Olkiluodon kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttöturvallisuusanalyysi

Transkriptio

1 Työraportti Olkiluodon kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttöturvallisuusanalyysi Jukka Rossi Vesa Suolanen Marraskuu 2012 POSIVA OY Olkiluoto FI EURAJOKI, FINLAND Tel Fax

2 Työraportti Olkiluodon kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttöturvallisuusanalyysi Jukka Rossi Vesa Suolanen VTT Marraskuu 2012 Karttaoikeudet: Maanmittauslaitos lupa nro 41/MML/12 Posivan työraporteissa käsitellään käynnissä olevaa tai keskeneräistä työtä. Esitetyt tulokset ovat alustavia.

3 OLKILUODON KAPSELOINTI- JA LOPPUSIJOITUSLAITOKSEN KÄYTTÖTURVALLISUUSANALYYSI TIIVISTELMÄ Tutkimuksessa arvioitiin käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikalle Olkiluotoon rakennettavien ydinjätelaitosten (kapselointi- ja loppusijoituslaitos) käytön aikana mahdollisesti aiheutuvia säteilyannoksia laitoksen työntekijöille, ympäristön asukkaille ja maaekosysteemille. Tutkimus sisältää sekä laitoksen normaalikäytön että eräitä olennaisia häiriö- ja onnettomuustilanteita. Päästöt kulkeutuvat säteilysuojelullisesti valvotun alueen ilmastointiin, jossa on hiukkassuodatus normaalikäytössä ja oletetuissa häiriö- ja onnettomuustilanteissa. Tulokset on esitetty myös suodattamattomille päästöille. Tässä tutkimuksessa rajoitutaan vain deterministiseen säteilyturvallisuuteen. Noin kolmenkymmenen käyttövuoden aikana on neljässä ydinvoimalaitosyksikössämme tähän mennessä saatu havainto yhteensä 58 rikkoutuneesta polttoainesauvasta. Karkeasti laskien vuodessa on esiintynyt yksi polttoainesauvan vuoto laitosta kohden (sisältää kaksi yksikköä). Tämän perusteella on konservatiivisesti arvioitu, että yksi polttoainesauva vuodessa vuotaisi normaalikäytössä kapselointiprosessin aikana. Häiriö- ja onnettomuustilanteissa päästön suuruus perustuu tapahtumaketjuihin, jotka johtavat polttoainesauvan tiiveyden menetykseen ja edelleen radionuklidien vapautumiseen käsittelytilaan ja jossain määrin ilmakehään suodatuksella varustetun ilmastoinnin kautta. Väestön eniten altistuvan ryhmän on konservatiivisesti oletettu asuvan 200 metrin etäisyydellä ydinjätelaitoksista ja siten sen odotetaan saavan suurimmat säteilyannokset useimmissa leviämistilanteissa. Väestön eniten altistuvaa ryhmää edustavan henkilön säteilyannos laskettiin sääjakauman avulla annosjakauman 99,5:nä fraktiilina (ts. tämä annos ylittyy vain 0,5 % todennäköisyydellä). Tulokset osoittavat, että normaalikäytön johdosta laitoksen työntekijöiden annokset jäävät pieniksi ja ympäristön eniten altistuvan ryhmän jäsenen annos on alle 0,001 msv vuodessa. Oletetuissa häiriö- ja onnettomuustilanteissa ympäristössä esiintyvät annokset eivät myöskään ylitä turvallisuusviranomaisten asettamia raja-arvoja. Korkeimmat annosnopeudet maaekosysteemin valituille referenssiorganismeille arvioitiin konservatiivisin oletuksin olevan suurimmasta päästöstä luokkaa 20 μgy/h 200 metrin etäisyydellä laitoksesta. Pitkäaikaisena altistuksena tällaisen annosnopeuden arvioidaan aiheuttavan useille valituille maaekosysteemin organismeille haitallisia vaikutuksia, mutta tässä tutkimuksessa kaikissa päästötapauksessa altistusaika on lyhyt. Avainsanat: Käyttöturvallisuus, kapselointilaitos, ydinjätelaitos.

4 OPERATIONAL SAFETY ANALYSIS OF THE OLKILUOTO ENCAPSULATION PLANT AND DISPOSAL FACILITY ABSTRACT Radiation doses for workers of the facility, for inhabitants in the environment and for terrestrial ecosystem possibly caused by the encapsulation and disposal facilities to be built at Olkiluoto during its operation were considered in the study. The study covers both the normal operation of the plant and some hypothetical incidents and accidents. Release through the ventilation stack is assumed to be filtered both in normal operation and in hypothetical abnormal fault and accident cases. In addition the results for unfiltered releases are also presented. This research is limited to the deterministic analysis. During about 30 operation years of our four nuclear power plant units there have been found 58 broken fuel pins. Roughly estimating there has been one fuel leakage per year in a facility (includes two units). Based on this and adopting a conservative approach, it is estimated that one fuel pin per year could leak in normal operation during encapsulation process. The release magnitude in incidents and accidents is based on the event chains, which lead to loss of fuel pin tightness followed by a discharge of radionuclides into the handling space and to some degree to the atmosphere through the ventilation stack equipped with redundant filters. The most exposed group of inhabitants is conservatively assumed to live at the distance of 200 meters from the encapsulation and disposal plant and it will receive the largest doses in most dispersion conditions. The dose value to a member of the most exposed group was calculated on the basis of the weather data in such a way that greater dose than obtained here is caused only in 0.5 percent of dispersion conditions. The results obtained indicate that during normal operation the doses to workers remain small and the dose to the member of the most exposed group is less than msv per year. In the case of hypothetical fault and accident releases the offsite doses do not exceed either the limit values set by the safety authority. The highest dose rates to the reference organisms of the terrestrial ecosystem with conservative assumptions from the largest release were estimated to be of the order of 20 μgy/h at the distance of 200 m from the facility. As a chronic exposure this dose rate is expected to bring up detrimental effects to many of the reference organisms, but in all the release cases of this research the exposure duration is short. Keywords: Operational safety, encapsulation plant, nuclear waste disposal facility.

5 1 SISÄLLYSLUETTELO TIIVISTELMÄ ABSTRACT JOHDANTO Taustaa Viranomaismääräykset... 5 KAPSELOITAVAN POLTTOAINEEN KOOSTUMUS JA RADIO AKTIIVISUUS... 7 KÄYTETYN POLTTOAINEEN LÄMPÖTILAN ARVIOINTI KULJETUKSEN, KAPSELOINNIN JA KAPSELEIDEN VARASTOINNIN AIKANA Käytetyn polttoaineen jälkilämpöteho Lämmönsiirtymismekanismit Lämpötilojen laskentamenetelmiä VAPAUTUMISOSUUDET POLTTOAINESAUVASTA KÄYTÖN AIKANA KAPSELOINTI- JA LOPPUSIJOITUSLAITOKSELLA Vapautuminen veteen Vapautuminen kuivissa olosuhteissa Polttoainehiukkaset Haihtuvien aineiden purkautuminen Radionuklidien pidättyminen laitoksella ennen vapautumista ilmakehään Pidättyminen veteen Pidättyminen pinnoille kuivissa olosuhteissa Suodatettu päästö Suodattamaton päästö Yhteenveto päästöjen laskennasta PÄÄSTÖT Normaalikäyttö Toimintavirheet ja laiteviat Onnettomuustilanteet Nuklidien merkittävyys annoksen muodostajana Tärkeimmät nuklidit altistusreiteillä Hengitys- ja ravintoaineannoksen tarkastelua SÄTEILYANNOSTEN ARVIOINTI Käytönaikaiset säteilyannokset ydinjätelaitoksilla Annoslaskenta ydinjätelaitosten ympäristössä Leviämismalli Annoslaskentamallit... 51

6 Annoslaskennan lähtötietoja LASKEUMAKARTTA Laskentamalli ARANO-ohjelmaan tehdyt muutokset Lähtötiedot Päästö Sääaineisto Laskeuma TULOKSET Normaalikäytöstä aiheutuva vuosiannos laitoshenkilökunnalle Normaalikäytöstä aiheutuvat annokset laitoksen ympäristössä Käyttöhäiriöt ja laiteviat Onnettomuudet Kollektiiviset väestöannokset Maaekosysteemin tarkastelu Ympäristöannokset suodattamattomista päästöistä Käyttöhenkilökunnan annoksia häiriötilanteissa Kuljetussäiliön kaasutilan näytteenottoletku irtoaa kuljetussäiliönvastaanoto Astuminen tilaan, jossa ulkoista annosnopeutta UHKAKUVAT YHTEENVETO LÄHDELUETTELO LIITTEET 1, 2, 3,

7 3 1 JOHDANTO 1.1 Taustaa Tässä tutkimuksessa arvioidaan käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituspaikalle Olkiluotoon sijoitettavien ydinjätelaitosten (sisältää sekä kapselointilaitoksen että loppusijoituslaitoksen) käytön aikana mahdollisesti aiheutuvia säteilyannoksia laitoksen työntekijöille ja ympäristön asukkaille sekä maaeläimille ja kasvillisuudelle. Laitoskokonaisuus koostuu kahdesta ydinlaitoksesta, joita ovat maan pinnalla sijaitseva kapselointilaitos, jossa käytetyn ydinpolttoaineen kapselointi tapahtuu sekä pääosin maanpinnan alla oleva loppusijoituslaitos, jossa ovat varsinaiset käytetyn polttoaineen loppusijoitustilat. Annoslaskenta kattaa seuraavat vaiheet: polttoaineen kuljetussäiliön vastaanotto, käsittelykammiossa tapahtuva polttoainenippujen käsittely, loppusijoituskapseleiden välivarastointi ja kuljetus hissikuilun kautta loppusijoitustilaan sekä varsinainen sijoitustapahtuma luolassa. Tarkasteltu polttoaine on peräisin Teollisuuden Voima Oy:n Olkiluodon voimalaitokselta (BWR- tai PWR-tyyppiä) ja Fortum Power and Heat Oy:n Loviisan voimalaitokselta (VVER-tyyppiä). Tässä raportissa rajoitutaan päästöjen osalta deterministiseen analyysiin. Kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen todennäköisyyspohjaisen riskiarvion tulokset on esitetty viitteessä (Holmberg ym. 2012). Annoslaskennassa otetaan paikallinen sääjakauma huomioon. Suunnitellun mukaisesti toteutettuna käytetyn polttoaineen kapselointi ei missään vaiheessa aiheuta merkittävän suuruista radioaktiivisten aineiden vapautumista. Polttoaineen käsittely ydinjätelaitoksilla sisältää kuitenkin mahdollisia häiriö- ja onnettomuustilanteita, joihin liittyvät päästöt ja näistä aiheutuvat säteilyannokset henkilökunnalle ja laitoksen ympäristössä on säteilyturvallisuuden takia arvioitava. Myös normaalikäytössä laitoksen sisätiloista saattaa pieniä määriä radioaktiivisia aineita päästä vapautumaan ympäristöön. Polttoaine tuodaan kapselointilaitokselle kuljetussäiliössä, josta se siirretään käsittelykammion kuivausyksikköön kuivattavaksi, josta se palautetaan käsittelykammioon ja sieltä edelleen loppusijoituskapseliin. Kapseli siirretään hissillä alas loppusijoitustilaan, jossa siirtoajoneuvo kuljettaa kapselin loppusijoitusluolassa sijaitsevaan reikään. Varsinainen polttoaineen siirtely kuljetussäiliöstä loppusijoituskapseliin tapahtuu käsittelykammiossa ja on automatisoitu siten, että työntekijät eivät joudu alttiiksi normaalista poikkeaville säteilyannoksille. Säteilysuojelullisesti aktiivisen alueen huonetilat on yhdistetty valvotun alueen ilmastointiin, joka on yhdistetty ilmastointipiippuun. Odotettavan päästön suuruus ydinjätelaitosten eri prosessivaiheissa riippuu mm. vaurion kohteena olevan polttoaineen tyypistä, lämpötilasta, palamasta, jäähtymisajasta ja etenkin vaurion suuruudesta. Tässä Olkiluodon ydinjätelaitosten ympäristövaikutusten tutkimuksessa tarkastellaan aineiden vapautumismääriä vioittuneista polttoainesauvoista kuljetussäiliöön ja laitosten huonetiloihin tai järjestelmiin sekä edelleen laitoksen poistoilmapiippuun ja ympäristöön. Ydinjätelaitosten poistoilmalinjaan tullaan sijoittamaan tehokkaat suodattimet, mutta tästä huolimatta osa polttoaineen sisältämistä radionuklideista voi päästä vapautumaan laitoksen ympäristöön.

8 4 Analysoitavat päästötapaukset perustuvat ydinjätelaitosprosessille tehtyyn selvitykseen, jossa on käyty läpi eri työvaiheet ja määritelty mahdolliset polttoainenippujen ja -sauvojen vaurioitumistilanteet (Kukkola 2009). Verrattuna edellisiin tutkimuksiin (Rossi ym. 1999, 2009) voidaan olennaisimpina muutoksina pitää seuraavia seikkoja: kuljetussäiliö voi olla kuiva tai vedellä täytetty, uusi polttoaineen kuivausprosessi ei perustu nippujen lämmitykseen vaan kosteuden imemiseen nipuista tyhjiöperiaatteella, sekä kapselihissin mahdollisen putouksen vaimennustila on kuiva. Ympäristön eniten altistuvan ryhmän säteilyannosten ohella tarkastellaan käyttöhenkilökunnan säteilyaltistusta sekä maaekosysteemin eliöstöön ja kasveihin kohdistuvaa säteilyaltistusta. Loppusijoituslaitoksesta pumpattujen vuotovesien radioaktiivisuutta monitoroidaan. Päästöjä vesistöihin asti ei oleteta tapahtuvan ja siten ei myöskään säteilyannoksia ole tätä kautta arvioitu. Raportissa on ensin kuvattu kapseloitavan polttoaineen koostumusta ja radioaktiivisuutta, sitten on arvioitu radioaktiivisten aineiden vapautumista polttoaineesta sekä määritetty päästöt erilaisista tilanteista ja lopuksi suoritettu annoslaskenta erilaisten altistumistapahtumien perusteella. Raportissa on myös esitetty uhkakuva-arvioita, Olkiluodon säätietoihin perustuva laskeumakartta-arvio sekä arvioitu radioaktiivisten aineiden leviämistä ilmastointijärjestelmissä. Kuvassa 1.1 on esitetty ydinjätelaitosten (kapselointilaitos maanpinnalla) sijainti kartalla. Kuva 1.1. Olkiluodon ydinjätelaitosten sijaintipaikka. Kuvaan on merkitty kapselointilaitos. Loppusijoituslaitos sijaitsee pääosin maanpinnan alla. Maastotietokanta, Maanmittauslaitos, lupa nro 41/MYY/12.

9 5 Työ on tehty Posiva Oy:n tilauksesta. Yhteyshenkilöinä ovat toimineet Heikki Raiko (VTT) ja Petteri Vuorio (Posiva). Ari Ikonen (Posiva) on avustanut alkuperäisessä vuoden 2009 ekosysteemiarvioinnissa. Teollisuuden Voima Oyj ja Loviisan voimalaitos ovat toimittaneet tutkimuksessa tarvittuja mittaustietoja. 1.2 Viranomaismääräykset Ydinjätelaitoksen turvallisuutta säädetään valtioneuvoston asetuksella ydinjätteiden loppusijoituksen turvallisuudesta (VNA 2008). Tässä asetuksessa tarkoitetaan: 1) ydinjätelaitoksella ydinlaitosta, jota käytetään käytetyn ydinpolttoaineen kapselointiin tai muun ydinjätteen käsittelyyn loppusijoitusta varten, sekä käytetyn ydinpolttoaineen tai muun ydinjätteen loppusijoituslaitosta; 2) loppusijoituslaitoksella kokonaisuutta, johon kuuluvat jätepakkausten loppusijoitukseen tarkoitetut tilat (loppusijoitustila) sekä niihin liittyvät maanalaiset ja maanpäälliset aputilat. Kapselointilaitos on asetuksen tarkoittama ydinjätelaitos, jota käytetään polttoaineen kapselointiin. Ydinjätelaitoksen tulee täyttää ohjeessa (Säteilyturvakeskus 2011a, 2011b, 2012a) esitetyt turvallisuusvaatimukset. Ydinjätelaitoksen käytöstä ei saa aiheutua työntekijöiden tai väestön terveyttä vaarantavia säteilyhaittoja, eikä vahinkoa ympäristölle tai omaisuudelle. Säädösten mukaan odotettavissa olevalla käyttöhäiriöllä tarkoitetaan käyttövaiheen aikaista turvallisuuteen vaikuttavaa tapahtumaa, joka sattuu varsin todennäköisesti laitoksen käyttöaikana (keskimäärin vähintään kerran sadan käyttövuoden aikana). Oletetut onnettomuudet luokitellaan kahteen luokkaan siten, että luokan 1 onnettomuuksien todennäköisyys on suurempi ja luokan 2 onnettomuuksien todennäköisyys pienempi kuin kerran tuhannessa vuodessa: 1) Ydinjätelaitos ja sen käyttö tulee suunnitella siten, että:laitoksen käytön ollessa häiriötöntä, radioaktiivisten aineiden päästöt ympäristöön jäävät merkityksettömän pieniksi, eikä väestön eniten altistuvan henkilön keskimääräinen vuosiannos ylitä arvoa 0,01 msv; 2) odotettavissa olevien käyttöhäiriöiden seurauksena väestön eniten altistuville yksilöille aiheutuva efektiivinen vuosiannos ei ylitä arvoa 0,1 millisievertiä (msv); sekä 3) oletetun onnettomuuden seurauksena väestön eniten altistuville yksilöille aiheutuva efektiivinen vuosiannos ei ylitä a) arvoa 1 msv luokan 1 oletetun onnettomuuden sattuessa b) arvoa 5 msv luokan 2 oletetun onnettomuuden sattuessa. Tässä tutkimuksessa kaikki onnettomuudet oletetaan luokkaan 1 kuuluviksi. Pitkäaikaisturvallisuuteen liittyviä määräyksiä ei tarkastella tässä yhteydessä.

10 6

11 7 2 KAPSELOITAVAN POLTTOAINEEN KOOSTUMUS JA RADIO- AKTIIVISUUS Polttoaineen palaman kasvaessa kasvavat pitkäikäisten fissiotuotteiden ja aktinidien määrät. Polttoaineen 20 vuoden jäähtymisajan jälkeen on jäljellä merkittäviä määriä vain suhteellisen pitkäikäisiä fissiotuotteita ja transuraaneja. Mittauksin on havaittu sekä laskelmin on osoitettu, että korkeampi palama ja lyhyempi jäähdytysaika johtavat suurempaan gamma- ja neutronituottoon. Poistopalamaennusteiden mukaan keskimääräiset poistopalamat koko loppusijoitettavalle polttoainemäärälle ovat 39,5 MWd/kgU (BWRpolttoaine), 40,6 MWd/kgU (VVER-polttoaine) ja 45 MWd/kgU (EPR-polttoaine). Viitteessä (Ranta-aho 2008) arvioidaan, että 60 MWd/kgU palamainen polttoaine kattaa säteilyrasitukseltaan konservatiivisesti kaiken Loviisa 1 & 2, Olkiluoto 1 & 2 sekä tulevan Olkiluoto 3 käytetyn polttoaineen. Näitä polttoaineita jäähdytetään vähintään 20 vuotta ennen siirtoa ydinjätelaitokselle. Siksi valitaan nämä kaksi parametria (20 v, 60 MWd/kgU) käytettäviksi tässä turvallisuustutkimuksessa (Anttila 2005c, Ranta-aho 2008). Kuvassa 2.1 on esitetty polttoaineen aktiivisuus jäähtymisajan funktiona kolmella eri loppupalamalla. Kuva 2.1. Ydinpolttoaineen radioaktiivisuus jäähtymisajan funktiona. Kolme eri loppupalamaa: 40, 50 ja 60 MWd/kgU (Anttila 2005c). Kapselointi- ja loppusijoituslaitoksilla mahdollisesti tapahtuvista päästöistä ympäristövaikutusten kannalta tärkeimpien nuklidien radioaktiivisuusinventaarit uraanitonnia kohden on esitetty taulukossa 2.1 Loviisan VVER-polttoaineelle sekä Olkiluodon BWR- ja PWR-polttoaineelle palama-arvolla 60 MWd/kgU. Tässä ei tarkastella pitkäaikaisturvallisuutta. Inventaarit on laskettu polttoaineen 20 vuoden jäähtymisajalle RASCAL-ohjelmaa käyttäen (RASCAL 3.0.5, 2007).

12 8 Taulukko 2.1. Olkiluodon BWR-, PWR- ja Loviisan VVER-polttoaineen sisältämien ympäristövaikutusten kannalta merkittävien nuklidien inventaarit (Anttila, 1992, 1995, 1998, 2005c). Polttoaineen jäähtymisajaksi oletetaan 20 vuotta reaktorista poiston jälkeen. Palama 60 MWd/kgU. Nuklidi Inventaarit (Bq/tU) Olkiluodon PWRpolttoaine Olkiluodon BWRpolttoaine Loviisan VVER-polttoaine H-3 1,3E+13 1,3E+13 1,3E+13 C-14 3,3E+10 5,2E+10 1,9E+11 Kr-85 1,5E+14 1,5E+14 1,6E+14 Cl-36 1,2E+09 1,6E+09 0,0E+00 Se-79 4,6E+09 4,6E+09 4,6E+09 Sr-90 2,8E+15 2,8E+15 2,8E+15 Tc-99 8,2E+11 8,3E+11 8,2E+11 Pd-107 9,2E+09 8,5E+09 9,2E+09 Sn-126 3,8E+10 3,7E+10 3,8E+10 I-129 1,9E+09 1,8E+09 1,9E+09 Cs-134 1,6E+13 1,5E+13 1,6E+13 Cs-135 3,3E+10 3,4E+10 3,0E+10 Cs-137 4,4E+15 4,3E+15 4,4E+15 1) Atrium 10x10-9Q, polttoaineen väkevöinti 4,2 % 2) PWR 17x17-24 polttoaineen väkevöinti 4 % 3) VVER-440, polttoaineen väkevöinti 4 % Taulukosta 2.1 saadaan laskettua nippu- ja sauvakohtaiset inventaarit seuraavien tietojen avulla: PWR-polttoainetta nipussa 530 kgu ja 265 polttoainesauvaa, BWR-polttoainetta nipussa 180 kgu ja 91 polttoainesauvaa, VVER-polttoainetta nipussa 120 kgu ja 126 polttoainesauvaa (Anttila 2005b). Taulukossa 2.2 on esitetty eri polttoaineiden nippu- ja sauvakohtaiset inventaarit.

13 9 Taulukko 2.2. Olkiluodon BWR-, PWR- ja Loviisan VVER-polttoaineen inventaarit taulukon 2.1 perusteella. Nuklidi Inventaarit (Bq) Olkiluodon PWRpolttoaine Olkiluodon BWRpolttoaine Loviisan VVER-polttoaine Nippu Sauva Nippu Sauva Nippu Sauva H-3 6,8E+12 2,6E+10 2,3E+12 2,5E+10 1,5E+12 1,2E+10 C-14 1,8E+10 6,6E+07 9,4E+09 1,0E+08 2,3E+10 1,8E+08 Kr-85 8,1E+13 3,1E+11 2,8E+13 3,0E+11 1,9E+13 1,5E+11 Cl-36 6,3E+08 2,4E+06 2,8E+08 3,1E+06 0,0E+00 0,0E+00 Se-79 2,4E+09 9,2E+06 8,4E+08 9,2E+06 5,5E+08 4,4E+06 Sr-90 1,5E+15 5,5E+12 5,1E+14 5,6E+12 3,3E+14 2,6E+12 Tc-99 4,4E+11 1,6E+09 1,5E+11 1,6E+09 9,9E+10 7,8E+08 Pd-107 4,8E+09 1,8E+07 1,5E+09 1,7E+07 1,1E+09 8,7E+06 Sn-126 2,0E+10 7,6E+07 6,6E+09 7,3E+07 4,6E+09 3,6E+07 I-129 9,9E+08 3,7E+06 3,3E+08 3,6E+06 2,2E+08 1,8E+06 Cs-134 8,3E+12 3,1E+10 2,6E+12 2,9E+10 2,0E+12 1,6E+10 Cs-135 1,7E+10 6,5E+07 6,2E+09 6,8E+07 3,6E+09 2,9E+07 Cs-137 2,3E+15 8,8E+12 7,8E+14 8,6E+12 5,3E+14 4,2E+12 Kapseleiden kuljetuksia loppusijoitustiloihin tapahtuu keskimäärin kerran viikossa. Mikäli sijoittaminen kuitenkin toteutetaan kampanjoina, voisi sijoitustahti olla nopeimmillaan noin kerran päivässä. Vuositasolla kuljetuksia on loppusijoitustoiminnan alkuvuosikymmeninä noin 35 kpl/vuosi ja myöhemmin OL3-OL4-polttoainetta sijoitettaessa noin 50 kpl/vuosi.

14 10

15 11 3 KÄYTETYN POLTTOAINEEN LÄMPÖTILAN ARVIOINTI KULJETUKSEN, KAPSELOINNIN JA KAPSELEIDEN VARASTOINNIN AIKANA Käytetty ydinpolttoaine kehittää jälkilämpöä, jonka määrä tietyllä polttoainetyypillä on riippuvainen polttoaineen palamasta ja polttoaineen reaktorista poiston jälkeen kuluneesta ajasta. Tästä jälkilämmön kehityksestä johtuu, että polttoaine pyrkii varastoitaessa lämpenemään ja lämpötilan nousu on voimakkaasti riippuvainen varastointitavan jäähdytysominaisuuksista. Seuraavassa yksinkertaistetussa laskelmassa tarkastellaan polttoaineen lämpenemistä loppusijoituksen yhteydessä polttoaineen kuljetuksen, ydinjätelaitoksilla tapahtuvan käsittelyn sekä suljetussa loppusijoituskapselissa tapahtuvan välivarastoinnin aikana. Lämpötilat on selvitetty siksi, että kyseisissä käsittelyvaiheissa tapahtuviksi oletettujen onnettomuuksien päästömäärät ovat riippuvaisia polttoaineen lämpötilasta kyseisen tapahtuman aikana. 3.1 Käytetyn polttoaineen jälkilämpöteho Posivan omistajayhtiöiden ydinvoimalaitosyksiköistä loppusijoitettavaksi kertyvän polttoaineen määristä ja laadusta on esitetty arvio luvussa 2. Koska loppusijoitettavan polttoaineen jälkijäähdytysaika on vähintään 20 vuotta, käytetään päästömitoituksessa näitä arvoja (20 v, 60 MWd/kgU) tapauksissa, joissa yksittäinen sauva tai nippu vaurioituu. Tällöin nipuista onnettomuustilanteissa mahdollisesti vapautuvat aktiivisuusmäärät tulevat konservatiivisesti arvioiduiksi. Käytetyn polttoaineen jälkilämmönkehityksen määrä on esitetty taulukossa 3.1 Olkiluodon laitoksen BWR-polttoaineelle ja tulevalle PWR-polttoaineelle sekä Loviisan laitoksen VVER-polttoaineelle. Lämmönkehityksen erot eri polttoainetyypeillä ovat vähäisiä. Lämmöntuottoarvoja käytetään yksittäiseen kapseliin sijoitettavien polttoaine-elementtien valintaan sekä eri tilanteissa (vapaana ilmassa olevana nippuna, kapseloituna tai kuljetussäiliössä) olevan polttoaineen lämpötilan laskentaan. Polttoaineen lämpötilan tunteminen on päästöanalyyseissä tärkeää siksi, että korkeammissa lämpötiloissa rikkoutuvasta polttoaineesta tapahtuva välitön päästö saattaa olla suurempi joidenkin aineiden höyrystymisestä johtuen. Taulukko 3.1. Käytetyn polttoaineen lämmöntuotto [W/tU] poistopalaman ja jäähtymisajan funktiona(anttila 2005c). Valitut poistopalama-arvot ovat konservatiivisen korkeita, 60 MWd/kgU. Väkevöintiasteella ei ole suurempaa merkitystä jälkilämmön tuottoon, sen sijaan sillä on vaikutusta saavutettavan poistopalaman määrään ja reaktiivisuuteen. Jäähtymisaika [a] Tyyppi; poistopalama [MWd/kgU] / väkevöintiaste [%] VVER; 60 /4,0 BWR (1 ; 60 / 4,2 PWR; 60 / 4, , , ,7 64,4 85,5 (1 Aukko-osuushistoria 40 %

16 12 Taulukossa 3.2 on esitetty eri polttoainetyyppien nippukohtaiset lämmöntuotot. Näissä havaitaan olevan eroja nippujen kokoeroista johtuen. PWR-tyyppinen nippu tuottaa noin kolminkertaisen lämpötehon verrattuna VVER- ja BWR-nippuun. Taulukko 3.2. Yksittäisen käytetyn polttoainenipun lämmöntuotto [W] poistopalaman ja jäähtymisajan funktiona (Anttila 2005c). Jäähtymisaika tarkoittaa polttoaineen reaktorista poiston jälkeen kulunutta aikaa. Jäähtymisaika [a] Tyyppi; poistopalama [MWd/kgU] / väkevöintiaste [%] VVER; 60 /4,0 BWR (1 ; 60 / 4,2 PWR; 60 / 4, ) Aukko-osuushistoria 40 % On kuitenkin huomattava, että kuljetussäiliö ja loppusijoituskapseli eivät sisällä pelkästään tällaista kuumaa polttoainetta. Kuljetussäiliössä voi olla yksittäinen palamaltaan 60 MWd/kgU ja jälkijäähdytysajaltaan 20 v. oleva nippu, mutta keskimäärin säiliöön valitaan sellainen polttoainenippukokonaisuus, joka voidaan kapseloida eli lämmöntuotto on kuljetuserässä keskimäärin 806 W/tU BWR, 951 W/tU VVER tai 859 W/tU PWR (Raiko 2012, luku 13). Kuvasta 3.1 voidaan arvioida, minkä ikäistä sijoitettava ja siis ydinjätelaitoksissa käsiteltävä polttoaine keskimäärin on, kun keskimääräinen lämpöteho kapseloitaessa on tunnettu/rajoitettu.

17 13 Jäähtymisaika (a) Keskimääräinen jäähdytysaika loppusijoitettaessa PWR 863 W/tU BWR 806 W/tU VVER 950 W/tU Palama (MWd/kgU) Kuva 3.1. Ydinjätelaitoksissa käsiteltävän polttoaineen keskimääräinen lämmöntuotto sekä vastaavat palaman ja jäähtymisajan arvo. Loppusijoitettavaksi hyväksyttävän erän lämpöteho voi siis aiheutua yksittäisissä polttoaine-elementeissä erilaisilla palaman ja jäähtymisajan kombinaatioilla. Tässä tutkimuksessa käytetään konservatiivisesti päästön määrityksessä korkeinta mahdollista nippukohtaista inventaaria, kun nippuja tai sauvoja vaurioituu. Kun verrataan taulukossa 3.1 esitettyjä lämpötehojen arvoja (20 v, 60 MWd/kgU), voidaan havaita, että ne ovat karkeasti ottaen kaksinkertaiset verrattuna kuvassa 3.1 esitettyihin keskimääräisiin lämpötehoihin. Kokonaisen loppusijoituskapselin nuklidikohtaiset aktiivisuusmäärät ovat todellisuudessa huomattavasti pienempiä kuin pelkästään edellä mainitun aktiivisuussisällöltään suurimman nipun (20 v, 60 MWd/kgU) kaltaisia nippuja sisältävässä kapselissa olisi. Tämä siis johtuu siitä, että kapselikohtaisen jälkitehon rajoituksen vuoksi yksittäiseen kapseliin on mahdollisen kuuman nipun vastapainoksi sijoitettava myös aktiivisuussisällöltään vähäisempiä, kylmiä polttoainenippuja, jolloin keskiarvo väkisinkin alenee. 3.2 Lämmönsiirtymismekanismit Rikkoutuvasta polttoainesauvasta tapahtuvaa päästöä arvioitaessa on oleellista tietää, missä lämpötilassa päästö tapahtuu, sillä päästön määrä ja laatu muuttuu korkeissa lämpötiloissa haitallisemmaksi. Myös polttoaineen mahdollinen ylikuumeneminen saattaa johtaa yksinäänkin polttoaineen vaurioitumiseen. Siksi käyttöturvallisuusanalyysissä on oltava käytettävissä oleellinen taustatieto, polttoaineen lämpötila, käytetyn polttoaineen eri käsittelyvaiheissa: siirtosäiliössä tapahtuvien kuljetusten, käsittelykammiossa tapahtuvien nippujen

18 14 käsittelyn ja kuivatuksen sekä kapseliin sijoittamisen yhteydessä. Seuraavassa selvitetään polttoaineen mahdollisia korkeimpia lämpötiloja loppusijoitusprosessin eri vaiheissa. Lämpöä voi siirtyä kolmella eri tavalla: johtumalla, kulkeutumalla tai säteilemällä. Usein käytännössä lämmönsiirtymistä tapahtuu tietyssä paikassa samanaikaisesti usealla mekanismilla. Kahden pisteen välillä johtumalla siirtyvä lämpöteho on seuraavan kaavan (3.1) mukainen. jossa T A P J, (3.1) x on lämmönjohtavuus (W/m/K), on lämpötilaero pisteiden välillä (K), A on lämpöä johtavan väliaineen poikkipinta-ala kyseisten pisteiden välillä (m 2 ), x on kyseisten pisteiden välinen etäisyys (m). Kulkeutumalla siirtyvä lämpöteho on riippuvainen väliaineesta ja sen nopeudesta. Usein jostakin pinnasta liikkuvaan väliaineeseen siirtyvää lämpötehoa kuvataan laskentakaavalla (3.2), jossa pintaan liittyvä lämmönsiirtymiskerroin ( ) kuvaa liikkuvan väliaineen lämpöä siirtävän vaikutuksen. jossa P K * T * A, (3.2) on pinnan lämmönsiirtymiskerroin (W/m 2 /K), on lämpötilaero pinnan ja siirtävän väliaineen välillä (K) ja A on lämpöä siirtävän pinnan pinta-ala (m 2 ). Nyt kyseeseen tulevissa tapauksissa lämpöä mahdollisesti kuljettava väliaine on ilma, joka tyypillisesti jäähdyttää säiliöiden ulkopintoja. Pystyasennossa olevalle ilman jäähdyttämälle pinnalle on esitetty taulukossa 3.3 lämmönsiirtymiskertoimien arvoja, jotka sisältävät vain johtumalla ja kulkeutumalla tapahtuvan lämmönsiirtymisen osuuden. Toisin sanoen kyseisestä pinnasta saattaa lisäksi siirtyä samanaikaisesti lämpöä myös säteilemällä. Koneellisesti ilmastoiduissa huonetiloissa, jollaisissa loppusijoituskapselit aina sijaitsevat kapselointilaitoksessa tai loppusijoitustilan kapselien välivarastossa, pystysuorista pinnoista on seuraavissa laskelmissa oletettu siirtyvän lämpöä 5 W/m 2 /K. Säteilylämmönsiirtoa ei kapselien ulkopinnoissa ole oletettu tapahtuvan eikä vaakasuorista pinnoista (säiliöiden päädyt) ole oletettu tapahtuvan minkäänlaista lämmönsiirtymistä, koska vaakasuorilla pinnoilla luonnonkierto on vähäisempää ja kapselin pohjapääty on useissa tilanteissa joko lattiaa ja kuljetustelinettä (palettia) vasten, mikä myös osaltaan vähentää luontaisen ilmajäähdytyksen määrää pohjapinnassa.

19 15 Taulukko 3.3. Pystysuoran pinnan lämmönsiirtymiskertoimen arvoja ympäröivän ilman nopeuden funktiona (Vähäkallio 1970, s. 399). Ilman nopeus (m/s) Lämmönsiirtymiskerroin (W/m 2 /K) 0,0 2,7 0,3 7,4 1,6 12,6 3,4 20,4 Säteilemällä tapahtuva lämmönsiirtoteho kahden pinnan välillä lasketaan kaavasta (3.3). Säteilylämmönsiirto on voimakkaasti riippuvainen lämpötilatasosta ja se usein muuttuu korkeammissa lämpötiloissa tärkeimmäksi lämmönsiirtymismekanismiksi. Polttoaineen lämpötiloja laskettaessa kaasussa (ilmassa) olevan polttoaine-elementin sisäinen lämmönsiirto polttoainesauvojen välillä tapahtuu valtaosin säteilylämmönsiirrolla, koska itse polttoaineen lämpötila on useimmissa tapauksissa luokkaa C ja elementin sisällä kaasun luontainen kierto on pienten rakojen takia vähäistä. jossa P S 4 4 * A*( TS TY ), S Y on Stefan-Bolzmanin vakio mustalle säteilijälle (5,67*10-8 W/m 2 /K 4 ), T S on säteilevän pinnan lämpötila (K), T Y on vastaanottavan pinnan tai ympäristön lämpötila (K), A on lämpöä säteilevän pinnan pinta-ala (m 2 ), S on säteilevän pinnan emissiviteetti (pinnan laadusta riippuva kerroin) ja Y on vastaanottavan pinnan tai ympäristön emissiviteetti. (3.3) Taulukossa 3.4 on esitetty tyypillisiä emissiviteettikertoimia tässä tapauksessa kyseeseen tuleville pintatyypeille. Epätasaiset tummat pinnat säteilevät ja absorboivat tehokkaammin lämpöä kuin sileät ja kiiltävät pinnat. Taulukko 3.4. Eräiden pintojen tyypillisiä emissiviteettikertoimia (Vähäkallio 1970, s. 396). Pinnan laatu Emissiviteetti Kupari, oksidoitunut 0,76 Kupari, koneistettu 0,1 0,5 ( * Teräs, kirkas 0,24 Teräs, oksidoitunut 0,61 Teräs, ruostunut 0,85 * ) pinnankarheudesta ja patinoitumisasteesta riippuen (Ikonen 2006)

20 Lämpötilojen laskentamenetelmiä Seuraavassa suoritetuissa tarkasteluissa lämpötilat on laskettu ns. stationäärisessä tilassa, jossa ne ovat asettuneet vakiona pysyvään tilanteeseen ja jossa siten saavutetaan korkeimmat esiintyvät lämpötilat. Stationäärisessä tilassa polttoaineesta ulos johtuva lämpöteho on tunnettu eli siis kohdassa kuvatun jälkilämpötehon suuruinen. Tähän tietoon perustuen voidaan lämmönsiirtoketjun eri pisteissä suorittaa yksinkertaisia tarkasteluja, joilla saadaan selville tässä tarkastelupisteessä vallitseva lämpötila edellä esitettyjen yhtälöiden (1), (2) ja (3) avulla. Mikäli tietyllä tarkasteluvälillä tapahtuu samanaikaisesti lämmönsiirtoa eri mekanismeilla, on eri lämmönsiirtomuotojen välinen tehojakauma etsittävä iteroimalla. Polttoainenippu ilmassa Kuvassa 3.2 on esitetty yksinkertaistettuna yksittäiseen polttoainenippuun liittyvä laskentamalli, jossa yksittäistä polttoainenippua käsitellään ilmassa huoneenlämpötilassa. Yksittäisen PWR-polttoainenipun lämmöntuotto on enintään 983 W (taulukko 3.2). Nipussa on oletettu olevan 265 sauvaa, jotka sijaitsevat 17x17-matriisissa. Sauvojen ulkohalkaisija on 9,5 mm ja jäähdyttävä pituus 4,2 m. Nippu on koteloimaton, se on tuettu yhteensä neljällä tukiristikolla. Sauvojen keskipisteiden etäisyys on 12,6 mm, josta nipun leveydeksi saadaan 211 mm. Sauvojen pinnat ja virtauskanavan pinnat ovat vahvasti tummuneet (reaktorin primääripiirissä kaikki pinnat peittyvät metallioksideilla eli ns. crudilla) niiden käytön aikana, joten niiden emissiviteetin arvona on käytetty 0,80. Sauvan ollessa pystyasennossa vapaana ilmassa sen sisällä syntyy luonnonkiertoa eli ilman pituussuuntaista liikettä, mikä aiheuttaa voimakkaan jäähdytyksen kulkeutuvan ilman avulla. Yhdessä nipussa olevien sauvojen jäähdyttävä kokonaispinta-ala on A = 265* *D*L = 33,2 m 2 ja lämpöteho on enintään 983 W. Valitaan konservatiivisesti taulukosta 3.4 lämmönsiirtokertoimeksi 0- nopeutta vastaava = 2,7 W/m 2 /K, jolloin saadaan jäähdytyksen kannalta riittäväksi sauvojen ja ympäröivän ilman lämpötilaeroksi T = P/(A* ) = 11,0 K. Tarkistetaan vielä, kuinka suuri ilmakierto nipun läpi tarvitaan, jotta kyseinen jäähdytysteho voisi olla mahdollinen. Oletetaan, että sisään menevä ilma on +20 C ja ulos tuleva on lämmennyt +10 C eli sen lämpötila on +30 C. Polttoainenippua vastaava poikkipinta-ala on noin 0,0459 m 2. Nipussa olevien 265 sauvan yhteinen poikkipinta-ala on noin 0,0239 m 2, joten nettopoikkipinta-alaa ilmavirtausta varten nipun sisällä jää noin A N = 0,021 m 2. Ilman lämpökapasiteetti huoneen lämpötilassa normaalipaineessa on noin c = 873 J/m 3 /K. Näin ollen 983 W tehon pois kuljettamiseen esimerkiksi +10 C:n lämpötilanousulla tarvitaan nipun sisällä ilmavirran nopeus v = P/ T/c/A N = 5,4 m/s. Voidaan myös toisin päin laskea, että jos ilman sallitaan lämmetä kierron aikana +20 C:sta +100 C:een, riittää nipun sisällä kiertävän ilmavirran nopeudeksi 10*5,4/80 m/s = 0,68 m/s. Luonnonkierto aiheutuu erilämpöisten kaasujen tiheyserosta. Esim C lämpöinen ilma on yli 20 % kevyempää kuin +20 C:n ilma, joten pitkänomaiseen polttoainenipun ympärillä olevaan virtauskanavaan syntyy pienistäkin lämpötilaeroista huomattava veto eli virtausnopeus. Yllä olevaa luonnonkierrolla tapahtuvaa laskelmaa on vaikeaa yksinkertaisin laskentamenetelmin tarkentaa, kun ei ole tarkkaa tietoa nipun sisäisistä virtausvastuksista, mutta voidaan kuitenkin päätellä, että ilmavirran kulkeutuminen polttoainekanavan läpi pitää lämpötilan alle +100 C:n, kun nippu on vapaana pystyasennossa huoneilmassa. Tässä esimerkkitapauksessa ei ole tarkasteltu lainkaan muiden lämmönsiirtomuotojen vaikutusta.

21 17 Ympäristö: ilmaa Polttoainesauvat: Säteilylämmönsiirto+ johtuminen+ kulkeutuminen läpivirtaavan ilman mukana Polttoainekanava: Säteilylämmönsiirto+ ulkopinnalla kulkeutuminen Kuva 3.2. Yksittäisen polttoainenipun lämmönsiirtoketju sauvoista virtauskanavaan ja sen ulkopinnan kautta ilmaan sekä suoraan kanavan läpi luonnonkierrolla virtaavaan ilmaan. Loppusijoituskapseli varastotilassa Raportissa (Ikonen 2006) esitetään BWR-, PWR ja VVER 440 -ydinpolttoaineen loppusijoituskapselin sisustan lämpenemisanalyysin tuloksia, kun mallinnus tehdään hyvin yksityiskohtaisesti. Polttoaineen tuottaman jälkilämmön olennainen lämmönsiirtomekanismi on lämpösäteily sauvojen välillä ja johtuminen kapselin metalliosia pitkin kapselin ulkopinnalle. Kapselin ulkopinnan lämpötilana on tarkasteluissa pidetty konservatiivisesti +100 C. Tutkimuksessa (Ikonen 2006) varioitiin useita alkuarvoja, jotta saatiin selville niiden suhteellinen vaikutus polttoaineen maksimilämpötiloihin. Kuparista tehdyn ulkovaipan ja valuraudan välisessä raossa säteilyllä ja erityisesti emissiviteetillä on suurin vaikutus sisäalueiden lämpötiloihin. Muut merkittävät parametrit ovat polttoainesauvojen välissä olevan kaasun lämmönjohtumiskerroin, kuparisen ulkopinnan lämpötila ja kapselin lämpöteho. Sen sijaan metallien lämmönjohtumiskertoimien vaihteluilla on merkityksetön vaikutus maksimilämpötilaan. BWR-, PWR- ja VVER 440- kapseleiden alkutehoksi asetettiin kaikissa analyyseissä sijoitushetkellä W, W ja W, jotka ovat kyseisille kapselityypeille määritellyt jälkilämpötehon suunnitteluarvot sijoitushetkellä (Raiko 2012, luku 13.4). Keskimääräisillä lämmönjohtavuuksilla ja muilla ominaisuuksilla vastaaviksi polttoaineen maksimilämpötiloiksi saatiin 213 C, 229 C ja 233 C. Tärkein lämpötilaa nostava yksityiskohta kapselirakenteessa on sisäosan ja vaipan välinen rako, joka kapselia elektronisuihkuhitsauksella (EBW) suljettaessa jää tyhjötilaan. Mikäli rako on kaasutäytteinen (kuten tyypillisesti kitkatappihitsatussa (FSW) rakenteessa), polttoaineen lämpötilat ovat noin 80 C alempia. Laskettuja polttoainesauvan maksimilämpötiloja

22 18 voidaan käyttää hyväksi arvioitaessa polttoainesauvojen päästöarvoja vaurioitumistilanteessa sekä polttoaineen pitkäaikaiskestävyyttä loppusijoituskapselissa. Ikonen (2006) esittää polttoaineen lämpötila-arvion kapseloidussa polttoaineessa hyvin konservatiivisin olettamuksin. Myöhemmin kapselin jäähtymistä varastointitiloissa ja asennusajoneuvolla kuljetettaessa on analysoitu yksityiskohtaisemmin kapselin designraportissa (Raiko 2012, luvut ja 8.5.2). Nämä analyysit osoittavat, että aikaisemmat tulokset (Ikonen 2006) ovat konservatiivisia kaikissa loppusijoitusprosessissa esiin tulevissa olosuhteissa. Polttoaineen kuivausyksikössä polttoaineen lämpötilaa tarkkaillaan mittauksella eikä lämpötila nouse häiriötilanteessakaan sitä korkeammaksi mitä esiintyy loppusijoituskapselissa. Kuivatusyksikössä on kerrallaan yhteen kapseliin kapseloitavaksi suunniteltu polttoainemäärä. Kuljetussäiliön lämpeneminen Käytetyn polttoaineen kuljetuksiin on käytettävissä sekä vesitäytteisiä että suojakaasutäytteisiä kansainväliset standardit täyttäviä kuljetussäiliöitä. Toistaiseksi ei loppusijoituslaitokselle tapahtuviin kuljetuksiin ole hankittu kuljetussäiliöitä eikä niiden tyyppiä ole valittu. Seuraavat tarkastelut perustuvat tunnettujen säiliövalmistajien omista säiliöistään antamiin teknisiin arvoihin. Märkäkuljetus Loviisasta Venäjälle aikanaan tapahtuneiden kuljetusten antamien kokemusten mukaan vesitäytteisten kuljetussäiliöiden lämpötilat pysyivät noin 40 C:ssa (Kukkola 2009). Nykyaikaisissa vesitäytteisissä kuljetussäiliöissä (jälkiteho 10 kw, 84 nippua, VVER 440 polttoaine) valmistajien antamien tietojen mukaan käytetyn polttoaineen suojakuoren lämpötilat ovat enintään noin 115 C. Kuivakuljetus Kapselivalmistajien tietojen mukaan kyseeseen tulevilla tyypillisillä kuljetussäiliöillä polttoaineen maksimilämpötila kuivakuljetuksissa on noin 270 C.

23 19 4 VAPAUTUMISOSUUDET POLTTOAINESAUVASTA KÄYTÖN AIKANA KAPSELOINTI- JA LOPPUSIJOITUSLAITOKSELLA Käytetyn polttoaineen kuljetusvaihtoehtoina ovat kuiva ja märkä kuljetus. Tämän perusteella kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käytön aikana voi vuotoa polttoainesauvoista esiintyä kahdessa erilaisessa ympäristössä: kuivassa tai märässä. Kuivassa tilanteessa radionuklidit vapautuvat ympärillä olevaan ilmatilaan, märässä tilanteessa ympäröivään kuljetussäiliön veteen. Vettä ei esiinny muissa astioissa tai kapselointiprosessissa. Jos kuljetus tapahtuu vedellä täytetyssä kuljetussäiliössä, pitää polttoainesauvoissa mahdollisesti jäljellä olevat vesitipat poistaa erillisessä kuivainlaitteistossa. Tässä tapauksessa vettä on niin vähän, että vapautumisen voidaan olettaa tapahtuvan kuin kuivasta nipusta. On myös suunniteltu, että polttoaineniput joka tapauksessa kuljetussäiliön tyypistä riippumatta pannaan kuivausyksikköön, koska muutoin ei saada varmuutta pintojen kuivuudesta. Käytetyn polttoaineen pitkäaikaisturvallisuusanalyyseissä on käytetty termiä IRF (instant release fraction) sen vapautumisosuuden määrittämiseen, jonka arvioidaan vapautuvan polttoainesauvasta, kun loppusijoituskapseli vaurioituu loppusijoitustilan kallioperässä ja vesi pääsee kapselin sisään (NAGRA 2004, Pastina ym. 2010, Johnson ym. 2012). Tällöin oletetaan konservatiivisesti, että polttoainesauvan kaasuaukossa oleva osuus sauvan inventaarista vapautuu nopeasti sauvan ulkopuolelle vaikka todellisuudessa tämä prosessi veisi huomattavasti pidemmän ajan. Yleensä IRF sisältää myös raerajoilla, polttoaineen halkeamissa ja rim-kerroksessa olevan pitoisuuden vapautumisen. Kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käytönaikaisessa turvallisuusarvioinnissa on ehdotettu käytettävän myös IRF:iin perustuvia lukuarvoja, kun polttoainesauva vaurioituu laitoksen käytön aikana (luku 4.1). Perustelut IRF-lukuarvoille löytyvät viitteistä (NAGRA 2004, Pastina ym. 2010, Johnson ym. 2012). Olennaista tässä on veden vaikutus vapautumiseen vaikuttavana tekijänä. Siten voidaan arvioida, että IRF-arvot sopivat tilanteeseen, jossa polttoainevuoto tapahtuu veden alla. Koska on tarpeen arvioida myös kuivaa vapautumisympäristöä, ei IRF:llä pystytä realistisesti kuvaamaan kuivaa vapautumistilannetta. Koska vesi ei ole liuottamassa kiinteitä aineita, voidaan olettaa, että kiinteiden aineiden vapautuminen jää pienemmäksi kuin märässä tilanteessa. Kuivassa tilanteessa vapautumisosuutta on muutettu pienemmäksi vain säteilyannosten kannalta tärkeimpien nuklidien osalta ja muut vähemmän tärkeiden nuklidien vapautumisosuudet on jätetty samoiksi kuin märässä tilanteessa (luku 4.2). Ydinjätelaitoksilla polttoaineen lämpötilat eri käsittelyvaiheissa ovat normaalisti o C sisältäen kuivakuljetusvaihtoehdon. Polttoaine kestää korkeita lämpötiloja. Polttoaineen pitkäaikaisessa ilmajäähdytteisessä varastoinnissa sallitaan luokkaa o C olevia lämpötiloja. Kuitenkin huoneiden jäähdytyksestä on huolehdittava, jotta laitteet ja järjestelmät eivät vaurioidu (Kukkola 2009).

24 20 Fissiotuotekaasut Polttoainesauvan radioaktiivisten aineiden vapautumistarkastelut aloitetaan yleensä fissiotuotekaasujen määrän arvioinnilla, koska muiden fissiotuotteiden vapautuminen on jossain suhteessa tähän. Voidaan arvioida, että fissiotuotekaasuja on kaasuraossa enemmän kuin kiinteitä fissiotuotteita, koska kaasut vapautuvat herkemmin polttoainematriisista kuin hiukkaset. Yleisen käsityksen mukaan polttoaineen palama vaikuttaa fissiotuotekaasujen määrään polttoainesauvan kaasuaukossa. Kuva 4.1 on fissiotuotekaasujen vapautumista käsittelevästä koodivertailusta (Uffelen 2006). Vertailussa esiintyi huomattavia eroavuuksia eri koodien ennusteiden välillä. Kuvasta 4.1 nähdään, että palaman kasvaessa yli 60 MWd/kgU fissiotuotekaasujen vapautuminen polttoainematriisista kaasuaukkoon alkaa yleensä lisääntyä merkittävästi. Kuva 4.1. Eri malleilla ennustettu fissiotuotekaasujen kertyminen (FGR) polttoainesauvan kaasuaukkoon palaman funktiona FUMEX-II koodivertailussa (Uffelen 2006). Kuvassa on esitetty kaasuaukkoon vapautuneiden kaasujen määrä suhteessa koko polttoainesauvassa syntyneeseen määrään. Korkeilla palama-arvoilla fissiotuotekaasujen vapautumista voi tapahtua myös alhaisissa lämpötiloissa. Kokeellistenkin tutkimusten mukaan fissiotuotekaasujen määrän on havaittu kasvavan korkeilla palama-arvoilla (Johnson ym. 2012). Polttoaineen rakenteessa tapahtuu tällöin muutoksia (säröilyä tai vastaavaa), jotka edesauttavat fissiotuotekaasujen vapautumista sauvan vapaaseen tilaan. Fissiotuotekaasujen lisääntymisen yhteydessä havaittava ilmiö korkeilla palamilla on, että polttoaineen lämmönjohtavuus laskee. Lämmönjohtavuuden muutokset antavat viitteitä polttoaineen rakenteellisista muutoksista. BWR-polttoainesauvoissa fissiotuotekaasuja on havaittu kertyvän enemmän kaasuaukkoon kuin VVER-polttoainesauvoissa. Yksi selittävä tekijä on BWR:n yleensä alhaisempi esipaineistus. Toinen mahdollinen selitys on, että BWR:n säätösauvojen yläpään

25 21 kohdalla on havaittu voimistunutta fissiotuotekaasujen muodostumista. Myös BWRpolttoaineen korkeampaa lineaaritehoa pidetään syynä suurempaan vapautumisosuuteen. Säätösauvaliikkeet voivat aiheuttaa paikallisia reaktiivisuusmuutoksia ja fissiotuotteiden määrän kasvua. Jäähdytteen aukkoisuudesta johtuen BWR on VVER:ää herkempi paikallisille reaktiivisuusmuutoksille. Kryptonin pitkäikäisen isotoopin (Kr-85) lisäksi päästöanalyysissa ovat kaasumaisista aineista mukana ympäristössä globaalisti leviävät tritium (H-3) ja hiilikiertoon liittyen C-14, joka leviää hiilidioksidin ja metaanin muodossa. Tritium on hyvin mobiili nuklidi. Jodin (I-129) oletetaan esiintyvän vain partikkelimuodossa. Jodista voisi pienen osan olettaa olevan orgaanista (NUREG 1995), jolloin se ei jäisi hiukkassuodattimeen, mutta sitä ei ole käsitelty, koska jodin päästö verrattuna cesiumin päästöön jää hyvin vähäiseksi. 4.1 Vapautuminen veteen Käyttöturvallisuusanalyysissä, kun vapautuminen tapahtuu vesiympäristöön, käytetään suoraan IRF-arvoja. Vesiympäristö tarkoittaa tässä vapautumista kuljetussäiliössä, jossa on vettä ja polttoaine vaurioituu ja vuotaa veden pinnan alapuolella. Vapautumista veteen on tutkittu paljon enemmän kuin vapautumista kuivana. Menetelmät perustuvat useimmiten siihen, että jauhettua tai murskattua polttoainetta liuotetaan vedessä ja mitataan vedessä oleva nuklidipitoisuus. Taulukossa 4.1 on esitetty vapautumisosuudet, kun palamaksi oletetaan 60 MWd/kgU (NAGRA 2004, Pastina ym. 2010, Johnson ym. 2012). Taulukon arvoja käytetään tässä BWR-, VVER- ja PWR-tyyppiselle polttoaineelle. Todellisuudessa painevesilaitosten polttoaineella esiintyy hieman pienempiä vapautumisosuuksia kuin BWR-polttoaineella. Taulukko 4.1. Kapselointilaitoksen käyttöturvallisuuteen liittyvät käytetyn polttoaineen vapautumisosuudet, kun polttoainesauva vuotaa veteen (Pastina ym. 2010). Vapautuminen veteen polttoainesauvasta Nuklidi Vapautumisosuus H-3 0,1 C-14 0,1 Cl-36 0,13 Se-79 0,005 Kr-85 0,1 Sr-90 0,01 Tc-99 0,002 Pd-107 0,002 Sn-126 0,0001 I-129 0,05 Cs-134 0,05 Cs-135 0,05 Cs-137 0,05

26 22 Taulukon 4.1 nuklidilistaan on lisätty kaksi kaasumaista nuklidia H-3 ja Kr-85, joita viitteen (Pastina ym. 2010) IRF-osuuksien taulukoissa ei ole. Niillä voi olla merkitystä käytön aikaisissa päästöissä (luku 5.5), joten varmuuden vuoksi ne on lisätty ja niiden vapautumisosuudet on määritelty samoiksi kuin C-14 osalta. Fissiokaasujen vapautumisosuutta kaasurakoon on arvioitu mm. lähteessä (Uffelen 2006), joista voidaan päätellä, että palamalla 60 MWd/kgU sen osuus jää 5 % tasolle. Mittauksissa on löydetty myös samaa suuruusluokkaa olevia arvoja mutta hajontaa on myös havaittavissa (Johnson ym. 2012). Kaasuraossa olevien kiinteiden fissiotuotteiden osuus on yleensä pienempi kuin fissiokaasujen osuus, joten 5 % arvo cesiumille on konservatiivinen arvio. Taulukosta 4.1 nähdään, että cesiumista ovat myös mukana Cs-134 ja Cs-137, koska ne ovat erittäin merkittäviä isotooppeja säteilyannosten kannalta, kun tarkastellaan 20 vuotta jäähtynyttä polttoainetta. Alkuaine cesium on kiinteä, vesiliukoinen aine ja sen takia cesiumin vapautumisosuus on suuri. Myös strontium ja jodi ovat vesiliukoisia. Aktinidit ja lantanidit ovat niukkaliukoisia. Vapauduttuaan sauvan ulkopuolelle kiinteät aineet jäävät pääosin veteen, mutta kaasumaisten aineiden voidaan olettaa vapautuvan sellaisenaan ympäristöön. 4.2 Vapautuminen kuivissa olosuhteissa Kuivassa ympäristössä käytetään IRF-osuuksia muille aineille paitsi cesiumille, jodille ja strontiumille, koska muilla aineilla ei näillä päästöllä ole säteilyannosten kannalta suurta merkitystä (luku 5.5). Kaasumaisten aineiden vapautumisosuudet oletetaan yhtä suuriksi sekä kuivassa että märässä ympäristössä. Cesiumia, jodia ja strontiumia vapautuu merkittävästi vähemmän kuivassa tilanteessa kuin märässä tilanteessa, koska vesi ei ole liuottamassa radioaktiivisia aineita sauvan sisältä. Merkittävimmät mekanismit cesiumin tapauksessa ovat vapautuminen polttoainehiukkasina sekä haihtuneena olevan komponentin purkautuminen kaasuaukosta (Sanders ym. 1992). Diffuusiovapautumista polttoaineen raerajoilta tapahtuu vasta, kun lämpötila on noin 1200 o C (Andre ym. 1995). Diffuusiosta aiheutuvalla lisävapautumisella ei kapselointiprosessin päästöjen tarkastelussa ole siten merkitystä. Taulukossa 4.2 on esitetty vapautumisosuudet, kun palamaksi oletetaan 60 MWd/kgU. Taulukon arvot ovat sekä BWR- että PWR- ja VVER-tyyppiselle polttoaineelle. Todellisuudessa painevesilaitosten polttoaineella esiintyy hieman pienempiä vapautumisosuuksia kuin BWR-polttoaineella.

27 23 Taulukko 4.2. Kapselointilaitoksen käyttöturvallisuuteen liittyvät käytetyn polttoaineen vapautumisosuudet, kun polttoainesauva vuotaa kuivaan tilaan (Pastina ym. 2010). Vapautuminen polttoainesauvasta kuivaan tilaan Nuklidi Vapautumisosuus H-3 0,1 C-14 0,1 Cl-36 0,13 Se-79 0,005 Kr-85 0,1 Sr-90 0,00015 Tc-99 0,002 Pd-107 0,002 Sn-126 0,0001 I-129 0,00015 Cs-134 0,00015 Cs-135 0,00015 Cs-137 0, Polttoainehiukkaset Cesiumin vapautumista kuivissa olosuhteissa on käsitellyt (Sanders ym. 1992). Polttoainesauvasta vapautuu vauriotilanteessa hiukkasmuodossa olevia aineita. Tarkasteltaessa polttoainesauvan poikkipinnan palamaa yksityiskohtaisemmin, on havaittu, että polttoainepelletin pinnalle muodostuu alle millimetrin syvyinen korkean palaman kerros. Korkeaan palamaan liittyvä uraanimatriisin haurastuminen ja säröileminen sekä tästä aiheutuva voimistuva fissiotuotekaasujen ja hiukkasten vapautuminen on siten mahdollista ainakin pellettien pintaosista. Hiukkasiin sitoutuneen aktiivisuuden osuus on noin 0,001 0,003 % koko sauvan nuklidikohtaisista määristä. Turvallisuusanalyyseissä on ehdotettu epävarmuudet huomioonottaen käyttämään, cesiumia lukuun ottamatta, hiukkasten vapautumiselle arvoa 0,003 % (Sanders ym. 1992). Samassa viitteessä on arvioitu, että cesium kerääntyy muita aineita paremmin hiukkasiin. Mikäli kaasuaukossa on cesiumia enemmän kuin 1 % tulee 0,003 %:in hiukkasosuutta korjata cesiumin tapauksessa suuremmaksi. Cesiumin kaasuaukko-osuuden ollessa 5 % (IRF:ssä käytetty lukuarvo), saadaan cesiumhiukkasten osuus kertomalla 0,003 % viidellä, jolloin tulokseksi saadaan cesiumin hiukkas- ja vapautumisosuudeksi 0,015 %. Samaa lähestymistapaa noudattaen esimerkiksi Sr-90 vapautumisosuudeksi tulisi vain 0,00003, joka on huomattavasti pienempi lukuarvo kuin taulukossa 4.1 esitetty lukuarvo 0,01. Tässä tutkimuksessa oletetaan konservatiivisesti, että Sr-90 vapautuu samalla osuudella kuin cesium. Myös jodi, esiintyessään CsI:nä, vapautuu niukasti. Jodin vapautumisosuuden arvoksi on oletettu sama arvo kuin cesiumille eli 0,00015.

28 Haihtuvien aineiden purkautuminen Haihtuvista aineista merkittävin on cesium ja sen yhdisteet. Cesiumin mahdollisia kemiallisia yhdisteitä ovat esim. cesiumjodidi (CsI) ja cesiumhydroksidi (CsOH). On mahdollista, että vioittuneista sauvoista vapautuva cesium olisi cesiumjodidin muodossa. CsI:n kiehumispiste on vasta 1277 o C. Alkuaine cesium kuuluu alkalimetalleihin, on reaktiivinen ja kiehuu 669 o C:n lämpötilassa. Strontium on metalli, jonka sulamispiste on 777 o C. Polttoaineen suojakuori kestää noin 800 o C lämpötilan. Mikäli polttoaineen lämpötila nousisi voimakkaasti esimerkiksi tulipalon yhteydessä, kun samalla olisi rikkoontunutta polttoainetta, voisi aiheutua cesiumin päästöä haihtumisen muodossa. Kaasuaukkoon kulkeutunut cesium on polttoaine-elementtien reaktorista poiston jälkeen valtaosaltaan tiivistynyt polttoainepellettien pinnoille sekä suojakuorten sisäpinnalle. Lämpötilasta riippuva cesiumin vapautuminen on hiukkasvapautumiseen nähden merkittävää, kun lämpötila on noin 500 o C tai korkeampi. Kapselointiprosessin lämpötilat eivät siten riitä vapauttamaan koko kaasuaukon pinnalla olevaa cesiumin määrää vaurioituneista polttoainesauvoista. 4.3 Radionuklidien pidättyminen laitoksella ennen vapautumista ilmakehään Vapauduttuaan polttoainesauvasta hiukkasmaiset radionuklidit voivat osittain pidättyä ympäröivään tilaan (veteen, pinnoille) ja suodattimeen. Tässä oletetaan, että ilmastointipiipussa on vain yksi suodatin. Käsittelykammiossa on myös sisäilman kierrätyksen yhteydessä toimiva suodatin, mitä ei laskennassa oteta huomioon. Lisäksi oletetaan, että kaasumaiset nuklidit vapautuvat ilmakehään pidättymättä suodattimiin. Tämän lisäksi on tulokset esitetty myös suodattamattomille päästöille Pidättyminen veteen Jos polttoainesauva vuotaa kuljetussäiliön veteen voidaan olettaa, että merkittävä osuus partikkeleista pidättyy veteen. Laskennassa oletetaan, että 99 % partikkeleista jää veteen. Pidättymiseen vaikuttaa veden syvyys. Mikäli sauvat ovat useita metrejä veden pinnan alapuolella, partikkelit jäävät kokonaisuudessaan veteen. Kuljetussäiliössä sauvat ovat veden peitossa, mutta eivät useita metrejä veden pinnan alapuolella Pidättyminen pinnoille kuivissa olosuhteissa Huonetilan ilmaan vapautuneet partikkelimaiset aineet deposoituvat gravitaation vaikutuksesta pinnoille. Myös termoforeesilla voisi olla vaikutusta, mikäli pintojen lämpötila olisi alhainen verrattuna huoneilman lämpötilaan, mitä tässä ei oleteta, koska huoneen ilman lämpötila ei ole korkea. Gravitaatio on sitä voimakkaampaa, mitä suurempia partikkeleita esiintyy. Viitteessä (Sanders ym. 1992) todetaan, että 90 % polttoainesauvasta vapautuneista partikkeleista deposoituu aivan purkauspaikan lähelle kuivan kuljetussäiliön olosuhteissa. Samassa viitteessä suositellaan, että turvallisuusarvioinneissa voidaan olettaa partikkeleista 10 % osuuden jäävän ilmaan ja loput laskeutuvan pinnoille. Ilmaan jäävien hiukkasten aerodynaaminen halkaisija on tällöin alle 4 m.