Entwicklung radioanalytischer Schnellmethoden im Radioökologielabor Projektleitung: Dr. Eva Kabai, Bundesamt für Strahlenschutz Beginn Teilprojekt: 01.08.2017 Ende Teilprojekt: 31.08.2020 Finanzierung: Eigenforschung BfS Im Notfallschutz und bei der nuklearspezifischen Gefahrenabwehr sind möglichst rasche Informationen über die Kontamination unerlässlich, um die radiologische Situation bewerten und gegebenenfalls Maßnahmen ergreifen zu können. Für die Bestimmung rein alpha- und betastrahlender Isotope stehen in der Regel nur aufwendige, zeitintensive radiochemische Verfahren zur Verfügung. Außerdem sind viele Analyseverfahren auf einfache Matrizen beschränkt. Daher ist für Notfallsituationen die Entwicklung schneller und allgemein anwendbarer radioanalytischer Methoden entscheidend. Zielsetzung In einem radiologischen Notfall sollten schnelle radioanalytische Methoden die Entscheidungsträger dabei unterstützen, die richtigen Maßnahmen zu treffen, um die Strahlenexposition der Bevölkerung zu vermeiden oder zu minimieren. Insbesondere für rein alpha- oder betastrahlende Radionuklide , bei denen die Messung ohne aufwendige Probenvorbereitung und radiochemische Trennungsschritte in der Regel nicht möglich ist, sind hierfür Analyseverfahren, die für möglichst viele Proben Matrizen anwendbar sind, essentiell. In manchen Fällen ist zudem die Menge der verfügbaren Probe ein limitierender Faktor, da die Probenmenge eventuell nicht für alle zu bestimmenden Nuklide ausreicht. Um diese Herausforderungen zu meistern, sollten kombinierte Schnellmethoden, die möglichst universell für viele Probenarten anwendbar sind, entwickelt werden. Diese erlauben die gleichzeitige und schnelle Bestimmung mehrerer Radionuklide in einem Probenaliquot, also einer Teilprobe. Durchführung Das Ziel einer Promotionsarbeit im Radioökologielabor war, bestehende radiochemische Analysemethoden im Hinblick auf den erforderlichen Zeitaufwand zu optimieren und neue (Schnell )Verfahren für komplexe Matrizen zu entwickeln. Der Fokus lag dabei insbesondere auf der Bestimmung wichtiger rein alpha- und betastrahlender Leitnuklide wie Pu -239/Pu-240 und Sr -90 in Lebensmitteln und Umweltproben. Die Promotionsarbeit wurde in drei große Arbeitspakete unterteilt. Im ersten Arbeitspaket wurde eine umfassende Literaturrecherche durchgeführt. Das zweite Arbeitspaket befasste sich mit der tatsächlichen Methodenentwicklung auf der Grundlage des aktuellen Standes von Wissenschaft und Technik. Im dritten Arbeitspaket wurde die entwickelte Schnellmethode evaluiert und validiert. Die Schnellmethode beginnt mit der Probenvorbereitung, in der Regel durch einen Mikrowellenaufschluss. Nach der Vorbereitung wird die Probe über mehrere sogenannte extraktionschromatographische Kartuschen geleitet, um die einzelnen zu bestimmenden Radionuklide (Aktiniden und Sr - Isotope ) voneinander zu trennen bzw. zu reinigen (siehe Abb.). Danach erfolgt die Herstellung der Messpräparate durch Reduzierung der Probenvolumen oder durch Mikromitfällung. Die nachfolgende Messung der Präparate wird entweder mit einem Flüssigszintillationsspektrometer (LSC) oder durch Alphaspektrometrie durchgeführt. Im Rahmen der Promotionsarbeit konnte die Bestimmungszeit für die Alpha- bzw. Betastrahler in Lebensmittelproben auf einen Tag reduziert werden. Die erreichten Nachweisgrenzen der Schnellmethode erfüllen die Anforderungen an Nachweisgrenzen in Notfallsituationen. Wesentliche Punkte waren darüber hinaus die Dokumentation und Veröffentlichung der entwickelten radioanalytischen Schnellmethode sowie deren Einführung in die Routinetätigkeit des Radioökologielabors. So entstanden ein " peer reviewed " Artikel (Dolique et al., 2019), eine Arbeitsanweisung ( BfS , 2020) sowie die Promotionsarbeit (Dolique, 2021), die bei der Fakultät für Chemie der Technischen Universität München nach nur drei Jahren eingereicht und 2021 erfolgreich verteidigt wurde. Literatur Dolique et al. (2019). Fast method for the determination of radiostrontium and plutonium isotopes in food samples. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry , 322, 1423–1430 BfS (2020). Arbeitsanweisung Nr. [UR 6-AA-SrAmThUPu]: Verfahren zur Schnellbestimmung von Sr -, Am-, Th-, U - und Pu -Isotopen in Lebensmitteln und Umweltproben. Bundesamt für Strahlenschutz, 2020 Dolique (2021). Entwicklung einer radiochemischen Schnellmethode zur Bestimmung von rein alpha- und betastrahlenden Nukliden in Umwelt- und Lebensmittelproben . Promotionsarbeit, Fakultät für Chemie der Technischen Universität München, 2021 Stand: 11.05.2023
Studie zu alternativen Reaktorkonzepten Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von alternativen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. In dieser Studie wird der Begriff „sogenannte ‚neuartige‘ Reaktorkonzepte“ verwendet. Seit der Mitte des 20. Jahrhunderts werden Reaktorkonzepte erforscht, die sich von Leichtwasserreaktoren teils signifikant unterscheiden. Diese sollen laut den Entwickler:innen Vorteile gegenüber heute weit verbreiteten Leichtwasserreaktoren aufweisen. Die wissenschaftliche Studie kommt zu dem Schluss, dass bei diesen Konzepten weiterhin zahlreiche sicherheitstechnische und ökonomische Fragestellungen offen sind. Sie werden bis zur Mitte dieses Jahrhunderts nicht in relevantem Umfang zum Einsatz kommen. International werden seit Jahrzehnten alternative Reaktorkonzepte diskutiert, erforscht und entwickelt. Sie sollen als Lösungsstrategie zur Dekarbonisierung der Stromerzeugung sowie teilweise auch der Wärmeversorgung für den Industrie- und Wohnsektor beitragen. Studie: "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstandards, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Im Auftrag des BASE wurden im Rahmen eines Forschungsvorhabens aktuelle Entwicklungen von solchen Reaktorkonzepten, die sich wesentlich von Leichtwasserreaktoren unterscheiden, untersucht. Die Unterschiede finden sich meist bei Kühlmittel, Moderator , Neutronenspektrum sowie Art und Form des Brennstoffs. Die untersuchten Konzepte sind: Natriumgekühlte Schnelle Reaktoren (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR) Bleigekühlte Schnelle Reaktoren (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) Gasgekühlte Schnelle Reaktoren (Gas-cooled Fast Reactor, GFR) Salzschmelzereaktoren (Molten Salt Reactor, MSR) Mit superkritischem Wasser gekühlte Reaktoren (Supercritical-water-cooled Reactor, SCWR) Hochtemperaturreaktoren (Very High Temperature Reactor, VHTR) Beschleunigergetriebene Systeme (ADS) Die ersten sechs Reaktorkonzepte werden teilweise auch als „Generation IV“-Konzepte bezeichnet, da sie von dem sogenannten „Generation IV International Forum“ (GIF) mitentwickelt werden. Bei dem GIF handelt es sich um einen 2001 gegründeten, internationalen Verbund von Staaten und Industrieunternehmen, welche die Entwicklung der entsprechenden Reaktorkonzepte voranzutreiben versuchen. Studie betrachtet Sicherheit der Reaktorkonzepte und Entsorgungsfrage Die untersuchten Konzepte wurden anhand der Kriterien des technologischen Entwicklungsstands, der Sicherheit, Ver- und Entsorgungsfragen, Proliferationsrisiken und der erwarteten Kosten bewertet. Die Studie kommt zum Ergebnis: In manchen Kategorien weisen die untersuchten Reaktorkonzepte Vorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren auf. Es ist aber nicht zu erwarten, dass eines der Konzepte in allen Bereichen Vorteile aufweisen wird. In einzelnen Bereichen sind auch Nachteile gegenüber heutigen Leichtwasserreaktoren absehbar. Einige Reaktorkonzepte werfen neue sicherheitstechnische Fragestellungen auf. Beispielsweise die Möglichkeit von Kühlmittelbränden bei natriumgekühlten Reaktoren, ein verstärktes Auftreten von Korrosion bei Salzschmelzereaktoren oder eine schwierigere Regelbarkeit des Reaktors aufgrund einer anspruchsvolleren Neutronenphysik bei schnellen Reaktoren, bedingt durch einen geringeren Anteil verzögerter Neutronen . Trotz der Tatsache, dass die Reaktorkonzepte teils seit Jahrzehnten in Entwicklung sind, existiert bis heute kein kommerziell konkurrenzfähiges Reaktorkonzept. Der weitere Zeitbedarf für die Entwicklung der untersuchten Konzepte wird im Bereich von mehreren Jahrzehnten gesehen. Teilweise könnten die untersuchten Konzepte Kostenvorteile gegenüber Leichtwasserreaktoren aufweisen. Es ist nicht davon auszugehen, dass diese Kostenvorteile die bisherigen Kostennachteile heutiger Leichtwasserreaktoren gegenüber anderen Stromerzeugungstechnologien, insbesondere erneuerbaren Energien, ausgleichen oder gar in einen Kostenvorteil umkehren könnten. In Summe geht die Studie davon aus, dass die untersuchten Konzepte bis zur Mitte des 21. Jahrhunderts nicht im relevanten Umfang zum Einsatz kommen werden. Einfluss alternativer Reaktorkonzepte auf radioaktive Abfallmengen Das Vorhaben untersuchte, in welchem Umfang alternative Reaktorkonzepte radioaktive Abfälle erzeugen oder sogar reduzieren können und wie sich diese Abfälle von jenen aus Leichtwasserreaktoren unterscheiden. Diese Fragen lassen sich jedoch nicht pauschal beantworten. Das liegt zum einen daran, dass sich die Technologien noch in der Entwicklung befinden und zum anderem daran, dass dies maßgeblich davon abhängt, in welches System aus Kernkraftwerken die alternativen Reaktorkonzepte integriert werden. Beispielsweise ob eine Wiederaufbereitung angedacht ist. Eigenschaften der Abfälle Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. Entwicklungsstand der Reaktorkonzepte in anderen Ländern Die Studie untersuchte auch die Forschungs- und Entwicklungstätigkeiten zu den Reaktorkonzepten im Ausland. Die Auswertung ausgewählter Länder ergab, dass neben dem (fraglichen) Ziel einer günstigen Erzeugung von Strom (und ggf. Wärme) folgende Motive vorhanden sind: Geopolitischer Einfluss (beispielsweise die Möglichkeit durch Exporte Einfluss auf die Atom -Programme anderer Länder zu nehmen), Nutzung von Synergien mit militärischen Atom -Programmen, Aufrechterhaltung von Wissen und industriellen Kapazitäten im Bereich der Kernenergie, die Dekarbonisierung des Energiesystems, die Entwicklung eines sogenannten geschlossenen Brennstoffkreislaufs; also der Möglichkeit durch Wiederaufbereitung einen Teil der Abfälle aus Leichtwasserreaktoren zu nutzen oder neuen Brennstoff für Leichtwasserreaktoren zu erbrüten. Im Rahmen der Studie wurden die Forschungsaktivitäten der USA , Chinas, Russlands (Staaten mit Atomwaffen und Atomkraftwerken ), Südkoreas und Belgiens (Staaten mit Atomkraftwerken aber ohne Atomwaffen) sowie Polen (ein potentielles Einstiegsland in die Atomenergie) auf dem Gebiet von alternativen Reaktorkonzepten vertieft analysiert. USA Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Untersuchung ausgewählter Regelwerke Damit ein Kernkraftwerk gebaut und betrieben werden darf, muss im Vorfeld ein Sicherheitsnachweis erbracht werden. Darin muss der Betreiber darlegen, welche Risiken von der Anlage ausgehen und welche Maßnahmen er zu Reduzierung dieser Risiken ergreift. Das nationale Regelwerk eines Landes legt dabei fest, welche Anforderungen ein Reaktor erbringen muss, um eine Genehmigung zu erhalten. Die Regelwerke legen zum einen grundlegende Anforderungen fest (zielorientierte Regelwerke), zum anderen geben sie auch konkrete technische Ausführungen vor bzw. stellen Anforderungen mit Bezug auf konkrete technologische Lösungen (präskriptive Regelwerke). Die Regelwerke wurden überwiegend auf Basis der Erkenntnisse aus Bau und Betrieb der heutigen, wassergekühlten Reaktorkonzepte entwickelt. Die untersuchten alternativen Reaktorkonzepte unterscheiden sich jedoch in mehreren Aspekten deutlich von wassergekühlten Reaktorkonzepten. Die präskriptiven Regeln sind daher oft nicht direkt auf alternative Reaktorkonzepte übertragbar. Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Eigenschaften der Abfälle Heutige Leichtwasserreaktoren nutzen hauptsächlich Uranoxid- Brennelemente . Diese werden nach der Nutzung aus dem Reaktor entnommen und erst zwischen- und dann endgelagert. Als Kühlmittel und Moderator kommt Wasser zum Einsatz. Einige der alternativen Reaktorkonzepte sollen andere Brennstoffe, Kühlmittel und Moderatoren verwenden. Dies hat einen Einfluss auf die entstehenden Abfälle. Nachfolgend werden exemplarisch einige der Herausforderungen dargestellt. Brennstoff SFR, LFR, SCWR, GFR und ADS werden, wie Leichtwasserreaktoren auch, feste Brennelemente nutzen. Sie haben allerdings einen höheren Abbrand als Brennelemente aus Leichtwasserreaktoren, das heißt, pro Masse finden mehr Kernspaltungen statt. Aufgrund dieses höheren Abbrands werden die abgebrannten Brennelemente aus den alternativen Reaktorkonzepten absehbar ein höheres Strahlungsniveau haben und mehr Wärme freisetzen. Dies erschwert den Umgang. Bei den meisten Konzepten für Flüssigsalzreaktoren (MSR) liegt der Brennstoff nicht in fester Form, sondern als flüssige Salzschmelze vor. Diese Salzschmelzen weisen eine höhere Wasserlöslichkeit auf, was die Endlagerung erschwert. Aus diesem Grund müssen Verfahren entwickelt werden, um die Abfälle so aufzubereiten, dass ihre Mobilität im Erdreich reduziert ist . Hochtemperaturreaktoren (VHTR) nutzen sogenannte TRISO-Partikel. Dabei handelt es sich um kleine Brennstoffkugeln mit einem Durchmesser von ungefähr 1 mm, die von mehreren dünnen Schutzschichten umgeben sind. Eine Vielzahl von TRISO-Brennstoffpartikeln ist dann in einer Graphitmatrix eingebettet. Diskutiert werden Graphitmatrizen in Kugelform (etwa in der Größe eines Tennisballs) oder in Form eines Prismas. Die Graphitmatrix führt zu einem deutlich höheren Abfallvolumen als bei Leichtwasserreaktoren. Am wahrscheinlichsten ist die direkte Endlagerung des Gebindes aus Graphitmatrix und TRISO-Partikeln. Hierfür braucht es ein geeignetes Konditionierungsverfahren, untersucht werden hier beispielsweise die Zementierung oder Sandverfüllung. Kühlmittel Während Leichtwasserreaktoren Wasser als Kühlmittel nutzen, kommen bei alternativen Reaktorkonzepten teilweise andere Kühlmittel zum Einsatz. Beispielsweise Natrium (SFR) oder Blei (LFR). Diese müssen aufgrund der Aktivierung bzw. Kontaminierung mit Radionukliden ebenfalls einer Endlagerung zugeführt werden. Das Natrium beispielsweise enthält eine Reihe von Aktivierungsprodukten wie Na-22 oder Co -60 (aus der Stahlstruktur) sowie Kontaminationen durch Spaltprodukte und Aktiniden . Weitere Herausforderungen resultieren aus den chemischen Eigenschaften der Kühlmittel, Natrium ist beispielsweise brennbar. Moderator Die meisten alternativen Reaktorkonzepte nutzen ein schnelles Neutronenspektrum. Das heißt, es braucht keinen Moderator , der die Neutronen von einem schnellen zu einem thermischen Neutronenspektrum abbremst. Beim thermischen Salzschmelzereaktor und beim VHTR kommt jedoch Graphit als Moderator zum Einsatz. Dabei bildet sich u. a. das langlebige und biologisch wirksame radioaktive Isotop Kohlenstoff-14. Der Graphit muss daher ebenfalls entsorgt werden. Ggf. kann dies gemeinsam mit dem Brennstoff erfolgen. Fazit In Summe lässt sich festhalten, dass sich durch den Einsatz alternativer Reaktorkonzepte neue Fragestellungen für die Entsorgung der entstehenden Abfälle ergeben, für die noch keine Lösungen gefunden wurden. Ein Beispiel hierfür ist das Molten Salt Reactor Experiment von 1965 bis 1969 in den USA . Seit der Abschaltung befindet sich das Reaktorgebäude in unverändertem Zustand, die Salzschmelze befindet sich noch in erstarrter Form im Reaktor, da die Frage der Entsorgung noch nicht geklärt ist. Abfallmengen Zur Frage, wie sich der Einsatz alternativer Reaktorkonzepte auf die Abfallmengen auswirken könnte, wurden bestehende Untersuchungen ausgewertet. Diese kommen zum Ergebnis, dass es möglich sein könnte, die anfallende Masse hochradioaktiver Abfälle pro erzeugter Energiemenge deutlich (bis zum Faktor 37) zu reduzieren. Dieser Effekt ist aber hauptsächlich darauf zurückzuführen, dass Uran 238 – dieses ist der Hauptbestandteil des hochradioaktiven Abfalls – abgetrennt und als schwach- und mittelradioaktiver Abfall bewertet wird. Die Größe eines Endlagers, bzw. der Platzbedarf für die Einlagerung, und damit die Höhe der Kosten werden wesentlich bestimmt durch das Gesamtvolumen der Abfälle und deren Wärmeleistung. Die Analyse der bestehenden Untersuchungen zeigt, dass beim Einsatz alternativer Reaktorkonzepte die Reduzierung der Abfallvolumina deutlich geringer ausfällt: Abfallvolumina ließen sich nur auf ungefähr ein Drittel reduzieren. Der Grund für die geringere Reduzierung ist, dass die Abwärme dieser Abfälle pro Masse deutlich höher ist. Die Abfälle können daher weniger dicht gepackt werden. Berücksichtigt man nicht nur hochradioaktive sondern auch schwach- und mittelradioaktive Abfälle , fallen in allen untersuchten Szenarien mit alternativen Reaktorkonzepten deutlich höhere Abfallvolumina an. USA Die USA waren seit den 1950er Jahren durch das Manhattan-Projekt weltweit führend in der Entwicklung von Reaktortechnologien. Jedoch erfolgte die erfolgreiche Vermarktung, sowohl in den USA als auch international, lediglich bei Leichtwasserreaktoren und nicht - wie ursprünglich erwartet - auch in den anderen Technologielinien. Mit der weitgehenden Einstellung von Aufträgen für den Bau von Leichtwasserreaktoren seit den 1980er Jahren befindet sich die US-Atomkraftwerkstechnik im Rückgang, den auch das Energiegesetz von 2005 bisher nicht aufgehalten hat. Die seit ca. zehn Jahren beobachteten Aktivitäten zur Förderung sowohl von Leichtwasserreaktoren mit geringen Leistungen ( SMR -Konzepte) als auch von alternativen Reaktorkonzepten, sind ein Versuch, für die US-Kernkraftwerkstechnik wieder einen Anspruch auf internationale Technologieführerschaft zu entwickeln. Derzeit ist kein kommerzieller Durchbruch abzusehen. Russland In Russland lag in der Anfangszeit der kerntechnischen Entwicklung der Schwerpunkt bei Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum (SFR, später auch LFR) in Verbindung mit Wiederaufarbeitung (Mayak, Pilotanalage sowie Brennelemente -Fabrik Uran - Plutonium -Mischoxidbrennstoffe in Zheleznogorsk). In der Folge wurde dieser Schwerpunkt vertieft (BN-600, BN-800). Aktuell befindet sich das russische Innovationssystem bzgl. alternativer Reaktorkonzepte in einer Phase, in der die Forschungsinfrastruktur älter wird (BOR-60, seit 1969 in Betrieb) und Projekte aufgeschoben werden ( z. B. BN-1200), derzeit wird der BREST-OD-300 priorisiert. Russland hält an der Langzeitstrategie fest, einen sogenannten geschlossen Brennstoffkreislauf mit Hilfe von Reaktoren mit schnellem Neutronenspektrum zu erreichen und parallel die Entwicklung von Leichtwasserreaktoren voranzutreiben. China China hat seit den 1960er Jahren sein nukleares Innovationssystem durch eine Importstrategie vorangetrieben. Nach militärischen Entwicklungen in den 1950er Jahren wurden sowohl bei Leichtwasserreaktoren als auch bei alternativen Reaktorkonzepten Fortschritte erzielt. Letztere werden parallel zum Ausbau der Leichtwasserreaktoren entwickelt. Dabei hat China ein breites Spektrum von Technologielinien aufgebaut, insbesondere Schnelle Reaktoren und Hochtemperaturreaktoren. Derzeit befinden sich die Projekte noch im Bereich der Forschung und Entwicklung bzw. im Bau und Betrieb von Prototypen. Ende 2023 ist Hochtemperatur-Reaktor (Shidao Bay-1) in den kommerziellen Betrieb übergegangen. Eine breite, kommerzielle Nutzung ist noch nicht abzusehen. Südkorea Südkorea ist eines der führenden Industrieländer und hat sich, ursprünglich mit Unterstützung der USA , zu einem der wenigen Anbieter für Reaktortechnik entwickelt. Südkorea verfügt über ein umfangreiches eigenes kommerzielles Atomkraftprogramm, welches in den 2000er Jahren auch Exporte verzeichnen konnte. Das Land unterhält bezüglich Forschung und Entwicklung besonders intensive Beziehungen mit den USA . Im Bereich alternativer Reaktorkonzepte intensiviert Südkorea die Beteiligung an ausländischen, insbesondere amerikanischen Entwicklungen. Darüber hinaus werden eigene Entwicklungen weitergeführt, z. B. von Wiederaufarbeitungstechnologien in Verbindung mit Schnellen Reaktoren. Eine kommerzielle Nutzung dieser Reaktorkonzepte ist derzeit nicht absehbar. Belgien Nachdem Belgien historisch bedingt in den 1950er Jahren zu den ersten Ländern mit kommerzieller Atomkraftwerksnutzung wurde, hat es seit dieser Anfangsphase ein kleines nationales Innovationssystem entwickelt. Belgiens Aktivitäten für die Entwicklung von alternativen Reaktorkonzepten fokussieren sich auf die Entwicklung und Internationalisierung des Forschungsprojektes MYRRHA, einer Kombination von einem beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktor (ADS) und einem Blei-Bismutgekühlten Schnellen Reaktor (eine Variante des LFR). Initiale Zeitpläne und Kostenschätzungen wurden überschritten und es bestehen Schwierigkeiten bei der Finanzierung des Projektes. Polen In Polen wird seit mehreren Jahrzehnten der Einstieg in die kommerzielle Kernenergie diskutiert. Dieser ist jedoch bis heute noch nicht umgesetzt. Seit den 1950er Jahren wird in geringem Maßstab an Reaktortechnik geforscht, vor allem am Forschungsreaktor MARIA (seit 1974 in Betrieb). Bezogen auf alternative Reaktorkonzepte ist zu beobachten, dass Polen Wissen aufbaut, indem sich polnische Wissenschaftler:innen an europäischen Forschungsprojekten beteiligen. Insbesondere wird ein Fokus auf die Entwicklung von Hochtemperaturreaktoren gesetzt, u. a. mit Erwägungen zum Bau eines gasgekühlten Hochtemperatur-Forschungsreaktors (TeResa). Nationaler und internationaler Stand der Regelwerke Im Forschungsvorhaben untersuchten die Autoren der Studie, inwieweit sich die Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigten Königreich auf alternative Reaktorkonzepte anwenden lassen. Auch Regelwerke folgender internationaler Organisationen werden in der Studie betrachtet: die Internationale Atomenergie Organisation ( IAEO ), die Nuklearenergieagentur der Organisation für wirtschaftliche Zusammenarbeit und Entwicklung ( OECD/NEA ) und der Verband Westeuropäischer Nuklearregulierungsbehörden (WENRA) Zusammenfassend lässt sich darstellen, dass es in den untersuchten Ländern noch kein Regelwerk gibt, das geeignet ist, um einen Sicherheitsnachweis für alternative Reaktorkonzepte zu erbringen. Die untersuchten Länder und Organisationen überarbeiten daher ihre Regelwerke. Bei den neuen Regelwerken soll verstärkt auf zielorientierte, technologieoffene Vorgaben gesetzt werden. Dieses Vorgehen könnte aber dazu führen, dass der Aufwand für Antragsteller und Genehmigungsbehörde zur Erstellung und Prüfung des Sicherheitsnachweises steigt. Ein Grund hierfür ist das Fehlen von Erfahrungen aus dem Betrieb der Anlagen. Dies kann zur Folge haben, dass entsprechende Genehmigungsverfahren einen längeren Zeitraum in Anspruch nehmen werden. Regelwerke ausgewählter Länder Die Auswertung der Regelwerke der USA , von Kanada und dem Vereinigtem Königreich ergab folgende Ergebnisse: USA: In den USA gibt es aktuell zwei Verfahren zur Genehmigung von Kernkraftwerken. Beide enthalten präskriptive Anforderungen, die sich nicht einfach auf alternative Reaktorkonzepte übertragen lassen. Daher entwickelt die US-amerikanische Genehmigungsbehörde (Nuclear Regulatory Commission - NRC ) ein neues Regelwerk, das stärker zielorientiert und technologieoffen sein soll. Das Regelwerk soll 2027 fertiggestellt sein. Kanada: Das kanadische kerntechnische Regelwerk ist eher zielorientiert als präskriptiv aufgebaut, was die Nutzung für alternative Reaktorkonzepte erleichtern sollte. Dennoch sieht die zuständige Genehmigungsbehörde (Canadian Nuclear Safety Commission - CNSC ) die Notwendigkeit einer Überarbeitung. Ziel ist die Entwicklung eines technologieneutralen Regelwerks, ein Zieldatum steht noch nicht fest. Vereinigtes Königreich: Die Aufsichtsbehörde im Vereinigten Königreich (Office for Nuclear Regulation - ONR) verfolgt ein Arbeits- und Forschungsprogramm, um ihre Kompetenzen im Bereich alternativer Reaktorkonzepte zu verstärken und Anforderungen für die Genehmigung von neuen Reaktoren zu überarbeiten. In einem ersten Schritt wurde das Verfahren zur Durchführung eines Generic Design Assessments erneuert. Hierbei handelt es sich um eine unverbindliche Vorprüfung des Konzepts durch das ONR mit dem Ziel, dem Entwickler frühzeitig mögliche Probleme aufzuzeigen. Eine Überprüfung grundlegender Richtlinien durch das ONR hinsichtlich ihrer Anwendbarkeit auf alternative Reaktorkonzepte ist vorgesehen. Erste Forschungsberichte hierzu liegen vor, das ONR sieht allerdings noch erheblichen zukünftigen Forschungsbedarf. Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download Fachlicher Abschlussbericht Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 8MB, barrierefrei⁄barrierearm) Wissenschaftliche Studie zu alternativen Reaktorkonzepten zum Download - Kurzfassung Fachlicher Abschlussbericht - Kurzfassung Label: Fachinformation Herunterladen (PDF, 279KB, barrierefrei⁄barrierearm) Weitere Informationen zum Thema Alternative Reaktorkonzepte Antwort des BMUV auf Kleine Anfrage im Deutschen Bundestag zur Erstellung der Studie Antwortschreiben auf Kleine Anfrage zur BASE-Studie "Analyse und Bewertung des Entwicklungsstands, der Sicherheit und des regulatorischen Rahmens für sogenannte neuartige Reaktorkonzepte" Herunterladen (PDF, 154KB, nicht barrierefrei)
Planfeststellungsverfahren zur Stilllegung des Endlagers für radioaktive Abfälle Morsleben Verfahrensunterlage Titel:Kritikalitätssicherheit in der Stilllegungs und Nachbetriebsphase Autor:Thiel, J. Erscheinungsjahr:2006 Unterlagen-Nr.:P 246 Revision:01 Unterlagenteil: ERA Morsleben BfS SE 3.2 Zusammenfassung n Die im ERAM eingelagerten niedrig- und mittelradioaktiven Abfälle enthalten nur sehr gerin- ge Mengen an Spaltstoffen. Dies ist eine Folge der radionuklidspezifischen Inventarbegren- zungen, die in den Endlagerungsbedingungen festgeschrieben wurden. Die tatsächlich ein- gelagerten Spaltstoffmassen für die relevanten, durch thermische Neutronen spaltbaren Ra- dionuklide U-233, U-235, Pu-239 und Pu-241 sind – mit Ausnahme von U-235 – kleiner als die entsprechenden kleinsten kritischen Kugelmassen der jeweiligen reinen Radionuklide bei optimaler Moderation und Reflexion durch Wasser. Im Falle des Radionuklids U-235 ist die Spaltstoffmasse über das Endlager so verteilt, dass in jedem Einlagerungsbereich die kleins- te kritische Kugelmasse von 800 g unterschritten wird. Die Möglichkeit einer Kritikalität ist daher während der Stilllegungsphase ausgeschlossen. E R Mo A rsl ebe In dem für die Nachbetriebsphase relevanten Zeitraum von 1 Million Jahren kann es infolge des radioaktiven Zerfalls von Pu-239 und anderer höherer Aktiniden zu einer Zunahme des U-235-Inventars kommen. Die Massenzunahme ist jedoch so gering, dass auch in der Nach- betriebsphase die Möglichkeit einer Kritikalität ausgeschlossen werden kann. Seite 3 von 16 BfS ERA Morsleben SE 3.2 Inhaltsverzeichnis Seite 3 Verzeichnis der Tabellen und Abbildungen5 1.Einleitung6 2.Spaltstoffe in den radioaktiven Abfällen 3. 4. 5. 7 7 E R Mo A rsl ebe 2.1 Aktivität der relevanten Spaltstoffe n Zusammenfassung2.2 Masse der relevanten Spaltstoffe7 Höhere spaltbare Aktiniden in den radioaktiven Abfällen8 3.1 Aktivität der höheren spaltbaren Aktiniden8 3.2 Masse der höheren spaltbaren Aktiniden9 Bewertung der Kritikalitätssicherheit im ERAM10 4.1 Stilllegungsphase12 4.2 Nachbetriebsphase12 Literatur15 Gesamtseitenzahl der Unterlage: 16 Seite 4 von 16
Physikalisch-Technische Bundesanstalt DECKBLATT PSl'•Element EU 217 9K i UA ; EE 2129 Titel der Unterlage : Thermische Beeinflussuna des Wirtsqesteins: Begrenzung der Inventare zur Vermeidung der thermischen Belastung des Wirtsgesteins 1.10, Nt. : ~ . ., i BV : 0001 00 Seite: I. Stand: 14.12.88 Ersteller: Textnum~r: PTB StemS)elfeld: 9K/ .~129 PSP•!lement TP. ........ 3.6 PI. Dlffe UntertaG• untentett umt Inhalt dem Schutz dN Um~ta IOWle der Pfflctlt zur Y9ftrlUDchen Behandlung auch bei ~ n t und Vernichtung und darf vom Empfinge, nur IUflrqlbezooen genutzt. WMelflltlQt und Drttten ~tlcn 9emecht werden. Ein• andel9 V..-..ndung und Wettergabe bedarf der auedrOckllchen Zuatlmmung der PTI. Revisionsblatt Projekt PSP-El9111ent i Obi. Kenn. : Autoaoe ! NA.t.NiNNNNNNNNNNjNNNNNN!X.t.AXXI EU 217 ~9K 1 2129 1 --- JEE UA A Lfd. Nr. I BV ! 0001 ! 00 Seite: Titel der Unterlage: Thermische Beeinflussung des Wirtsgesteins: Begrenzung der Inventare zur Vermeidung der thermischen Belastung des Wirtsgesteins I. Stand: 14.12.88 Rev.: Revisionsst. : verant. 1 Gegenzeichn. l rev. Kat. Datum Stelle : Name , Seite 1 *) , 1 1· '. 1 1 i l 1 l ' i ' 1 1 1 !1 i'' 1 ; ; 1 1 *) Kategorie R - redaktionelle Korrektur Kategorie V - verdeutlichende Verbesserung Kategorie S - substantielle Anderung Mindestena bei der Kategorie S moaaen Erlluterungen angegeben werden. V 9t; 782 1 1 Flev. .t.iNNNN!NN Erläuterung der Revision Physikalisch-Technische Bundesanstalt Braunschweig und Berlin Braunschweig, den 14. Dezember 1988 Hausruf: Ve r me r k Betr.: Plan Konrad 9/86 hier: Kapitel 3.6 "Thermische Beeinflussung des Wirtsgesteins" Bezug: TÜV-Statusbericht Dezember 1988 - GK-100.00.6 - vom 6. Dezember 1988, Kapitel 2.6 "Begrenzung der Inventare zur Vermeidung der thermischen Belastung des Wirtsgeste i ns" Bezugnehmend auf die im o. a. Statusbericht des TÜV Hannover gestellte Frage nach dem "Zeithorizont" des 3 K-Kriteriums erfolgt folgende Stellungnahme: Die Begrenzung der Temperaturerhöhung am Kammerstoß auf 3 K dient dazu, sicherheitstechnisch signifikante Auswirkungen durch die mit der Einlagerung der radioaktiven Abfälle im Zusammenhang stehende Tempe- raturerhöhung in der Betriebs- und Nachbetriebsphase des Endlagers zu vermeiden. Zur Abl eitung von Anforderungen an Abfallgebinde auf der Basis der vorstehend genannten Randbedingung wurde ein mathematisches Modell verwendet, das auch die Wärmeproduktion von Radionukliden be- rücksicht igt, die erst in der Nachbetriebsphase für eine Temperatur - er höhung relevant werden. Um die in der Nachbetriebsphase unterstellte Radionuklidausbreitung im Nahfeld mit einfachen Modellen beschreiben zu können, wurde mit dem vorstehend angesprochenen mathematischen Modell ein Zeithorizont von 100 000 Jahren abgedeckt. Dies ist ausreichend , da die Freisetzung der Spaltprodukte aus dem Grubengebäude über einen Zei traum von ca. 10 000 Jahren erfolgt und für die länger dauernde Freisetzung der Aktiniden die nach 100 000 Jahren noch möglichen sehr geringfügen Temperatur - erhöhungen bedeutungslos sind.
Notiz 430008-1 Version: 1 10.02.2020 Bearbeiter: A. Rübel, J. Mönig, J. Wolf Abschätzung der im Endlager für hochradioaktive Abfälle durch den Alphazerfall produzierten Menge Helium Beim Alphazerfall von radioaktiven Stoffen wird bei jedem Zerfall ein Helium-4-Atomkern erzeugt, der durch Elektroneneinfang zu einem Atom des Edelgases Helium umgewan- delt wird. In einem Endlager für radioaktive Abfälle entsteht auf diese Weise mit der Zeit eine zunehmende Menge an Heliumgas. Im Folgenden wird grob abgeschätzt, welche Gasmenge durch diesen Prozess im Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gebildet wird und welche Relevanz der Prozess für die Entwicklung des Endlagers hat. Auf Grund der vergleichsweise großen Menge an Alphastrahlern in ausgedienten Brenn- elementen wird für die Abschätzung im Folgenden ausschließlich dieser Abfalltyp be- trachtet. In verglasen hochaktiven Abfällen ist der relative Anteil an Aktiniden durch die Wiederaufarbeitung deutlich reduziert. Das Gesamtaktivitätsinventar IGes der endzula- gernden ausgedienten SWR, DWR und MOX-Brennelemente in Deutschland ist in den Endlagersystemberichten zum Vorhaben RESUS angegeben, wie z. B. (RESUS, 2019). Solange die Endlagerbehälter intakt sind, sammelt sich das durch den Alphazerfall ge- bildete Helium zunächst im Inneren jedes einzelnen Behälters an. Daher ist es sinnvoll, eine Betrachtung für einen Behälter durchzuführen. Entsprechend dem Endlagerkonzept für das Endlagersystem in einer Tongesteinsformation größerer Mächtigkeit im Vorha- ben RESUS wird im Folgenden von einer Beladung jedes Brennelementbehälters mit 1,9 Brennelementen und einer Gesamtzahl von 11 159 Behältern ausgegangen (RESUS, 2019). Daraus ergibt sich das in Tabelle 1 angegebene Aktivitätsinventar eines einzelnen Behälter IBeh. In Tabelle 1 sind nur diejenigen Radionuklide des Nuklidspekt- rums angegeben, die einen Alphazerfall aufweisen. Beim radioaktiven Zerfall entstehen unter Umständen Tochternuklide, die ebenfalls radi- oaktiv sein und wiederum durch Alphazerfall zerfallen können. Der Zerfallsprozess wird solange fortgesetzt, bis das ursprüngliche Radionuklid durch den radioaktiven Zerfall in 1 ein stabiles Nuklid umgewandelt worden ist. Die Anzahl der in dieser Kette von Zerfällen stattfindenden Alphazerfälle kann anhand der Nuklidkarte abgezählt werden (vgl. Abbil- dung 2), ist aber durch Verzweigungen in der Zerfallskette mit unterschiedlichen Abzwei- gungswahrscheinlichkeiten nicht immer eindeutig bestimmt. Die Alphazerfälle der Toch- ternuklide in der Zerfallskette müssen bei der Bildung von Helium ebenfalls berücksichtigt werden. Die maximale Anzahl an Alphazerfällen in der Zerfallskette inklu- sive des Zerfalls von Tochternukliden ist als F in Tabelle 1 angegeben. Durch den radioaktiven Zerfall reduziert sich die Aktivität des ausgedienten Brennstoffs entsprechend dem Zerfallsgesetz mit der Zeit. Eine genaue Bestimmung der beim Zerfall gebildeten Heliummenge kann nur durch eine zeitabhängige Zerfallsrechnung erfolgen. Für eine grobe Abschätzung wird im Folgenden eine obere Grenze für die Heliummenge abgeleitet. Dabei wird zunächst angenommen, dass für die Dauer von zehn Halbwerts- zeiten T½ des Ursprungsnuklids dessen Aktivität im Inventar konstant bleibt. Diese An- nahme führt zu einer Überschätzung der durch den Alphazerfall erzeugten Helium- menge. Nach zehn Halbwertszeiten ist die Aktivität des Ursprungsnuklids auf weniger als ein Tausendstel der Anfangsaktivität zurückgegangen. Die während dieser Zeit Tmax = 10∙T½ gebildete Menge wird berechnet und die nach dieser Zeitspanne gebildete Menge im Gegenzug vernachlässigt. Falls die Zeitspanne von zehn Halbwertszeiten län- ger ist als der Nachweiszeitraum, dann wird Tmax auf eine Million Jahre beschränkt (vgl. Tabelle 1). Falls die auf diese Weise berechnete Anzahl NHyp größer ist als die ursprüng- lich im Inventar enthaltene Anzahl NBeh, dann ist demnach das gesamte Inventar des entsprechenden Radionuklids zerfallen und die Anzahl der Alphazerfälle wird auf NBeh beschränkt (vgl. Tabelle 1). Weiterhin wird angenommen, dass auch die radioaktiven Zerfälle aller Tochternuklide innerhalb der Zeit Tmax stattfinden. Da manche der Tochternuklide eine große Halbwerts- zeit aufweisen, ist auch dies eine Annahme, die die tatsächliche Anzahl an Alphazerfäl- len und die dadurch erzeugte Heliummenge überschätzt. Die Anzahl der im Nachweiszeitraum in einem Brennelementbehälter durch den Alpha- zerfall gebildeter Heliumatome NHe ergibt sich unter Berücksichtigung der oben beschrie- benen Annahmen bei Summation über alle Nuklide i durch 𝑁He = ∑𝑖 (𝐹α ∙ min(𝐼Beh ∙ 𝑇max ∙ 𝑆a ; 𝑁Beh ))𝑖 , 2 zu etwa 4∙1026, wobei Sa die Anzahl der Sekunden pro Jahr angibt. Mit der Avogadrozahl NA (vgl. Tab. 2) ergibt sich daraus eine Stoffmenge 𝑛He = 𝑁He 𝑁A von nHe = 665 Mol, bzw. mit dem Molvolumen Vm 𝑉He = 𝑛He ∙ 𝑉𝑚 ein Gasvolumen VHe von etwa 15 Nm³. Die Relevanz dieser Gasmenge für die Endlagerentwicklung lässt sich anhand zweier prinzipiell unterschiedlicher Endlagerkonzepte diskutieren, in denen 1. die Endlagerbehälter – z. B. durch eine Kupferummantelung – so ausgelegt sind, dass sie den gesamten Nachweiszeitraum von einer Million Jahren gasdicht blei- ben sollen: In diesem Fall wird das gebildete Helium über den gesamten Nachweiszeitraum im Endlagerbehälter gesammelt. Das in den Behältern zur Verfügung stehende Hohlraumvolumen ist begrenzt, so dass sich die Bildung von Helium entspre- chend dem allgemeinen Gasgesetz in einem Anstieg des Gasdrucks im Behälter auswirkt. Bei einem angenommen verfügbaren Hohlraumvolumen im Behälter von 0,5 m³ unter anfänglichem Atmosphärendruck, würde sich der Druck im Be- hälter durch die oben angegebene zusätzliche Gasmenge auf 3 MPa nach einer Million Jahren erhöhen1. Dieser Druck ist geringer als der in einer typischen End- lagerteufe von 800 m zu erwartende Gebirgsdruck von etwa 18 MPa, gegen den die Endlagerbehälter auszulegen sind. Die Heliumproduktion kann bei intakten Behältern eventuell zu einer relevanten Druckerhöhung im Behälter führen, die bei der Behälterauslegung berücksichtigt werden muss. Genauere Betrachtun- gen zur tatsächlich gebildeten Gasmenge sind dabei notwendig. 2. die Endlagerbehälter aus Stahl bestehen, nur für eine vergleichsweise geringe Lebensdauer ausgelegt sind und mindestens 500 Jahre aerosoldicht bleiben sol- len: 1 Je nach Gebirgstemperatur in der Endlagerteufe kann sich der Druck um bis zu 20 % erhöhen 3
TÜV Hannover/Sachsen-Anhalte.V. Bereich Energie- und Systemtechnik TÜV NORD GRUPPE GK-100.07.2 Hannover, 11 .02.2002 ETS- Stellungnahme zu den Auswirkungen neuer Erkenntnisse zur Halbwertszeit von Selen 79 auf die Aussagen zur Langzeitsicherheit des geplanten Endlagers Konrad 1. Einleitung Das Niedersächsische Umweltministerium hat mit Schreiben vom 28.02.2000 den Tech- nischen Überwachungsverein Hannover / Sachsen-Anhalt e.V. gebeten, die vorn An- tragsteller /1/ durchgeführten Berechnungen zu den Auswirkungen neuerer Erkenntnisse zur Halbwertszeit des Seten 79 auf die Langzeitsicherheitsanalyse zu prüfen. Im Einzel- nen betrifft dies eine Aktualisierung des zu Grunde zu legenden Anfangsinventars an Se 79, die Prüfung der Ausbreitung dieses Inventars vom Endlager zur Biosphäre und die Berechnung der Strahlenexposition aufgrund der veränderten Anfangsdaten . Die Er- gebnisse unserer Arbeiten zu diesen Aufgaben behandeln wir in dieser Stellungnahme. Im Kapitel 4 haben wir die Ergebnisse der von der GRS durchgeführten Untersuchungen /9/ herangezogen. 2. Ausgangssituation In unserem Gutachten zur Langzeitsicherheit des geplanten Endlagers Konrad vorn Juli 1997 /2/ haben wir dargelegt, dass nach dem Stand von Wissenschaft und Technik die mögliche Strahlenexposition auf Grund des beantragten Inventars radioaktiver Stoffe in der Schwankungsbreite der heute vorhandenen natürlichen Strahlenexposition und stets unter den Grenzwerten des§ 45 StrlSchV liegt. Jährliche effektive Äquivalentdosen im Bereich von 10-5 Sv hatten wir errechnet für eine eingelagerte Aktivität von 7•10 11 Bq durch 1129 in einem Zeitraum von ca. 300 000 Jahren bis ca. 360 000 Jahren. Zwei bis fünf Zehnerpotenzen geringere effektive Äquivalentdosen, GKS0002N.BRDOC TÜV Hannover/Sachsen-Anhalte.V. Bereich Energie- und Systemtechnik - 2 - die ohne Bedeutung für eine Strahlenexposition sind, ergeben sich für die Radionuklide Cl 36, Ca 41, Tc 99 und das hier betrachtete Se 79 zwischen ca. 300 000 Jahren und ca. 2 Mio. Jahren. Erst nach deutlich längeren Zeiten, d.h. mehreren Millionen Jahren, können weitere Strahlenexpositionen durch langlebige Aktinide wie U 238 und deren Folgeprodukte auftreten. Veröffentlichungen neuerer wissenschaftlicher Untersuchungen zur Halbwertszeit des oben genannten Radionuklids Se 79 weisen darauf hin, dass der bis Mitte der neunziger Jahre allgemein anerkannte Wert von 65 000 Jahren (vgl. Karlsruher Nuklidkarte bis 6. Auflage) nicht richtig ist. In verschiedenen Literaturstellen werden stattdessen 650 000 Jahre /3/, 480 000 Jahre /4/ und 1, 1 Millionen Jahre /5/ genannt. 3. Einfluss geänderter Halbwertszeiten auf das Anfangsinventar an Se 79 Da der Betrachtung des Radionklids Se 79 im Rahmen der Langzeitsicherheitsanalyse für das geplante Endlager Konrad /2/ die Halbwertszeit von 65 000 Jahren zugrunde lag, hat der Antragsteller eine Nachrechnung der Aussagen zur Langzeitsicherheit bezüglich der Auswirkungen des Se 79 vorgelegt /1/. Darin wird ausgeführt, dass bei Anwendung der längeren Halbwertszeiten zwei gegenläufige Effekte auftreten: Einerseits ergeben sich aus der längeren Lebensdauer höhere Aktivitätskonzentrationen im quartären Grundwasser; andererseits folgt aus dem Berechnungsweg für die Aktivität für längere Halbwertszeiten eine Verringerung der zum Ende der Betriebsphase zu unterstellenden Aktivität des Se 79. Insgesamt ergeben die Antragsteller-Berechnungen mit einer Halb- 10 wertszeit von 480 000 Jahren eine Aktivität von 1,6•10 6 Bq für das Se 79 zum Ende der 9 Einlagerungsphase, bei 1, 1•10 Jahren 7, 1•10 Bq. Für eine Halbwertszeit von 65 000 Jahren war eine Aktivität von 1,2•1011 Bq errechnet worden. /2/. Trotz der niedrigeren Ak- tivitäten bei den längeren Halbwertszeiten erhält der Antragsteller dann stets höhere Ak- tivitätskonzentrationen im quartären Grundwasser als aus den Berechnungen mit 65 000 Jahren zur Langzeitsicherheit /1,2/. Bewertung Der Plan /7/ für das Endlager wie auch unser Gutachten /2/ hierzu stützen sich bei den Halbwertszeiten der betrachteten Radionuklide auf die Angaben der Karlsruher Nuklidkarte, die noch in ihrer 6. Auflage (1995) für Se 79 eine Halbwertszeit von 65 000 Jahren angibt. Der korrigierte Nachdruck der 6. Auf- lage von 1998 nennt 4,8•105 Jahre. Dieser auch in /4/ genannte Wert wie GKS0002N.BRDOC TÜV Hannover/Sachsen-Anhalte.V. Bereich Energie- und Systemtechnik - 3 - 6 auch der 1997 veröffentlichte Wert von 1, 1•10 Jahren wurden uns vom ORNL bestätigt /6/ und dabei der letztgenannte als „aktuell empfohlen" be- zeichnet. Die Table of Isotopes von 1998 /12/ gibt 1, 13•106 Jahre an. Da die- ser heutige Wissensstand eine weitere Klärung nicht zulässt, halten wir die Vorgehensweise des Antragstellers /1/ für richtig, für angenommene Halb- wertszeiten sowohl von 480 000 Jahren als auch von 1, 1 Millionen Jahren entsprechend der möglichen Bandbreite die Auswirkungen auf die Aussagen zur Langzeitsicherheit vergleichend zu untersuchen. Der vom Antragsteller im Plan und seinen Erläuternden Unterlagen benutzte und in /1/ zitierte Zahlenwert für das Se-79-Aktivitätsinventar von 1,2•1011 Bq basiert auf Abbrand-Berechnungen mit dem Programm KORIGEN. Aus U-235-Spaltungen werden die zugehörigen Mole erzeugter Spaltprodukte be- stimmt, so auch des Se 79 . Diese Mengenangabe führt für das Endlager Konrad zu einer Se-79-Aktivität von 1,2•1011 Bq bei einer Halbwertszeit von 65 000 Jahren /10/. Hierauf beziehen sich dann sowohl der Plan /7/ als auch die Unterlage /1/. Diese Herkunft der Aktivität von Se 79 begründet die vorge- nommene Korrektur der zu unterstellenden Anfangsaktivität /1/: Infolge der veränderten Halbwertszeit ergibt sich für eine angenommene Halbwertszeit von 480 000 Jahren eine Aktivität von 1,6•1010 Bq zum Ende der Betriebs- phase; für 1,1 Millionen Jahre Halbwertszeit sind es 7, 1•109 Bq Se 79. 4. Aktivitätsfreisetzung aus dem Endlagerbereich mit den modifizierten Halbwerts- zeiten für Se 79 4.1 Antragstellermodell 4.1 .1 Bewertung des Rechencodes CHETLIN Der Antragsteller hat sowohl für den Ausbreitungspfad "Oxford" als auch für den Pfad "Unterkreidetone" Nachrechnungen der Planunterlagen durchgeführt /1/. Beide Ausbrei- tungspfade wurden im Rahmen des Planfeststellungsverfahrens diskutiert /8, 9/. Der Antragsteller hat für seine neuen Analysen zum Radionuklidtransport in der Geosphäre das Programm CHETLIN / EXCON eingebracht. Zur Demonstration der Einsetzbarkeit des Rechenprogramms CHETLIN hat der Antragsteller Vergleichsrechnungen mit den in /8/ be- GKS0002N.BR.DOC
BfS Bundesamt für Strahlenschutz DECKBLATT Profakt EU 39'1 PSP-Elemont 9K A.1,11ga01UA. EBKRB1 i l.ld, Nr. i Aav 0007 i 01 Titel der Unterlage :Seite : Betrachtung höherer spaltbarer Akt i niden im Hinblick auf die Kritikalitätssicherheit des geplanten Endlage r s KonradStand : I. März 1991 Erstell er: Textnumm er: BfS/ET 2. 4 Stempelfeld : PSP-Ele ment TP. .. . .. ... : zu Plan-Kapitel: 3. 7 Frelgea fQr lallOt d... Diese Unterlage unterliegt samt Inhalt dem Schutz des Urheberrechts sowie der Pflicht zur vertraulichen Behandlung auch bei Beförderung und Vernichtung und darf vom EmpfAnger nur auftragsbezogen genutzt, vervfefflltlgt und Dritten zugänglich gemacht werde_n:. Eine andere Verwendung und Weitergabe bedarf der ausctrOckllchen Zustimmung. V891789 / 1 BfS Revisionsblatt Projekt NA AN EU 394 1 Obi.K•nft. NNN _NNNNNNN 1 N. NNNNN PSP..El~tn•nt 1 9K 1 AufoobeUAlfd.Nr.XAAX. XA AN N .N NN N EBKRB000701) 1 ! . 1 . .. Seite: Titel der Unterlage: Betrachtung höherer spaltbarer Aktiniden im Hinblick auf die Krit ika litätssicherheit des geplanten Endlagers Konrad II. Stand: Oktober 1990 Rev. 01 Revisionsst, Datum 28 . 03.91 1 verant. Stelle EI 2.4 Gegenzeichn. Name rev. SeiteIK:rl 4V 17V Erlauterung der Revision Hinweis auf Kernmater ia lüberwachung wnd Verdeutlichung zur Produkt kontrolle bei höhei en spaltbaren Aktiniden •) Kategorie R. • redoktiorielle Korrektur Katego~ V - verdeutl(dief!~e Ve~besserung Kategorie· S - substantielle Änderung · Mindestens bei der Kategorie S müss.en Erlauterungen angegeben werderr. BUNDESAMT FÜR STRAHLENSCHUTZ Fachbereich Nukleare Entsorgung und Transport Betrachtung höherer spaltbarer Aktlntden im Hinblick auf die Krltlkalltätsst- cherheit des geplanten Endlagers Konrad INTERNER ARBEITSBERICHT Salzgitter, März 1991 ET-I8-33-REV-1
Steckbrief für Forschungsvorhaben Parameter der Freisetzung, Sorption und Löslichkeit Kurztitel/ ggf. Akronym:PARFREI Projektziel:Ziel der Forschungsarbeiten in PARFREI ist die Bereitstellung belastbarer und robuster quantitativer Daten für die rvSU hinsichtlich der Freisetzung, Löslichkeit und Sorption von Radionukliden, sowie die transparente Darstellung des jeweiligen zugrundeliegenden Prozessverständnisses für die Ableitung der Daten auf Basis des internationalen Stands von Wissenschaft und Technik. Forschungsfeld:Vorläufige Sicherheitsuntersuchungen Projektpartner:− Institut für Nukleare Entsorgung (INE), Karlsruher Institut für Technologie − Institut für Ressourcenökologie, Helmholtz-Zentrum Dresden- Rossendorf (HZDR) − Institut für Energie- und Klimaforschung (IEK), Nukleare Entsor gung (IEK‑6), Forschungszentrum Jülich GmbH Forschungsvolumen (Netto):969.759,00 € Projektlaufzeit:09/2023 bis 02/2025 Forschungsauftrags- nummer:STAFuE-22-03-js Weiterführende Informationen:Homepages der ausführenden Institute: https://www.ine.kit.edu https://www.hzdr.de/db/Cms?pNid=142 https://www.fz-juelich.de/de/iek/iek-6 Projektbeschreibung Das Standortauswahlverfahren gemäß Standortauswahlgesetz (StandAG) ist ein iteratives Verfahren, welches mit der Festlegung eines Standortes für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle in Deutschland abgeschlossen werden soll. Die Bundesgesellschaft für Endlage rung mbH (BGE) ist die Vorhabenträgerin für das Standortauswahlverfahren, welches in einem gestuften Vorgehen realisiert wird. Mit der Ermittlung von Standortregionen werden erstmals vorläufige Sicherheitsuntersuchungen (vSU) im Rahmen des Standortauswahlverfahrens Geschäftszeichen: SG01203/34/4-2023#9 – Objekt-ID: 10765065 – Stand: 15.12.2023 www.bge.de Seite 1 von 2 Steckbrief für Forschungsvorhaben durchgeführt. Im Schritt 2 der Phase 1 (§ 14 StandAG) des Standortauswahlverfahrens erfol gen repräsentative vorläufige Sicherheitsuntersuchungen (rvSU). Eine besondere Herausfor derung besteht in der Beschreibung der Radionuklidausbreitung im Nah- und Fernfeld eines Endlagers. Neben Prozessen wie Advektion, Diffusion, Sorption und radioaktivem Zerfall sind hier insbesondere auch die Korrosion/Zersetzung der Abfallformen verbunden mit der Auflö sung und Ausfällung von Radionukliden relevant. Für die Bearbeitung von PARFREI werden im Arbeitspaket AP1 geochemische Bedingungen für die verschiedenen Wirtsgesteine und Verfüllmaterialien analysiert. Hier werden für die ein zelnen Systeme als typisch anzusehende geochemische Charakteristika abgeleitet, die zudem im Sinne einer Bandbreitenbetrachtung mit Angaben zu „oberen“ und „unteren“ Bandbreiten grenzen ergänzt werden, sodass die Angaben abdeckend sind. Entsprechend möglicher Wirts gesteinsformationen für ein Endlager in Deutschland werden die Systeme Kristallingestein, Tongestein (süddeutsch bzw. norddeutsch) sowie Steinsalz betrachtet. Die Arbeiten in PARFREI berücksichtigen weiterhin die potenziellen Verfüllmaterialien Bentonit und Salzgrus. Die Arbeitspakete AP2, AP3 und AP4 bilden die in AP1 gewonnenen geochemischen Rand bedingungen in den entsprechenden Arbeiten zu Freisetzung, Löslichkeit und Fällung bzw. Sorption von Radionukliden ab und leiten für diese Randbedingungen jeweils quantitative Pa rametersätze ab. Es werden für die zu erwartenden ggf. stark unterschiedlichen geo- chemischen Bedingungen jeweils die Radionuklidfreisetzung aus der Abfallmatrix, Löslich keitsbegrenzungen und Rückhaltung durch Sorptionsprozesse bewertet und quantifiziert. Die umfangreiche Liste der betrachteten Radionuklide umfasst Actiniden (und ihre Zerfallspro dukte) sowie zahlreiche Spalt- und Aktivierungsprodukte, wobei abhängig von den betrachte ten Radionukliden eine breite Variation im chemischen Verhalten erwartet wird. Die verschie denen abgeleiteten quantitativen Parameter werden jeweils explizit diskutiert und die verwen deten Daten-, Berechnungs- und Bewertungsgrundlagen nachvollziehbar dargestellt. Grund lage der Arbeiten stellen wissenschaftliche Veröffentlichungen, nationale und internationale Projektberichte sowie anerkannte thermodynamische Datenbasen dar. Die Ableitung der quantitativen Parameter erfolgt auf Basis von Modellrechnungen bzw., soweit erforderlich, auf Basis von begründeter Expertenmeinung. Basierend auf den Ergebnissen wird zudem disku tiert, wie die orientierenden Daten und Parametersätze aus PARFREI bei weiteren Eingren zungen der geeigneten Standortregionen für ein Endlager effizient verfeinert bzw. weiterent wickelt werden können. Literatur StandAG: Standortauswahlgesetz vom 5. Mai 2017 (BGBl. I S. 1074), das zuletzt durch Artikel 8 des Gesetzes vom 22. März 2023 (BGBl. 2023 I Nr. 88) geändert worden ist Geschäftszeichen: SG01203/34/4-2023#9 – Objekt-ID: 10765065 – Stand: 15.12.2023 www.bge.de Seite 2 von 2
Sicherstellung der Unterkritikalität in der Nachbetriebsphase Fachöffentliche Ergebnispräsentation ÜsiKo Phase 2, 23.10.2024 Überblick Δ1: Spaltstoffkonzentration durch Ausfällung im Grubengebäude • Es ist zu zeigen, dass eine Kritikalität auf Grund einer Ausfällung von Spaltstoffen auszuschließen ist • Es wurde festgestellt, dass keine Ausfällung von Spaltstoffen im Grubengebäude erfolgt Δ2: Spaltstoffkonzentration durch Ausfällung in der Geosphäre • Es ist zu zeigen, dass eine Kritikalität auf Grund einer Ausfällung in der Geosphäre auszuschließen ist • Es wurde festgestellt, dass eine Ausfällung von Uran in der Geosphäre möglich ist, aber eine Kritikalität ausgeschlossen werden kann, wenn die mittlere Anreicherung an U-235 geringer als 5,3 % ist Δ3: Nachweis der Kritikalitätssicherheit für alle höheren Actinoide • Es ist zu zeigen, dass für die höheren spaltbaren Actinoide eine Kritikalität ausgeschlossen werden kann • Es wurde festgestellt, dass die Kritikalität der höheren Aktinide ausgeschlossen werden kann, wenn die tatsächlich einzulagernde Masse an Am-243 klein gegen die zulässige Masse an U-235 ist Δ4: Nachweis der Kritikalitätssicherheit bei der Anwesenheit spezieller Moderatormaterialien • Es ist zu zeigen, dass für die höheren spaltbaren Actinoide eine Kritikalität bei der Anwesenheit von Moderatormaterialien ausgeschlossen werden kann • Es wurde festgestellt, dass die Kritikalität der höheren Aktinide ausgeschlossen werden kann, wenn die tatsächlich einzulagernde Masse an Am-243 klein gegen die zulässige Masse an U-235 ist 2 Einführung: Möglichkeiten kritischer Ansammlungen in der Nachbetriebsphase • Entlang des Transportwegs der Actinoide (nach Verlust der Behälterintegrität) • gelöst in der Lösung, • sorbiert auf Oberflächen • ausgefällt in einer Festphase 3
f^lSra BUNDESCESELLSCHAFT FÜR ENDLACERUNG Fachnotiz Doppelkontrollen GZ: 9KE/2112/MZ/TV/001/00 Stand; Rev. 0, 12.09.2022 Seite: 1 von 3 Entsprechend der Nebenbestimmung A.2-11 des Planfeststellungsbeschlusses für die Errichtung und den Betrieb des Bergwerks Konrad /!/ und den daraus übernommenen Vorgaben in Kapitel 4.1.4 „Kritikalftäts- sicherheit" der Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte - Endlager Konrad - Stand: Oktober 2010, SE-IB-30/08-REV-1 /2/ sind bei Abfallgebinden, deren Spaltstoffinventar die Hälfte des maximal zulässigen Wertes überschreitet, die Spaltstoffmassen zur Einhaltung des Störfallprinzips gemäß DIN 25403, Teil 1 /3/ durch unabhängige Doppelkontrollen festzustellen. Als Bestandteil der Doppelkontrollen können beim Nachweis ausreichender Genauigkeit die Prozessüberwachung, die Prozessinstrumentierung sowie die Maßnahmen zur Produktkontrolle eipbezogen werden. Für die Umsetzung und anforderungsgerechte Anwendung dieser Vorgaben dienen die Erläuterungen zu den folgenden Fragen als Leitfaden: 1. 2. 3. Wann werden Doppelkontrollen notwendig? Wie kann die Forderung von unabhängigen Doppelkontrollen im Rahmen der Verfahrensqualifikation, der Konditionierung von Abfällen sowie der Produktkontrolle berücksichtigt werden? In welchem Umfang sind Doppelkontrollen in Abhängigkeit von der Art der Abfallströme durchzuführen? 1. Wann werden Doppelkontrollen notwendig? Für die Spaltstoffe Uran und Plutonium wird die Kritikalitätssicherheit über den Kritikalitätssummenwert (SK) ausgewiesen, welcher (bei nicht-gemischter Einlagerung) bis zu einem Wert von 1 ausgeschöpft werden darf/4/. Die Überschreitung des Spaltstoffinventars um maximal die Hälfte des zulässigen Wertes und die daraus resultierende Notwendigkeit von Doppelkontrollen ist daher ab einem Kritikalitätssummenwert SK von > 0,5 gegeben. Die höheren spaltbaren Actinoide, für welche gebindespezifisch individuell zulässige Aktivitäts- bzw. Massen- werte definiert und in Tabelle 111.4-1 von /4/ aufgeführt sind, werden durch das Summenkriterium Sr explizit nicht berücksichtigt /5/. Um sicherzustellen, dass die zulässigen Werte nicht unbemerkt überschritten werden, sind Doppelkontrollen der Aktivitäten bzw. Massen der höheren spaltbaren Actinoide für Abfälle, die für das Endlager Konrad bestimmt sind, bei einer Ausschöpfung von mehr als 95 % der Grenzwerte aus Tabelle IM.4-1 von /4/ erforderlich. 2. Wie werden unabhängige Doppelkontrollen definiert und umgesetzt? Um der Forderung nach Doppelkontrollen in den o. g. Fällen nachzukommen, ist es erforderlich, dass min- destens zwei redundante Prinzipien zur Bestimmung des Spaltstoffinventars Anwendung finden. Nach den Vorgaben von /3/, Abschnitt 5.1.2, ist der Nachweis der Kritikalitätssicherheit auf Grund experi- menteller Ergebnisse oder mit nach DIN 25478 /6/ validierten Rechenverfahren zu führen. Nach den Vorgaben von /!/ und /2/ können als Bestandteil der Doppelkontrolle beim Nachweis ausreichender Genauigkeit die Prozessüberwachung, die Prozessinstrumentierung sowie die Maßnahmen zur Produktkon- trolle einbezogen werden. Die Eignung der zur Anwendung kommenden Messtechnik ist im Rahmen der Verfahrensqualifikation sowie fortlaufend z. B. im Rahmen der begleitenden Kontrollen (z, B. durch Kalibrierprotokolle) zu bestätigen. Zusätzlich zu Messungen und/oder Prüfungen des Konditionierers können externe Kontrollen bei der Durch- führung von Doppelkontrollen einbezogen werden. Hierzu zählt beispielsweise die Spaltmaterialüberwachung durch die IAEA/EURATOM, sofern eine Dokumentation oder ein entsprechender Nachweis sichergestellt und im Produktkontrollverfahren einsehbar ist. In der Regel stammen Abfälle, die einen hohen Anteil an Spaltstoff aufweisen, nur von einer genau definierten, überschaubaren Anzahl von Ablieferungspflichtigen und kommen PKT-HA Fachnotiz Revisionsstand: 0.0 vom 12.09.2022 Zuständige OE: PKT-HA Fachnotiz BUNDESGESELLSCHAFT FÜR ENDLAGERUNG Doppelkontrollen GZ: 9KE/2112/MZ/TV/001/00 Stand: Rev. 0, 12.09.2022 Seite; 2 von 3 aus Anlagen, in denen durch IAEA/EURATOM eine Spaltstoffflusskontrolle vorgenommen wird (vgl. /2/, Kap. 4.1.4), so dass davon auszugehen ist, dass eine Dokumentation durch IAEA/EURATOM erfolgt. Im Einzelfall gilt es zu prüfen und zu belegen, dass diese Daten konkret für Doppelkontrollen anwendbar sind. Redundante Messungen zur Bestimmung des Spaltstoffinventars werden vorzugsweise durch zwei unter- schiedliche, unabhängig voneinander arbeitende, qualifizierte Messgeräte und durch zwei verschiedene prozessbeteiligte Institutionen durchgeführt. Hierzu zählt auch die Spaltmaterialüberwachung durch IAEA/EURATOM (s. o.). Doppelkontrollen können aber auch durch die Einbindung eines externen Labors zusätzlich zu den Messungen der Konditionierer/Abfalleigentümer erfolgen. Sofern redundante Messungen nicht durch zwei verschiedene Institutionen realisiert werden können, sind diese mittels unabhängiger Messungen durch mindestens zwei verschiedene Mitarbeiter durchführbar. Die beiden redundanten Messungen müssen dabei nicht zwingend am gleichen Punkt im Konditionierungs- prozess erfolgen. Unter bestimmten Voraussetzungen besteht die Möglichkeit, Messungen mit zwei Mess- geräten/-systemen an zwei verschiedenen Punkten im Konditionierungsablauf durchzuführen. Als Beispiel kann eine Messung/Überprüfung am Rohabfall sowie am konditionierten Abfallprodukt erfolgen. Dies setzt voraus, dass der Abfallfluss sowie die Abfalleigenschaften durch die Prozessüberwachung und die Prozess- instrumentierung derart nachvollziehbar sind, dass die Werte, ggf. unter Zuhilfenahme von Berechnungen, miteinander verglichen werden können. Des Weiteren ist beispielsweise eine Ermittlung messtechnisch leicht zugänglicher Messwerte (z. B. spektro- metrisch erfassbare Nuklide) durch den Konditionierer und deren Verwendung zur Validierung der Ergebnisse einer externen Sondernuklidanalyse, z. B. durch den Abgleich der Cesamt-Alpha-Aktivität sowie den Abgleich mit messbaren Einzelnukliden, als Doppelkontrolle anzusehen. Durch die anforderungsgerechte Korrelation der spaltbaren Nuklide zu messtechnisch leicht zugänglichen Nukliden wie beispielsweise Cs-137 und Co-60 kann dann z. B. durch eine gammaspektrometrische Messung durch den Konditionierer/Abfallfalleigentümer an jedem konditionierten Abfallprodukt ein auf die verarbeitete Abfallmenge (Charge) bezogener Spaltstoff- gehalt ermittelt werden (s. u.). 3. Umfang von Doppelkontrollen in Abhängigkeit vom AbfaUstrom Inhomogene Abfallströme: Bei inhomogenen Abfallströmen ist zur Durchführung der Doppelkontrollen i. d. R. (in Abhängigkeit von der Rohabfallart, Konditionierungsverfahren, Grad der Spaltstoffverteilung) eine Analyse von bis zu 100 % der be- troffenen Abfälle erforderlich. Homogene Abfallströme; Für homogene Abfallströme besteht die Möglichkeit, eine unabhängige Messung an repräsentativen Einzel- proben der Rohabfälle / Zwischenprodukte durchzuführen und auf eine größere Verarbeitungscharge zu über- tragen. Eine ausreichende Doppelkontrolle für die gesamte Verarbeitungscharge ist gewährleistet, sofern durch den Konditionierungsprozess sowie die Prozessführung und -Überwachung des qualifizierten Verfahrens nachgewiesen werden kann, dass die Konzentration spaltbarer Nuklide homogen im Abfallprodukt sowie in gleichbleibender Höhe über den Massenstrom der Konditionierungscharge verteilt ist. In diesem Fall können die Doppelkontrollen an repräsentativen Einzelproben unter Berücksichtigung der Vorgaben des qualifizierten Konditionierungsverfahrens (Berücksichtigung einer 100%-igen Dokumentation der Verfahrensschritte und Analyseergebnisse durch den Abfalleigentümer/Konditionierer sowie entsprechende begleitende Kontrollen der endlagerrelevanten Schritte durch den Sachverständigen vor Ort) zur Spaltstoffdeklaration der Abfall- produkte aus der gleichen, homogen zusammengesetzten Charge verwendet werden. Beispielsweise können repräsentative Einzelproben am Rohabfall bzw. Zwischenprodukt für eine externe um- fangreiche Sondernuklidanalyse zur Ermittlung der einzelnen Spaltstoffaktivitäten in einem externen Labor PKT-HA Fachnotiz Revisionsstand: 0.0 vom 12.09.2022 Zuständige OE: PKT-HA Fachnotiz BUNDESCESELLSCHAFT FÜR ENDLAGERUNC Doppelkontrollen GZ: 9KE/2112/MZ/TV/001/00 Stand: Rev. 0, 12.09.2022 Seite: 3 von 3 genutzt werden. Sofern durch den Konditionierungsprozess und die Rohabfallart (z. B. zementierte Ver- dampferkonzentrate) eine homogene Verteilung der Spaltstoffe im Abfallprodukt belegt ist, kann der so er- mittelte Spaltstoffgehalt als repräsentativ für die jeweilige homogene Charge angenommen werden. Literatur /!/Planfeststellungsbeschluss für die Errichtung und den Betrieb des Bergwerks Konrad in Salzgitter als Anlage zur Endlagerung fester oder verfestigter radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärme- entwicklung vom 22. Mai 2002, Az.: 41 - 40326/3/10, Niedersächsisches Umweltministerium 121Endlager Konrad, Produktkontrolle radioaktiver Abfälle, radiologische Aspekte - Endlager Konrad - Stand: Oktober 2010, SE-IB-30/08-REV-1, Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH /3/DIN 25403-1 Kritikalitätssicherheit bei der Verarbeitung und Handhabung von Kernbrennstoffen, Grundsätze, Dezember 2013 /4/Endlager Konrad, Anforderungen an endzulagernde radioaktive Abfälle (Endlagerungsbedingungen) - Stand: Dezember 2014, SE-IB-29/08-REV-2, Bundesgesellschaft für Endlagerung mbH /5/EU 394: Betrachtung höherer spaltbarer Aktiniden im Hinblick auf die Kritikalitätssicherheit des ge- planten Endlagers Konrad, 9K/EBK/RB/0007/01, März 1991 (Prüfunterlage im Planfeststellungsver- fahren Endlager Konrad), Bundesgeseltschaft für Endlagerung mbH /6/DIN 25478 Beiblatt 1, Einsatz von Berechnungssystemen beim Nachweis der Kritikalitätssicherheit - Beiblatt 1: Erläuterungen PKT-HA Fachnotiz Revisionsstand: 0.0 vom 12.09.2022 Zuständige OE: PKT-HA
| Origin | Count |
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| Förderprogramm | 155 |
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