6. Nukleare Entsorgung

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1 6. Nukleare Entsorgung

2 Kernenergie in Deutschland - Anteil an Elektrizitätsversorgung in Deutschland > 30%, in EU 36% - 17 im Betrieb befindliche Blöcke (2007) - durch Kernenergie jährliche CO 2 - 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)

3 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)

4 Radioaktiver Abfall (Charakteristik) - 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

5 Beseitigung von radioaktiven und Nuklearabfällen (Prinzipien) - Oberflächennahe Lagerung - Lagerung untertätig in geologischen Formationen * mit Option Rückholbarkeit * keine Rückholbarkeit - Transmutation langlebiger Nuklide - Transport in den Weltraum - Meeresverkippung, Versenkung - Freisetzung / Verteilung / Verdünnung

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

7 Konzept zur Entsorgung von radioaktiven und Nuklearabfällen (D) - Kurzzeitlagerung beim Verursacher - Abgabe an Landessammelstelle (kein Kernmaterial) - Zwischenlagerung in zentralen Lagern - Endlagerung in untertägigen geologischen Formationen (Salz? Granit? Tongestein?) Politisches Moratorium zur Endlagerproblematik!

8 Chemie des Kernbrennstoffzyklus I - Uranerzbergbau - Laugung UO 2 + H 2 SO 4 + 1/2O 2 UO 2 + 1/2O 2 + Na 2 CO 3 + 2NaHCO 3 (bei hohem Carbonatgehalt des Muttergesteins) UO 2 SO 4 + H 2 O Na 4 UO 2 (CO 3 ) 3 + H 2 O - Fällung 2UO 2 (NO 3 ) 2 + 6NH 3 H 2 O (NH 4 ) 2 U 2 O 7 + 3H 2 O + 4NH 4 NO 3 (ADU) -Kalzination H 2 (NH 4 ) 2 U 2 O 7 UO 2 ΔT H 2 U 3 O 8

9 Chemie des Kernbrennstoffzyklus II - Anreicherung UO 2 + 4HF UF 4 + 2H 2 O U nat. 0,7% 235 U UF 4 + F 2 UF 6 U BE 3,0% 235 U -UO 2 -Herstellung (AUC-Verfahren) UF 6 + 2H 2 O UO 2 F 2 + 4HF UO 2 F 2 + 6NH 3 + 3CO 2 + 3H 2 O (NH 4 ) 4 [UO 2 (CO 3 ) 3 ] + 2NH 4 F ΔT H 2 UO 2 als Pellet UO 2 Reaktorbrennelement

10 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

11 Chemie des Kernbrennstoffzyklus III Reaktorbrennelement nach Einsatz in Reaktor (Wiederaufarbeitung): - Auflösung UO 2 + 8HNO 3 3UO 2 (NO 3 ) 2 + 4H 2 O + 2NO - Extraktion UO 2 + 4HNO 3 UO 2 (NO 3 ) 2 + 2H 2 O + 2NO 2 UO 2 (NO 3 ) 2 aq + 2TBP org UO 2 (NO 3 ) 2 2TBP org Pu(NO 3 ) 4aq + 2TBP org Pu(NO 3 ) 4 2TBP org - Mischoxidherstellung Reduktion Pu 4+/6+ Pu 3+ U 4+, elektrochemisch 2UO Pu NH 3 H 2 O (NH 4 ) 2 U 2 O 7 + Pu(OH) 4 + 8NH H 2 O UO 2 / PuO 2 -Mischoxid als Pellet Reaktorbrennelement

12 Entsorgungskonzept (Brennelemente) -Zwischenlagerung/Transport Wiederaufarbeitung Direkte Endlagerung 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

13 Weg der Brennelemente (Variante D) Reactor fuel element Vitrification Fission products Container for transport and intermediated storage Fuel element Nuclear reprocessing Separation of U, Pu (and minor actinides) Fission products Fuel elements: nuclear fuel + fission products Present German concept: Direct disposal of complete fuel elements Final disposal Consequences?

14 Entsorgungskonzept (Brennelemente) - Zwischenlagerung/Transport Endlagerung

15 Entsorgungskonzept (Brennelemente) - Zwischenlagerung/Transport Endlagerung

16 Castor Cask for Storage and Transport of 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 keine Radioaktivitätsfreisetzung

17 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 (C 12 H 26 ) / Kerosin Salpetersaure Lösung der zu trennenden Kernbrennstoffe und Spaltprodukte Flußverhältnis Speiselösung / Extraktionslösung 1 : 3 bis 1 : 5 - Trennfaktoren bis 10 7 notwendig - Mixer-Settler, Siebbodenkolonnen, gepulste Kolonnen, Zentrifugalextraktoren - U/Pu Trennschritt Reduktion des Pu 4+ / 6+ zu Pu 3+

18 Verteilung von Actiniden (30 Vol% TBP in Kerosin / HNO 3 )

19 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!)

20 Kriterien der Standorterkundung - Geographie - Regionalgeologische Verhältnisse - Tektonik - Hydrogeologie - Wirtsgesteineigenschaften - Seismizität - Rohstoffvorkommen, Bergbau, Infrastruktur

21 Endlager- Mindestanforderungen Durchlässigkeit im einschlusswirksamen Gebirgsbereich kleiner als 3 mm/a Teufe mind. 300 m Endlager darf nicht tiefer als 1500 m liegen Einschlusswirksamer Bereich muss mind. 100 m mächtig sein Quelle: Arbeitskreis Auswahlverfahren Endlagerstandorte

22 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

23 Endlager Mehrfachbarrierensystem

24 Veränderung der Radiotoxizität mit der Zeit

25 Actinides - Radiotoxicity Direct Final Storage of Fuel Elements Barrier system: - Technical Barrier - Geotechnical Barrier - Geological Barrier Radiotoxicity (Sv/tSM) Actinides Natural uranium Fission products Storage time / y - After y actinides determine the radiotoxicity in a nuclear waste disposal Actinides are source term for long-term safety analysis

26 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.

27 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!