가속기구동 핵변환기술 개발 현황과 전망


박 창 규



머리말

그간 핵분열을 이용한 원자력 에너지는 "제3의 불"이라는 개발초기의 무지개빛 희망과는 달리 안전성, 사용후 핵연료, 핵확산 문제 등에 기인하여 끊임없이 에너지원으로서의 자격시비에 시달려 왔다. 그러나 최근들어 대기환경 보존에 대한 시급성이 대두되면서 비 화석연료인 원자력에 대해 재조명이 이루어지고 있다. 이러한 시대적 상황에 힘입어 원자력 산업계는 제 2의 도약을 준비하고 있고 원자력 에너지를 무공해 청정 에너지원으로 바꾸어 놓기 위해 부단한 노력을 경주하고 있다. 이들 중 상당한 주목을 받고 있는 기술이 가속기 구동 미임계 시스템을 이용한 핵종소멸(nuclear incineration) 또는 핵변환(nuclear transmutation) 기술이다.

기술사적 고찰

핵분열 반응에 의해 에너지를 얻고 나면 그 부산물로서 방사성 붕괴(radioactive)를 하는 다량의 핵종들이 생성된다. 따라서 원자력 발전소에서 방출되는 사용후 핵연료에는 초우란원소(transuranium),1) 핵분열 생성물 등과 같은 장반감기의 방사성 핵종이 다량 포함되어 있으며 이들이 환경에 노출될 때 또다른 환경문제를 유발시킨다. 따라서 원자력 발전이 도입된 초기부터 이들 방사성 핵종을 다시금 비방사성 핵종으로 전환시키는 일명 핵종변환(또는 핵종소멸) 기술을 연구해왔다.

핵변환 기술은 물질의 물리 화학적 특성을 바꾸는 기술로서 연금술의 역사와 함께 시작되었다고 할 수 있다. 그리고 이들 기술은 현대 핵물리학의 발달로 마침내 그 꿈을 실현할 수 있었다. 최초로 핵변환기술을 성공시킨 연금술사는 알파입자를 이용하여 N14을 O17으로 바꾼 Rutherford였다. 그리고 뒤이어 I. Curie, F. Joliot 등에 의해 보다 많은 핵종을 변환할 수 있는 기술로 확장되었으나 하전입자를 사용하는 핵변환기술은 하전입자와 핵사이의 반발력 때문에 곧 한계에 부딪혔다. 1940년대 E. O. Lawrence가 사이클로트론 가속기를 사용하여 핵파쇄(spallation) 반응을 일으켰고 이를 이용하여 다량의 중성자를 생산함으로서 핵변환 기술은 새로운 전기를 맞이하였으나 이들 기술은 주로 핵무기용 핵물질을 생산하는 데 사용되었다.

1970년대말 미국이 핵확산에 대한 우려로 고속 증식 원자로 개발을 축소하면서 미국의 Brookhaven National Laboratory (BNL)을 중심으로 가속기 핵파쇄 반응을 이용한 장반감기 초우란 원소와 핵분열 생성물을 소멸시키고자하는 연구가 시작되었다. 그러나 현실적으로 가속기에서 생산된 고에너지 입자의 핵파쇄(spallation) 반응을 이용하여 원자력 발전소에서 생성된 초우란 원소와 장수명 핵분열 생성물을 직접 핵변환 시킨다는 것은 그 비용 및 요구되는 가속기 기술측면에서 많은 문제점을 가지고 있었다. 예를 들어 1 GWe 가압경수형 원자력 발전소에서 방출되는 초우란 원소와 핵분열 생성물을 지속적으로 핵변환시키기 위해서는 약 700 mA의 1 GeV 양성자가 요구된다. 이러한 대전류 양성자 가속기는 현실적으로 제작이 거의 불가능할 뿐더러 매우 비경제적일 것이다. 이러한 문제점을 극복하기 위하여 가속기와 미임계 원자로를 결합한 가속기 구동 미임계 핵변환 기술이 1970년대말 미국 BNL의 PHOENIX 프로젝트를 시점으로 제기되기 시작하였다. 그리고 1990년대 들어와 환경문제가 가장 시급한 현실적 문제로 부각되면서 일본의 OMEGA 프로젝트를 기점으로 미국 LANL의 ADTT, 유럽공동체 연구소인 CERN의 energy amplifier, 불란서 CEA의 ISSAC 프로젝트 등과 같이 급속히 전세계로 확산되어 갔다.

1) 원자번호가 우라늄보다 높은 모든 핵종.

개념 및 특성

가속기 구동 미임계 핵변환 시스템이란 가속기에 의한 핵파쇄반응 중성자를 미임계 핵분열 시스템에 주입하여 중성자수를 수십배 증폭시키므로써 핵변환에 요구되는 중성자를 경제적으로 싼값에 생산하는 가속기와 미임계 원자로의 복합시스템이다. 즉, 한 개의 중성자가 투입되었을 때 keff개 만큼의 중성자를 생산하는 미임계 시스템에 n개의 핵파쇄 중성자가 지속적으로 투입되면 미임계 시스템내의 중성자 총 개수 M은,


가 된다. 연쇄 핵분열 반응을 일으키는 시스템에 있어서 미임계 시스템이라 함은 keff가 1.0보다 작은 경우를 의미한다. 따라서 만약 시스템의 keff를 0.98로 유지하면 중성자 증폭율은 50배에 이른다.

모든 초우란 원소는 핵분열 단면적을 가지고 있고 또한 핵변환(소멸)은 이들 핵분열 반응을 통해서 일어난다. 초우란 원소의 핵변환은 자연적으로 대량의 핵분열 에너지를 발생시키며 이를 전기 에너지로 전환할 경우 전체 시스템의 경제성을 크게 향상시킬 수 있다. 따라서 가속기 구동 미임계 핵변환시스템은 일종의 에너지 재생 또는 쓰레기 소각로와 같은 기능을 수행한다. 가속기 미임계 시스템이 가지는 전체적인 시스템 개념은 그림 1과 같다.

초우란 원소는 핵분열 반응으로부터 생성된 중성자만을 가지고도 자체의 연쇄 핵분열 반응(임계시스템)을 지속시킬 수 있다. 그러나 이들 초우란 원소의 핵분열 연쇄반응 능력을 자체적으로 일어나지 못하도록 미임계 시스템을 구성하고 여기에 양성자 가속기를 접목함으로서 많은 이점을 얻을 수 있다. 가속기 미임계 시스템이 주는 여러 가지 이점을 살펴보면 다음과 같다.

1. 높은 소각능력

초우란 원소가 핵분열 반응을 일으키면 질량결손에 의한 에너지 E0와 잉여 중성자 개가 생성된다. 미임계 시스템에서는 아래의 식과 같이 핵분열 생성 에너지 E0의 일부 를 가속기에 투입하여 추가로 개의 중성자를 생산시킨다.

따라서 가속기 미임계 시스템은 임계 시스템에 비해 단위 핵분열 당보다 많은 중성자를 생산하므로 핵변환에 소요되는 중성자량을 보다 풍부하게 제공한다. 그리고 임계시스템의 경우 시스템의 운전시간 또는 여러 가지 반응도계수2)에 의해서 시스템의 동특성이 크게 영향을 받기 때문에 시스템에 장전할 수 있는 핵종의 다양성 등에서 어느 정도 제약을 받는다. 그러나 미임계 시스템의 경우 시스템이 소화할 수 있는 반응도 변화 폭이 크므로 보다 다양한 종류의 핵종을 큰 제약 없이 장전할 수 있다. 따라서 핵종 소각시스템으로서 가져야할 소멸 핵종의 장전 탄력성과 그에 따른 소각능력이 매우 뛰어나다.

2. 안전성

식 (2)에서 보인 바와 같이, 미임계 시스템이든 임계 시스템이든 자체의 핵분열 반응을 시스템 운전을 지속해 간다는 데는 크게 차이가 없다. 통해서 그러나 미임계 시스템이 기술적 그리고 심리적 측면에서 시스템의 안전성에 주는 차이는 매우 크다. 미임계이기 때문에 가지는 장점으로서는 크게 두 가지를 들 수 있다. 첫번째가 연쇄핵분열(임계) 사고 가능성의 배제이다. 아직도 많은 사람들에게 원자력 에너지는 영화 "차이나 신드롬"과 같은 초임계 사고의 가능성을 가진 에너지원으로 인식되고 있다. 그리고 일부나마 체르노빌사고를 통해 그들의 우려가 한낮 기우가 아니었음을 확인하였다고 생각하고 있다. 미임계 시스템은 이러한 대중의 우려를 불식시키는 데 크게 도움이 될 것이다. 두번째로는 시스템 제어의 용이성이다. 임계시스템의 출력 제어는 제어봉 등을 통해서 이루어지며 이들은 반응도 제어장치이다. 따라서 제어계통의 오동작은 곧바로 원자로시스템의 반응도에 영향을 주고 초임계 사고 등 여러 가지 반응도 사고를 유발할 수가 있다. 뿐만 아니라 급격한 출력증감의 경우 제어봉이 빠른 속도로 원자로내부에서 이동을 해야하는데 이 경우 국부 최대출력(power peaking)이 설계 제한값 등을 위배할 수가 있으며 그 결과 핵연료봉 손상 사고를 유발하여 방사성물질이 냉각수를 통해 유출될 수 있다. 반면 미임계 출력을 제어하는 가속기는 반응도 제어장치가 아니고 단순한 에너지를 중성자로 변환시키는 장치이므로 가속기의 오동작은 반응도사고와 같은 초임계 사고를 결코 유발하지는 않는다는 점이다. 뿐만 아니라 핵분열 연쇄반응이 가속기라는 추가적인 과정을 통해서 이루어지도록 함으로서 여러 가지 사고시 운전원이 개입할 수 있는 여지를 훨씬 크게 만들어 놓았다는 점이다.

3. 핵비확산성

장수명 방사성 핵종을 소멸하기 위해서는 초우란 원소의 재순환(recycling)은 필수불가결 하다. 임계 시스템의 경우 안전성 등에 기인하여 시스템에 투입될 원소들의 핵종비가 매우 엄격한 제한을 받는다. 따라서 임계 시스템에서 핵종들을 재순환시키기 위해서는 고도의 핵종 순환(분리 또는 재처리)시설이 요구되며 이는 세계가 추구하고있는 핵확산 금지조약(NPT)에 배치된다. 그러므로 임계 시스템의 경우 핵종 재순환 시설을 확보하기가 한국적 입장에서는 매우 어려운 정치적인 문제가 되어버린다. 그러나 미임계 시스템은 장전핵종에 대해서 큰 탄력성을 가지므로 핵무기제조에 사용이 불가능한 저급의 핵종 재순환시설로서도 시스템 운영이 충분하다. 따라서 미임계 시스템 핵종분리 시설은 보다 비핵확산성을 가지며 그 결과 핵종 재순환 시설확보에 대해서도 보다 높은 가능성을 갖는다 하겠다.

4. 운전여유도

임계 시스템의 구동력은 시스템이 갖는 잉여반응도이다. 따라서 임계시스템의 경우엔 잉여반응도가 0.0이 되면 더 이상 시스템 운전이 불가능해진다. 그러나 미임계 시스템은 구동력이 가속기의 고에너지 입자이므로 필요할 경우 경제성측면에서는 약간 불리할 수 있으나 계획된 운전기간을 초과해서라도 계속적으로 운전이 가능하다. 따라서 가속기 미임계 핵변환 시스템의 경우 전력의 초과 수요가 지속적으로 발생했을 때, 수요에 유연하게 대처할 수 있다.

2) 시스템 온도, 연료연소 등의 변화에 따라 달라지는 시스템의 keff 변화값.


세계적 개발현황

미국, 유럽공동체, 일본, 프랑스 등 여러 선진국에서 가속기 미임계 시스템을 연구하고 있다. 연구개발의 초기 단계에서는 각 국가별로 그들의 원자력 정책이 상이한 만큼이나 연구개발하고자 하는 시스템 개념도 상당히 상이하였다. 그러나 최근 들어서는 각 국이 개발하고자하는 기술적 방향이 서로 매우 근접해가고 있다. 표 1은 현재 주요 선진국이 추구하고있는 가속기 미임계 핵변환 시스템의 기술적 특성을 말해준다.

1. 미국

미국의 경우엔 가속기 미임계 핵변환 연구가 70년대 초반부터 BNL의 PHOENIX 계획 등을 통해 여러 번 시도되었으나 90년대 들어 핵무기로부터 방출된 잉여플루토늄이 국제문제화 되면서 플루토늄 소멸을 목적으로 연구가 본격화되었다. 초기엔 플루토늄 소멸을 주목적으로 연구가 시작되었으나 차츰 장수명핵종소멸 그리고 토륨을 이용한 에너지 생산 쪽으로 개념이 확대되어갔다. 현재까지 미국의 원자력 정책이 비핵확산에 있는 만큼 시스템 핵주기3)도 미국의 정책이 요구하는 핵비확산성에 초점을 맞추어 연구되고 있다.

미국은 사용후 핵연료를 Yucca Mountain에 처분하기로 이미 정책적 결정을 내린 바 있다. 그러나 예산상의 문제가 생기고 또한 전체 공정이 연기되는 등 계속적으로 많은 문제점이 제기되었다. 이에 에너지부 장관의 요청에 의해 1991년 국가연구위원회(National Research Council)가 주관이 되어 STAT (Separation Technology and Transmutation System) 위원회를 구성하여 핵종변환 기술에 대한 타당성 분석 연구를 수행한 바 있다. 당시 결론은 현 시점에서는 경제적인 이유 때문에 크게 이득이 없을 수 있지만 향후 10년 이내에 연구개발에 착수할 필요가 있다고 지적하였다.[1]

현재 미국의 가속기 미임계 연구는 LANL(Los Alamos National Laboratory)이 중심이 되어 장수명 핵종 핵변환 시스템인 ATW(Accelerator Transmutation of Waste) 개발에 주안점을 두고 수행하고 있다. ATW 개념이 완전하게 확정되지는 않았으나 고속중성자를 이용하여 장수명 초우란원소와 Tc-99, I-129 등과 같은 핵분열 생성물을 변환시키고자 하는 시스템기능 및 설계목적은 확정된 상태이다. 납-비스므스 혼합물을 냉각재로 사용함과 동시에 핵파쇄 표적으로 사용한다는 개념이다. 납-비스므스 냉각재 사용시 발생하는 여러가지 재료학적 문제 및 핵파쇄 표적으로서의 문제점을 점검하기 위하여 ISTC (International Science and Technology Center)4)를 통하여 관련 실험연구를 수행하고 있으며 현재 LANL내에 재료시험을 위한 Pb-Bi loop를 제작하여 기초 시험을 수행하고 있다. 또한 ANL(Argonne National Laboratory)에서 개발한 건식 핵종분리 기술(pyrochemical process)을 근간으로 보다 핵비확산성이 뛰어난 핵종분리 기술을 개발하기 위하여 노력하고 있다.

ATW 프로젝트의 핵심은 크게 3단계로 나누어져 있다. 먼저 2000년까지 년간 2-5백만 달러를 투입하여 기본 요소기술 개발과 개념 설계를 완료한다는 구상이며 2003년까지 출력 5 MW급의 physics 시험로를 완성하고 2010년까지는 50 MW급 공학적 실증로를 설계/건설한다는 계획이다.[2]

2. 일본

1973년 일본 원자력산업회의(Japan Atomic Energy Industry Forum)는 2년여간의 연구끝에 사용후 핵연료 관리의 한 방안으로서 핵종변환에 대한 기술보고서를 출판하였다. 이후 일본에서는 핵변환에 대한 연구가 기초 연구과제로서 장기적 관점에서 지속되어 왔다. 이러한 기초 연구결과에 근거하여 1987년 일본 원자력 위원회(Atomic Energy Commission)는 원자력 발전소의 사용후 핵연료는 폐기물이라기보다는 재생 가능한 유용한 자원이라는 결론을 내렸고 이에 근거하여 1988년 10월에 2000년까지 연구개발을 목표로 하는 장기 연구 프로젝트 OMEGA(Options Making Extra Gains from Actinide and fission products)를 제안하였다. OMEGA 프로젝트에는 일본 원자력연구소를 위시해서 전력중앙연구소(CRIEPI), 핵연료공단(PNC) 등이 참여하게 되었고 일본 정부는 1989년 1월 OMEGA 프로젝트를 OECD를 통한 국제공동연구형태로 확장 발전시켰다.[3]

일본의 가속기 미임계 핵변환 연구는 OMEGA 프로젝트의 일환으로 수행되어왔다. 미국과는 달리 여러 연구기관이 참여함으로서 다양한 시스템 개념을 연구하고 있다. 그러나 모든 개념이 일본이 지속적으로 심혈을 들여 개발해온 고속 중성자 시스템에 근거하고 있으며 단지 핵연료 형태와 냉각방식에 차이를 두고있다.

일본이 개발하고자 하는 가속기 미임계 핵변환 시스템은 사용후 핵연료에 있는 장수명 소수 악티나이들(minor actinide; 플루토늄이 제거된 초우란 원소들)과 핵분열 생성물을 소멸시키는 데 목적이 있다. 즉, 일본은 기존 원자력 발전소에서 생성된 플루토늄은 개별적으로 분리하여 일본이 개발하고 있는 고속증식로 연료로 사용한다는 개념을 가지고 있다. 이러한 측면에서 미국과 일본은 커다란 시각차이를 가지고 있다. 미국은 플루토늄을 핵변환(소멸) 대상 제 1호의 물질로 취급한 반면 일본은 확보해야 할 자원으로 취급하고 있다. 따라서 가속기 미임계 핵변환 관련 핵종분리 시스템 개발에 있어서 일본은 핵비확산성에 크게 무게를 두고있지 않다.

현재 일본은 그동안 수행해온 OMEGA 프로젝트에 대한 국가적 검증단계에 와있으며 일본 원자력 연구소(JAERI)는 가속기 미임계 시스템의 공학적 검증장치 설계/제작을 위해 Neutron Science Project를 제안해놓고 있는 상태이다. Neutron Science Project에서 추구하는 가속기 미임계 핵변환 시스템 규모는 열출력 30 MW급이다.

3. 유럽공동체

1990년대 초부터 유럽공동체 연구소인 스위스 CERN 연구소에서 노벨 물리학상을 수상한 바있는 Rubbia박사를 중심으로 연구가 진행되어 왔다. 초기엔 토륨을 사용한 환경 친화성 에너지 생산장치 EA(energy amplifier) 개발에 주력해 왔다. 그러나 최근 들어 사회적 관심이 사용후 핵연료에 들어있는 장수명 방사성 핵종소멸에 있음을 감안하여 핵종변환을 병행할 수 있는 EA 시스템 개발을 수행하고 있다. 원형 및 선형 가속기를 사용하는 방안에 대해 연구해 왔으며 주로 원형가속기의 이용에 무게중심을 두어왔다. 현재 가속기 미임계 시스템관련 요소기술의 공학적 검증에 많은 노력을 기울이고 있으며 이미 핵파쇄 표적 및 미임계 핵분열 시스템 등에 대한 다양한 기초실험을 완료하였다.[4]

최근에는 가속기 미임계 핵변환 시스템의 관심고조로 유럽연합내 몇몇 주요 연구기관들이 협력하여 프로젝트 IABAT (Impact of the Accelerator Based Technology)를 탄생시켰다. IABAT는 연구비용, 시설 등을 상호공유하여 가속기 미임계 시스템의 타당성에 대한 유럽연합의 평가를 수행하는 것으로서 주요내용 및 담당 연구기관은 아래와 같다.[3]

­가속기 미임계 시스템의 경제성, 안전성, 환경성 등을 종합적으로 평가 [스웨덴(KTH), 불란서(CEA), 독일(KFA, FZK), 이태리(ENEA)]

­현재의 가속기 기술에 대한 평가 [영국(AEA)]

국별

가속기 시스템

미임계 시스템

핵종분리시스템

비 고

미국

선형 양성자가속기

1.3 GeV에너지

수십 mA

고속중성자 이용

납-비스므스 냉각재

및 표적

금속 연료

건식분리법

초우란원소와

Tc, I를 분리 소멸


일본

선형 양성자가속기

1.5 GeV에너지

39 mA

고속중성자 이용

소듐냉각

텅스텐 표적

금속연료

건식분리

플루토늄은 핵변환

에서 제외

일본 원자력

연구소 개념

CERN

원형/선형 양성자가속기

1.0 GeV 에너지

12.5 mA

고속 중성자 이용

납 냉각재 및 표적

금속 또는 산화물연료

건식분리

초우란 원소와

Tc, I를 분리 소멸


프랑스

미정

고속중성자 이용

금속 및 용융염 연료

미정

표 1. 국가별 가속기 미임계 시스템 개념 특성.

­핵확산에 대한 문제와 핵연료 주기의 방사성 위해도 평가 [스웨덴(KTH), 독일(KFA), 이태리(ENEA)]

­가속기 미임계 시스템 설계에 요구되는 핵적 및 재료학적 자료 확보/제공 [네델란드(ECN), 이태리(ENEA)]

IABAT 프로젝트를 통해서 보다 보편성을 가지는 가속기 미임계 시스템의 기술적, 경제적 타당성이 도출될 것으로 기대되며 이는 향후 본격적인 국제 공동연구 프로젝트의 시발점이 될 수 있을 것으로 평가된다.

4. 프랑스

프랑스 정부는 2006년까지 사용후 핵연료에 대한 최종적인 관리방안을 결정할 예정이며 이에 앞서 1991년 프랑스 국회법을 통하여 여러가지 기술적 대안들에 대한 연구개발을 요청하였다. 따라서 프랑스는 유럽 연합과는 별개로 자체의 법에 근거하여 사용후 핵연료 관리방안에 대한 하나의 기술적 대안으로서 핵변환 연구프로젝트 SPIN(Separation and Incineration)을 추진시켰다. 그리고 뒤이어 1993년 IN2P3 연구소를 중심으로 하여 핵종분리 기술개발에 주안점을 둔 PRACEN 연구 프로그램을 가동하였다. 이후 1995년 프랑스 원자력청(CEA)은 핵변환 기술의 한 방안으로서 가속기 미임계 시스템을 연구하기 위하여 SPIN 프로젝트의 범주내에서 ISSAC 프로그램을 구성시행하고 있다.

CEA산하 여러 실험실들이 가속기 미임계 시스템 연구프로그램인 ISSAC에 참여하고 있는데 구체적인 개념이 확립된 상태는 아니다. 단지 고속 중성자를 사용한다는 데는 어느 정도 의견일치를 보이고 있다. 가속기 미임계 핵변환 시스템을 크게 가속기, 미임계 시스템, 핵파쇄 표적 분야로 나누어 각 분야의 선택 가능한 여러 기술적 방안에 대해 이론적 그리고 실험적 고찰을 진행 중이다. MASURCA에 있는 MUSE실험장치를 이용하여 미임계 시스템 특성실험을 수행하였고 SATURNE에 있는 장치를 이용하여 핵파쇄 실험을 수행하고 있다. 가속기 미임계 시스템의 타당성검증을 위한 데모시스템 건설을 위해 HADRON이라 불리는 제안서를 제출하였으며 HADRON에서는 미임계도 0.95 그리고 열출력 50-100 MWth 시스템의 건조를 목표로 하고 있다.

1996년 국가적 차원에서 ISSAC과 PRACEN의 연구분야가 중복되는 분야를 다루기 위하여 GEDEON 프로그램을 시작하였다. 가속기 미임계 시스템에 대한 전반적인 평가와 관련 핵종분리 기술을 연구하는 것이 GEDEON 프로그램의 핵심이다. 현재 유럽연합과의 공동연구도 GEDEON 프로그램내에서 수행하고 있다.[3]


국내 개발현황 및 향후 계획

국내에는 98년말 기준으로 14기의 원자력 발전소가 운전상태에 들어가며 전력 설비용량 측면에서 전체의 27.5 %를 점하게 된다. 2010년에 이르면 약 25기가 운전되며 전체 전력의 31.4 %를 점유하게 될 것이다. 그리고 98년말 기준 연간 약 370톤에 달하는 사용후 핵연료가 발생하고 있다.[5] 따라서 우리도 매우 시급한 사용후 핵연료 문제를 안고있다. 그럼에도 불구하고 아직 사용후 문제를 해결하기 위한 뚜렷한 정책 방향이 제시되고 있지 못하다.

정부의 사용후 핵연료 관리 방안에 하나의 기술적 대안을 제시하기 위해 국내에서도 1980년대 말부터 핵변환 기술연구에 관심을 가지기 시작했으며 1992년 원자력 중장기 연구를 통해 본격화되었다. 초기에는 중성자를 사용하여 초우란 원소와 장수명 핵분열 생성물을 소멸시킬 수 있는 여러 가지 방법론에 대한 비교 평가 연구에 집중되었다. 1996년 중장기 연구 중간 결과물로서 여러 가지 핵변환 방법론에 대한 비교 결과가 도출되었는데, 현재 한국이 처한 정치, 사회, 그리고 기술적 상황에서 가속기 미임계 핵변환 방법이 가장 적합한 방법 중의 하나라고 언급하였다.[6]

1997년 원자력 중장기 연구사업의 재편과정에서 초기 연구 결과물로 도출된 가속기 미임계 핵변환 시스템에 대한 심도있는 연구의 필요성이 제기되었다. 이에 한국원자력 연구소가 주축이 되어 가속기 미임계 핵변환 시스템 연구개발 프로젝트 HYPER (Hybrid Power Extraction Reactor)를 추진하게 되었다. 아직 HYPER 시스템은 개념 연구상태이나 몇 가지 기본 특성은 결정되었다. 고속중성자를 핵변환에 기여하는 주요 중성자원으로 하고 있으며 핵분열 열을 제거하기 위하여 납-비스므스 혼합 액체금속을 사용할 계획이다. 그리고 핵파쇄 표적에 사용할 양성자는 1 GeV로 설계하였고 요구 빔출력은 약 20 mA로 하였다. 또한 미임계 시스템의 핵분열 반응능력(반응도)이 급속히 감소하는 것을 방지하기 위하여 운전중 연료주입이 가능한 on-line fuelling 개념을 미임계 시스템에 도입하였다. 그림 2는 HYPER 시스템의 미임계로 내부에 대한 단면적을 보여준다.

HYPER 시스템은 노심설계를 제외한 대부분의 기술분야가 초기 연구 단계에 있다. 따라서 각 분야에 대한 기술개발을 기본개념연구, 공학적 연구, 실증장치제작 등과 같이 크게 3분야로 구분하여 산․학․연이 공동 또는 협동으로 연구를 수행할 계획이다. 그리고 국내 확보가 어려운 시험시설 또는 기술개발분야에 대해서는 국제공동연구체계를 구축하여 활용함으로서 신기술 개발에 따른 비용부담과 결과의 불확정성에서 오는 투자위험도를 최소화할 것이다. 특히 핵종분리(연료주기) 기술 등과 같이 국제적으로 민감한 기술분야에 대해서는 국제원자력기구(IAEA) 등과 같은 국제 기구를 적극적으로 활용하여 수행할 것이다.

전체적인 연구일정은 원자력계가 수행하고있는 중장기 연구일정에 맞추어 2단계 총 10년간을 계획하고 있다. 제 1단계인 1997 - 2001년까지는 시스템 전반에 대한 개념확립과 더불어 시스템의 실현을 위해 요구되는 요소기술을 도출하고 이들에 대한 공학적 실증시험을 완료하는 것이다. 그리고 제 2단계인 2002 - 2006년까지 소규모의 실증장치를 구성하여 HYPER 시스템의 전체 계통에 대한 검증을 완료할 예정이다.

3) 핵연료의 제작, 연소 처리 등 핵물질이 움직이는 전과정을 의미함.
4) 구소련 핵무기 과학자의 제3세계 유출을 막기 위해 미국 등 서방 선진국이 일정량의 연구비를 매년 지원하기 위해 설립된 국제기구. 한국도 1998년도에 정식 회원국이 됨.


맺음말

급격한 인구 증가 그리고 고품질의 삶에 대한 인간들의 끓임 없는 욕구는 폭발적인 에너지 소비를 가져왔고 급기야는 기후변화 등과 같은 자기 모순적인 지구 환경 파괴로 이어지고 있다. 단순히 불이라는 개념의 에너지원에서부터 시작하여 과학기술의 발달과 함께 에너지원의 형태도 다양하게 변화되어 왔다. 그러나 날로 심각해져가는 환경문제는 에너지원에 대한 개념을 단순한 동력원으로서의 양(量)적 의미보다는 인간의 삶과 어우러질 수 있는 질(質)적인 것으로 변화시켰다. 양질의 에너지원에 대한 사회적 갈망이 핵융합로, 태양열 등과 같은 무공해 에너지원 개발로 이어지고 있지만 아직 현실적 대안으로 제시되고 있지는 못하다. 핵융합로의 경우는 실험 연구단계를 벗어나지 못하고 있고 태양열은 경제성 때문에 소규모의 난방용 정도로만 이용되고 있다. 따라서 앞으로도 상당기간 상대적으로 환경공해가 적은 핵분열을 기본으로 하는 원자력 에너지가 인류의 주요 에너지원으로 남아있을 것이다.

상기 언급한 바와 같이 핵분열 원자력 에너지는 최선의 선택이 아닌 차선 내지는 대안부재의 선택에 의한 에너지원으로 취급받고있다. 현재 원자력 에너지원이 직면해있는 가장 큰 문제는 사용후 핵연료처분이다. 따라서 현재 세계 각국에서 진행되고 있는 가속기 구동 미임계 핵종변환 기술개발은 그간 핵분열 에너지원이 제3의 불로서 상실해버린 사회적 공감대를 복원하는 데 크게 기여할 것으로 기대된다.

참 고 문 헌

[1] National Research Council, Nuclear Waste; Technologies for Seperations and Transmutation (National Academy Press, 1996).

[2] F. Venneri, The Los Alamos Accelerator Driven Transmutation of Nuclear Waste (ATW), PP154-178, IAEA-TECDOC-985 (1997).

[3] Draft of Expert Group Report for Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation System Studies, OECD/NEA, NEA/PTS/DOC(98)4.

[4] Carlo Rubbia, CERN Concept of ADS, CIEMAT, IAEA Technical Committee Meeting (1997).

[5] 원자력연감, 한국원자력산업회의 (1997).

[6] 박원석외 4인, 장수명 핵종 핵변환 기술개발, KAERI/RR-1638/95.


박창규 박사는 1986년 미국 미시간 대학에서 박사학위를 받은 후 미국 BNL에서 연구활동을 해왔으며, 1989년에 한국원자력연구소에 입소하여 현재 미래원자력기술개발단 단장으로 재직중이다.
(ckpark3@nanum.kaeri.re.kr)