock silo for conditioned/packed ILW
- Rock silo for conditioned/packed LLW

앞서 살펴보았듯이 핀란드에서는 중저준위 폐기물은 원자력발전소 부지 내에 처분하기로 결정된 반면에 사용후핵연료의 처분 방식은 다소의 변화가 있었다. 즉, 올킬루오토 원자력발전소에서는 발생된 사용후핵연료를 처음부터 핀란드의 암반에 심층처분하기로 결정한 반면 러시아기업에 의해 건설된 로비사 원자력발전소에서 발생된 사용후핵연료는 1996년까지는 러시아로 다시 반환되어 재처리하기로 계획되었다. 하지만 1995년에 핀란드가 유럽연합(EU)에 가입하고 유라톰 조약(Euratom Treaty)에 서명한 후 핀란드 원자력 에너지 법률(the Finnish Nuclear Energy Act)을 개정하여 사용후핵연료의 러시아 반출을 막도록 함으로써 결국 핀란드에서 발생한 모든 사용후핵연료는 핀란드 암반에 처분하게 되었다(McEwen and Äikäs, 2000; Siren, 2017). 그로 인해 핀란드의 원자력발전소를 운영하던 FPH와 TVO가 합작회사인 Posiva를 1995년에 설립하여 사용후핵연료의 영구처분을 담당하게 되었다(Fig. 5). 핀란드의 사용후핵연료 영구처분개념은 사용 후 핵연료봉을 캐니스터(canister)에 저장한 후 처분공에 넣고 완충재(buffer material)로 채운 뒤, 처분 터널을 뒤채움재(backfill)로 막는 다중방벽시스템(multi-barrier system)을 이용한 KBS-3방식을 따른다(Fig. 6).

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Fig. 5.

Finnish nuclear waste management (Posiva, 2019b)

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Fig. 6.

KBS-3 disposal concept (SKB, 2012)

1983년에는 핀란드 정부가 방사성폐기물의 관리에 대한 정책적 결정을 내려 사용후핵연료의 지층처분 부지선정에 관한 목표와 단계를 제시하였다(Siren, 2017). 이 결정에 따라서 세 단계의 절차로 부지선정이 진행되었는데, 1983년부터 1985년까지 전 국가적인 현장조사(site identification survey)를 통해 예비부지(preliminary site)들을 선정하고, 1986년부터 1992년까지는 예비부지를 대상으로 예비조사(preliminary investigation)를 하여 소수의 잠재적 처분 부지를 선정한 뒤 마지막으로 1993년부터 2000년까지 기간 동안 상세부지조사를 하여 가장 적합한 처분 부지를 결정하는 단계로 진행되었다.

부지선정과정에서는 암반의 지질학적 특성, 처분장 개발 및 확장 가능성, 토지 소유권, 인구밀도, 경작지, 환경보호구역, 교통 등을 포함한 기반시설, 주민의 사회적 수용성, 비용 등을 고려하였다. 예비부지조사 결과 올킬루오토, 로무바라(Romuvaara), 키베티(Kivetty) 세 곳이 적합부지로 선정되었고, 1995년에 로비사가 추가되어 4곳에 대해 상세부지조사를 시행하게 되었다. 이미 원자력발전소를 유치하고 있는 올킬루오토와 로비사에서 부지선정의 기준이 되었던 기반시설, 주민의 사회적 수용성 등의 항목에서 유리한 결과를 얻었고, 핀란드 의회에서 거의 만장일치로 올킬루오토를 최종 지층처분 부지로 선정하였다(McEwen and Äikäs, 2000). 원자력발전 자체에 반대를 하던 정당까지 지층처분장 부지 선정에는 대부분 찬성을 하였는데, 이는 핀란드가 현재의 방사성폐기물 문제를 후대에 떠넘기지 않겠다는 결정을 했다는 사실을 알려준다. 2012년에 Posiva가 사용후핵연료 영구처분시설의 건설허가를 신청하였고, 2015년 핀란드방사선원자력 안전청(STUK, Finnish Radiation and Nuclear Safety Authority)로부터 허가를 받아 현재 건설 중에 있다(Posiva, 2016). 처분장에 대한 운영허가는 2020년에 신청 예정이며, 허가를 받으면 2020년대부터 세계 최초로 처분을 시작하게 된다(Table 3).

Table 3. Timetable of Finnish SNF(Spent Nuclear Fuel) disposal (Posiva Oy, 2012)

1978 Start of feasibility studies for geologic disposal
1983 Government's decision on objectives and time schedule for final disposal
1983-2000 Site investigations
2001 Olkiluoto selected as final disposal site
2004 Start of construction of ONKALO
2012 Application for construction license
2015 Construction license granted
2020 Application for operation license (planned)
2020's Start disposal of spent fuel (planned)

3. 온칼로(ONKALO) 현지 연구 : 수리지질 및 암반역학적 연구를 중심으로

온칼로는 올킬루오토에 있는 부지특화 지하연구시설로, 2004년에 굴착이 시작되었으며, 심도 약 450 m로 2012년에 완공되었다(Siren, 2017). 온칼로는 실제 처분장이 위치하는 심도에서의 데이터를 수집하여 실제 건설될 처분장의 건설허가를 받기 위한 목적으로 계획되었다. 온칼로는 1개의 진입터널과 5개의 수갱으로 구성되어있으며, 목표 심도에서는 지질학적, 수리학적, 지구화학적인 방법으로 조사가 진행되었다. 온칼로에서 수행된 현장실험을 통해 올킬루오토 암반의 영구처분 적합성을 평가할 수 있다(Fig. 7). 또한 대상 암반과 지하수에 대한 정보를 얻으며 이를 통해 처분장의 건설을 위한 터널 설계, 발파 설계 및 그라우팅 등과 같은 보강 방법 결정 등에 활용할 수 있다. 온칼로에서 시행된 실험은 시설이 건설되는 중에도 수행되었으며, 온칼로의 건설이 시작된 2004년부터 실증연구가 시작되어 지금까지 계속되고 있다. 2018년 6월부터는 실제 처분용기를 처분하고 버퍼, 뒤채움재로 채운 후 모니터링하는 실물규모 현지실험(FISST, Full Scale In Situ System Test)이 처음으로 시작되었다(Posiva, 2018).

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Fig. 7.

ONKALO(parts in red planned to be constructed) (Posiva, 2018)

3.1 수리지질학적 연구

온칼로에서 진행된 대표적인 수리지질학적 연구에는 지질조사, 터널 내부로 누출되는 지하수 측정, 지하수 특성 및 성분 연구가 있다. 지질조사는 지질학적 모델을 만들고 그라우팅 등 보강에 사용할 수 있는 정보를 제공한다. 핀란드는 투수성이 낮은 화강암질 암반으로 이루어져 있다(Fig. 8). 이러한 암반에서 유체의 이동은 주로 균열을 따라 이루어지는데, 온칼로에서의 수리지질학적 연구로부터 화강암 암반 내의 균열을 따라 이동하는 특성이 있는 지하수가 실제 건설될 사용후핵연료 영구처분장의 장기 안정성에 미치는 영향을 파악할 수 있다. 또한, 균열을 따라 유체가 이동하기 위해서는 균열 간 연결성이 중요하므로 암반 내 균열망(DFN, Discrete Fracture Network)을 구축하는 것은 그중에서도 중요한 연구 과제이다(Hartley et al., 2013).

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Fig. 8.

Lithology of the Olkiluoto site and the modelled brittle fault zones on surface (Salminen, 2018)

Riekkola et al.(2003)는 지하 공동으로의 지하수 누출에 대한 기술적 해결방안과 온칼로로 유입되는 지하수로 인한 잠재적 교란을 규명하는 연구를 진행한 바 있는데, 지하수의 유입은 투수성이 낮은 곳에 지하시설의 위치를 선택하거나 그라우팅 등에 의한 보강으로 일정 부분 차단할 수 있다. 하지만 그라우팅과 같은 보강법은 장기적인 측면에서 잠재적으로 부식 등의 화학적인 교란 등을 일으킬 수 있다고 언급했다. 연구 결과, 실링(sealing)을 하지 않은 온칼로와 처분장 내부에 유입되는 지하수는 3000 l/min일 것으로 산정된 반면 실링 후에는 4~500 l/min으로 산정되었고, 굴착으로 인한 지하수 유입은 100 l/min 정도로 증가할 것으로 산정되었다. 따라서 이를 고려한 최적의 보강 방법을 찾아내는 것이 중요하다.

Hartley et al.(2013)는 올킬루오토 지역 전반에 걸쳐 획득한 수리지질학적 정보를 이용하여 수리균열망(Hydro-DFN) 모델을 구축하였다(Fig. 9). 구축된 수리균열망 모델은 처분터널 및 처분공으로의 지하수 유입을 시뮬레이션할 수 있었고, 모델 내 지하수 및 핵종 이동의 정확한 모사를 위해 지속적으로 보강된 결과 온칼로에서 취득한 수리학적 특성과 용질이동 특성을 성공적으로 반영할 수 있었다. 해당 연구는 처분장 심도까지의 수리균열망 구축 및 수리지질학적 거동 모사에는 성공을 했지만, 세부적으로 어느 균열에서 유체가 흐를지를 규명하는 데에는 한계를 보였다.

온칼로 부지에서 유체의 유동 자체에 관한 수리지질학적 모델링 연구도 수행된 바 있다(Keto, 2010; 17). 온칼로 주변의 기반암은 높은 정수압으로 인해 기체들이 용해되어있는 지하수로 포화되어 있지만, 터널 굴착과 동시에 터널 주변부의 압력이 대기압과 비슷한 수준으로 낮아져서 지하수에 용해되어있던 기체가 낮은 압력으로 인해 이용(exsolution, 離溶)되면서 지하공동 근처에 이상유동(two-phase flow)조건이 형성된다. Keto(2010)는 그중에서도 파괴암반에서의 이상유동 모델링을 통해 궁극적으로 암반균열의 지하수유동 조건에 기체의 유동이 미칠 효과를 이해하고자 하였다. 시뮬레이션 결과 500 m 심도에서 용해된 메탄가스가 굴착 이후 몇 분 동안은 균열의 수리적 특성에 별다른 영향을 주지 않았지만, 장기적인 연구는 더 필요할 것으로 결론 내릴 수 있었다.

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Fig. 9.

The most transmissive fractures in the site-scale transport calculation model at depth -420 m elevation. Fractures colored by transmissivity where > 10-7 m/s with hydrozones indicated by thicker lines(Hartley et al., 2013)

3.2 암반역학적 연구

방사성폐기물 처분사업에서의 암반역학적 연구는 응력장의 방향이나 암반의 강도 등 처분 부지 내부의 암반의 특성화(characterization)를 위해 수행된다. 암반의 역학적 특성은 굴착이 진행되는 중에도 파악될 수 있다. 측정 결과는 관심 지역에서 작용하는 응력의 방향과 강도를 결정하여 경제적이고 안전한 처분장 건설에 활용될 수 있다. 굴착손상대(EDZ, Excavation Damage Zone)는 암반역학적 연구에서 중요한 과제라고 할 수 있는데, 암반의 지질특성, 암반역학적 조건 등이 굴착손상대의 발생에 영향을 주고 결과적으로는 처분장의 장기 안정성에 영향을 미칠 수 있다. Silvast and Wiljanen(2008)Siren et al.(2015a)은 지표투과레이더(GPR, Ground Penetrating Radar)를 이용해 굴착손상대를 특성화할 수 있다는 가능성을 확인하였고, Mustonen et al.(2010)은 굴착손상대를 예측, 통제, 관리할 방안에 대해 연구한 바 있다.

온칼로에서 이뤄진 현지 실험인 POSE(Posiva's Olkiluoto Spalling Experiment)는 올킬루오토의 기반암을 구성하는 화성편마암(migmatitic gneiss)현지 파괴강도를 결정하고 POSE 암반역학 조사구간이 위치하는 345 m 심도에서의 현지응력을 결정하고자 했다(Siren et al., 2015b). POSE 실험에서는 입력 데이터로 수리지질학적 연구에서 얻어진 균열망 등을 사용하는데, 이는 균열이 암반의 강도나 현지 응력에 정보를 제공하고 암반 자체의 장기적인 안정성을 모델링할 시에 암반 강도나 파괴 여부에 직접적인 영향을 끼칠 수 있기 때문이다.

POSE 실험은 세 단계로 나뉘어 진행되었다. 1단계는 2010년 두 개의 시추공을 시추하여 시추공 사이의 암주(pillar)에서의 역학적인 영향만을 확인하는 암주실험(pillar test)이 수행되었고 이후 2011년에는 2단계로 7.5 m 길이의 히터 4개가 실험공에 열응력을 가하는 암주히터실험(pillar heating test)이 수행되었다. 실험이 진행되는 중에는 온도계와 스트레인게이지 등을 이용하여 변형률, 미소지진, 압력, 그리고 화상자료 등이 계측되었으며, 실험 이후에도 지표투과레이더와 3차원 사진측량법으로 시추공 주변의 변화를 관측하였다. 1단계에서는 파괴가 발생하지 않았지만, 2단계에서는 시추공 표면에 열에 의한 손상이 상대적으로 약한 종류의 암석이 있는 부분에서 주로 발생하였다. 열에 의한 손상의 깊이는 100 mm 이내로 발생했고, 수치해석적 분석에 의해 파괴의 범위와 깊이를 예측할 수 있었다(Johansson et al., 2014).

POSE 실험 3단계는 2단계에서의 세 번째 실험공(ONK-EH3)에 열을 추가하여 대칭적인 열응력을 가함으로써 암석의 팽창을 유도하여 암반의 스폴링 강도(spalling strength)를 산정하고자 하였다. 산정한 현지응력을 바탕으로 최대주응력의 크기는 온도가 100°C보다 낮을 때 약 100 MPa에 도달할 것으로 보았고 그에 따른 올킬루오토 지역의 균열손상임계강도(crack damage threshold)는 85±17 MPa 범위에 있을 것으로 산정되어, 실험이 끝날 즈음에는 유도된 열응력이 시간에 따라 점차 증가해 한계를 초과하여 스폴링이 발생될 것으로 예상되었다(Fig. 10; Valli et al., 2014). 이 단계에서는 3차원 개별요소법을 이용한 열역학적 연동해석도 수행되었고, 시뮬레이션 결과와 비교하여 암반의 스폴링 강도를 초과하는 열응력을 주는 전력(power)을 결정하여 스폴링 강도를 산정하였다(Fig. 11; Hakala and Valli, 2013). POSE 실험에서 발생한 파괴의 유형과 방향이 예상된 결과와 상이했기 때문에 주된 목적인 345 m 심도에서의 현지응력측정은 달성하지 못하였다(Siren et al., 2015b).

http://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-04/N0120290401/images/ksrm_29_04_01_F10.jpg
Fig. 10.

Stitched panorama of the ONK-EH3 wall up to depth of 2 m, showing the spalling of deposition hole (Valli et al., 2014)

http://static.apub.kr/journalsite/sites/ksrm/2019-029-04/N0120290401/images/ksrm_29_04_01_F11.jpg
Fig. 11.

A horizontal cutting plane of the maximum principal stress after 12 weeks of heating in the ONK-EH3 hole. Stresses above 100 MPa is presented in black(Hakala and Valli, 2013)

온칼로에서 실시된 또 다른 실험 중에 LVDT(Linear Variable Differential Transformer)-Cell을 이용한 현지응력측정이 있다(Hakala et al., 2013). 기존에 주로 사용된 수압파쇄법과 오버코어링(overcoring) 기법의 경우, 수십 cm 규모에서 측정이 이루어지기 때문에 응력 측정값의 대표성에 한계가 있다. Hakala et al.(2012)이 제시한 LVDT-Cell을 이용한 방법은 수치역산(numerical inversion)을 통해 현지응력을 구하는데, 터널 수준의 넓은 범위의 암반에서 적용 가능하며 실험오차를 쉽게 최소화할 수 있다는 장점이 있다. 해당 방법으로 스웨덴의 애스푀 지하연구시설(Äspö Hard Rock Laboratory)에서 현지응력을 측정한 결과가 오버코어링으로 측정한 현지응력 결과와 매우 일치한다는 사실을 밝힘으로써 이방성과 비균질성이 존재하는 큰 규모의 암반에서의 기존 현지응력측정법의 단점을 극복할 수 있게 되었다. 이후에 Hakala et al.(2017)은 온칼로에서 심도 156 ~ 420 m 인 곳을 대상으로 2009년부터 2014년까지 20차례 LVDT-Cell을 이용하여 현지응력을 측정하였고, 측정된 현지응력의 수평응력성분은 과거에 제시된 응력모델과 거의 같은 방향을 보였으며 그 크기는 5 MPa 정도 더 크게 측정이 되었다. 처분심도에서 현지 최대주응력은 거의 수평방향이고 그 크기는 28 ~ 35 MPa, 주향은 283-323°범위가 신뢰한계 90%의 신뢰구간으로 나타났다. 결과적으로 LVDT-Cell을 이용한 방법은 그 자체로도 기존 현지응력측정법의 좋은 대안이 될 수 있으며, 다른 방법과 함께 적용될 시 결과의 신뢰도를 향상시킬 수 있을 것으로 생각된다.

POST(Fracture parameterisation for repository design and post-closure analysis) 프로젝트는 Posiva, SKB(Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co), NWMO(Nuclear Waste Management Organization) 등 3개 기관이 참여하여 균열의 전단 움직임이 있을 때 제한된 균열들의 현지 거동을 확인하고 이러한 균열을 특성화하고 모델링하는 방법론을 개발하고자 2014년부터 2016년까지 진행된 바 있다(Siren et al., 2017). 균열 특성화(characterization), 실내실험, 현지 전단실험, 균열 모델링 등이 수행되었으며, 균열 특성화를 위해 사진측량법이 활용되었다. 처분터널 규모에서 균열의 안정성을 평가하고자 핀란드의 온칼로와 스웨덴의 애스푀(Äspö)에서 현지 전단시험을 실시할 예정이었으나 현장의 높은 일정수직하중(CNL, constant normal loading) 조건에서 현지전단시험을 수행하는 것이 불가능하다고 판단되어 프로젝트가 중단되었다.

온칼로에서는 현지암반의 비균질성과 이방성에 관한 연구도 다수 이루어졌다. Wanne(2002)는 암석의 이방성이 강도와 변형특성에 미치는 영향을 알아보기 위해 균열 형성 모델링에 유용한 3차원 개별요소법을 이용하여 압축시험을 수치해석적으로 재현하였다. 올킬루오토 지역 암반에 주를 이루며 이방성을 지닌 편마토날라이트(gneissic tonalite)를 모델로 하였다. 개별요소법으로 시뮬레이션 된 강도와 변형특성은 편리(schistosity)의 방향에 크게 의존하였고, 실험실 시험과 그 결과가 유사한 것으로 나타났다. 또한 모델의 역학적 특성이 모델의 입자 크기와 결합 구조(banding geometry)에 의존함을 도출하였다. Hakala et al.(2005)은 올킬루오토 지역의 혼성운모편마암(migmatic mica gneiss)의 탄성계수의 이방성 비율이 약 1.4인 것을 실험적으로 도출하였으며, 이 값이 현지 응력 성분의 크기와 방향에 충분한 영향을 주기 때문에 현지응력 산정 시 고려해야 함을 강조하였다. Behrestaghi et al.(2016)은 POSE 실험의 일환으로 등방성 암석인 거정화강암(pegmatitic granite)과 이방성 암석인 혼성편마암(migmatitic gneiss)을 대상으로 진삼축압축시험을 수행하여 실제 암반의 진삼축압축 조건이 등방성과 이방성 암반의 강도, 변형특성, 유도지진, 탄성특성 등에 미치는 영향에 대한 연구를 수행한 바 있다.

4. 논 의

온칼로 내에서 수행된 수리지질학적 연구에는 터널 내부로 유입되는 지하수 측정, 지하수 특성 및 성분 연구를 비롯하여 온칼로 터널 부근의 지질조사가 포함되었다. 위 연구들의 결과를 이용하여 수리지질 균열망, 지질모델 등을 구축하여 지하수 유동 예측 수치해석을 통해 수리지질학적 측면의 장기 안정성에 관한 연구도 복합적으로 수행하였다. 암반역학적 측면으로는 처분장 터널의 굴착손상대를 규명하거나 처분장 부지 암반의 강도 등을 포함한 역학적 특성 측정, 현지 응력의 크기 및 방향 결정, 암반의 역학적 이방성 특성규명 등의 연구가 수행되었다. POSE 실험은 실험구간 심도에 대한 현지 응력 측정, 열역학적 영향 분석, 암반의 파괴강도를 측정하고자 하였으며, 수리지질학적 연구를 통해 얻은 수리지질 균열망 등이 이용되었다. 또한, POST 프로젝트 내에서 현지전단실험, 실내실험, 균열 모델링 등 다양한 연구들이 수행된 바 있다.

온칼로의 현장시험과 실내실험 등을 통해 얻은 결과를 한국원자력연구원의 지하처분연구시설(KURT, KAERI Underground Research Tunnel)에서의 실험 결과와 비교해보면, 비슷한 심도에서 일축압축강도를 제외한 현지 최대수평주응력의 크기 및 방향 등에서는 거의 비슷한 값을 보였다(Table 4). 핀란드의 처분 부지 암반이 한국의 기반암과 비슷한 조건을 갖추므로 추후에 같은 처분개념을 사용할 수 있음은 물론이고 핀란드에서의 연구를 참고하고 이를 발전시켜 한국의 실정에 맞게 적용하는 것이 용이할 것으로 보인다. 그러나 화강암이 사용후핵연료 처분대상 암반일 경우에는 암반 내부에 존재하는 균열망이 처분장의 안전성에 중요한 요소로 작용한다. 그러므로 심부 암반 내에 균열이 있는 경우, 균열 특성화를 통한 암반내 균열망, 수리지질모델 등을 구축하여 안전한 처분장 건설이나 적절한 보강에 대한 정보를 얻을 수 있어야 하며, 이를 통해서 현지 실정을 반영한 정확한 장기 안정성 평가를 할 수 있어야 한다(Kim et al., 2017; Kwon and Cho, 2007). 또한 온칼로에서는 기반암의 비균질성과 이방성에 관한 연구도 다수 이루어진 바 있다. 이방성을 갖고 있는 암반의 경우에는 현지응력 및 암석의 물성을 산정할 시 그 영향을 고려하여 연구를 수행하여야 한다. 추가로 심부 암반에서 실제로 사용후핵연료 처분으로 인한 열-수리-역학-화학적(Thermal-Hydraulic-Mechanical-Chemical) 복합거동 연계해석에 관한 연구도 추후에 이루어져야 할 것이다.

Table 4. Mechanical properties of ONKALO and KURT (Siren et al., 2015c, Jo et al., 2017, Lee et al., 2019)

In situ stress (depth at -343.5 m)
Uniaxial compressive
strength [MPa]
Tensile strength
[MPa]
σH[MPa] σH trend[°] K(σH/σv)
ONNKALO 104.3 12.1
(Pegmatitic granite)
22.3 * 112 * 2.4 *
KURT 149.5±46.5
(In-DEBS area)
11.4±1.4
(In-DEBS area)
18.1±0.9 99.9 2.0
* calculated by the range formula (Siren et al., 2015c)

5. 결 론

본 논문에서는 세계 최초로 사용후핵연료의 지층처분장 건설에 착수한 핀란드의 방사성폐기물 처분사업의 현황과 수리지질 및 암반공학 관련 연구를 기술하였다. 먼저, 핀란드의 원자력발전 및 방사성폐기물 처분의 역사와 핀란드 내의 중저준위 폐기물 처분장 운영 현황과 현재까지 진행된 지층처분장 부지조사 및 선정단계를 포함한 전 과정을 간략히 소개하였다. 또한, 올킬루오토 현지의 부지특화 지하연구시설인 온칼로에서의 실험 및 수치해석 등의 연구들을 수리지질학 및 암반역학적 연구로 나누어 정리하였다. 온칼로에서 수행된 수리지질학적 연구에는 수리지질 균열망 구축, 유체의 이상유동 모델링 등이 진행된 바 있으며, 암반역학적 연구로는 지표투과레이더를 이용한 굴착손상대 특성화, POSE 실험, 새로운 현지응력 측정법 개발 및 처분 부지 암반의 이방성에 관한 연구 등이 수행되었다. 한국과 유사한 처분대상 암반과 현지응력 조건 및 처분개념을 사용할 핀란드의 선례를 바탕으로 한국의 지질조건에 맞는 연구들을 수행할 필요가 있다.

Acknowledgements

이 논문은 과학기술정보통신부의 재원으로 시행하는 한국연구재단의 원자력기술개발사업의 지원으로 수행되었습니다(과제번호 : NRF-2018M2A8A5023379).

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