1 1' 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 Transportdaten für Modellrechnungen zur Langzeitsicherheit (Modell geb iet Grube Konrad) (Stand: 05.10 . 1990) Auftraggeber: Niedersäc hsisches Umwe ltminis ter ium (MU) Sachbe arbeit er: Datum: Archiv-Nr . : Tgb. -Nr.: TK 25: Anlagen: 05.10.1990 107478 N 3.2 - 7584/ 90 3528-30, 3627-29, 3727 -29, 3827-29, 3927-29 33 - 2 - Inhalt Seite 1. Einl eitung 5 5 2. Sorptionsdaten (KD-Werte) 5 2.1 Erläuteru ngen zur Datenbasis 8 2.2 Dis ku ssion der abge leitet en K0- Werte 8 2.2.1 Technetium 9 2.2.2 Selen VI 9 2.2.3 Zirkonium 9 2.2.4 Niob 10 2.2.5 Caesium 10 2.2.6 Jod 10 2.2.7 Kohlen stoff 10 2.2.8 Strontium 11 2.2.9 Neptunium 11 2.2.10 Plutonium 12 2.2.11 Americium 12 2.2.12 Curium 12 2. 2 .13 Blei 13 2. 2 .14 Uran 13 2. 2 .1 5 Rad ium 14 2. 2. 16 Nickel 14 2.2.17 Thorium 14 2.2.18 Protactinium 15 2.2.19 Actinium 15 2.2.20 Molybdän 16 2.2.21 Zinn 16 2.2.22 Rubidium 2.2.23 Chlo r , Calcium, Kobalt, Pall adium, Wis mut, Polon i um 16 und Lanthaniden (Samarium, Europium, Holmium, Lutetium) 2.3 2.3.1 2.3.2 2.3 .3 2.3. 4 2. 3.5 2.3.6 2. 3.7 2.3.8 2. 3.9 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 1 Einfluß der Verdünnung auf KD- Werte Zirkonium Plutonium Americium Curium Blei Zi nn Uran Nickel Thorium 17 17 18 18 18 18 18 18 19 19 3. Absolute Gebirgsporos itäten 3. 1 Einführung 3.1.l Begriffsbestimmung 3.1.2 Datenbasis 3. 2 Bandbreiten und Vorschläge für erste Rechenwerte 3.2.1 Allgemeine Anmerkungen 3.2.2 Lockergestein 3.2.3 Festgestei n 3.2.3.l Tonstein und Tonmergelstei n 3.2.3.2 Mergelstein 3.2.3 .3 Kal kstein 3.2.3 .4 Sandst ein19 19 19 21 21 21 23 24 24 25 26 4 . Dispers ions l ängen30 5. Schriften 5.1 Erläuternde Unterl agen 5.2 Unveröffentlichte Unterl agen* 5.3 Publikationen32 32 35 35 28 * ) Unveröffentlichte Unter lagen werden in eckigen Klammern zitier t
@ Physikalisch-Technische Bundesanstalt .;,•.,\ t------------------:--------------------------~·--1 '··.!t,.. DECKBLATT . :.~ 1---------------....----,..-------,-----..-,r--~--...... -------•---I ·:; 1--"'....;of_•kt-+-__PI _P-1_1._..._._"'--1--0_1>1:._ ' ---11-- ""....;":._&lle_-+_u:..."-i-L:...ld:...·N:...'·:...4- EU 140 NAANNNNNNNNNN N 9K352136.31 K_•_nn_ . NNNNNN Re,,, XAAXXA A MRRB HHHHHH 001100 Titel der Unterlage:Seite : Probennahme von repräsentativen Gesteinen und Wässern für den Stand- ort Schachtanlage Konrad. Experimentelle Untersuchungen zum Sorpti- ons-/ Desorptionsverhalten der Gesteine für die Radionuklide Selen, Zirkon/ Niob und TechnetiumStand: I. Ersteller: Freie Universität Berlin Stempelfeld: .. ' ..'. PSP•Element TP... 9.K/.212854 ZU Plan•Kapltet:' 3.9.4 PL Pl. 1• 1 : . ,'• ': ,._..tllr..,..... v•11u1, IWIIHlfMlft,,.._._,,... Revisionsblatt Projekt j PSP-Element N A -,_ N I N N N N N N N N N N EU 140 Obi. Kenn. 1 Autg1t>e NNNNNN I XAAXX 1 9K 1352136.31 ! MR Titel der Unterlage : Probennahme von repräsentativen Gesteinen und Wässern für den Standort Schachtanlage Konrad. Experimentelle Untersuchungen zum Sorptions-/Desorptionsverhalten der Gesteine für die Radionuklide Selen, Zirkon/Niob und Technetium UA A ' i RB Lid . Nr. : ' ' ; : 0011 ! Seite: II. Stand : August 1985 Rev.1 Revisionsst. Datum verant. i Stelle Gegenzeichn. Name rev. 1 Kat. Seite ") 1 1 1 . 1 1 ! 1 ) Erläuterung der Revision 1 1 1 ! ! i ! 1 1 1 1 : 1 1 1 i 1 1 1 : 1 ! 1 1 1 i 1 ! i1 i i : ; . i 1 ; ! 1 1 , 1 : l 1 1 1 1 1 1 ! 1 ) ") Kategorie R • redaktionelle Korrektur · Kategorie V • verdeutlichende Verbesserung .. Kategorie S - substantielle Änderung · -. • Mindestens bei der Kategorie S mo...n Erlluta,ungeiuopge~o werden. Vet/ 782 / 1 Rt•. N N N N 1 N N A . 00 -- Instit ut fur Ange wandte Geologie der Freien Uni versitä t Berlin Probenahme von repräsentativen Gesteinen und Wässern fUr den Standort Schachtanlage Konrad. Experimentelle Untersuchungen zum Sorptions-/ Desorptionsverhalten der Gesteine fur die Radionuklide Selen, Zirkon/ Niob und Technetium. August 1985
MERKBLATT Strahlenschutz beim Umgang mit Betastrahlern in der Nuklearmedizin einschließlich der Positronen-Emissions-Tomografie (PET) Empfehlungen für Ärzte und medizinisches Personal auf der Basis neuer Erkenntnisse Ausgangssituation Bei etwa 20 % des strahlenexponierten medi- zinischen und technischen Personals in der Nuklearmedizin überschreitet die jährliche Exposition an den Händen den Grenzwert für die Organdosis der Haut von 500 Milli- sievert pro Jahr (mSv/a). Das zeigen Dosisab- schätzungen auf der Basis von Messungen an Arbeitsplätzen sowohl in der nuklearme- dizinischen Diagnostik mit Technetium 99m (Tc-99m) und Fluor -18 (F-18) als auch bei Therapien mit Yttrium-90 (Y-90), die im Rah- men des EU-Projekts ORAMED [1] erfolgten. In der Regel werden derartige Grenzwert- überschreitungen durch die Routineüberwa- chung mit amtlichen Fingerringdosimetern nicht erkannt. I nsbesondere beim Umgang mit Betastrah- lern besteht ein erhöhtes Risiko für Hautexpo- sitionen an den Händen. Das betrifft sowohl Beta (b-)-Strahler wie Y-90, Samarium-153 (Sm- 153), Rhenium-186 (Re-186) oder Re-188 als auch Positronen (b+)-Strahler wie F-18 und Gal- lium-68 (Ga-68), die für PET genutzt werden. A n einer unabgeschirmten Spritze mit F-18-Flu- ordesoxyglucose (FDG) werden ca. 50 % der Hautdosis durch b+-Strahlung verursacht [2]. Im Vergleich zu Technetium-99m ist die Do- sisleistung für Betastrahler und damit die Strahlengefährdung unter gleichen Exposi- tionsbedingungen deutlich höher, teilweise um Größenordnungen (Tab. 1). Typisch für den Umgang mit Radionukli- den in der Nuklearmedizin sind Expositio- nen durch inhomogene Strahlenfelder. Diese führen zu gravierenden Differenzen zwi- schen der Maximaldosis, die meistens an den Fingerspitzen von Zeigefinger oder Dau- men auftritt, und der Dosis an den Trage- orten von amtlichen Fingerringdosimetern. Die Unterschiede sind vor allem dann sehr groß, wenn die Quelle (z. B. unabgeschirm- te Spritze oder Aktivitätsfläschchen (Vial), Kanülenschaft, Spritzenboden usw.) mit den Fingern berührt wird. Die nichtdominante Hand (linke Hand beim Rechtshänder) ist stärker exponiert als die dominante. Hauptursache dafür ist, dass die dominante Hand die abgeschirmten Gefäße fixiert, während mit der nichtdominanten Hand häufiger Arbeitsschritte im Bereich ho- her Dosisleistung ausgeführt werden, z. B. in der Nähe des Spritzenbodens. Die erhöhte Exposition durch den Verzicht auf Abschirmungen oder Greifwerkzeu- ge kann nicht durch schnelleres Arbeiten kompensiert werden. Das gilt insbesondere beim Umgang mit hochenergetischen Beta- strahlern. Im Gegensatz zu Photonenstrah- lung, hat Betastrahlung allerdings eine be- grenzte Reichweite und lässt sich somit gut abschirmen. In der Regel ist die Exposition bei der Prä- paration (Vorbereitung der Radiophar- maka und der Spritzen) höher als bei der Applikation. Das Expositionsrisiko kann erheblich ge- senkt werden, wenn das Personal folgende Strahlenschutzmaßnahmen und Grundre- geln beim Umgang mit Radionukliden kon- sequent befolgt: Strahlenschutzmaßnahmen Abschirmungen nutzen ! Prinzipiell müssen alle Gefäße, die Radionu- klide enthalten, abgeschirmt werden. Für ei- nen optimalen Schutz sind die in Tabelle 2 angegebenen Wanddicken des empfohlenen Abschirmmaterials für Spritzen und Vials erforderlich. Beim Aufziehen der Spritzen sind Vialab- schirmungen mit Deckel zu bevorzugen (Abb. 2, 5b). Bei den PET-Nukliden sind, bedingt durch die kurzen Halbwertszeiten, die Lieferakti- vitäten u. U. sehr hoch. Deshalb sind aus- reichend dimensionierte Vialabschirmun- gen nötig, um die Positronenstrahlung vollständig und die Vernichtungsstrahlung (511 Kiloelektronenvolt (keV)) ausreichend abzuschirmen. Spritzenabschirmungen lassen den Sprit- zenboden unabgeschirmt. Daher sind die Finger bei ungünstiger Haltung (Abb. 6a, 9a) sehr hohen Dosisleistungen ausgesetzt. Das ist auch der Fall, wenn das Verbinden bzw. Trennen der Spritzen mit/von Kanülen, Schläuchen u. ä. (Abb. 3a, 4a, 5a, 7a, 10a), mit den Fingern und ohne Hilfsmittel zur Vergrößerung des Abstandes erfolgt. Abstand zur Strahlenquelle halten ! Hilfsmittel zur Vergrößerung des Abstandes (Pinzetten, Zangen, Greifer o. ä.) sind in aus- reichender Zahl vorzuhalten. Jeder direkte Kontakt zwischen Fingern und Strahlenquelle ist zu vermeiden. Durch Ver- wendung von abstandsvergrößernden Werk- zeugen verringert sich die Hautexposition um Größenordnungen, obwohl die Manipu- lation oft länger dauert! Der Abstand zu Patienten nach Radionuk- lidtherapien und PET-Untersuchungen sollte möglichst groß sein, um die Ganzkörperex- position des Personals durch die aus dem Pa- tienten austretende Direkt-, Brems- und Ver- nichtungsstrahlung gering zu halten. Arbeitsverhalten Praxisnahe Unterweisungen des Personals über die Besonderheiten beim Umgang mit Betastrahlern sind wiederholt und insbeson- dere bei der Einführung neuer Verfahren durchzuführen. Optimale Vorbereitung des Arbeitsplatzes (Abb. 11) und Training der Arbeitsabläufe (mit inaktiven Substanzen) tragen zur Ver- ringerung der Expositionszeit und damit der Dosis bei. Die konsequente Nutzung von Abschirmun- gen und distanzvergrößernden Hilfsmitteln muss zur Routine werden. Für die Radiosynoviorthese (RSO) wurde ein Einweg-Makrolonring (Abb. 1) entwickelt. Er verhindert den direkten Kontakt zur Kanüle beim Aufziehen der Spritzen oder während der Applikation (Abb. 2) und senkt die Haut- dosis deutlich. Es ist zu prüfen, ob dieser Ring auch bei anderen Anwendungen einge- setzt werden kann. Zur Vermeidung von Hautkontaminationen sind Nitril- oder Vinylhandschuhe anstelle von Latexhandschuhen zu tragen, da diese eine höhere Dichtheit gegenüber Radionuk- lidlösungen besitzen. Abbildung 1: Steriler Einweg-Makrolonring, passend für Kanülen der Firma Braun Regelmäßige Kontaminationskontrollen, ins- besondere der Hände, sind unverzichtbar, vor allem nach Arbeitsschritten mit erhöh- tem Kotaminationsrisiko und vor dem Ver- lassen des Kontrollbereichs. Aktivimeter sollten so kalibriert werden, dass die Aktivität in Spritzen mit Abschirmung über die entstehende Brems- oder Vernich- tungsstrahlung gemessen werden kann. Es ist vorteilhaft, die Messkammer in die Ar- beitsplatte zu versenken. nahe dem Grundgelenk des Zeigefingers der nichtdominanten Hand getragen wird und der Detektor sich an der Innenhand befindet (Abb. 12). Aber selbst bei dieser Trageweise wird die Maximaldosis durchschnittlich um einen Faktor 6 unterschätzt! [3, 4] An anderen Trageorten war die Abweichung der ermittelten Dosis von der Maximaldosis deutlich größer. Nur an der Spitze des Zei- gefingers wurde ein geringerer Unterschied ermittelt. Aus praktischen Gründen ist die Fingerspitze aber nicht als Trageort eines herkömmlichen Dosimeters geeignet. Personendosimetrische Überwachung An den meisten Arbeitsplätzen in der Nukle- armedizin, an denen mit hochenergetischen Betastrahlern, einschließlich PET-Nukli- den umgegangen wird, kann die Orgando- sis für die Haut größer als 150 mSv im Jahr sein. Nach § 41(3) Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) sind dann amtliche Beta-/Photonen- Fingerringdosimeter zu tragen. Bedingt durch die besonderen Expositions- bedingungen in der Nuklearmedizin (inho- mogene Strahlenfelder, unterschiedliche Ar- beitsweise) ist es schwierig, einen geeigneten Trageort für ein amtliches Teilkörperdosime- ter zu ermitteln. I m europäischen Forschungsprojekt ORA- MED [1] wurde festgestellt, dass in der Nukle- armedizin ein Fingerringdosimeter im Mittel die geringste Abweichung von der maxima- len Hautdosis beider Hände anzeigt, wenn es Abbildung 3a: Das Septumschutzplättchen darf nicht mit den Fin- gern vom Vial abgezogen werden, da dann hohe Expositionen auftreten. Im Folgenden wird auf typische Fehler in der Praxis hingewiesen und gezeigt, wie die Strah- lenexposition mit einfachen Mitteln deutlich verringert werden kann. Abbildung 2: Verwendung des Makrolonrings zur Abschirmung der Kanüle beim Aufziehen der Spritzen und während der Applikation (Radiosynoviorthese). Durch die Nutzung des Rings wird der direkte Kontakt zur Kanüle vermieden und die Dosis deutlich reduziert. Abbildung 3b: Hilfsmittel zum Öffnen des Vials, z. B. ein Spatel, verringern die Exposition deutlich.
Faktencheck: Gibt es bereits AKW, die Atommüll nutzen, und können alle atomaren Abfälle zur neuen Energiegewinnung recycelt werden? Es gab und gibt Kernkraftwerke, die einen Teil hochradioaktiver Abfälle zur Stromerzeugung nutzen können. Viele Bestandteile des Brennstoffabfalls sind von der Wiederaufarbeitung und Weiterverwendung allerdings bisher ausgeschlossen. Es gab und gibt Kernkraftwerke, die einen Teil hochradioaktiver Abfälle zur Stromerzeugung nutzen können. Die Wiederverwendung ist zurzeit allerdings beschränkt auf das im abgebrannten Kernbrennstoff enthaltene Uran und Plutonium . Andere Bestandteile des Brennstoff-Abfalls sind von der Wiederaufarbeitung und Weiterverwendung bisher ausgeschlossen. Hierzu zählen radioaktive Schwermetalle wie Neptunium oder Americium (sogenannte Actinoide oder Aktiniden ) sowie Spaltprodukte wie Cäsium und Technetium, die jeweils zu einer hohen Strahlung und großen Wärmefreisetzung der bestrahlten Brennelemente beitragen. Langlebige Bestandteile wie Uran und Plutonium werden abgetrennt und in kurzlebige Bestandteile umgewandelt, dabei entsteht auch Energie. © BASE Theoretisch wäre es möglich, dass durch Transmutation , also den Prozess der Veränderung eines Nuklides in ein anderes Isotop oder chemisches Element, in Schnellen Brutreaktoren und/oder beschleunigergetriebenen unterkritischen Reaktoren, weitere Elemente, die bislang noch nicht wiederverwendbar sind, verbrannt werden könnten. Diese Technologie ist aber noch nicht marktreif verfügbar und es blieben weiterhin eine Vielzahl von Spaltprodukten im abgebrannten Kernbrennstoff, von denen einige sehr langlebig sind. Ein Endlager für hochradioaktive Abfälle bliebe damit weiterhin erforderlich. Darüber hinaus befinden sich die meisten Konzepte für Transmutationsanlagen momentan noch in Erforschung. Neben den Reaktoren müssten auch entsprechende Anlagen zur Wiederaufbereitung und Brennstofffertigung entwickelt und gebaut werden. Auch hieraus würden wiederum zusätzliche Abfälle entstehen. Weitere Informationen Transmutation hochradioaktiver Abfälle Alternative Reaktorkonzepte
Das Projekt "Kartierung von Tc-99, I-129 und I-127 im Oberflächenwasser der Nordsee" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Bundesamt für Seeschifffahrt und Hydrographie durchgeführt. Im Vorhaben wurde durch mehr als 60 Messpunkte eine Kartierung der gesamten Nordsee, des Englischen Kanals und Teile der Irischen See vorgenommen. Neben I-129, I-127 und Tc-99 wurden H-3, Sr-90, Cs-137, Am-241, Pu-238 und Pu-239,240 erfasst. Im Ergebnis zeigte sich ein kontinuierlicher Anstieg der I-129-Gehalte, mit derzeitigen I-129/I-127 Isotopenverhältnissen von 10-8 - 10-6, die weit über dem pränuklearen Isotopenverhältnis von 10-12 liegen. Tc-99 zeigt die Herkunft von I-129 an. Der Kanal, die Küstenregion Belgiens, der Niederlande, Deutschlands und Dänemarks wird hauptsächlich von La Hague, die zentrale Nordsee von Sellafield beeinflusst. Bedingt durch reduzierte Emissionen aus La Hague und Sellafield nimmt die Belastung durch Tc 99, Sr-90 und Cs-137 ab, letztere liegen meist nur unwesentlich über dem Bereich des globalen Fallouts.
Das Projekt "Untersuchungen zum Transport von Kuestenwasser aus dem Englischen Kanal in die Ostsee mit Hilfe von radioaktiven Tracern (MAST Projekt)" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Bundesamt für Seeschifffahrt und Hydrographie durchgeführt. Von der Wiederaufbereitungsanlage La Hague eingeleitete Radionuklide werden zur Untersuchung des Transports und der Verteilung von Kuestenwasser verwendet. Eine Zeitserie von Radionuklid-Messungen in Wasser- und Seetangproben, die im Englischen Kanal, an der Niederlaendischen Kueste, im deutschen Teil der Nordsee und in daenischen Gewaessern genommen wurden, wird durchgefuehrt. Die Menge des Wassertransports, die Verduennung des Kuestenwassers mit anderen Wassermassen und die Transitzeiten werden betrachtet. Diese Arbeiten werden merklich zur besseren Kenntnis der Transit-Routen, Transit-Zeiten und der Vermischung beitragen. Die Daten werden zur Verbesserung von Modellen zur quantitativen Beschreibung des Wassermassen-Transports dienen. Darueber hinaus werden die Ergebnisse des Probenahmen-Programms einen einzigartigen Datensatz fuer die Validierung anderer Modelle liefern. Das Projekt laeuft im Rahmen des Marine Science and Technology Programme (MAST) der Europaeischen Gemeinschaft (EG) ueber einen Zeitraum von drei Jahren, beginnend im Oktober 1990. Die Arbeiten beziehen sich hauptsaechlich auf die Analyse von Technetium-99 und Antimon-125 in Seewasser und Seetang, jedoch werden auch andere Radionuklide beruecksichtigt.
Das Projekt "Teilprojekt 3: Universität Mainz" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Mainz, Institut für Kernchemie durchgeführt. Die Wechselwirkung redoxsensitiver Radioelemente (Np, Pu, Tc) in verschiedenen Oxidationsstufen soll am Tongestein bei höheren Salinitäten (kleiner 3 M) und in Abhängigkeit der Temperatur in Batchversuchen untersucht sowie Diffusionsexperimente durchgeführt werden. Des Weiteren soll der Einfluss von gelöstem Eisen(II) in Folge von Behälterkorrosionen auf die Rückhaltewirkung von Tongestein auf Np und Pu exploriert werden. Das für die thermodynamische Modellierung der Sorptionsversuche notwendige molekularere Verständnis soll durch direkte Spezikation der Sorptionskomplexe mit Hilfe der XPS-, XANES- und EXAFS-Spektroskopie erhalten werden. Diese Untersuchungen sollen zeigen, inwieweit die für das System Np/Pu-Opalinuston-Tonporenwasser erhaltenen Ergebnisse auf die in Norddeutschland anzutreffenden Bedingungen übertragbar sind. Meilensteine: 1. Abschluss der Sorptionsexperimente mit Np und Montmorillonit bei höherer Salinität nach 12. Monaten. 2. Aussagen über die Diffusion von Np in natürlichem Tongestein und Einfluss der Salinität und Temperatur nach 18 Monaten. 3. Abschluss der Studien zur Sorption für Np/Pu-Tongestein bei höherer Salinität nach 21 Monaten. 4. Abschluss der Untersuchungen zur Sorption von Tc an Tongestein nach 30 Monaten. 5. Abschluss der Batchexperimente für Np/Pu-Tongestein-Fe(II) nach 33 Monaten. 6. Abschluss der Speziation mit Np/Pu-Tongestein-Fe(II) nach 36 Monaten. 7. Abschluss der Speziation mit Tc-Tongestein nach 36 Monaten.
Das Projekt "Entsorgung von bestrahltem Graphit" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Forschungszentrum Jülich GmbH, Institut für Energie- und Klimaforschung (IEK), IEK-6: Nukleare Entsorgung und Reaktorsicherheit durchgeführt. Graphit und nicht vollständig graphitierter Kohlestein finden weltweit in Forschungsreaktoren, in gasgekühlten Reaktoren und in anderen graphitmoderierten Reaktoren breite Verwendung. Für den Rückbau dieser Anlagen und die Entsorgung von bestrahltem Graphit, welcher relativ hohe Gehalte an Radiokarbon (14C) und andere Aktivierungs- und Spaltprodukte (z.B. 3H, 36Cl, 79Se, 99Tc, 129I, 135Cs, 152Eu, 154Eu etc.) enthält, ist die Freisetzung dieser Radioisotope näher zu untersuchen. Um den Eintritt von Radiokarbon in die Biosphere zu minimieren, ergeben sich hohe Anforderungen an die Rückhaltung dieses Isotops. Für das Endlager KONRAD sind sowohl die Gesamtaktivität für die Einlagerung 14C-haltiger Abfälle (max. 4 E14 Bq an 14C), als auch die jährlich einlagerbare Aktivität dieses Radionuklids vergleichsweise gering. Es bedarf daher im Hinblick auf KONRAD einer belastbaren Klärung der physikalischen und chemischen Phänomene sowie einer ergänzenden Charakterisierung der einzulagernden deutschen 14C-haltigen Abfälle. Insbesondere sind die Entstehungsprozesse von 14C und weiterer Aktivierungsprodukte aufgrund unterschiedlicher Ausgangmaterialien und Bestrahlungsbedingungen sowie die Freisetzungsmechanismen unter Endlagerkonditionen abzuklären und Vorschläge für spezifische Abfallgebinde zu erarbeiten.
Das Projekt "Teilprojekt C" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Karlsruher Institut für Technologie (KIT), Sondervermögen Großforschung, Institut für Nukleare Entsorgung (INE) durchgeführt. Das Ziel der Arbeiten von KIT-INE innerhalb des Verbundprojekts VESPA II liegt in der Erforschung des Verhaltens langlebiger Spalt- und Aktivierungsprodukte im Nahfeld von Endlagern und Möglichkeiten ihrer Rückhaltung. Es wird angestrebt, das Verständnis ihrer Lösungseigenschaften und Rückhaltung besonders unter reduzierenden Bedingungen entscheidend zu verbessern. Dabei sollen insbesondere zuverlässigere chemische Eingangsdaten für langzeitanalytische Modellrechnungen für generische Endlagerbedingungen unterschiedlicher Wirtsgesteinsformationen generiert werden. Dies umfasst das Stoffinventar und den Quellterm für Iod-129 sowie Löslichkeitsgrenzen und Sorptionskoeffizienten für Selen-, Iod- und Technetiumspezies. Die Arbeiten sind so ausgelegt, dass die Ergebnisse wirtsgesteinsübergreifend anwendbar sind. Die ermittelten Daten stellen eine wesentliche Eingangsgröße für Modellrechnungen dar und sind direkt mit der Qualität und Belastbarkeit verschiedener Modellierungsansätze geochemischer Prozesse im Endlager korreliert.
Das Projekt "Teilprojekt A" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Universität Mainz, Institut für Kernchemie durchgeführt. Gesamtziel des Vorhabens 'Geochemische Radionuklidrückhaltung an Zementalterationsphasen' ist die Erweiterung der thermodynamischen Datenbasis für endlagerrelevante Radionuklide. Weiterhin sollen der Einfluss organischer Zementadditive auf die Rückhaltung der Actiniden und des Spaltprodukts Technetium an Zementphasen sowie der Einfluss hyperalkaliner Zementporenwässer auf das Migrationsverhalten der Radionuklide im Ton studiert werden. Die Entwicklung eines mechanistischen Verständnisses für die bei einer Freisetzung der Actiniden und des Technetiums aus den Einlagerungsbehältern der wärmeentwickelnden Abfälle im Nahfeld eines Tonendlagers ablaufenden Prozesse und die Modellierung sind ein weiteres Ziel. Schließlich geht es auch um die Methodenentwicklung und Rechenprogramme für Sicherheitsbewertungen und die Validierung von Modellen. Das Forschungsvorhaben der Universität Mainz hat die Bestimmung thermodynamischer Daten für die Wechselwirkung von Neptunium, Plutonium und Technetium mit Zementalterationsphasen und Tongestein unter hyperalkalinen Bedingungen bei mittleren und hohen Ionenstärken zum Ziel. Neben der Sorption, Diffusion, Speziation und dem Redoxverhalten dieser Elemente geht es dabei auch um den Einfluss organischer Zementzusätze sowie der Temperatur. Folgende Arbeitspakete sind vorgesehen: - Untersuchung des Einflusses von Zementalterationsphasen auf die Migration von Np, Pu und Tc in Portlandzement bei mittleren und hohen Ionenstärken, - Einfluss von organischen Zementadditiven auf die Sorption von Pu an Zementphasen, - Untersuchung der Diffusion von Np, Pu und Tc in Tongestein unter hyperalkalinen Bedingungen, - Untersuchung der Sorption von Pu und Tc an Ca-Bentonit und ihrer Diffusion in kompaktiertem Bentonit unter hyperalkalinen Bedingungen, - thermodynamische Datenmodellierung.
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 34 |
| Type | Count |
|---|---|
| Förderprogramm | 30 |
| Text | 3 |
| unbekannt | 1 |
| License | Count |
|---|---|
| geschlossen | 4 |
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| Language | Count |
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| Deutsch | 34 |
| Englisch | 1 |
| Resource type | Count |
|---|---|
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| Topic | Count |
|---|---|
| Boden | 22 |
| Lebewesen & Lebensräume | 21 |
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| Mensch & Umwelt | 34 |
| Wasser | 7 |
| Weitere | 33 |