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Erschienen in:
Zwischenlagerung hoch radioaktiver, Wärme entwickelnder Abfälle in Deutschland – ein Überblick Kapitel lesen Erstes Kapitel lesen

2017 | OriginalPaper | Buchkapitel

3. Wärmeentwicklung und Radionuklid-Inventar

verfasst von : Erik Pönitz

Erschienen in: Zwischenlagerung hoch radioaktiver Abfälle

Verlag: Springer Fachmedien Wiesbaden

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Zusammenfassung

Der Beitrag „Wärmeentwicklung und Radionuklid-Inventar“ beleuchtet am Beispiel von bestrahlten Brennelementen aus Kernkraftwerken und verglasten Spaltproduktlösungen aus der Wiederaufarbeitung (HAW-Kokillen) den Zusammenhang zwischen der Menge der radioaktiven Reststoffe, der Aktivität der Radionuklide und der Wärmeentwicklung bei der Oberflächenlagerung über einen Zeitraum von bis zu 200 Jahren.
Neben physikalischen Grundlagen wird die prognostizierte Menge der Wärme entwickelnden, hoch radioaktiven Reststoffe behandelt, die in Kernkraftwerken entstehen. Die Änderung der Aktivität und der Wärmeentwicklung der bestrahlten Brennelemente und HAW-Kokillen über den Zeitraum einer längerfristigen Oberflächenlagerung wird beleuchtet. Es schließt sich eine kurze Diskussion der Entsorgung in tiefen geologischen Formationen an, die auf eine längerfristige Oberflächenlagerung folgen kann. Ausführungen über die Abschirmwirkung eines Transport- und Lagerbehälters und die Änderung der Dosisleistung an der Außenseite des Behälters schließen den Beitrag ab.

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Fußnoten
1
Annahme: Betrieb bei 325 Tagen Volllast.
 
2
BT-Drs. 17/1323.
 
3
Die Stoffmenge der Minoren Aktinide Amerizium und Curium und die Wärmeleistung steigt mit steigenden Abbrand überproportional stark an. Im Gegensatz dazu steigt die Stoffmenge an Plutonium nur unterproportional an. Ursache ist, dass die Isotope 239Pu und 241Pu Kernbrennstoffe sind und ein Teil des produzierten Plutoniums im Reaktorbetrieb verbraucht wird.
 
4
Siehe hierzu auch BT-Drs. 17/1323.
 
5
Mit den Zahlenangaben in [Volkmer 2013, S. 49 f.] beträgt die Brennstoffmasse 0,534 Mgsm pro DWR- und 0,173 Mgsm pro SWR-Brennelement. Die Brennstoffmassen pro Brennelement können von Reaktor zu Reaktor variieren.
 
6
Die in [Wolf et al. 2012] genannte Zahl von 259 Behältern unterschiedlicher Bauart für Kokillen beinhalten neben den oben genannten Kokillen (CSD-V) auch diejenigen mit verglasten Dekontaminations- und Spülwässern (CSD-B) und verpressten Hüllrohrstücken (CSD-C) aus der Wiederaufarbeitung, die in diesem Artikel nicht betrachtet werden.
 
7
Vom 15. Juli 1985 (BGBl. I S. 1565), zuletzt geändert durch Art. 3 des Gesetzes vom 27. Januar 2017 (BGBl. I S. 114).
 
8
Die Aktivitätsangaben beziehen sich auf die Uranisotope 234U, 235U und 238U. Die kurzlebigen Tochternuklide 231Th aus der Zerfallsreihe des 235U sowie 234Th, 234mPa, und 234Pa aus der Zerfallsreihe des 238U sind nicht berücksichtigt.
 
9
siehe hierzu auch BT-Drs. 17/7137.
 
10
Das Rechenbeispiel bezieht sich auf die Angaben für MOX-Brennelemente für einen DWR (91,4 % Natur-Uran, 8,6 % Plutonium mit dem Isotopenvektor Pu-238/Pu-239/Pu-240/Pu-241/Pu-242: 2,0/54,4/25,6/11,3/6,7 Gewichtsprozent).
 
11
Von den fünf Isotopen des Plutoniums, die in nennenswerten Mengen produziert werden, ist 241Pu der einzige Betastrahler. Bei dessen Zerfall wird vergleichsweise wenig Energie freigesetzt. Im Mittel entfallen auf das kurzreichweitige Beta-Teilchen beim Zerfall von 241Pu lediglich 0,005 MeV Energie. Beim Alpha-Zerfall von 238Pu werden 5,6 MeV Energie freigesetzt.
 
12
Sowohl 137Cs als auch 90Sr haben eine Halbwertszeit von circa 30 Jahren.Yttrium-90 hat mit 64 Stunden eine deutlich kürzere Halbwertszeit, wird aber ständig durch 90Sr neu produziert und befindet sich deshalb im radioaktiven Gleichgewicht.
 
13
In [Peiffer et al. 2011] wird eine Zeitspanne zwischen Entnahme aus dem Reaktor und Wiederaufarbeitung von 4 Jahren angenommen. Es wird jedoch auch darauf hingewiesen, dass diese häufig etwas länger ist. Ist diese Zeitspanne länger als für die Abbrandrechnungen angenommen, wird die Aktivität der Spaltprodukte und damit die Wärmeleistung in den ersten Jahren überschätzt. Gleichzeitig unterschätzt man die Aktivität des Radionuklids 241Am und damit die Wärmeleistung für lange Zeiten nach der Herstellung der Kokille.
 
14
Die Zahl ist abgeschätzt anhand der Energiestatistiken des BMWi [BMWi 2017]. Der Raumwärmebedarf ist saisonal und regional stark unterschiedlich [Frondel et al. 2015, S. 21]. Der Vergleich vermittelt jedoch auch eine gute Vorstellung von den Anforderungen an die Kühlung eines Kernreaktors direkt nach einer Abschaltung.
 
15
Davon entfallen 1,2 kW auf die Wärmeleistung der Hüllrohre und Strukturteile. Das dominante Nuklid 60Co wird in den Hüllrohren überwiegend durch eine Kobalt-Verunreinigung im ppm-Bereich produziert.
 
16
BT-Drs. 17/1323.
 
17
Vom 23. Juli 2013 (BGBl. I S. 2553), zuletzt geändert durch Art. 4 des Gesetzes vom 27. Januar 2017 (BGBl. I S. 114).
 
18
Hier ist die Wärmeleistung der Hüllrohre und Strukturteile bereits so weit gesunken, dass sie keine Rolle mehr spielt.
 
19
In Anlehnung an den POLLUX®-10 als Endlagerbehälter für Brennstäbe wird dieses Konzept häufig, zum Beispiel in [Bollingerfehr et al. 2012], als POLLUX®-9 bezeichnet.
 
20
Des Weiteren entsteht bei der Abschirmung der kurzreichweitigen Betastrahlung Bremsstrahlung. Diese verhält sich wie die Gammastrahlung. Zusätzlich sind also auch die Radionuklide 90Sr/90Y zu berücksichtigen. Gamma-Strahlung, die bei der Absorption von Neutronen entsteht, spielt gemäß eigenen Rechnungen bei Transport- und Lagerbehältern der CASTOR®-Familie nur eine untergeordnete Rolle.
 
21
Zusätzlich bewirken die Brennstäbe bzw. die Kokillen eine Abschirmung der Gammastrahlung. Das gilt insbesondere für den Brennstoff, da UO2 eine hohe Massendichte hat und mit Uran ein Element mit hoher Kernladungszahl enthält.
 
22
Eine Moderation der Neutronen erfolgt auch durch das Gusseisen, insbesondere durch das darin enthaltene Graphit. Die grundsätzliche Aussage, dass die Abschirmung der Neutronenstrahlung schwieriger ist als die der Gammastrahlung, bleibt davon unberührt.
 
23
Es wurden Messungen an zwei Behältern mit HAW-Kokillen und einem mit bestrahlten DWR-Brennelementen durchgeführt. Aus den Angaben zum Inventar folgt, dass es sich hier um Brennelemente mit einer niedrigen anfänglichen Anreicherung handelt. Die Messungen an diesem Behälter sind deshalb nicht repräsentativ für die aktuell eingesetzten UO2-Brennelemente mit hohen Abbrand und MOX-Brennelemente.
 
24
Die Messwerte der Neutronen-Dosisleistung streuen sehr stark. Ein Großteil der Messungen für Neutronen in [Börst et al. 2000] erfolgte mit einem Messgerät, das auf die inzwischen veraltete Dosisgröße H MADE kalibriert ist. Hier werden die Zahlenwerte wiedergegeben, die mittels Spektrometer für die aktuelle operative Größe H*(10) ermittelt wurden. Es existieren auch aktuellere Messungen, in denen ausschließlich Messgeräte für die aktuellen Messgrößen zum Einsatz kamen [Börst/Nitsche 2003, Rimpler et al. 2010]. Die Messungen in [Börst et al. 2000] sind jedoch besonders interessant, da hier Angaben zum Radionuklidinventar der Transport- und Lagerbehälter erfolgten.
 
25
Vom 20. Juli 2001 (BGBl. I S. 1714; 2002 I S. 1459), zuletzt geändert durch Art. 6 des Gesetzes vom 27. Januar 2017 (BGBl. I S. 114).
 
26
Für die Berechnung der Neutronenausbeute wurde die Elementzusammensetzung in [Peiffer et al 2011] verwendet. Die Zusammensetzung der Borsilikatgrundgläser, insbesondere der Bor- und Natriumanteil, kann sich in verschiedenen Verglasungsanlagen unterscheiden [Roth/Weisenburger 2001].
 
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Metadaten
Titel
Wärmeentwicklung und Radionuklid-Inventar
verfasst von
Erik Pönitz
Copyright-Jahr
2017
Buch
Zwischenlagerung hoch radioaktiver Abfälle

Print ISBN: 978-3-658-19039-2

Electronic ISBN: 978-3-658-19040-8

Copyright-Jahr: 2017

DOI
https://doi.org/10.1007/978-3-658-19040-8_3