일본 후쿠시마 원전 사고 이후 우라늄 원자로의 단점이 부각되면서 원자력 발전의 안전성에 대한 관심이 부쩍 높아졌다. 전 세계는 기존의 우라늄 원전보다 더 안전한 대안을 찾고 있는데, 이것이 바로 토륨원자로다. 토륨원자로는 핵연료로 우라늄 대신 토륨을 사용한다. 토륨은 납보다 흔한 금속이다. 바닷가 모래 등에 토륨의 매장량이 풍부해 우라늄 4배에 달한다. 산출국이 편중된 우라늄에 비해 거의 모든 대륙에 고르게 매장돼 있고, 우라늄처럼 복잡한 가공처리 과정을 거치지 않아도 돼 활용하기도 쉽다. 또 토륨 원자로에서 나오는 방사능 폐기물은 우라늄보다 1000분의 1 이상 적다. 방사성 폐기물은 원자로 내부에서 태워지기 때문에 거의 나오지 않을 뿐만 아니라 방사능이 빨리 분해돼 반감기도 적다. 우라늄 원자로보다 구조도 간단하다. 이처럼 많은 장점에도 불구하고 토륨이 원자력 발전 연료로 사용되지 않은 이유는 무엇일까.
토륨은 자연계에서 유일한 동위원소인 Th-232로 존재하며 반감기는 1.4$\times$$10^{10}$년으로 U-238의 4.5$\times$$10^{9}$년에 비하여 약 3배 길고 매장량도 약 3배 많은 것으로 알려져 있다. 토륨은 원자력 초기 개발단계인 1950년대부터 우라늄에 관한 연구와 함께 시작되었지만, 70년대 중반 이후로는 토륨 핵연료 재처리의 어려움과 여러 정치적 이유로 이에 관한 연구가 거의 중단되었다.(중략)
토륨은 우라늄에 비해 풍부한 자원으로서의 가치와 핵분열 물질인 U233을 증식하고, 장주기 액티나이드 핵종 발생이 감소하는 특성으로 인해 원자력 연구개발 초기부터 우라늄 주기와 함께 주요 연구대상이었다. 하지만 토륨은 자체적으로 핵분열이 불가능하므로 에너지원으로 활용하기 위해서는 별도의 외부 중성자원이 필요하고, 토륨 주기 과정에서 고방사성 물질이 발생하며, 효과적인 증식을 위해서는 긴 시간의 중성자 조사가 필요했다. 이에 따른 기술적 어려움과 연구개발 필요성의 감소로 1970년대 중반 이후 토륨 관련 연구가 거의 중단되었다. 하지만 1990-2000년대에 에너지 자원에 대한 사회적 시각 변화와 외부 중성자 공급원으로 이용하는 가속기 구동 원자로의 출현으로 과거 토륨주기의 단점으로 지목되었던 성질들이 오히려 핵확산 저항성과 감시성을 높이고, 가속기 구동 원자로의 미임계 운전 특성에 의한 원자력 안전성 증대라는 장점으로 부각되어 토륨에 관한 연구가 세계적으로 활발히 추진되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기의 장단점을 우라늄주기와 비교, 분석하고 가속기 구동형 원자로를 이용한 토륨 연구의 기술 현황을 분석한다.
본 연구는 모나자이트 침출액으로부터 용매추출을 통한 토륨의 추출 및 분리 가능성에 대해 연구하였다. 토륨 용매추출 공정을 위해 1차 아민계 추출제인 Primene-JM-T가 선택되었다. 토륨의 액-액 추출 공정을 위해 다양한 조건의 실험이 수행되고 조건이 확립되었다. 연구 결과로부터 추출제 검증, pH 조건, 추출제의 변화 및 추출 등온선의 작성 및 최종적으로 추출제로부터의 탈거 조건을 확립하였다.
양자가속기를 외부 중성자 공급원으로 하여 미임계 운전을 가능하게 하고 토륨을 핵연료로 사용하므로 장주기 핵종과 핵무기 재료물질의 발생량을 현저히 줄일 수 있는 새로운 노형인 energy amplifier에 대한 연구가 CERN을 중심으로 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기에 대하여 고정 중성자속 조사에 의한 핵분열 및 방사붕괴에 관한 모델을 정립하여 다수의 연립선형 미분방정식으로 구성하여 Runge Kutta 5-6차 자동시간 간격 수치해법을 이용하여 계산하였다. 결과는 1014의 고정 중성자속에 대하여 충분한 U233의 생산이 평형상태에 도달하고 장주기 핵종도 우라늄 주기에 비하여 현저히 줄어듬을 보이므로 가속기를 이용한 토륨 핵연료 주기의 타당성을 확인하였다.
모나자이트 시료중의 토륨만을 신속히 정량하기 위하여 양이온 교환수지법을 사용한 분리법을 고안하였다. 희토류 원소를 포함한 모든 공존 이온을 3N 염산으로 용출제거하고 남아있는 토륨을 5N 황산으로 용출한 다음 토린을 착색제로 사용하여 광도 법을 써서 정량하였다. 방사성 동위원소 및 출광 분광법을 써서 용출된 토륨의 정량적인 회수 및 그의 화학적 순도를 확인하였다.
적도 태평양 클라리온-클리퍼톤 균열대 사이의 한국심해 연구(KODOS)지역에서 채 취된 3개의 퇴적물 코아에 우라늄계열 비평형 기법을 적용하여 퇴적율과 입자교란율이 추정되었다. 과잉 토륨-230 방사능과 과잉 토륨-230/토륨-232 방사능비의 수직분포로 부터 추정된 퇴적율은 연구지역의 남동부 지역에서 천년 동안 수 밀리미터로 추정되었 으며, 북서부에서는 천년당 일 밀리미터 이하로 추정되었다. 퇴적물 시료의 방수에서 과잉 토륨-230 방사능과 과잉 토륨-230/토륨-232 방사능비가 일정한 수직분포를 보이 며 이는 저서생물등에 의한 입자 교란작용의 영향인 것으로 사료된다. 과잉 납-210의 수직농도 분포를 근거로 퇴적물 상부층과 하부층의 입자교란 속도를 추정하기 위하여 "2상자" 이류-확산 입자혼합 모델을 이용하였다. 입자혼합계수는 상부층에서는 수 10$cm^2$/y이며 하부층에서는 일 내지 수 $cm^2$/y로 추정되었다./y로 추정되었다.
Th-232를 Fertile로 사용한 핵연료는 U-238을 Fertile로 사용한 핵연료보다 핵확산 저항성, 방사성 폐기물 생성면에서 유리하다. 본 연구에서는 MHTGR의 핵연료에 사용된 탄소피막 입자 기술을 토륨 핵연료에 적용하여 새로운 가압경수로용 핵연료로 개념 설계하였다. 핵연료의 설계안을 울진 3,4호기 집합체 설계안에 적용하여 해적 타당성을 살펴보았다.
토륨핵연료를 이용한 플루토늄 소모에 대한 연구를 목적으로 조직된 IAEA CRP(Coordinated Research Program) 업무의 일환으로, 농축우라늄 및 플루토늄을 seed로한 토륨핵연료를 국내의 900MWe 가압경수로에 이용하였을 경우에 플루토늄을 비롯한 heavy isotope의 원소량 변화, 사용 후 핵연료로부터의 방사능 준위, 노심의 반응도 특성을 분석하여 혼합핵연료 노심과 비교하였다. (Th+Pu)O$_2$,는 혼합핵연료 보다 플루토늄의 소모량이 약 2.4배 많으며, fissile 플루토늄 원소의 존재비율은 10% 정도 더 감소하는 것으로 나타나 플루토늄 소모의 특성이 유리하고 핵비확산 성격이 강한 것으로 나타났다 사용후 핵연료의 방사능은, 핵연료가 노심에서 바로 인출된 시점에서 는 (Th+Pu)O$_2$,가 가장 낮으나, 그 이후로는 (Th+Pu)O$_2$와 혼합핵연료의 방사능은 비슷한 반면, (Th+U)O$_2$,의 방사능이 가장 낮은 것으로 나타나 장기적으로는 (Th+U)O$_2$가 가장 유리하다. 대략적인 전환비는 (Th+Pu)O$_2$노심이 약 0.56, (Th+U)O$_2$ 노심은 약 0.63, 혼합핵연료 노심은 약 0.61 정도로 추정되었다. 토륨핵연료의 연소도에 따른 반응도 변화, 가돌리니아봉의 중성자 횹수 성질 및 반응도 특성 등 노심특성은 seed 물질의 특성과 함량에 따라 좌우되는 것으로 나타났다.
우라늄의 용존농도(溶存濃度)와 토륨의 용존농도(溶存濃度) 및 질산(窒酸)의 노르말농도(濃度)가 서로 다른 여러가지 질산(窒酸) 우라늄-질산(窒酸)토륨 혼합용액(混合溶液)을 만들어 피크노메타(pycnometer)로서 그 밀도를 측정한 후 우라늄의 용존농도, 토륨의 용존농도 및 질산의 노르말농도만의 함수로서 물함량(含量)을 결정할 수 있는 실험식을 유도하였다. 그 결과 유도된 실험식은 $W=1.0-0.358\;C_u-0.4538\;C_{Th}-0.0307\;H^+$로서 여기에서 $W,\;C_u,\;C_{Th}$ 및 $H^+$은 각각 혼합용액중(混合溶液中)의 물함량(含量)(g/cc), 우라늄의 용존농도(溶存濃度)(g/cc), 토륨의 용존농도(溶存濃度)(g/cc) 및 질산(窒酸)의 노르말농도(濃度)를 나타낸다. 유도된 실험식에 의하여 산출된 물함량을 Bouly 등(等)의 방법으로 계산한 결과치(結果値)와 비교하였는데 그 차이는 2.7%이하인 것으로 나타났다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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