Radioaktiver Abfall

6. Nukleare Entsorgung

Kernenergie in Deutschland

- Anteil an Elektrizitätsversorgung in Deutschland > 30%, in EU 36%

- 17 im Betrieb befindliche Blöcke (2007)

- durch Kernenergie jährliche CO₂ - Emissionen von bis zu 160 Mio. t vermieden

- Betrieb von Forschungsreaktoren

- z.Z. ein Forschungsreaktor Neubau (München-Garching)

- alle im Osten Deutschlands befindlichen russischen Reaktoren außer Betrieb, Vorbereitung/Durchführung des Abbaus

- Verzicht auf deutsche Wiederaufarbeitung (Wackersdorf)

- Rückbau von kerntechnischen Anlagen in Karlsruhe, Jülich und Rossendorf

- Rückbau der WA-Karlsruhe (Konzept „Grüne Wiese“)

- Abbau eines Kernkraftwerkes (KKW Niedereichbach) zur „Grünen Wiese“ bereits erfolgreich durchgeführt

⇓

regierungspolitischer Wille „Ausstieg aus Kernenergie“ (20-25 Jahre)

„Atommüll“

- abgebrannte Brennelemente der Reaktoren

- radioaktive Prozessabfälle (Glaskokillen), die bei der Wiederaufbereitung von Brennelementen entstehen - aktivierte, bzw. kontaminierte Bauteile von Reaktoren,

Kernanlagen und Produktionsanlagen für radioaktive Isotope - anfallende radioaktive Abfälle aus nuklearmedizinischer,

industrieller und forschungsseitiger Anwendung

- Prozessabfälle bei der Urangewinnung und Aufarbeitung

= Radioaktiver Abfall:

jegliche radioaktiv kontaminierte, bei Betrieb und Abbau von Kernanlagen und den Umgang mit radioaktiven Stoffen anfallenden Reststoffe, die nicht dekontaminierbar und

nicht wiederverwendbar sind.

Vielfalt der Abfälle (kontaminierte Kleidung und Geräte, Bauschutt,

Reinigungsmittel, Filter, Austauscherharze, Stahl- und Betonstrukturen)

Radioaktiver Abfall

- Toxizität ist im wesentlichen durch die von den radioaktiven Nukliden ausgesandte Strahlung (Art, Energie) bestimmt

- Radioaktivität nimmt nach physikalischer Gesetzmäßigkeit im

Laufe der Zeit ab, Halbwertszeit für endlagerrelevante Radionuklide von wenigen Jahren bis mehrere zehntausend Jahre

- Charakterisierung nach Radioaktivitätsinventar, Radiotoxizität Actinidengehalt und Wärmeentwicklung

⇒ hoch-, mittel- und schwachradioaktiv

- durch geeignete Konditionierung Überführung in zwischen- und endlagerfähige Form (Behandlung, Fixierung, Verpackung)

⇒ Abfallgebinde

- Abgabe, Zwischen- und Endlagerung geregelt

Beseitigung von radioaktiven und Nuklearabfällen

- Oberflächennahe Lagerung

- Lagerung untertätig in geologischen Formationen

* mit Option Rückholbarkeit

* keine Rückholbarkeit

- Transmutation langlebiger Nuklide - Transport in den Weltraum

- Meeresverkippung, Versenkung

- Freisetzung / Verteilung / Verdünnung

Jährlicher Anfall von festen Reaktorbetriebsabfällen und abgebrannten Brennelementen (vereinfachtes Schema)

Konzept zur Entsorgung von radioaktiven und Nuklearabfällen

- Kurzzeitlagerung beim Verursacher

- Abgabe an Landessammelstelle (kein Kernmaterial) - Zwischenlagerung in zentralen Lagern

- Endlagerung in untertägigen geologischen Formationen (Salz ? Granit ? Tongestein ?)

Politisches Moratorium zur Endlagerproblematik!

Chemie des Kernbrennstoffzyklus I

- Uranerzbergbau

- Laugung

UO₂ + H₂ SO₄ + 1/2O₂ UO₂ SO₄ + H₂ O

UO₂ + 1/2O₂ + Na₂ CO₃ + 2NaHCO₃ Na₄ UO₂ (CO₃ )₃ + H₂ O

(bei hohem Carbonatgehalt des Muttergesteins)

- Fällung

2UO₂ (NO₃ )₂ + 6NH₃ ·H₂ O (NH₄ )₂ U₂ O₇ + 3H₂ O + 4NH₄ NO₃ (ADU)

- Kalzination

H₂

(NH₄ )₂ U₂ O₇ UO₂

ΔT H₂

U₃ O₈

Chemie des Kernbrennstoffzyklus II

- Anreicherung

UO₂ + 4HF UF₄ + 2H₂ O U_nat. 0,7% ²³⁵U UF₄ + F₂ UF₆ U_BE 3,0% ²³⁵U

- UO

-Herstellung (AUC-Verfahren)

UF₆ + 2H₂ O UO₂ F₂ + 4HF

UO₂ F₂ + 6NH₃ + 3CO₂ + 3H₂ O (NH₄ )₄ [UO₂ (CO₃ )₃ ] + 2NH₄ F ΔT H₂

UO₂

UO₂ als Pellet

Reaktorbrennelement

Entsorgungskonzept für gebrauchte Brennelemente

Variante:

- Endlagerung nach Wiederaufarbeitung Wiedergewinnung des unverbrauchten

Kernbrennstoffes (Uran-235) und des neu gebildeten

Kernbrennstoffes (Plutonium-239), Endlagerung der

verfestigten hochradioaktiven Abfälle

Chemie des Kernbrennstoffzyklus III

Reaktorbrennelement nach Einsatz in Reaktor (Wiederaufarbeitung):

- Auflösung

UO₂ + 8HNO₃ 3UO₂ (NO₃ )₂ + 4H₂ O + 2NO UO₂ + 4HNO₃ UO₂ (NO₃ )₂ + 2H₂ O + 2NO₂

- Extraktion

UO₂ (NO₃ )_{2 aq} + 2TBP_org ↔ UO₂ (NO₃ )₂ ·2TBP_org Pu(NO₃ )_{4 aq} + 2TBP_org ↔ Pu(NO₃ )₄ ·2TBP_org

Reduktion

Pu^4+/6+ Pu³⁺

U⁴⁺, elektrochemisch

- Mischoxidherstellung

2UO₂²⁺ + Pu⁴⁺ + 10NH₃ ·H₂ O → (NH₄ )₂ U₂ O₇ + Pu(OH)₄ + 8NH₄⁺ + 3H₂ O UO₂ / PuO₂ -Mischoxid als Pellet

Reaktorbrennelement

Entsorgungskonzept

Wiederaufarbeitung

-Zwischenlagerung/Transport → Endlagerung

Direkte Endlagerung

PUREX-Verfahren:

Auflösen der Brennelemente - Abtrennung des unverbrauchten Urans und des gebildeten Plutoniums durch Extraktion von den gebildeten Spaltprodukten - Fixierung der Spaltprodukte in einer Glasmatrix

⇒ Glaskokillen

Weg der Brennelemente

Present German concept:

Direct disposal of complete fuel elements

Nuclear reprocessing

Separation of U, Pu (and minor actinides) Fuel element

Fuel elements: nuclear fuel + fission products

Final disposal Reactor

fuel element

Container for transport and intermediated storage

Vitrification

Fission products Fission products

Consequences ?

Entsorgungskonzept

- Zwischenlagerung/Transport → Endlagerung

Entsorgungskonzept

- Zwischenlagerung/Transport → Endlagerung

Castor

Ca^{sk for} Storage and T^ransport o^f Radioactive material

Lager- und Transportbehälter für hochradioaktives Material (Kokillen mit verglasten Spaltprodukten und Nuklearmaterial (Brennelemente)

Castor für KKW-Brennelemente

- Gewicht 120 t (Spezialguss), Wandstärke 44 cm - Prüfungen:

Fallprüfung

- z. B. aus 9 m Höhe auf Beton-Stahl-Fundament aus 1 m auf einen Dorn

von 15 cm

Erhitzungsprüfung

- 0,5 h auf 800°C, Feuertest bei 1100°C, 90 min Wassereindringprüfung

- z. B. 8 h auf 15 m Tiefe, 30 min auf 200 m Tiefe Kollision

- Straßenfahrzeug, Lokomotive mit ca. 130 km/h, - Simulation Flugzeugabsturz,

- Beschuss mittels 1t schwerem Stahlprojektil mit Schallgeschwindigkeit Æ keine Radioaktivitätsfreisetzung

PUREX - Verfahren

(Plutonium-Uranium-Recovery by Extraction)

- viele Verfahren getestet, unterschiedlichste Extraktions- und Fällungsverfahren - Extraktionsmittel:

Tri-n-butylphosphat (TBP)

30%ige Lösung von TBP in Dodekan (C₁₂ H₂₆ ) / Kerosin

Salpetersaure Lösung der zu trennenden Kernbrennstoffe und Spaltprodukte Flußverhältnis Speiselösung / Extraktionslösung 1 : 3 bis 1 : 5

- Trennfaktoren bis 10⁷ notwendig

- Mixer-Settler, Siebbodenkolonnen, gepulste Kolonnen, Zentrifugalextraktoren

- U/Pu Trennschritt Reduktion des Pu^{4+ / 6+} zu Pu³⁺

Verteilung von Actiniden (30 Vol% TBP in Kerosin / HNO

)

Ziel der Endlagerung

- Verhinderung, dass aus dem Abfall stammende Radionuklide in die Biosphäre gelangen, bevor ihre Radioaktivität auf

unbedenkliche Konzentrationen abgeklungen ist.

(auch eingebrachte „konventionelle Stoffe mitbetrachten!)

Kriterien der Standorterkundung

- Geographie

- Regionalgeologische Verhältnisse - Tektonik

- Hydrogeologie

- Wirtsgesteineigenschaften - Seismizität

- Rohstoffvorkommen, Bergbau, Infrastruktur

Endlager- Mindestanforderungen

• Teufe mind.

300 m

• Endlager darf nicht tiefer als 1500 m liegen

• Durchlässigkeit im einschlusswirksamen Gebirgsbereich kleiner als 3 mm/a

• Einschlusswirksamer Bereich muss mind. 100 m mächtig sein

Quelle: Arbeitskreis Auswahlverfahren Endlagerstandorte

Langzeitsicherheitsanalyse: Zutritt von wässriger Lösung

• Auch ohne Klüfte können

Schadstoffe diffusiv in das Wirtsgestein eindringen.

• Schließlich können radioaktive Stoffe über das

Grundwasser in die Biosphäre

gelangen

Endlager – Mehrfachbarrierensystem

Veränderung der Radiotoxizität mit der Zeit

Actinides - Radiotoxicity

Direct Final Storage of Fuel Elements

Barrier system:

- Technical Barrier - Geotechnical Barrier - Geological Barrier

- After 10.000 y actinides determine the radiotoxicity in a nuclear waste disposal

Actinides are source term for long-term safety analysis

Radiotoxicity(Sv/tSM)

Storage time / y

Fission products Actinides

Natural uranium

Fazit I

• Die Endlagerung in tiefen geologischen Formationen ist die sicherste Methode der Entsorgung hochradioaktiver Abfälle.

• Diese Methode muss in entsprechenden Projekten in Untertagelabors entwickelt, getestet und ausgereift werden.

• Je nach Wirtsgestein sind andere Konzepte möglich. Ein definitives Konzept gibt es aber noch nicht, da noch nicht über ein Wirtsgestein entschieden wurde.

Fazit II

- Sowohl die Brennelemente (direkte Endlagerung) als auch die Glaskokillen (nach Wiederaufarbeitung) werden in Castoren transportiert und sollen letztlich in ein Endlager verbracht werden.

- Deutschland besitzt noch kein Endlager für Nukleare Abfälle, deshalb werden bisher alle beladenen Castoren in

Zwischenlagern (zentral) oder an den Kernkraftwerksstandorten selbst zwischengelagert.

- Forderung an Politik, Wirtschaft und Wissenschaft:

Errichtung eines Endlagers!