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Technical Report NTB 00-04

The Interaction of Radiolysis Products and Canister Corrosion Products and the Implications for Spent Fuel Dissolution and Radionuclide Transport in a Repository for Spent Fuel

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Im vorliegenden Bericht wird die Freisetzung von Radionukliden aus dem System der technischen Barrieren eines geologischen Tieflagers für abgebrannte Brennelemente diskutiert. Dabei werden quantitative Modelle vorgestellt, die zur Unterstützung der in künftigen Sicherheitsanalysen der Nagra verwendeten Konzepte, Modelle und Parameterwerte zum Einsatz kommen. Im Endlagerkonzept der Nagra werden die abgebrannten Brennelemente in massive Stahlbehälter oder Kupferbehälter mit Stahleinsatz eingelagert, die einen sicheren Einschluss der Radionuklide für mindestens 1000 Jahre gewährleisten sollen. Sollten irgendwann Risse in einem Behälter entstehen und Wasser in Kontakt mit dem Brennstoff gelangen, so wird eine "sofortige Freisetzungsmenge" an Radionukliden freigesetzt. Diese schnelle Freisetzung erfolgt zusammen mit der sehr viel langsameren Freisetzung von in der Brennstoffmatrix enthaltenen Radionukliden, wenn diese gelöst wird. Zu den die Matrixauflösung bewirkenden Prozessen zählen die Entstehung von Undichtigkeiten in den Zircaloy-Hüllrohren, die Radiolyse des Wassers in Kontakt mit dem Brennstoff, die Bildung von radiolytischen Oxidationsmitteln, die mit dem Brennstoff reagieren können und die Bildung von Fe2+ und H2 aus den korrodierenden Behältern, die radiolytische Oxidationsmittel aufbrauchen und auch das während der Brennstofflösung freigesetzte U(VI) reduzieren können.

Die Konsequenzen von undichten Zircaloy-Hüllrohren werden im vorliegenden Bericht diskutiert. Daraus wird gefolgert, dass die innerhalb des dünnen, die Brennstoff-Pellets umgebenden Wasserfilms produzierten Oxidationsmittel Schwierigkeiten hätten, durch die undichten Hüllrohre hindurch zu diffundieren. Diese Erkenntnis bildet die Grundlage für ein Modell der Lösung von abgebrannten Brennstäben, wobei angenommen wird, dass alle radiolytischen Oxidationsmittel, die keine chemische Reaktion mit radiolytischen Reduktionsmitteln eingehen, mit den Brennstoffoberflächen reagieren werden. Für die Anwendung dieses Modells ist die Abschätzung eines Werts oder einer Reihe von Werten für die Netto-Ausbeute an radiolytischen Oxidationsmitteln erforderlich, ausgedrückt als effektiver G-Wert, der hinreichend konservativ für die Sicherheitsanalyse ist. Der vorliegende Bericht analysiert die Erkenntnisse aus Laborexperimenten und natürlichen Analoga und schliesst daraus, dass ein konservativer Wert für Sicherheitsberechnungen 0.01 Moleküle H2O2 pro 100 eV. beträgt.

Radiolytische Oxidationsmittel und U(IV) aus dem gelösten Brennstoff können durch im Behälter entstandene Risse in die umgebende Bentonitverfüllung migrieren, sofern sie nicht durch Reduktionsmittel innerhalb der Behälter verbraucht werden, wie z. B. durch Fe2+. Die im Bentonit enthaltenen reduzierenden Mineralien, wie Pyrit und Siderit, werden durch diese Oxidationsmittel abgereichert. Es bildet sich eine Oxidationszone aus, die durch eine Redoxfront abgegrenzt wird. Innerhalb dieser Zone können die Löslichkeiten einiger sicherheitsrelevanter Radionuklide zunehmen und die Sorption verringert werden. Für die Sicherheitsanalyse ist es daher wichtig, die wahrscheinliche maximale Eindringtiefe der Redoxfront abzuschätzen.

Zur Abschätzung des Verbrauchs von Oxidationsmitteln durch Fe2+ wird das Korrosionsverhalten von Stahlguss überprüft und ein Modell der Fe2+-Freisetzung aus einem korrodierenden Stahlbehälter vorgestellt. Fe2+ wird freigesetzt, wenn Eisen zu Magnetit oxidiert wird. Jedoch kann Eisen durch Bildung einer Maghemitschicht mit niedriger Porosität auf dem Magnetit passiviert werden. Dieses Modell wird in eine Abschätzung der Redoxfront-Migration aus einem Behälter mit entstandenen Rissen eingebunden, entweder an einem Punkt oder realistischer für die angenommene Behälterauslegung an einem umlaufenden Riss. Die Produktion radiolytischer Oxidationsmittel nimmt als Funktion der Zeit ab, während die Produktion von Fe2+ zunächst abnimmt, dann aber nach längerer Zeit als Ergebnis der Bildung von Korrosionsablagerungen mit grosser Oberfläche zunimmt. Irgendwann sind wahrscheinlich alle produzierten Oxidationsmittel aufgebraucht. Die Zeit, in der die Fe2+-Produktion erstmals diejenige der radiolytischen Oxidationsmittel übersteigt, entspricht ebenfalls der Zeit, zu der die Oxidationszone ihre maximale Ausdehnung erreicht.

Der vorliegende Bericht stellt die Berechnungen der Redoxfront-Eindringtiefe für unterschiedliche Brennstofftypen (UO2- und MOX-Brennstoffe mit verschiedenen Abbränden) und für verschiedene Annahmen betreffend der Beschaffenheit der Reduktionsmittel im Bentonit und unterschiedlicher Behälterlebensdauer dar. Daraus wird gefolgert, dass der Aufbrauch der radiolytischen Oxidationsmittel durch Fe2+ aus der Behälterkorrosion ein wichtiger Prozess in der Begrenzung des Ausmasses der Oxidationszone ist. Es ist aber ebenfalls wichtig, zu ermitteln, ob auch das gesamte Pyrit-Inventar im Bentonit als weiterer Verbraucher von radiolytischen Oxidationsmitteln berücksichtigt werden kann.

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