POSIVA OY LIITE 6 1 Liite 6 Selvitys ydinlaitoksessa valmistettavien, tuotettavien, käsiteltävien, käytettävien tai varastoitavien ydinaineiden tai ydinjätteiden laadusta ja enimmäismäärästä [YEA 32, kohta 4]
POSIVA OY LIITE 6 2
POSIVA OY LIITE 6 3 SELVITYS YDINLAITOKSESSA VALMISTETTAVIEN, TUOTETTAVIEN, KÄSITELTÄVIEN, KÄYTETTÄVIEN TAI VARASTOITAVIEN YDINAINEIDEN TAI YDINJÄTTEIDEN LAADUSTA JA ENIMMÄISMÄÄRÄSTÄ 1 Yleistä Tässä liitteessä kuvataan käytetyn ydinpolttoaineen kulku ydinvoimalaitosten välivarastoinnista kapselilaitokseen ja edelleen loppusijoitukseen, sekä ydinaineiden ja ydinjätteiden enimmäismäärät ja laatu. Lisäksi selvitetään, millaisia ydinjätteitä polttoaineen käsittelyn yhteydessä saattaa syntyä, kuinka suuria nämä jätemäärät saattavat olla ja miten jätteet kerätään ja käsitellään loppusijoituslaitoksen järjestelmillä. Olkiluodossa ja Loviisassa olevat käytetyn ydinpolttoaineen välivarastot ovat tämän tarkastelun ulkopuolella. Myös välivarastoista tapahtuvat kuljetukset ja siirrot tapahtuvat eri lupien alaisuudessa kuin kapselointi- tai loppusijoituslaitoksen toiminta. Ydinenergialain mukaan ydinaineita ovat ydinenergian aikaansaamiseen soveltuvat ns. erityiset halkeamiskelpoiset aineet ja lähtöaineet kuten uraani, plutonium ja torium (Ydin energialaki, 1987). Luonnonuraanissa lähes 99,3 prosenttia on uraanin isotooppia 238 (U-238). Ydinpolttoaineessa väkevöity uraani on käsitelty siten, että sen isotoopin U-235 suhteellinen osuus koko uraanimäärästä kasvaa suuremmaksi kuin 0,7 prosenttia. Suomalaisten ydinvoimalaitosten polttoaine on noin 4-prosenttiseksi, väkevöityä U-235 suhteen uraania. Ydinpolttoaineen tarkempi sisältö kuvataan myöhemmin luvussa 4.1. Plutoniumia syntyy ydinreaktoreissa energian tuotannon yhteydessä. Ydinenergialain mukaan ydinjätettä on a) ydinenergian käytön yhteydessä tai seurauksena syntyneet, käytetyn ydinpolttoaineen muodossa tai muussa muodossa olevat radioaktiiviset jätteet; sekä b) sellaiset ydinenergian käytön yhteydessä tai seurauksena radioaktiivisiksi muuttuneet aineet, esineet ja rakenteet, jotka on poistettu käytöstä ja joiden radioaktiivisuudesta aiheutuvan vaaran vuoksi tarvitaan erityisiä toimenpiteitä 2 Polttoainemäärät eri tiloissa ja tilanteissa 2.1 Kapselointilaitos Normaalitapauksessa polttoaine on kapselointilaitoksessa käsiteltäessä kokonaisina polttoainenippuina. Erittäin harvinaisissa poikkeustapauksissa polttoainetta saattaa esiintyä irrallisina sauvoina, jotka on irrotettu polttoaine-elementeistä lähinnä sauvojen vaurioitumisen johtuen. Nämä sauvat on sijoitettu sauvamakasiineihin, joita voidaan käsitellä kuten polttoaine-elementtiä. Käytetyn polttoaineen määrää on kuvataan siinä säteilymättömänä olleen uraanin massana, vaikka käytetyssä polttoaineessa osa uraanista onkin muuttunut muiksi alkuaineiksi ja hidasta spontaania hajoamista radioaktiivisissa aineissa tapahtuu jatkuvasti. Polttoainenipuissa oleva uraanin määrä ja väkevöintiaste vaihtelee polttoainetyypeittäin ja -erittäin. Keskimääräisten arvojen suhteen yksittäisten polttoaine-elementtien uraanimäärä (kgu) vaihteleen keskiarvoihin verrattuna enintään ± 5 %.
POSIVA OY LIITE 6 4 Keskimäärin polttoaine-elementit sisältävät tuoreena uraania seuraavat määrät; BWR 175 kgu, VVER 122 kgu ja PWR 532 kgu. Kun BWR- ja VVER-polttoaine-elementtejä asetetaan kapselia kohti 12 kpl ja PWR-polttoaine-elementtejä 4 kpl, tulee eri polttoainetyyppien lopppusijoituskapselien uraanimääriksi keskimäärin BWR 2100 kgu, VVER 1464 kgu ja PWR 2128 kgu. Polttoaineen kuljetus voimalaitospaikoilta kapselointilaitokselle tapahtuu kuljetussäiliöillä, joissa on tarkoituksenmukaista kuljettaa kerrallaan jokin kapseliin sopivan polttoaine-elementtien monikerta, jotta kapseloimattomia polttoaine-elementtejä ei jäisi käsittelykammioon odottelemaan täydennystä. Sijoitettavat polttoaine-elementit on valittava kuhunkin kapseliin ennen kuljetusta ottaen huomioon jälkilämmön tuotto, säteilytaso ja reaktiivisuus siten, että kapselin lämmöntuotto ja kriittisyysturvallisuus ovat vaaditulla tasolla sekä säteilyannosnopeus kapselin ulkopuolella säilyy riittävän alhaisena. Kuljetussäiliöt hankitaan kullekin laitostyypin ydinpolttoaineelle erikseen. Suurimmilla polttoaine-elementtien uraanimassoilla laskettuna tyypillisten yksittäisten kuljetussäiliöiden uraanimäärät olisivat enimmillään seuraavat: - Castor TVO, 41 BWR-polttoaine-elementtiä, 7 540 kgu - Castor VVER 440/84, 84 VVER-polttoaine-elementtiä, 10 500 kgu - Suunniteltu PWR-kuljetussäiliö, 12 PWR-polttoaine-elementtiä, 6 380 kgu. Taulukkoon 1 on kerätty kapselointilaitoksen eri tiloissa mahdollisesti olevan käytetyn polttoaineen suunnitellut enimmäismäärät. Kapselointilaitoksessa ei ole tarkoitus varastoida polttoainetta yhtään sen enempää kuin toiminnan joustavan suorituksen kannalta on tarpeellista. Pieniä varastoja saattaa syntyä vastaanottohalliin, mikäli esim. Loviisan polttoainetta kuljetetaan merikuljetuksena, jolloin taloudellisuussyistä useamman kuin yhden kuljetussäiliön samanaikainen kuljetus on tarkoituksenmukaista. Laskelmissa on varauduttu enintään 4 kuljetussäiliön varastoimiseen vastaanottohallissa. Taulukko 1. Käytetyn polttoaineen enimmäismäärät kapselointilaitoksen eri tiloissa. Normaalitilanteessa kapselointilaitoksessa on käytettyä ydinpolttoainetta vain murto-osa enimmäismääristä. LAITOKSEN OSA MÄÄRÄ [kgu] KUVAUS Vastaanottohalli 4 x 10 500 4 kuljetussäiliötä Vastaanottokäytävä 10 500 1 kuljetussäiliö Käsittelykammio 2 200 1 kapselia vastaava erä Kapselikäytävä 2 200 1 kapseli Kapselien puskurivarasto kapselointilaitoksessa 12 x 2 200 12 kapselia Siirtoreitillä kapselointilaitoksen puskurivarastosta LS-tilan puskurivarastoon 2 200 1 kapseli YHTEENSÄ 85 500 Enimmäismäärät yhteensä
POSIVA OY LIITE 6 5 2.2 Loppusijoituslaitos Loppusijoituslaitokseen polttoainetta siirtyy kapselin verran kerrallaan ja kapselointinopeudesta riippuen 0-100 kapselia vuodessa. Loppusijoitustasolla lähellä kapselikuilun alapäätä sijaitsee loppusijoitettavien kapselien puskurivarasto, joka on mitoitettu enintään 30 kapselille. Tämä määrä on tarkoituksenmukainen, jotta valmiiksi täytettyjä ja tarkastettuja loppusijoituskapseleita on kapselointilaitoksen ja loppusijoitustilan kapselien puskurivarastossa yhden sijoitustunnelin loppusijoitusta vastaava määrä. Näin ollen loppusijoitustoiminta voi edetä yksittäisen tunnelin osalta mahdollisimman ripeästi ja jotta tunnelin täyttö puolestaan voi edetä häiriintymättä. Kun suunnitellaan loppusijoitettavaksi Olkiluoto 1-Olkiluoto 4 (OL1-4) ja Loviisa 1-2 (LO1-2) -laitosyksiköistä suunniteltuna käyttöaikana kertyvä Suomeen jäävä polttoaine, on suunnitelmassa varauduttu enintään 9 000 tu polttoainemäärän loppusijoittamiseen, mikä vastaa noin 4 500 kpl kapseleita. Tämä määrä on periaatepäätöksen mukainen enimmäismäärä, jossa on nykyisten laitosten käyttösuunnitelmien lisäksi varauduttu myös laitosyksiköiden käyttöiän pidennyksiin ja tehon korotuksiin. Taulukossa 2 on esitetty yksityiskohtaisempi arvio eri laitosyksiköiden polttoaineista. Noin 15 prosentissa PWR-polttoainenippuja on oletettu olevan myös säätöelementit. Taulukko 2. Loppusijoitussuunnitelmaan sisältyvät varaukset eri laitosyksiköiden kertyville polttoainemäärille ja arvioitu keskimääräinen poistopalama. Laitosyksiköt Polttoainetta Kapseleita Palamakeskiarvo (tu) (kpl) (MWd/kgU) OL1+OL2 2 950 1 400 39,5 LO1+LO2 1 050 750 40,6 OL3+OL4 5 000 2 350 45,1 YHTEENSÄ 9 000 4 500 Lisäksi loppusijoituslaitokseen on varauduttu sijoittamaan kapselointilaitoksen käyttö- ja käytöstäpoistojätteet yhteensä tilavuudeltaan noin 1 500 m 3 ja aktiivisuudeltaan 4 600 GBq. 3 Käytetyn polttoaineen ominaisuudet 3.1 Käytetyn polttoaineen aktiivisuusinventaari Ydinpolttoaineeseen syntyy säteilytyksen seurauksena suuri määrä radionuklideja. Tärkeimpien radionuklidien määrät erilaisissa Suomessa käytössä olevissa polttoainetyypeissä on esitetty taulukossa 3 kapseloinnin kannalta tyypillisessä tilanteessa. Taulukon 3 radionuklidimääriin sisältyvät sekä uraanin ja plutoniumin fissiossa (halkeamisessa) syntyvät halkeamistuotteet ja radioaktiivisessa hajoamisessa syntyvät tytärnuklidit että neutronikaappauksista aiheutuvan aktivoitumisen seurauksena syntyneet radioaktiiviset aineet. Suurin osa fissiotuotteista ja aktinideista on kiinteässä olomuodossa polttoainematriisissa. Jotkut nuklidit, kuten C-14 ja Cl-16, saattavat esiintyä sekä polttoainetableteissa että polttoaine-elementin metallisissa rakenteissa, mutta useimpia nuklideja on merkittävissä määrin vain polttoainetableteissa. Jotkut radionuklidit rikastuvat polttoaineen raerajoille, tablettien halkeamiin ja polttoaineen ja sauvan väliseen rakoon
POSIVA OY LIITE 6 6 lämpövaikutteisen erottautumisen seurauksena polttoaineen ollessa säteilytyksen alaisena reaktorissa (kuva 1). Kuva 1. Kaaviokuva radionuklidien esiintymisen jakautumisesta polttoainesauvassa, (Johnson & Tait 1997). Eri polttoainetyyppien kokonaisaktiivisuus jäähdytysajan funktiona poistopalamalla 50 MWd/kgU on esitetty kuvassa 2. Kuva 2. Kolmen Suomessa käytössä ja rakenteilla olevan laitostyypin polttoaineen kokonaisaktiivisuus jäähdytysajan funktiona, kun poistopalama on 50 MWd/kgU analyysin (Anttila 2005) mukaisesti.
POSIVA OY LIITE 6 7 Taulukko 3. Nuklidikohtaiset aktiivisuusinventaarit suomalaisille polttoainetyypeille tyypillisellä poistopalama-jäähdytysaika -yhdistelmällä. (Posiva 2013). Nuklidi (a) Puoliintumisaika Kokonaisinventaari 30 vuoden jäähtymisajalla (GBq/tU) Aktiivisuuden jakautuma (%) Polttoainematriisi IRF kaikista komponenteis- ta 1) Zirkoniseos Muut metalliosat Ag-108m 4,38E+02 2,50E+04 100,0 % Am-241 4,32E+02 1,93E+05 100,0 % Am-243 7,37E+03 3,42E+03 100,0 % Be-10 1,51E+06 1,26E-02 95,0 % 5,0 % C-14 5,70E+03 1,61E+02 22,4 % 5,5 % 12,1 % 60,0 % Cl-36 3,01E+05 2,63E+00 73,6 % 8,2 % 18,2 % Cm-245 8,42E+03 1,03E+02 100,0 % Cm-246 4,71E+03 3,57E+01 100,0 % Cs-135 2,30E+06 3,43E+01 95,0 % 5,0 % Cs-137 3,01E+01 3,46E+06 95,0 % 5,0 % I-129 1,57E+07 1,91E+00 95,0 % 5,0 % Mo-93 4,00E+03 2,26E+01 1,4 % 0,1 % 0,2 % 98,3 % Nb-91 6,80E+02 2,86E-04 88,8 % 11,2 % Nb-92 3,47E+07 2,35E-04 1,2 % 98,8 % Nb-93m 1,61E+01 5,08E+03 1,7 % 98,3 % Nb-94 2,03E+04 7,52E+02 42,8 % 57,2 % Ni-59 7,60E+04 2,21E+02 0,3 % 2,9 % 96,8 % Ni-63 1,01E+02 2,47E+04 0,3 % 3,3 % 96,4 % Np-237 2,14E+06 2,37E+01 100,0 % Pa-231 3,28E+04 1,39E-03 100,0 % Pd-107 6,50E+06 9,72E+00 99,0 % 1,0 % Pu-238 8,77E+01 2,64E+05 100,0 % Pu-239 2,41E+04 1,42E+04 100,0 % Pu-240 6,56E+03 3,12E+04 100,0 % Pu-241 1,43E+01 1,75E+06 100,0 % Pu-242 3,75E+05 2,17E+02 100,0 % Ra-226 1,60E+03 Se-79 3,27E+05 4,67E+00 99,6 % 0,4 % Sm-151 9,00E+01 1,74E+04 100,0 % Sn-126 2,30E+05 3,92E+01 100,0 % Sr-90 2,88E+01 2,23E+06 99,0 % 1,0 % Tc-99 2,11E+05 8,48E+02 99,0 % 1,0 %
POSIVA OY LIITE 6 8 Nuklidi Puoliintumisaika Kokonaisinventaari 30 vuoden jäähtymisajalla (GBq/tU) Aktiivisuuden jakautuma (%) Poltto- IRF Zirkoniseos (a) aine- matriisi kompo- kaikista nenteis- ta 1) Th-229 7,34E+03 Th-230 7,54E+04 1,32E-02 100,0 % Th-232 1,40E+10 2,06E-08 100,0 % U-233 1,59E+05 3,86E-03 100,0 % U-234 2,46E+05 5,53E+01 100,0 % U-235 7,04E+08 8,15E-01 100,0 % U-236 2,34E+07 1,46E+01 100,0 % U-238 4,47E+09 1,17E+01 100,0 % Zr-93 1,61E+06 1,27E+02 87,9 % 12,1 % Muut metalliosat 1) IRF: instant release fraction (välitön päästöosuus). Osuudet on laskettu IRF-aktiivisuuden ja kokonaisaktiivisuuden suhteena. 3.2 Jälkilämmön kehitys Käytetyn polttoaineen jälkilämmön kehitys riippuu sekä poistopalamasta että polttoaineen käyttöhistoriasta. Jälkilämmön kehitysarviot perustuvat ORIGEN-S ohjelmistopaketilla tehtyihin laskelmiin eri poistopalamille (Posiva 2005-71). Tyypilliset tulokset BWR-polttoainetyypille on esitetty kuvassa 3 pitkältä aikaväliltä logaritmisessa mittakaavassa. Eri polttoainetyyppien jälkilämpökäyrät ovat varsin samanlaisia keskenään. Kuva 3. Jälkilämpöteho jäähdytysajan ja poistopalaman (MWd/kgU) funktiona BWR-polttoaineelle, huomaa log-log-mittakaava, (Posiva 2005 71).
POSIVA OY LIITE 6 9 Keskimääräiset kapseloitavaksi soveltuvan polttoaineen jäähdytysajat on esitetty kuvassa 4. Tarpeellinen jäähtymisaika määräytyy siitä, että kullekin kapselityypille on määritelty korkein sallittu jälkilämpöteho sillä perusteella, että kapselia ympäröivä puskuribentoniitti ei kuumene loppusijoitusolosuhteissa liikaa (lämpötila enintään +100 C). Säteilytason suhteen on kapseloitaessa asetettu kuitenkin lisärajoitus, jonka mukaan yksittäinenkään elementti ei saa olla kapselointilaitoksessa käsiteltäessä alle 20 vuotta jäähtynyt. Käytännössä kapseloitavat polttoaineniput ovat yleensä 30 50 vuotta jäähtyneitä. Suunnittelemalla kuhunkin kapseliin sopivassa määrin vanhaa enemmän jäähtynyttä polttoainetta ja uudempaa vähemmän jäähtynyttä saavutetaan optimaalinen tulos silloin, kun kaikissa kapseleissa on sijoitushetkellä korkein sallittu jälkilämmöntuotto. Loppusijoituslaitoksen suunnittelun lähtökohtana on ollut, että ilman merkittäviä rakennemuutoksia kyetään käsittelemään polttoaine-elementtejä, joiden keskimääräinen palama on jopa 60 MWd/kgU ja jäähdytysaika lyhimmillään 20 vuotta. Kuva 4. Keskimääräiset tarpeelliset jäähtymisajat eri palamaisille polttoaineille kapselointihetkellä. Vuosittain reaktorista poistettavien polttoainenippujen keskimääräisen poistopalaman on suunniteltu nousevan LO1-2 yksiköissä noin tasolle 47,5 MWd/kgU, Olkiluoto 1-2 yksiköissä noin tasolle 53 MWd/kgU ja Olkiluoto 3-4 yksiköissä noin tasolle 47 MWd/kgU käynnistysvaiheen alemman tason jälkeen. Tällaisten keskiarvojen saavuttaminen edellyttää nippukohtaisen maksimipalaman nousua Olkiluoto 1-4 laitosyksiköillä arvoon 55 MWd/kgU ja Loviisa 1-2 -laitosyksiköillä arvoon 57 MWd/kgU. Eri laitosyksiköiden polttoaineen vaihtohistoria esitetään kuvassa 5. Loviisan laitosyksiköiden käytetyn polttoaineen tiedoista on poistettu käytön alkuvuosien osuus, jonka ajan polttoaineet on palautettu Neuvostoliittoon ja myöhemmin Venäjälle.
POSIVA OY LIITE 6 10 Kuva 5. Poistoeräkohtaisen keskimääräisen palaman kehittyminen Suomessa käytössä ja rakenteilla olevissa ydinvoimalaitosyksiköissä. Vuodesta 2012 eteenpäin esitetään suunniteltuja arvoja. Loviisan laitosyksiköiden alkuvuosien polttoainetietoja (vuoteen 1991 asti) ei esitetä, koska kyseiset polttoaineet on viety takaisin Neuvostoliittoon ja myöhemmin Venäjälle. Koko loppusijoitettavan käytetyn ydinpolttoaineen kokonaisaktiivisuus sijoitushetkellä on suuruusluokkaa 9*10 10 GBq. 4 Loppusijoitustoiminnan tuottamat ydinjätteet 4.1 Käyttö- ja käytöstäpoistojätteiden määrä Arvio kapselointilaitoksessa syntyvistä käyttö- ja käytöstäpoistojätteiden määristä on esitetty taulukossa 4 (Paunonen et al. 2012). Taulukko 4. Matala- ja keskiaktiivisten ydinjätteiden loppusijoitustilaan syntyvien käyttö- ja käytöstäpoistojätteiden määrät ennen nestemäisten jätteiden käsittelyä. Kapselointilaitos Tilavuus (m 3 ) Käyttöjäte (kiinteä + nestemäinen) 1 269+1 606 Käytöstäpoistojäte (kiinteä + nestemäinen) 224+100 Yhteensä 1 493+1 706 Nestemäisten jätteiden kiinteytyksestä syntyy kuivattuna ja pakattuna noin 16 m 3 kiinteää jätettä. Loppusijoitettavaksi tulevan käyttö- ja käytöstäpoistojätteen kokonaismäärä on siten noin 1 500 m 3.
POSIVA OY LIITE 6 11 4.2 Käyttö- ja käytöstäpoistojätteiden aktiivisuusinventaari Kapselointilaitoksen käytön aikana syntyvän jätteen aktiivisuus on peräisin käytetystä polttoaineesta vapautuvista radioaktiivisista aineista. Suurin osa radioaktiivisista aineista päätyy käytön aikaiseen jätteeseen, mutta pieni osa voi päätyä kontaminoituneiden rakenteiden kautta myös käytöstäpoistojätteeseen. Pieni osa polttoaine-elementeistä on menettänyt tiiveytensä jo voimalaitoksella ja pienen osan oletetaan vaurioituvan kapseloinnin aikana. Kapseloinnin aikana vaurioituvan polttoaineen määrää on arvioitu niiden kokemusten pohjalta, joita voimalaitoksella on saatu polttoaineen siirroista. Alustava arvio kapselointilaitoksella syntyvistä jätteistä (Paunonen et al. 2012) perustuu oletukseen, että käyttöhäiriöiden seurauksena arvioidaan vaurioituvan enintään 32 polttoainesauvaa vedessä ja 63 kuivissa olosuhteissa ja kapselointilaitoksen jätteeseen päätyy enintään 12 kg polttoaineesta peräisin olevaa muuta ydinjätettä. Yhteenveto käyttö- ja käytöstäpoistojätteiden aktiivisuusinventaarista on esitetty taulukossa 5. Alarajan arvot ovat odotusarvoja ja ylärajan arvot konservatiivisia arvioita. Taulukko 5. Käyttö- ja käytöstäpoistojätteen aktiivisuusinventaarit. Jätetyyppi Kokonaisinventaari GBq Kapselointilaitoksen käyttöjäte 1 670-4 330 Kapselointilaitoksen käytöstäpoistojäte 106-276 Yhteensä 1 770-4 610 VIITTEET Anttila, M. 2005. Radioactive characteristics of the spent fuel of the Finnish nuclear power plants. Posiva Oy, Olkiluoto, Finland. Posiva Working Report 2005-71. Paunonen, M., Kelokaski, P., Eurajoki, T., Kyllönen, J. 2012. Waste Streams at the Encapsulation Plant. Posiva Oy, Eurajoki, Finland. Posiva Working report 2012-70. Johnson, L.H. & Tait, J.C. 1997. Release of segregated radionuclides from spent fuel. Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co (SKB); Stockholm, Sweden. SKB Technical Report TR-97-18. Posiva. 2013. Safety case for the disposal of spent nuclear fuel at Olkiluoto 2012 -Models and Data for the Repository System. Report POSIVA 2013-01. Posiva Oy. (julkaistaan) Raiko, H. 2012. Canister Design 2012. Report POSIVA 2012-13. Posiva Oy. Ydinenergialaki (990/1987). Valtioneuvosto. Edita Oy. Helsinki.
12 RAKENTAMISLUPAHAKEMUS