Prognos för SFR-1-inventariet till och med

Det är möjligt att göra bra prognoser med avseende på utfallet för aktiveringsprodukter. Där- emot är det inte möjligt att med någon större säkerhet göra prognoser för fissionsprodukter eller aktinider. Dessa frigörs i samband med bränsleskador och utfallet avgörs helt av vilken strategi kraftverksägarna har med avseende på bränsleskador. För dessa nuklider görs en uppskattning av deras maximala radiologiska effekt med ALI-värdena som grund. Vid dessa beräkningar ansätts konservativt att SFR-1 tillförs 30 kg upplöst bränsle.

3.5.1 GAMMASTRÅLANDE NUKLIDER

Co-60 – nyckelnuklid

Produktionsraten av Co-60 styrs av två faktorer, tillförseln av Co-59 (100 % av det naturliga elementet) och neutronflödet. På grund av sin relativt korta halveringstid, 5,27 år, kommer Co- 60 att uppnå ca 90 % av sitt mättnadsvärde efter 15–20 års drift av en station. Denna gräns har uppnåtts vid alla stationer utom O3 och F3. Inom de allra närmaste åren kommer produktionsrat och sönderfall att balansera varandra. Detta visas tydligt i figur 3 genom att det beräknade Co- 60 inventariet i SFR-1 i det närmaste är konstant under senare år.

Under de senaste åren har ett antal koboltreducerande åtgärder vidtagits i stationerna, exempel- vis borttagning av Stellite i serviceventilerna i system 313 i Ringhals 1, byte av ett större antal Stellitebelagda ventiler i F3:s och O3:s turbinsystem. Effekterna av dessa åtgärder kan inom några år ge en minskande produktionsrat av Co-60, vilket minskar mängden Co-60 till SFR-1. Figur 3 visar att om all producerad Co-60 tillförs SFR-1 under en kort tid blir inventariet knappt 5*1014 Bq till och med 1998. Som diskuterats ovan blir då produktionsrat med samtliga stationer i drift ungefär lika stor som mängden Co-60 som sönderfaller. Detta kan jämföras med tillåten mängd, se tabell 6, 1,8*1015 Bq. Det vill säga, det finns en marginal med en faktor tre även om all producerad Co-60 omdelbart tillförs SFR-1. Det finns inga tekniska orsaker att denna margi- nal ska behöva tas i anspråk av driftavfall. Då det tar ca tre år från produktion av Co-60 tills det tillförs SFR-1 är utfallet högst ca 70 % av 5*1014 Bq, dvs. högst 3,5*1014 Bq till och med 1998. Som nämnts ovan är mängden aktivitet på systemytorna i storleksordning densamma som ac- kumulerats i 331-filtren. Adderas denna andel till SFR-1-inventariet för Co-60 kommer det tota- la inventariet att bli ca 60 % högre än uppskattningen ovan, dvs. totalt ca 5,5 *1014 Bq.

I figur 4 visas prognosen för Co-60 i driftavfallsinventariet i SFR till och med år 2010. I figuren har förutsatts att 6,0*1013 Bq Co-60 per år tillförs reningsfiltren och att ingjutning och transport till SFR sker under det år som aktiviteten produceras. Detta innebär en betydande konservatism. Det verkliga utfallet bör ligga ca 30 % under det i figuren om ingjutning och transport till SFR-1 sker ca 2 år efter det filtren tas ur drift, dvs. 3,2*1014 Bq 1998 och 3,4*1014 Bq 2010. Produk- tionsraten 6,0*1013 Bq har uppskattats från den för år 1998 beräknade Co-60-mängden som tillfördes SFR-1. Prognos för Co-60 (Bq) 0,00E+00 1,00E+14 2,00E+14 3,00E+14 4,00E+14 5,00E+14 6,00E+14 1976 1977 1978 1979 1980 1981 1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1989 1990 1991 1992 1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 2009 2010 Figur 4

SFR-1 kommer att efter hand tillföras betydande mängder med reaktorkomponenter som inne- håller yt- och inducerad aktivitet. De av dessa komponenter, som tillförs SFR-1, kan således innehålla ungefär lika stor Co-60-mängd som driftavfallet diskuterat ovan.

Cs-137 – nyckelnuklid

I tabell 8 redovisas beräknad mängd Cs-137 som hittills har frigjorts från defekt bränsle och kan tillföras SFR, 1,66*1014 Bq. Tabellen visar också utfallet, 1,1*1014 Bq. Tabell 6 visar tillåten mängd Cs-137 2010 i SFR, 5,1*1015 Bq. Beroende på att källan för Cs-137 är bränslet självt går det inte att göra en prognos med den säkerhet som är möjlig för Co-60. Hur mycket Cs-137 beror på hur framtida bränsle reagerar vid skada och mest av allt på kraftverksägarnas hantering av skadesituationer.

De allra senaste åren har kraftverksägarna visat mycket stor respekt för bränsleskador. Man tvekar inte att stoppa en reaktor och byta ut det defekta bränslet. Fortsätter man med denna stra- tegi, och det finns mycket som talar för detta, kommer med stor sannolikhet frigörelsen av Cs- 137 i framtiden inte att vara högre än under de gångna driftåren. Sedan uppstart av O1 har ca 280 driftår avverkats. Antar vi samma årliga frigörelse, ca 7*1012 Bq/år, under kommande år fram till och med 2010 kommer Cs-137-inventariet i SFR att bli ca 1,6*1014. Det innebär en mycket stor marginal, ca en faktor 30, till tillåtet inventarium år 2010. Nuklidspecifika mätning- ar, MADAC, SAM och liknande mätningar, av systemytor visar att Cs-137 inte fastnar på sy- stemytor, och därmed inte behöver beaktas. Cs-137 finns dock ackumulerat i avgassystemen genom sönderfall av modernukliden Xe-137, mängden varierar mellan olika reaktorer och drift- förhållanden och har uppskattats till 3*1011–5*1011 Bq per reaktor [49]. Den lägre uppskattning- en grundar sig på utfallet av bränsleskador med avseende på frekvens och konsekvens, den hög- re på att 400 g bränsle löses upp vart femte år. Det totala Cs-137 bidraget från denna källa kan således uppskattas till 4*1011–6*1012 Bq, vilket för det mest realistiska utfallet är ca 5 % av dagens utfall.

Cs-134

I tabell 9 visas beräknad, 1*1013 Bq, mängd Cs-134 som skulle kunna tillföras SFR idag och utfallet, 5,7*1012 Bq. På grund av den korta halveringstiden för Cs-134 kommer inventariet inte att öka under förutsättning att den medelfrigörelserat som gällt de senaste 10 åren bibehålls. Minskar bränsleskadefrekvensen påverkar detta starkt Cs-134-mängden som kommer att mins- ka. Tabell 6 visar att tillåten mängd Cs-134 år 2010 är 8,2*1014 Bq. Med samma skadefrekvens och frigörelserat som under tidigare driftår kommer marginalen för Cs-134 att vara minst en faktor 80 mellan utfall och tillåten marginal. Detta är en av två anledningar till varför Cs-134 kan utgå från nuklidbiblioteken för SFR-1 och markförvar.

Däremot kan Cs-134 vara lämplig att ha kvar som kontrollparameter vid mätning. Det finns dock ingen anledning att beakta denna nuklids radiologiska betydelse.

Eu-152 (T1/2 = 13,32 år)

Eu-152 produceras med termiska neutroner i Eu-151 och med snabba neutroner i Gd-152 (som ingår i den i dag använda brännbara absorbatorn). Betongen innehåller låg halt av naturlig euro- pium, ca 1 ppm. Eu-152 produceras som aktiveringsprodukt i betong, som bestrålas av neutro- ner. Denna nuklid föreslås beaktas med avseende på sitt inventarium i byggnadsmaterial som utsatts för neutronbestrålning, exempelvis det biologiska skyddet. Denna aktivitetsmängd kom- mer att ingå i rivningsavfallet och beaktas därför inte närmare i denna utredning.

3.5.2 BETASTRÅLANDE NUKLIDER

H-3

H-3 i reaktorvattnet bör enbart medföra ett marginellt tillskott till inventariet i SFR-1, då H-3 i detta fall finns i vattnet. Jonbytarmassan avvattnas före behandling och vattenhalten i annat avfall är låg. Däremot kan tritium förekomma i konstruktionsmaterial, speciellt betong. Produk- tionsraten av tritium i betong är mycket låg i förhållande till produktionen i reaktorvattnet. Den radiologiska effekten av tritium är låg. Den stora källan för tritium är produktionen i reaktor- vattnet och detta tritium släpps ut via de vätskeburna utsläppen eller följer med ventilationsluf- ten till huvudskorstenen. Det lilla tillskott som ges av tritium från kraftverken och CLAB som tillförs SFR-1 behöver inte beaktas i säkerhetsanalysen.

Det kan finnas specifika källor, som inte direkt är kärnkraftsrelaterad, för tritium som däremot behöver beaktas. Detta bör i så fall göras separat.

C-14

För uppskattning av C-14 i avfall avsett för lagring i SFR-1 kan följande sifferuppgifter använ- das. I tabell 12 visas mätta utsläpp och produktionsrater för C-14 från BWR och PWR. I tabel- len ges värdena i enheten TBq/GWel och år. I tabell 13 ges medelproduktionen under tre år,

1987–1989 för svenska och finska kraftverksförläggningar uppdelade på BWR respektive PWR. Produktionsdata är hämtade från [41].

Tabell 12

Mätta utsläpp och produktionsrater av C-14.