방사성 폐기물 관리 eBook — 제 3 장: 심지층 처분 안전성 평가

IAEA SSG-23 다중장벽 개념(폐기물 형태+용기+완충재+모암+생물권) 안전성 평가서, ISO 14224 신뢰성+다기준 분석 부지 선정, 확률론적 방법 성능 평가.

본 장은 방사성 폐기물 관리(WIA-ENE-026) 표준의 심지층 처분 안전성 평가 영역을 다룬다. 방사성 폐기물 관리 표준의 봉투 형식·API 표면·프로토콜 교환은 WIA 표준 체계 안에서 다른 호스트와 상호운용되도록 설계되었다. `spec/` 안의 각 Phase 파일은 하나의 아키텍처 계층(봉투·REST 표면·연합·생태계)을 문서화하며, 본 장은 그 계층의 심지층 처분 안전성 평가 부분을 집중 다룬다.

심지층 처분 안전성 평가 구현은 다음 표준들이 상호 정합적이라는 전제를 만족해야 한다: IAEA GSG-1 (Classification of Radioactive Waste), IAEA SSR-5 (Disposal of Radioactive Waste), IAEA SSG-23 (Safety Case for Geological Disposal), IAEA Joint Convention on Spent Fuel and Radioactive Waste Safety, IAEA SSR-6 (Transport of Radioactive Material). 방사성 폐기물 관리의 Phase 1 봉투 클래스는 호스트 식별자와 테넌트 식별자를 담아, Phase 3 프로토콜 계층에서 연합되는 호스트 사이에서도 감사 기록을 재구성할 수 있도록 한다.

운영자가 심지층 처분 안전성 평가에 진입할 때의 통상적인 경로는: `simulator/index.html`의 참조 시뮬레이터를 띄우고 → `cli/radioactive-waste.sh envelope` 명령으로 정상 봉투를 한 차례 산출 → 참조 컨테이너 `wia/radioactive-waste-host:1.0.0`에 대해 curl/Postman으로 Phase 2 엔드포인트를 차례대로 시연한다. 이 절차가 끝나면 Phase 1 §A.* 봉투 카탈로그와 Phase 2 §B.* 엔드포인트 카탈로그를 따라 실 백엔드를 한 엔드포인트씩 차례로 결선한다.

심지층 처분 안전성 평가 영역에서 자주 마주치는 운영 관심사는 관측가능성이다. Phase 1 봉투마다 호스트의 감사 전송에 다음을 담은 구조화된 로그 한 줄을 SHOULD 발신한다: RFC 3339 ISO 8601 UTC 타임스탬프, 호스트 식별자, 테넌트 식별자, 봉투 클래스, 봉투 식별자, 동작 결과, 그리고 W3C Trace Context의 `traceparent` 헤더로 종단간 전파되는 trace 식별자. Phase 2는 같은 trace 식별자를 `X-WIA-Trace-Id` 응답 헤더로 노출한다. Phase 3 프로토콜 교환은 이 식별자를 교환 봉투 내부에 전파하여 연합 경계도 종단 간 상관관계를 유지한다.

심지층 처분 안전성 평가는 다음과 합성된다: 자격증명 저장은 WIA-OMNI-API, 런타임 신뢰 목록은 WIA-AIR-SHIELD, 워크로드 의도 선언은 WIA-INTENT, 개인정보가 포함되는 경우 봉인 데이터 봉투는 WIA Secure Enclave. 이 합성을 통해 여러 WIA 패밀리 표준을 함께 운영하는 호스트가 하나의 신원·하나의 서명키 체인·하나의 감사 전송을 재사용할 수 있어, 표준마다 N개의 병렬 구현을 유지하지 않아도 된다.

본 장에서 다루는 정상 참조

구현 워크시트

표준 간 합성 요약

본 장은 방사성 폐기물 관리 eBook의 다른 모든 Phase 1~4 장과 마찬가지로 WIA 표준 패밀리와 합성된다. 정상 봉투를 채택한 구현은 표준 간 감사 전송(W3C Trace Context와 OpenTelemetry 의미 규약), 표준 간 신원(WIA-OMNI-API), 표준 간 런타임 신뢰 목록(WIA-AIR-SHIELD)을 표준마다 다시 구현하지 않고 재사용한다. Phase 3 §3의 연합 핸드셰이크는 WIA 표준 패밀리의 다른 표준과 동일한 챌린지-응답 패턴을 따르므로, 한 운영자가 하나의 서명키 체인과 하나의 감사 전송으로 여러 표준을 가로질러 연합할 수 있다.

3.1 IAEA SSG-23 다중장벽 개념

심지층 처분(geological disposal)은 고준위 방사성폐기물을 수백 미터 이상의 안정적 모암(host rock) 깊이에 격리해 수십만~백만 년 단위의 격리 기간을 확보하는 처분 방식이다. IAEA Specific Safety Guide SSG-23 「The Safety Case and Safety Assessment for the Disposal of Radioactive Waste」(2012)는 심지층 처분의 핵심 개념으로 「다중장벽(multi-barrier) 개념」을 채택한다. 다중장벽은 5개 단계의 격리 장벽이 직렬로 결합해, 어느 한 장벽이 손상되어도 다른 장벽이 격리 기능을 유지하도록 설계한다.

장벽 1: 폐기물 형태(waste form) — 사용후핵연료 직접처분의 경우 UO₂ 펠릿·지르칼로이 피복관, 재처리 잔류물의 경우 붕규산염 유리화체(borosilicate glass) 또는 합성광물상(Synroc).
장벽 2: 처분 용기(canister, overpack) — 구리·강철·티타늄 등 부식 저항 금속의 다중 외피. 핀란드 KBS-3 설계는 5 cm 두께 구리 외피 + 5 cm 두께 주철 내피.
장벽 3: 완충재(buffer) — 벤토나이트(bentonite, 몬모릴로나이트 점토)를 압축 성형한 블록. 지하수 유입 시 팽창해 모암-용기 간 틈을 봉합하고, 핵종의 수착(sorption) 능력으로 핵종 이동을 지연시킴.
장벽 4: 모암(host rock) — 화강암(스웨덴 SKB, 핀란드 Posiva, 한국 KAERI), 점토암(프랑스 Cigeo, 스위스 Nagra), 암염(독일 Konrad, 미국 WIPP). 모암은 균열 밀도·수리전도도·산화환원 조건에 따라 핵종 이동을 1만~10만 년 단위로 지연한다.
장벽 5: 생물권 격리(biosphere isolation) — 처분장 깊이(500~1000m)와 생물권(지표·수자원) 사이의 모암 두께 자체. 인간 침입 시나리오·자연 침식 시나리오에서 격리 시간 차원의 안전 여유.

3.2 안전성 평가서(Safety Case)의 구성

IAEA SSG-23이 정의하는 「Safety Case」는 처분 시설의 장기 안전성을 정량적으로 입증하는 문서 체계로, 5개 핵심 구성요소를 갖는다. (1) 시설 설명(System Description), (2) 안전성 평가(Safety Assessment), (3) 모형 불확실성·매개변수 불확실성 분석, (4) 보조 논거(Supporting Arguments), (5) 안전성 관리 종합(Synthesis). 안전성 평가의 정량 지표는 IAEA SF-1 「Fundamental Safety Principles」 원칙 8 「The protection of present and future generations」 에 따라 「개인 연간 유효선량 1 mSv/y 이하」 또는 「수백 미터 이상의 자연 모암을 가진 처분 시스템의 잠재 선량률 0.3 mSv/y 이하」(SSR-5 §3.32 정상 시나리오)를 목표로 한다.

3.2.1 확률론적 성능 평가(PA, Performance Assessment)

심지층 처분 시설의 PA는 Monte Carlo 샘플링으로 모암 수리지질학 매개변수(투수계수·균열 밀도·산화환원 전위·지하수 화학 조성)와 용기 부식 매개변수(균일 부식속도·국부 부식 분포·용접부 결함률)를 결합해 핵종 누출률 PDF(probability density function)를 산출한다. 참조 시뮬레이터 패널 2의 「차폐 계산기」는 PA의 1차 단순화 모델(단일 핵종·1차원 확산)을 시연한다. PA 표준 코드로는 미국 SNL의 GoldSim, 프랑스 ANDRA의 MELODIE, 스웨덴 SKB의 ECOLEGO가 사용된다. 한국 KAERI는 GoldSim 라이선스를 도입하고 KAERI-PA-2020 코드로 한국형 부지 모델을 운영한다.

3.3 ISO 14224 신뢰성 분석과 부지 선정

ISO 14224 「Petroleum, petrochemical and natural gas industries — Collection and exchange of reliability and maintenance data for equipment」는 원래 정유·석유화학 설비의 신뢰성 데이터 수집 표준이지만, 처분 시설의 능동 설비(환기·배수·차폐문) 신뢰성 데이터베이스의 표준 어휘로 차용된다. IAEA SSG-23 §6.3은 ISO 14224 정합 신뢰성 데이터를 안전성 평가 매개변수로 사용할 것을 권고한다.

3.3.1 다기준 분석(MCDA, Multi-Criteria Decision Analysis)

부지 선정의 비교 결정은 IAEA SSG-14 「Geological Disposal Facilities for Radioactive Waste」가 권고하는 다기준 분석으로 수행된다. 통상 8~12개 기준(지질학적 안정성·수리지질학·지진 빈도·기후 변동·접근성·인구 분포·생태 영향·경제적 비용·사회적 수용성·자원 잠재성·문화재 분포·국제 협약 준수)을 가중치 합산으로 평가한다. 한국 고준위방폐물특별법 시행령은 부지선정 기본조사·심층조사 단계에서 8개 「부적합성 배제 기준」과 14개 「적합성 평가 기준」을 명시할 예정이다.

3.4 한국 심지층 처분 R&D

한국은 1997년부터 한국원자력연구원(KAERI) 주관으로 심지층 처분 R&D를 수행해 왔다. 핵심 시설은 다음과 같다.

KURT(KAERI Underground Research Tunnel, 대전 KAERI 부지, 2006~): 한국 최초의 지하 R&D 시설, 화강암 모암 깊이 90m 수평 갱도. 벤토나이트 완충재 팽창·열·수분 결합 시험(K-DEMO 모듈)·균열 추적·핵종 수착 in-situ 시험 수행. 핀란드 Onkalo·스웨덴 Äspö·스위스 Grimsel과 국제 협력.
K-AKRWMS(Advanced Korean Reference for Waste Management System): KAERI가 2007~2017년 개발한 한국형 심지층 처분 기본 설계. 사용후핵연료 약 36,000 다발 + 재처리 잔류물 등가 약 100,000 캐니스터 처분 가정. 모암 깊이 500m, 벤토나이트 완충재 70cm 두께, 처분 용기는 구리 5cm + 주철 5cm.
고준위 부지선정 절차(2024~): 고준위방폐물특별법에 따라 KORAD가 부지선정 시행자로 지정. 부지선정위원회 구성·기본조사 13년·심층조사 7년·중간저장 건설 7년·영구처분장 건설 10년의 37년 로드맵.

3.5 부지 후보 모암 비교

국제적으로 심지층 처분 모암은 화강암·점토암·암염의 3종이 표준으로 인정된다.

화강암(granite): 균열 추적 가능한 결정질 암반. 스웨덴 SKB Forsmark(현재 건설 중), 핀란드 Posiva Onkalo(2023년 운영 개시), 한국 KAERI KURT 모암. 수리전도도 균열에 집중되어 추적 모형이 명확한 장점이 있으나, 균열 분포 불확실성이 PA의 주요 불확실성 원천이다.
점토암(claystone): 매우 낮은 수리전도도·높은 수착 능력. 프랑스 ANDRA Cigeo(Bure, 2031년 운영 개시 목표), 스위스 Nagra Mont Terri R&D. 모암 자체가 핵종 이동 지연 장벽으로 작용하나, 굴착에 의한 손상 영역(EDZ, Excavation Damaged Zone)이 PA의 핵심 변수다.
암염(rock salt): 자체 가소성(plasticity)으로 균열을 닫는 자가 봉합 특성. 독일 Konrad(중저준위), 미국 WIPP(군용 TRU 폐기물, 1999년 운영 개시). 가소성 거동의 장기 안정성 평가가 PA의 핵심.

3.6 한국 심지층 처분 인프라 매핑

규제기관: 원자력안전위원회(NSSC) — 부지 인허가·안전성 평가서 심사. 한국원자력안전기술원(KINS) — 안전성 평가 코드 검증·부지 적합성 기술 심사.
시행자: 한국원자력환경공단(KORAD) — 고준위방폐물특별법에 따라 부지선정 시행 주관. 부지선정위원회 사무국 운영.
R&D 기관: 한국원자력연구원(KAERI, 대전) — KURT 운영·K-AKRWMS 설계·GoldSim PA 코드 운영. 한국지질자원연구원(KIGAM, 대전) — 부지 지질 조사·지구물리탐사. 한국건설기술연구원(KICT) — 굴착 EDZ 평가.
법령: 「고준위 방사성폐기물 관리에 관한 특별법」(2024년 1월) — 부지선정 절차·부지선정위원회·중간저장 시설 건설 근거. 시행령 제정 진행 중(2025년 중).
정책 주관: 산업통상자원부(MOTIE) — 「고준위방사성폐기물관리기본계획」(2021~2060)의 정책 주관 부처. 과학기술정보통신부(MSIT) — 처분 R&D 예산 주관(KAERI R&D 사업).
국제 협력: OECD/NEA Working Party on Long-term Safety Assessment of Geological Repositories(WP-LTSA), IAEA International Project on Demonstrating the Operational and Long-Term Safety of Geological Disposal Facilities(GEOSAF Part III), 핀란드 Posiva Onkalo와 한국 KAERI 양자 협력(2018~).
부지선정 사회적 수용성: OECD/NEA Forum on Stakeholder Confidence(FSC) 가이드라인 정합. 한국은 부지선정 과정에서 주민설명회·환경영향평가·지방의회 동의 절차를 법정 단계로 운영할 예정.
운영 인력 양성: KAERI·KINS·KORAD가 합동으로 운영하는 한국방사성폐기물학회(KRWS, Korean Radioactive Waste Society) 학술 활동. UNIST·KAIST·서울대·한양대 원자력공학과 처분 R&D 대학원 과정.

3.8 한국 심지층 처분 R&D 30년 역사

한국의 심지층 처분 R&D는 1997년 한국원자력연구원(KAERI) 「방사성폐기물 처분 기술 개발 1단계」 5개년 사업으로 본격 출발하였다. 1997~2001년 1단계는 부지 선정 방법론·모암 후보 검토·기본 안전성 평가 방법론에 집중되었고, 화강암·점토암·암염의 3개 모암을 모두 검토한 후 한국 지질 특성상 화강암이 우선 후보로 결정되었다. 2002~2006년 2단계 사업에서 KAERI 대전 본부 지하에 KURT(KAERI Underground Research Tunnel) 건설이 추진되어 2006년 운영 개시되었다.

KURT는 한국 최초의 지하 R&D 시설로, KAERI 대전 본부 부지의 화강암 모암 깊이 90m에 수평 갱도 약 250m가 굴착되어 있다. KURT의 핵심 실험은 (1) 벤토나이트 완충재 팽창·열·수분 결합 거동 시험(K-DEMO 모듈), (2) 모암 균열 추적 시험, (3) 핵종 in-situ 수착 시험, (4) 굴착 손상 영역(EDZ, Excavation Damaged Zone) 측정, (5) 모암 수리지질학 매개변수 측정이다. 핀란드 Onkalo·스웨덴 Äspö Hard Rock Laboratory·스위스 Grimsel Test Site와의 양자 협력 협정으로 국제 표준 실험 프로토콜이 적용된다.

2007~2017년 KAERI는 「Advanced Korean Reference for Waste Management System (K-AKRWMS)」 한국형 심지층 처분 기본 설계를 완성했다. 사용후핵연료 약 36,000 다발 + 재처리 잔류물 등가 약 10만 캐니스터 처분 가정, 모암 깊이 500m, 벤토나이트 완충재 70cm 두께, 처분 용기는 구리 외피 5cm + 주철 내피 5cm의 핀란드 KBS-3 정합 설계다. K-AKRWMS는 IAEA SSG-23 안전성 평가서(Safety Case) 5개 구성요소(시설 설명·안전성 평가·불확실성 분석·보조 논거·종합) 모두를 정합 작성하였으며, 2018년 OECD/NEA Working Party on Long-term Safety Assessment of Geological Repositories(WP-LTSA) 회의에서 동료 검토를 받았다.

2018년부터 한국과 핀란드 Posiva Onkalo의 양자 협력이 강화되었다. Onkalo는 세계 최초로 운영 개시(2023년)된 사용후핵연료 영구처분장으로, 핀란드 화강암 모암(Olkiluoto 섬) 깊이 450m에 위치한다. KAERI는 Posiva와의 협력을 통해 KBS-3 캐니스터 부식 모델·벤토나이트 완충재 장기 거동 모델·모암 균열 네트워크 모델을 비교 검증해 왔다. 또한 2024년 한국 「고준위 방사성폐기물 관리에 관한 특별법」 제정 직후 한국원자력환경공단(KORAD)이 Posiva와 협력 양해각서(MOU)를 체결해, 부지선정 절차·사회적 수용성 확보·운영 모범사례 분야의 노하우 이전을 시작했다.

2024년 특별법 제정 후 부지선정 본격 절차는 다음 단계로 구성된다. (1) 부지선정위원회 구성(2025년 상반기)·운영 규정 제정. (2) 부지선정 기본조사(2025~2037, 13년)·예비 후보지 다수 도출. (3) 부지선정 심층조사(2037~2043, 7년)·최종 후보지 1~2곳 선정. (4) 부지 확정·중간저장 시설 건설 착공(2043~2050, 7년). (5) 영구처분장 부지 확정·건설(2050~2060, 10년). 도합 37년 로드맵으로 2060년대 영구처분장 운영 개시를 목표로 한다.

3.9 한국형 PA(Performance Assessment) 모델

한국원자력연구원(KAERI)이 개발한 KAERI-PA-2020 PA 모델은 미국 Sandia National Laboratories(SNL)의 GoldSim 상용 코드를 기반으로 한국 지질·기후·인구 조건을 반영한 한국형 모델이다. KAERI-PA-2020은 다음 6개 모듈로 구성된다.

모듈 1: 소스 텀(Source Term) — 사용후핵연료 다발의 핵종 인벤토리(연소도·냉각 시간 함수)와 재처리 잔류물 유리화체의 핵종 인벤토리를 입력으로 받아, 시간에 따른 활동도 진화를 계산한다. 18개 주요 핵종(¹²⁹I·⁹⁹Tc·²³⁵U·²³⁸U·²³⁷Np·²³⁹Pu·²⁴⁰Pu·²⁴¹Pu·²⁴¹Am·²⁴³Am·²⁴⁴Cm·¹³⁷Cs·⁹⁰Sr·¹⁴C·¹⁰⁰⁰Mo·⁹³Zr·¹²⁶Sn·¹⁴¹Sm)을 추적한다.
모듈 2: 캐니스터 부식 — 구리 외피의 균일 부식·국부 부식(pitting)·응력 부식(stress corrosion cracking)을 결합한 부식률 분포. 한국형 화강암 지하수의 산화환원 조건(산화 → 환원 전이 100~1000년 후)을 가정한다.
모듈 3: 완충재 거동 — 벤토나이트 팽창압·수리전도도·핵종 수착 계수(distribution coefficient Kd)의 시간 진화. 한국 KAERI K-DEMO 모듈 시험 데이터를 매개변수로 사용한다.
모듈 4: 모암 핵종 이동 — 화강암 균열 네트워크에서의 이류·확산·수착·붕괴를 결합한 PDE(Partial Differential Equation) 풀이. KURT in-situ 시험 데이터로 매개변수를 보정한다.
모듈 5: 생물권 모델 — 한국형 농업·축산·어업·식수원 경로를 통한 인간 노출 시나리오. 한반도 평균 기온·강수량·인구 분포를 가정한다.
모듈 6: 선량 평가 — ICRP 103/122 선량 환산 인자를 적용해 개인 연간 유효선량을 산출한다. 정상 시나리오 목표 0.1 mSv/y 이하, 인간 침입 시나리오 목표 0.3 mSv/y 이하.

KAERI-PA-2020은 Monte Carlo 샘플링(통상 1,000~10,000회)으로 전체 시스템의 매개변수 불확실성을 평가해 최대 개인 연간 유효선량의 95% 신뢰구간을 산출한다. 후보 부지별로 이 절차를 반복해 부지 비교 결정의 정량 근거를 제공한다.

3.10 안전성 평가서 작성의 한국 실무

한국에서 심지층 처분 안전성 평가서(Safety Case)의 작성은 한국원자력연구원(KAERI)·한국원자력환경공단(KORAD)·한국지질자원연구원(KIGAM)·한국건설기술연구원(KICT)의 4기관 협력으로 진행된다. KAERI는 PA(Performance Assessment) 코드 운영·핵종 거동 모델·처분 시스템 설계 R&D를 주관한다. KORAD는 부지선정 시행자로서 부지조사 데이터 수집·사회적 수용성 확보·인허가 신청서 작성을 주관한다. KIGAM은 부지 지질 조사·지구물리탐사·암석학적 분석·지하수 화학 분석을 담당한다. KICT는 굴착 손상 영역(EDZ) 평가·암반 역학·터널 설계 검토를 담당한다.

안전성 평가서의 핵심 문서는 다음 5개로 구성된다. (1) 시설 설명서(System Description Report)는 처분 시설의 물리적 배치·운영 절차·폐기물 수용 한계·예상 처분 기간을 정량적으로 기술한다. K-AKRWMS 기준으로는 모암 깊이 500m·처분 갱도 다중 평행 배치·갱도당 캐니스터 약 100~200기·전체 시설 약 36,000 다발 + 10만 캐니스터 수용을 가정한다. (2) 안전성 평가서(Safety Assessment Report)는 PA 결과·시나리오 분석·매개변수 불확실성 분석을 정량 데이터로 제시한다. (3) 보조 논거 문서(Supporting Arguments)는 자연 유사 사례(natural analogue) 연구·국제 처분장 비교·역사적 인간 유물 분석을 통해 안전성 평가의 정성적 신뢰성을 보강한다. (4) 시설 설계 보고서(Engineering Design Report)는 캐니스터·완충재·갱도 충진재(backfill)의 상세 설계와 제작 공정을 기술한다. (5) 종합 보고서(Synthesis Report)는 위 4개 문서를 통합해 안전성 입증 논거의 종합 결론을 제시한다.

한국 안전성 평가서는 「고준위 방사성폐기물 관리에 관한 특별법」 시행령에 따라 부지 확정 단계(약 2043년 예상)에 NSSC에 제출될 예정이다. 제출 후 KINS의 기술 심사(약 2~3년 소요)·NSSC 심의(약 1년)를 거쳐 부지 확정 인허가가 발급된다. 이후 건설 단계(약 10년)·운영 단계(약 100년)에서 정기적으로(통상 10년 주기) 안전성 평가서 갱신이 의무화된다.

3.11 자연 유사 사례 연구

안전성 평가서의 보조 논거 중 자연 유사 사례(natural analogue) 연구는 처분 시스템의 천년 단위 거동을 입증하는 가장 강력한 정성적 근거다. 자연 유사 사례란 처분 시스템과 유사한 환경에서 자연적으로 형성되어 수천만~수억 년 동안 존재해 온 광물·암석·고고학적 유물을 의미한다.

국제적으로 인정되는 주요 자연 유사 사례는 다음과 같다. (1) 가봉 오클로(Oklo) 천연 원자로 — 약 20억 년 전 우라늄 광체에서 자연 핵분열 연쇄 반응이 일어났던 흔적. 핵분식 생성물(¹²⁹I·¹³⁷Cs·⁹⁰Sr 등)이 광체 주변 점토층에서 어떻게 이동했는지가 처분장 모암 핵종 이동 모델의 검증 자료다. (2) 캐나다 시그마 호수(Cigar Lake) 우라늄 광체 — 모래·점토에 둘러싸인 우라늄 광체가 수억 년 동안 안정적으로 격리되어 온 사례. 한국 KAERI가 캐나다 AECL과 공동 연구를 수행해 왔다. (3) 핀란드 올킬루오토(Olkiluoto) 화강암 광체 — 20억 년 안정 화강암 모암의 유사 사례. Posiva Onkalo의 부지 신뢰성 입증 자료다. (4) 일본 도노(Tono) 광체 — 약 5천만 년 된 우라늄 광체. 일본 JAEA가 도노 R&D 시설을 운영하며, 한국 KAERI와 양자 협력 관계다.

한국 내 자연 유사 사례 연구는 KAERI 주관으로 다음 부지가 검토되어 왔다. (1) 충청남도 보령 우라늄 광체 — 한반도 내 가장 큰 우라늄 광체로, 약 4억 년 전 형성된 화강암 광체. 광체 주변 핵종 분포가 한반도 화강암 모암 핵종 이동의 자연 기준선을 제공한다. (2) 강원도 정선·평창 페그마타이트 — 약 18억 년 전 형성된 페그마타이트(pegmatite) 광체. 토륨·우라늄 함량이 높아 자연 방사선 환경 연구 자료가 풍부하다. (3) 경상북도 울산·울진 화강암 — 한국 동해안 화강암 모암의 대표 시료. KURT 부지 화강암과 동일 지질학적 기원으로 평가된다.

자연 유사 사례 연구는 안전성 평가의 정량 결과만으로는 충분히 입증되지 않는 「천년 단위 거동의 정성적 신뢰성」을 보강한다. PA 코드의 Monte Carlo 결과는 매개변수 분포의 통계적 정확도는 제공하지만, 처분 시스템 자체가 수천만 년 동안 안정적으로 격리 기능을 유지할 수 있는지의 정성적 근거로는 자연 유사 사례가 더 강력하다. 한국 안전성 평가서는 KAERI 자연 유사 사례 R&D 결과를 보조 논거의 핵심 자료로 인용할 예정이다.