DET HÖGAKTIVA AVFALLET
Referat frän sammanträde med IVAs avd VII för teknikens grund- och gränsvetenskaper
den 29 januari 1975*
IVA-rapport 73
INGENJÖRSVETENSKAPSAKADEMIEN Stockholm 1975
ISBN 91 7082 073 2
• a m , MB«3IMMN*» 5
T«t »-BOT»
FÖRORD
Problem i samband med utnyttjande av kärnenergi har det senaste året varit en av huvudfrågorna i det svenska samhället. Bland annat mot denna bakgrund arrangerade IVAs avdelning VII, tekni- kens grund- och gränsvetenskaper, en diskussion kring temat "det högaktiva avfallet" vid ett av sina sammanträden. Diskussionen inleddes med fö- redrag av fil lic Åke Hultgren, AB Atomenergi, professor Torbjörn Westermark, KTH, statsgeolog Otto Brotzen, Sveriges Geologiska Undersökning och professor Jan Rydberg, CTH.
Föreliggande IVA-rapport är en sammanställning av det diskuterade materialet.
Gunnar Hambraeus Torkel Wallmark
(ordf i avd VII)
Innehåll
1 Otto Brotzen: Slutdeponering av fast högaktivt avfall i berggrunden
3 Torbjörn Westermark: Något om planerad svensk kemisk forskning på området Ake Hultgren: Upparbetning av använt kärnbränsle
6 Jan Rydberg: Tillvaratagande av det högaktiva avfallet
16 Diskussion
SLUTDEPONERING AV FAST HÖGAKTIVT AVFALL I BERGGRUNDEN
Statsgeolog Otto Brotzen,
Sveriges Geologiska Undersökning
I förhållande till bränsleupparbetningens ytterst krävande hantering av högaktiva starkt sura lös- ningar och den följande kalcineringen av glas- tillverkningen vid höga temperaturer, är slut- deponering i berg av det fasta avfallet tekniskt enkel. Radioaktiviteten i avfallet är i detta
skede mycket lägre, och i depån kommer avfallet att skiljas från all mänsklig aktivitet av flera hundra meter berg och betong. Hanteringen och eventuella risker inskränker sig väsentligen till transporterna, medan svårigheterna vid själva de- poneringen ligger i det långa tidsperspektivet.
Slutdeponering av högaktivt avfall i berggrunden avser nämligen att undanskaffa avfallet för så lång tid att det blir ofarligt och att förvara det så att ingen tillsyn skall behövas. För de- påerna krävs därför lägen där avfallet under
mycket lång tid undgår att friläggas av erosionen, och dessutom undgår att spridas till jordytan med grundvattnet. De tidigare förslagen avsåg därför deponering i saltgruvor, där det inte finns något grundvatten, och där sprickor, efter vilka vatten skulle kunna röra sig, är självläkande.
I Sverige finns inga saltgruvor, men erfarenheter från sådana kan tjäna som referensmaterial. Det finns i stället andra bergarter som verkar lämp- liga. I gruvor, tunnlar och andra bergrum på- träffas på många håll partier med alldeles torrt och tätt berg, och brunnsstatistiken visar att man i vissa fall misslyckats med att få vatten i
200 m djupa brunnar.
Vårt urberg kännetecknas dessutom av mycket hög
stabilitet. Denna har bestått under tidsrymder,
som är långa även i förhållande till avkling-
ningstidcn för det högaktiva avfallet (106 å r ) .
Exempelvis vilar bergarterna i Kinnekulle på en
basyta som är 600-10
cår gammal. Deras lugna
skiktning visar att inga betydande deformationer
sedan dess inträffat annat än efter vissa klart
begränsade spricklinjer. Likaså har erosionen
under denna tidsrymd varit begränsad. Berggrun-
den har visserligen eroderats något hundratal
meter i våra älvdalar, men dessa har inte för-
djupats under de senaste 10' åren.
Vår del av jordskorpan har alltså sedan länge nått ett jämviktstillstånd. Den har också ett sedan länge etablerat sprickmönster. De spän- ningar, som ändå uppträder kan därför utlösas i jordskalv efter befintliga spricklinjer. Med hänsyn till både grundvattentransport och jord- skalv bör avfallet därför deponeras i bergpar- tier som är täta och sprickfattiga. Dubbel inne- slutning kan åstadkommas med användning av mate- rial, eller kombinationer av material, som man vet är stabila i berggrunden under geologiska tidsrymder. Hit hör vissa leror, bergartsglas, koppar, asfalt, lignit och vissa plastlika ma- terial, som bärnsten.
NÅGOT OM PLANERAD SVENSK KEMISK FORSKNING PÄ OMRÅDET
Professor Torbjörn Westermark, J Institutionen för kärnkemi, KTH ! Information om planerad och delvis redan startad : svensk forskning. I På AB Atomenergi (AE) i Studsvik bedrevs experi- ] mentella arbeten fram till 1965 men därefter har >
Sverige nöjt sig med att ha representanter i in- * ternationella organisationer t ex Lurochemic i <
Belgien. i Forskning syftar i hög grad till att förstå. När \ nu svensk forkning fått möjlighet starta på nytt \ har vi möjlighet att engagera flera lärosäten i ) landet (CTH, LU, CTH) utöver AE, kan det få be-
tydelse att bekantskapen med problem och möjlig- ".
heter sprids i landet. Naturligtvis hoppas de ' deltagande grupperna att kunna ge konstruktiva i bidrag till problemlösandet. Bland uppslagen ! poängterades särskilt \
i
AE: Metoder att kapsla det fasta avfallet från avkylda reaktorer (flera grafit- sorter och kiselkarbid).
| CTH: Metoder att skilja avfallets komponen- | ter i huvudgrupper så att långtidsför- 4 varingen förenklas. Äterföring av akti- | niderna tillbaka till reaktordrift spe- j lar stor roll I LU- Sinnrika metoder att utnyttja s k zeo-
KTH liter både för att ta upp strontium och cesium och ädelgasen krypton (professor I Grenthe, docent S Andersson).
KTH: Tankar att efterlikna naturens egna mineral som existerat miljarder år.
Förenklade studiefall blir kvarts, titan- och zirkondioxid. De senare klarar t o m försök fill sabotage.
De olika grupperna presenterar sig närmare i en artikel i Forskning och Framsteg nr 4.
i
UPPARBETNING AV ANVÄNT KÄRNBRÄNSLE Pil lic Ake Hultgren,
AB Atomenergi
Upparbetningsprocessen innebär bland annat att det utbrända bränslet efter åtminstone 5 mån sval- ningstid krossas till små bitar varur urandioxid, UO2, löses upp i salpetersyra. Med selektiv extrak- tion kan man sedan avskilja uran, plutonium och klyvningsprodukter.
Motivet för upparbetningen är trefaldigt, och man kan här peka på aspekterna säkerhet, resursutnytt- jande och ekonomi.
Vid upparbetning utsläpps delvis de gasformiga klyvningsprodukterna, som har bildats i reaktorn under bränslets utnyttjande. Detta gäller t ex tritium, men det bidrag av tritium man tillför omgivningen från kärnkraftverken relativt det
bidrag man tillfört omgivningen från tidigare bomb- prov är försvinnande litet.
De mjukståltankar som tidgare använts i USA har i t vissa fall läckt. Man har dock tagit lärdom av | detta och vet nu hur man skall bygga för en säker | förvaring av flytande, högaktivt avfall. 1
é
Vid Windscale (UK) har genomgående rostfria tankar använts, och där har man inte upptäckt något läckage efter 15 års erfarenhet. Det högaktiva avfallet avser man allmänt att gjuta in i glas. Utvecklingen på detta område har nu kommit så långt att anlägg- ningar för glasingjutning i kommersiell skala offereras på marknaden.
Bara i USA har man fastlagt villkor för hur man skall handskas med det högaktiva avfallet. Där skall staten ta hand om ansvaret för den slutliga förvaringen. Efter en kontrollerad långtidslagring i en särskild anläggning förutser man att slut- giltigt deponera avfallet i geologiska formationer ett par hundra meter under markytan. Härvid anser man sig nästan helt kunna utesluta risker för sabotage.
Slutdeponering av avfall i berggrunden kommer att utprövas i en geologisk försöksstation innan fullstora anläggningar byggs efter 10 - 20 år.
Man anser det därvid psykologiskt riktigt att låta allmänheten besöka försöksanläggningen för att vinna allmänt förtroende för använda meto- der.
Kostnaderna (AEC) för avfallshanteringen har be- räknats till 9 - 1 7 $/kg upparbetat uran. Priset för upparbetning av använt bränsle var år 1973 i Europa 40 - 50 $/kg.
Saltgruvan Asse har figurerat som förvarings- alternativ. Gruvans salt är resterna av det hav som täckte Europa för ca 220 miljoner år sedan.
För 110 miljoner år sedan "föddes" den saltdom där Asse ligger genom veckning av berget. 1967 började man deponera lågaktivt avfall och 1972 medelaktivt avfall. Man beräknar att börja depo- nera högaktivt avfall där 1978-1979, men under- stryker att Asse-gruvan tills vidare uteslutande är att anse som en försöksstation.
TILLVARATAGANDE AV DET HÖGAKTIVA AVFALLET
Professor Jan Rydberg,
Institutionen för kärnkemi, CTH
När det gäller det slutliga tillvaratagandet av det högaktiva avfallet från konventionella upp- arbetmngsanläggningar finns det två filosofier.
Enligt den ena avser man att ta allt avfallet av klyvningsprodukter och högre aktinider och solidifera detta, t ex till glas, därpå ingjuta det i stålcylindrar och placera det i lämpligt förvaringsutrymme. Enligt den andra filosofien vill man göra en andra upparbetning av avfallet, vid vilket detta uppdelas i ett antal grupper av olika farlighet, vilket väntas leda till fördel- aktigare lagringsbetingelser.
Den första bilden, fig 1, vitsar den konventio- nella bränslecykeln. För att åstadkomma 1 ton
2,7 % anrikat bränsle åtgår det 6,9 ton natur- ligt uran. Det kan därför vara rimligt att jäm- föra radioaktiviteten hos de förbrukade bränsle- elementen med radioaktiviteten i dessa 6,9 ton uran; det är ju denna uranmängd som via reaktorn ger upphov till ett ton förbrukade bränsleelement.
För en sådan jämförelse krävs något slags farlig- hetskriterium. Ett flertal sådana finns t ex radioaktiviteten mätt i Curie, eller internatio- nella strålskyddskommitténs (ICRP) enheter MPBB och MPC (dessa förklaras nedan).
Den enklaste jämförelsen är den s k Curieanaly- sen, se fig 2. Här anges radioaktiviteten i Curie hos avfallet från en upparbetsningsanläggning som funktion av tiden, jämfört med radioaktiviteten i 6,9 ton uran, inklusive dotterprodukter (den undre horisontella kurvan). Den heldragna kurvan är totala radioaktiviteten hos klyvningsproduk- terna (FP;, minus ädelgaserna (Ng), som avlägs- nas redan vid upparbetningen. Den streckade kur- van är radioaktiviteten från strontium/cesium.
Av bilden framgår att mellan 10 och 300 år domi- neras avfallets radioaktivitet av strontium och cesium. Avlägsnas dessa grundämnen från övriga klyvningsprodukter erhålles den streck-prickade kurvan. Den prickade kurvan anger radioaktivi- teten från aktiniderna (An) inklusive en halv procent av uran och plutonium, som normalt blir kvar efter den konventionella upparbetningen.
Använder man denna form av jämförelse, så kommer avfallet, även om strontium och cesium och akti- niderna avlägsnas, likväl ha en restradioaktivi- tet som överstiger den i naturligt uran.
En annan form av jämförelse är MPBB-analys. En sådan visas i fig 3- Med MPBB avses Maximum
Permissible Body Burden, dvs den maximala mängden av ett radioaktivt ämne, som får finnas i kroppen hos en människa. Den vänstra skalan i figuren an- ger då hur många sådana mängder, som finns i ett ton utbränt bränsle som funktion av tiden. Kurvor- nas innebörd är samma som vid Curieanalysen. Man finner här att efter 240 år har den samlade radio-
aktiviteten från klyvningsprodukterna nått samma ! farlighetsnivå som den i det naturliga uranet. Om j cesium och strontium avlägsnas uppnås denna gräns I redan efter 50 år. Emellertid gör mängderna av
aktinider i avfallet att den "naturliga riskgrän- sen" inte nås inom flera 1000 år.
Den riktigaste farlighetsjämförelsen torde vara MPC-analysen, se fig 4. Kan utgår här från att
de radioaktiva ämnena kommer ut i dricksvattnet. J MPC bytyder Maximum Permissible Concentration I och avser den högsta halt ett radioaktivt ämne I får lov att ha i dricksvatten; 50 års konsumpcion 5 av sådant vatten ger Maximum Permissible Body j Burden, MPBB. MPC-analys är den som för närvarande ! tilldrar sig störst intresse. Figur 4 visar, att ; det kommer att ta ungefär 400 år för det samlade f avfallet att avklinga till en farlighet, som är j jämförbar med den i det naturliga uranet. Avlågs- | nas emellertid strontium och cesium kommer de åter-
stående klyvningsprodukterna att passera farlig- hetsgränsen redan efter 10 år. För aktiniderna passeras farlighetsgränsen redan efter 20 år.
Denna analys visar att, om strontium, cesium och återstående aktinider avlägsnas ur avfallet någor- lunda fullständigt, så kommer resten, som utgör 70 % av avfallsvolymen, redan efter en tid av ca 10 år inte vara mer farlig än det naturliga ura- net. Man skulle då kunna överföra denna rest till naturen, utan att avsevärt öka farligheten för människor.
Figur 4 antyder ai , om man väntar 20 år, aktini- derna inte s^'^le ;ehöva avlägsnas. Det är emel- lertid nödväidi.- att vi även betraktar problemet ur längre perspeKtiv, se fig 5. Vi finner då att efter en längre tid ökar plötsligt aktiniderna i farlighet. Detta är en följd av sönderfall av tyngre, mindre farliga aktinider till lättare, mera farliga aktinider. Det är därför även moti-
verat att avskilja aktiniderna från övriga klyv- ningsprodukter .
Bild 6 vi&ar det 4o-tal grundämnen i periodiska systemet, som avfallet består av. Radioaktiviteten efter 10 år har markerats som framgår av figur- texten. Rut.t är de farligaste klyvningsprodukter- na, som de' - önskvärt att avlägsna. Krypton av-
lägsnas redan vid själva upparbetningen. För när- varande slappes det ut i atmosfären, men metoder finns att ta vara på denna radioaktivitet som har en halveringstid på 10 år. Av övriga klyvnings- produkter har vi redan talat o:.a avlägsning av strontium och cesium. Den kritiska radioaktivite- ten i restan av avfallet kommer från några av lantaniderna, främst prometium och europium.
Bilden visar att man har ett stort antal grundäm- nen. Det är därför en besvärlig procedur att skil- ja ut strontium-cesiumgruppen och aktiniderna från de övriga grundämnena, vilket även framhålles utom- lands. Vi tror emellertid att det kan gå, men ock- så att det blir svårt.
Figur 7 visar hur en ny kärnbränslecykel skulle se ut. Efter den konventionella upparbetningen följer en längre tids lagring, lämpligen i fast tillstånd och förslagsvis i 10 år. Därefter sker en andra upp^rbetning, som, då radioaktiviteten nu totalt kraftigt nedgått, kan genomföras på ett mycket enklare sätt än vid kort avsvalningstiu.
Vid denna andra sepration avskiljes aktiniderna, som återföres till reaktorn och där brännes ut.
Vidare avskiljes cesium och strontium. Resten, som utgör 70 % av avfallet, solidifieras och kan återföras t ex till en urangruva utan att radio- aktiviteten därför ökar nämnvärt utöver den, som ursprungligen fanns i det uran, som man tog ut för reaktordriften.
Det gäller till slut att ta tillvara cesium och strontium. Här finns det förslag om olika tillämp- ningar. Det har hävdats att man inte kan nyttig- göra allt avfallet på detta vis. Jag tror ingen
fullständig utredning dock har lyckats visa detta.
T ex skulle cesium kunna användas för livsmedels- sterilisering, något som är synnerligen väsent- ligt i de underutvecklade länderna, bakterier, och liknande. Strontium skulle kunna användas i värmekällor. Det skulle ha stor psykologisk be- tydelse för allmänhetens inställning till kärn- kraften, om klyvningsprodukterna kunde få komma till nytta.
• i
RADIOAKTIVITETEN I BRÄNSLECYKELN
Iganfyllnadsbrytning
Pr i
i ' Konv.upporb. ^w10,5 GW 63 TWh/ör
Avivolningitid, 1 6f
1,2 t Aktlnldm 2,23 MCI
1,4 t 2,64 MCI
1,2 t Sr*€t 130 MCI 5,8 f 0vr. ^ 390 MCI
Fig. 1. Den konventionella bränslecykeln och de mass- och radioaktivitets- mängder som är knutna t i l l den för ett svenskt kärnkraftprogram om 63 TWh/år år 1*85.
10
10 Ci
10
10
10
10
10
10
7
6
5
4
0%
3
2
- C
•
i
m
m An -
U R I
» «
• •
99,5%
6,91 nat. U
|
•E -
FP
U,Pu
•
values
- M g
\
\ FP
(r
4
•
\
- Ng,Cs,Sr
\
•
V
1
\
\
\
\
\
1
1 1
1 L 1
% • ^
• v
1
|Cs,Sr
• 1 • •
F i g . 2.
1 3 10 30 100 300 1000 3000 year
Radioaktiviteten i Curie för det konventionella högaktiva avfallet som funktion av tiden. FP • fissionsprodukter, Ng - ädelgaser, An - aktinider. Den konventionella upparbetningen har l e t t t i l l att 99,5 % av uran och plutonium i bränsleelement utvunnits för nyttigt ändamål.
11
MPBB —hazard values
FP-Ng
An-99.5%U,Pu
10
8L FP-Ng,Cs,Sr
50 100 240 600 1000 year
Fig. 3- Farligheten av det konventionella högaktiva a v f a l l e t matt i antal MPBB (Maximum Permissible Body Burden) som funktion av tiden.
12
M P C - hazard values
FP-Ng
• • » • , 69 t nat U
10
10
10
10'
An-99,5%U.Pti
10 20 50 100 500 1000 year
Fig. *». Farligheten av det konventionella högaktiva avfallet mätt i MPC- i
(Maximum Permissible Concentration in water) som funktion av tiden.
13
log m M P C —hazard values
11
• .An-995%U,Pu
. \ •
F i g . 5 . S a m m a s o m f i g . k, m e n t i d e n u t s t r ä c k t t i l l 1 0 m i l l i o n e r å r .
DET HÖGAKTIVA AVFALLETS SAMMANSÄTTNING OCH RADIOAKTIVITET
H Li Na
1 K
|Rb
m
• M H I[FT
Be Mg Ca
* " M JL *. .'
Ba Ra
pgCJ Hög a k t i vi t e t ^
ö
Q Stabi I t e l l e r n
Sc Y
Ti Zr*
Hf V Nb
BJJMBJ
Ta Cr
Mo
avBaVI
W
5, 100 i jnder « L 20 å i ny eke t
Mn
Tc
#Re
jr
& 100 i
~ e 1 l e lågak
Fe Itu
Os
jr
' långli vad akti vi ti vt grundämne
Co Rh Ir
Ni Pd Pt
Cu Ag Au
t e t
•a^aai
Zn
Ccf
Hg B Al
aaajaaaj
Ga In TI
C Si Ge
St?
Pb N
P As Sb Bi
O S Se*
Je
Po F C l
Br^
l
#At
He Ne Ar
m
Xe|
Rnj
I La Ce Pr Nd f«#1Gd Tb Dy Ho ErlTm Yb Lu
Ac Th P a | U | N p Pu Am CmJBk Cf Es Fm Md No Lw
Fig 6. Det högaktiva avfallets sammansättning och radioaktivitet* Klyvningsprodukterna
återfinns inom bred ram, aktiniderna inom smal ram. De aktivaste klyvningsproduKterna är markerade med ett rutmönster medan de mörkhörnade har lägre aktivitet, övriga helt vita är stabila elj.er lågaktiva. Lågaktiva långlivade ämnen har fått en prick i högra hörnet av rutan. Observera att bilden endast anger radioaktivitet och ej farlighet
(jmf fig 2 med fig 3-5).
15
FÖRSLAG TILL NY KÄRNBRÄNSLEC/ltEl
loanfyllnariibrytning
t U ( 0 , 3 6 % 2 3 SU)
~*X//S/f 0,8 Mt Malm fUron- ^
u&Z H«N. ]
1640 t U (0,72 % 2 3 5U)
240 r U (3,3 % 2 3 5U )
utbränt brontl*, varav Pu och 8,4 t FP
10,5 GW 63 TWh/6r
90 ka Kr kontrollarad logring i 100 dr
1150 ka U Årarforw och 180 kg Np utbrttwMt i
14 ka Pu rooktor 5 k« Cm 35 kg Am
550 ka Cf Anv0n4« «ll«r 185 kg Sr lagra i co 600 dr
F i g . 7. Förslag t i l l ny k ä r n b r ä n s l e c y k e l , där ny upparbetning sker e f t e r 10 års avsvalning. Resten e f t e r det a k t i n i d e r , cesium och strontium a v s k i l j t s å t e r f ö r e s t i l l n a t u r e n , t . e x . urangruvan.
16
DISKUSSION
Korrosionsaspekter togs upp av docent Einar Matt- sson, iU)rro£.ionsinstitutet. Han tog upp Brotzens uppslag om gedigen koppar som måste legat miljon-
tals år i t ex torvmossor. Mattsson menade att vi f tyvärr måste räkna med korrosion när luft har till- | trade liksom syrehaltiga lösningar särskilt om de | håller kloridjoner. Mattsson verkade klart avråda | från koppar som kapsling för avfallet. f
4.
Det fasta materialets långtj.dsstabilitet diskutera- i des.~Brotzen ville från sina geologiska erfarenheter I föreslå att man beaktar organiska ämnen som finns ! kvar i jorden sedan årmiljoner t ex bärnsten och f asfaltliknande ämnen. Professor Westermark såg sig J dock tvungen invända att sådana material måste vän- i tas vara strålningskemiskt känsliga och bl a ge ic- i ke önskvärd gasutveckling (svallning). Däremot är \ ett ämne som bitumen i flitig användning för låg- ] aktivt och även medelaktivt avfall. I senare fal- t let varnade professor Westermark för bestrålnings- \ effekter och förordade från denna synpunkt betong. ] Professor Bo Lindeli, chef för Strålskyddsinstitu- • tet diskuterade riskerna i hanteringen från och \ m e d u t b r ä n t b r ä n s l e s u t t a g t o m s l u t d e p o s i t i o n . \ Han fann att tankförvaringen var den riskablaste I delen. En större tank kan ju rymma aktivitet från § flera reaktorer under många år. Lindell underströk | att riskerna för människan är borta när deponering | skett i olösliga fasta ämnen. | Professor Westermark tog upp frågan om tankförva- f ring och meddelade att såvitt han vet alla initie- i rade nu är inställda på möjligheten helt slopa den- | na. Bränslet lagras i t ex fem år varefter uppar-
betning och avfallsbehandlingens första del sker i löpande följd. Den merkostnad som uppstår som ränta för bränsle som "vilar" rör sig om små be-
(gissningsvis 0,1 å 0,2 Öre/kWh).
En viktig detaljfråga är utsläppen av ädelgasen Kr-85 med tio års halveringstid. För närvarande släpps denna ut från upparbetningsanläggningarna.
I det långa loppet ger Kr-85 ett globalt dosbidrag som visserligen är lågt men ändå ifrågasätts.
Pil lic Å Hultgren bekräftade professor Westermarks
påstående att mar. har teknik för att helt avlägsna
den. Hultgren angav att man bara avvaktar de be-
stämmelser AEC (eller företrädare) håller på att
formulera. Kr-85-utsläppen kommer sålunda att upp-
höra.
m
17
Professor Janelid (professor i bergteknik) ställde frågan hur mycket berg som minst krävs för att helt skärma ett avfallslager. Professor J Rydberg gav svaret tio meter något som professor Wester- mark bekräftade. -Janelid sade sig då inte kunna se att man kan befara problem med bergdeposition.
Tidsperspektivet tog3 upp av professor Westermark:
Otto Broxzen hade som utgångspunkt krävt en depo- sitionsplats om miljontals års stabilitet. På en fråga om problemen blir enklare vid 700 års per- spektiv (dvs vid framgångsrik aktinidåterföring) instämde Brotzen.
Generaldirektör Jonas Norrby, Statens Vattenfalls- verk tog upp frågan om avfallet kan ha ett värde.
Frågan besvarades med hänvisning till E Crliickaufs arbeten för 15-20 år sedan där det påpekades att avfallet kan bli den viktigaste källan för ädel- gasen xenon och för ett par grundämnen i platina- gruppen. (Vissa blir dessutom isotoprena).
i