Description: 9G-/21 353210/HEIRB/004900 B3012550 Vorläufiger Quellterm LWR-Brennstoff zur Beschreibung der Korrosion im integrierten Nahfeldmodell Bestandteil des Auftrages PSP Element: 213 532 100 “Erstellung eines integrierten Nahfeldmodells von Gebinden hochradioaktiver Abfälle im Salzstock Gorleben: Geochemisch Fundierter Quellterm für HAW-Glas, abgebrannte Brennelemente und Zement” Auftragnehmer: Forschungszentrum Karlsruhe - Institut für Nukleare Entsorgungstechnik Postfach 3640, D-76021 Karlsruhe Verfasser: @ine.fzk.de Karlsruhe den IS.Aug. 1998 Die Studie wurde im Auftrag des Bundesamtes für Strahlenschutz erstellt. Das BfS behält sich alle Rechte vor. Insbesondere darf die Studie nur mit Zustimmung des BfS zitiert, ganz oder teilweise vervielfältigt bzw. Dritten zugänglich gemacht werden. Sie gibt die Meinung und Auffassung des Auftragnehmers wieder und muß nicht in jedem Falle mit der Meinung des BfS übereinstimmen. 2 Inhaltsverzeichnis INHALTSVERZEICHNIS................................................................................................................ 2 ZusammEnfassunG........................................................................................................... 3 EInLEItunG........................................................................................................................3 mECHAnIstIsCHE BAsIs DEs QuELLtERms................................................................ 7 Rolle der Brennstoffhülle als mechanische Barriere:...................................................11 Die Zircaloyhülle als Quelle für Radionuklidfreisetzung............................................... 11 Die Brennstofftablette als Quelle der Radionuklidfreisetzung...................................... 14 freisetzung von Rissen und freien Oberflächen..................................................... 14 Korngrenzen.........................................................................................................14 Gemeinsame Erfassung der freisetzung aus Korngrenzen und von Rißoberflächen 15 Radionuklidfreisetzung aus der Brennstoffmatrix........................................................ 16 Validität von modellen zur Korrosion der Brennstoffmatrix....................................... 16 Langzeitextrapolation: das Problem der Radiolyse..................................................19 QuantIfIZIERunG DEs QuELLtERms...................................................................................24 Quantifizierung des labilen Radionuklidinventars ........................................................ 26 Korrosionsrate für Zircaloy....................................................................................... 31 Korrosionsrate der strukturteile.................................................................................33 Korrosionsrate der Brennstoffmatrix.......................................................................... 33 Effekt der Oberflächenentwicklung........................................................................ 34 Langfristige Entwicklung des Laugenvolumens im Behälter........................................ 37 Langfristige Entwicklung des Redoxzustandes an den Einlagerungsorten................... 40 sCHLußfOLGERunG........................................................................................................................................... 42 BIBLIOGRaPHIE.................................................................................................................43 3 Zusammenfassung verschiedenen Die mechanismen Auflösung der von abgebrannten Kernbrennstoffen und der freisetzung von Radionukliden werden im Hinblick auf ihre Relevanz für Endlagerorte und -Konzepte quantifiziert. Es dabei wird zwischen im salzstock Gorleben mechanismen langfristigen der Radionuklidfreisetzung aus Brennstoffmatrix, Hüllrohrmatrix und strukturteilen und instantaner freisetzung unterschieden. Die wichtigste geochemische Randbedingung für die Auflösung der Brennstoffmatrix ist das Redoxpotential des zutretenden wäßrigen mediums. Das Redoxpotential wird vor allem durch Behälterkorrosion und durch Radiolyse beeinflußt. Demgegenüber spielen temperatur und pH-Wert eine nur untergeordnete Rolle. Die größte unsicherheit besteht darin, die Brennstoffkorrosion Wirkungvonradiolytischer vorhersagenzukönnen. Oxidation Obwohl auf aufgrund die zeitlich abnehmender Radiolyseeffekte mit einer zeitlichen Abnahme der Raten der Brennstoffkorrosion zu rechnen ist, kann man diesen Effekt noch nicht quantifizieren, sodaß derzeit konservativ mit konstanten Langzeitraten der Brennstoffkorrosion gerechnet werden muß. Im Vergleich der Einlagerungskonzepte „Polluxbehälter-streckenlagerung“ und „Endlagerbüchse in Bohrloch“ sind die instantanen freisetzungsterme identisch. Diese bestimmen die toxizität potentieller freisetzungen über viele tausend Jahre. Wesentliche unterschiede betreffen die Langzeitkorrosionsraten, die bei der Endlagerbüchse bei 10-4 a-1, beim Polluxbehälter 10-5-10-6 a-1 liegen. Der unterschied rührt daraus, daß bei der Endlagerbüchse nicht sicher ist, ob reduzierende Bedingungen langfristig aufrechterhalten werden können. Einleitung seit der Änderung des Atomgesetzes im Jahre 1994 ist die direkte Endlagerung abgebrannter Kernbrennstoffe ein gleichberechtigter Entsorgungsweg. Die abgebrannten Brennelemente werden für die Endlagerung zerlegt. Die gezogenen
Text {
text_type: Unspecified,
}
Origin: /Bund/BGE/Website
Tags: Zement ? Karlsruhe ? Salzstock Gorleben ? Atomgesetz ? Radioaktiver Abfall ? Bibliographie ? Endlagerung ? Kernbrennstoff ? Radionuklid ? Strahlenschutz ? Korrosion ? Oxidation ? Radiolyse ? Redoxpotential ? Studie ? Toxizität ? Forschungseinrichtung ?
Region: Peine
Bounding boxes: 10.2352° .. 10.2352° x 52.31928° .. 52.31928°
License: other-closed
Language: Deutsch
Accessed 1 times.