Ebenen und rechtliche Aspekte bei der Stilllegung eines Kernkraftwerks

ABSCHNITTE

• Stilllegung von Kernkraftwerken
• Stufen des Stilllegungsprozesses
• Rechtliche Aspekte
• Prozess der Abfallbewirtschaftung bei der Stilllegung
• Stilllegungsphilosophie

STILLLEGUNG VON KERNKRAFTWERKEN

Dieser Stilllegungsprozess umfasst eine Reihe spezialisierter industrieller Operationen, die eine Geschäftsmöglichkeit für Unternehmen darstellen, die sich auf die Behandlung industrieller Abfälle spezialisiert haben.

Es muss berücksichtigt werden, dass unabhängig von den Abfällen und Anlagen mit hoher radioaktiver Belastung (Abfälle mit hohem Niveau und aktivierte Elemente) ein anderer Teil mit Elementen vorhanden sein wird, die für den Eintritt in industrielle Kreisläufe geeignet sind, wie z. B. Borsäure in Hilfssystemen.

Ein Problem, das sich aus der radiologischen Charakterisierung von Kandidatenmaterialien für die Deklassifizierung ergibt, ist die Schwierigkeit, Radionuklidkonzentrationen bei sehr niedrigen Aktivitätsniveaus zu messen, was zur Entwicklung extrem empfindlicher Messsysteme führt.

Die Art der Stilllegungsstrategie beeinflusst das Volumen und die Art der erzeugten Abfälle sowie die Zeit für deren Behandlung.

Abgesehen von hochradioaktiven Abfällen, die hauptsächlich aus abgebrannten Brennelementen stammen, aufgrund ihrer Spezifität und Bedeutung, können folgende Stilllegungsstufen betrachtet werden:

Stufe 1: Abfallvolumen unbedeutend.
Stufe 2: Großes Volumen an mittel- und niedrigradioaktiven Abfällen.
Stufe 3: Großes Volumen an mittel-/niedrig- und hochradioaktiven Abfällen aus durch Reaktorbetrieb aktivierten Materialien und biologischer Abschirmung.

STUFEN DES STILLLEGUNGSPROZESSES

Der Stilllegungsprozess eines Kernkraftwerks, das seinen Betrieb beendet hat, ist in drei Phasen unterteilt:

Stufe 1

Stilllegungsprozess unter Aufsicht der Anlage, Entladung des Brennstoffs und Evakuierung aus der Brennstoffanlage sowie der radioaktiven Abfälle aus dem Betrieb (Stilllegung im Erhaltungszustand).

Die bestrahlten Brennelemente, Steuerstäbe und aktivierten flüssigen Abwässer werden entfernt. Die physikalische Barriere des Primärkreislaufs bleibt als Schutzelement erhalten.

Die Teile mit den höchsten Strahlungswerten befinden sich im Bereich des Reaktorkerns. Dieses Gebäude wird unter radiologischem Schutz kontrolliert, und der Zugang erfolgt unter Dosimetriekontrolle.

Die Entladung des Brennstoffs ist die erste Aufgabe nach endgültiger Stilllegung der Anlage. Obwohl dies keine Demontageaktivität ist, beeinflusst sie diese oft, da sie davon abhängt, ob Einrichtungen zur Wiederaufarbeitung oder Lagerung des Brennstoffs vorhanden sind.

Existieren solche Einrichtungen nicht, müssen die Brennelemente möglicherweise in den Becken des Kraftwerks oder in einer dafür geschaffenen Einrichtung (Einzellager) gelagert werden; dies kann die Stilllegung erheblich beeinflussen. Ventile, Anschlussstellen und Verbindungen werden beispielsweise versiegelt.

Ein grundlegender Aspekt in dieser Stufe 1 ist die Durchführung eines radioaktiven Inventars. Die Kenntnis des quantitativen Inventars und der Art der Radionuklide in der Anlage zum Zeitpunkt der Stilllegung ist für die Planung unerlässlich, z. B. für:

• Radiologische Klassifizierung der Materialien aus der Stilllegung.
• Bestimmung von Dekontaminationsfaktoren.
• Schätzungen des zu erzeugenden Abfalls.
• Schätzungen der Strahlendosen, die Arbeiter erhalten können.
• Abschirmungsbedarf usw.

Ein radioaktives Inventar der Anlage nach Entnahme des Brennstoffs wird in zwei Kategorien unterteilt:

• Radioaktivität aufgrund von Neutronenaktivierung in den Reaktorelementen.
• Radioaktive Kontamination, die oberflächlich innerhalb und außerhalb von Systemen abgelagert ist, die mit hochaktiven radioaktiven Flüssigkeiten in Kontakt standen.

Die wichtigsten langlebigen Spaltprodukte sind: (Cs-137 und Sr-90). (Co-60, Fe-55, Ni-59, Ni-63).

Dies sind die Hauptbestandteile aktivierter Korrosionsprodukte. Im Beton sind die wichtigsten Radioisotope Eu-152 und Eu-154 (Halbwertszeiten von 13 bzw. 8,8 Jahren).

C-14 ist ein langlebiges Radioisotop (5.700 Jahre), aber die von ihm emittierte Betastrahlung ist energiearm und stellt daher kein Bestrahlungsrisiko dar, muss jedoch bei der Lagerung von Abfällen berücksichtigt werden.

Verfügbare Studien zeigen, dass die gesamte Restaktivität aufgrund der Aktivierung von Komponenten und Reaktorstrukturen viel höher ist als die Kontamination, die in den Systemen, Geräten und Gebäuden außerhalb des Reaktors abgelagert ist.

Die erste Menge kann unmittelbar nach Stilllegung für eine Leichtwasseranlage mit 1.100 MWe einen Wert von 2,10¹⁷ Bq erreichen, während die Oberflächenkontamination zwischen 10¹¹ und 10¹⁴ Bq liegen kann. Das Risiko durch ɣ-Strahlung und Kontamination durch im Körper eingebaute Radionuklide ist eine der Hauptsorgen.

Die Halbwertszeit der verschiedenen Isotope in diesem Prozess muss berücksichtigt werden, um zu verstehen, dass in bestimmten Fällen (Isotope mit Halbwertszeit) diese Elemente kein radiologisches Problem mehr darstellen.

Beispielsweise reduziert sich die Aktivität von Co-60 in 50 Jahren auf ein Tausendstel. Unter Berücksichtigung der Energie der von Co-60 emittierten Gammastrahlung kann die Anwesenheit signifikanter Aktivitäten dieses Isotops, das maßgeblich für die Expositionsdosen verantwortlich ist, den Zugang von Personen zu bestimmten Bereichen der Anlage erheblich einschränken und das Volumen des bei der Demontage erzeugten Abfalls deutlich erhöhen.

Nach 50 Jahren beginnt die Aktivität langlebiger Isotope wie Ni-63 und Nb-94 zu dominieren, wodurch das radioaktive Inventar sehr langsam abnimmt, und eine weitere Verzögerung der Stilllegung bietet aus radiologischer Sicht kaum Vorteile. Stufe 1 ist durch ein spezifisches Inspektionsprogramm gekennzeichnet.

Stufe 2

Entfernung der radioaktiven Elemente außerhalb des Einschlussgebäudes sowie der konventionellen Strukturen und Elemente, die im Einschlussgebäude gelagert und versiegelt werden, die Komponenten mit der höchsten spezifischen Aktivität.

Das Einschlussgebäude kann vergraben oder nicht vergraben sein; das Gelände steht mit Einschränkungen zur Nutzung bereit (Eingrabung).

Die physikalische Barriere, die den Primärkreislauf bildet, wird auf ein Minimum reduziert. Die am leichtesten entfernbaren Teile werden schrittweise und unter radiologischer Kontrolle entfernt und die Dichtungen kontrolliert.

Falls erforderlich, wird eine biologische Schutzbarriere eingefügt. Nach einer radiologischen Untersuchung kann das Einschlussgebäude teilweise entfernt und die nicht aktiven Materialien wiederverwendet werden. Die freigegebenen Bereiche werden dekontaminiert. Die Überwachung nimmt ab, aber es werden regelmäßige Kontrollen durchgeführt.

Stufe 3

Die Stilllegung ist mit dem Abriss der Strukturen abgeschlossen, wodurch das Gelände uneingeschränkt wieder nutzbar ist (oder Demontage).

Sie ist gekennzeichnet durch die Entfernung von Komponenten, die sich noch im Bereich der Anlage befinden und im Vergleich zur natürlichen Hintergrundstrahlung hohe Werte aufweisen. Die vorhandenen Strahlungswerte müssen genehmigt sein.

Das Gelände muss für die freie Nutzung durch andere industrielle Aktivitäten freigegeben werden.

RECHTLICHE ASPEKTE

Auf rechtlicher Ebene werden Aktivitätsgrenzen für kontaminierte Materialien ohne zukünftige Nutzung festgelegt, damit diese nicht mehr als radioaktive Abfälle gelten und gemäß den für sie geltenden Vorschriften verwaltet werden können.

Dies wird durch den Königlichen Erlass 783/2001 vom 6. Juli geregelt, der die Verordnung zum Gesundheitsschutz gegen ionisierende Strahlung genehmigt; die Vorschriften für die Lagerung radioaktiver Abfälle festlegt; die Ableitung von Abwässern und festen Abfällen in die Umwelt (nur mit ausdrücklicher Genehmigung) regelt; und das Sanktionsregime bei Nichtbeachtung festlegt. Zu letzteren gehören Sanktionen für das Fehlen geeigneter Systeme zur Lagerung, Behandlung und Ableitung von Abwässern und festen Abfällen, falls erforderlich, oder deren Ableitung ohne Genehmigung oder über die genehmigten Emissionswerte hinaus.

Die CSN-Anweisung IS-05 vom 26.02.03 legte Freigabewerte für Nuklide fest, wie im Anhang I des Königlichen Erlasses 35/2008 (RINR) festgelegt.

Der Königliche Erlass 1349/2003 vom 31. Oktober über das Management und die Finanzierung von ENRESA fasst alle vorherigen diesbezüglichen Gesetze in einer einzigen Norm zusammen und hebt diese ganz oder teilweise auf. Er legt erneut unter anderem folgende Aufgaben als Verantwortung von ENRESA fest:

• Einrichtung von Systemen für Sammlung, Transport und Beförderung radioaktiver Abfälle.
• Behandlung und Konditionierung radioaktiver Abfälle. Suche nach Standorten, Planung, Bau und Betrieb der notwendigen Einrichtungen für die temporäre und endgültige Lagerung radioaktiver Abfälle.
• Management von Operationen im Zusammenhang mit dem Rückbau und der Stilllegung von nuklearen und radioaktiven Anlagen.
• Schließlich legt er die Formen (Verträge) der Beziehung zwischen ENRESA und den Eigentümern der nuklearen und radioaktiven Anlagen fest und regelt die Finanzierungsmechanismen von ENRESA.

Neben den vorherigen Verweisen gibt es, obwohl keine Rechtsnorm, das „Protokoll zur Zusammenarbeit bei der radiologischen Überwachung metallischer Materialien“ vom November 1999, das von großer Bedeutung ist, da es Anlagen und Aktivitäten regelt, die potenziell radioaktive Abfälle in nicht unerheblichen Mengen erzeugen können, falls es zu Vorfällen kommt.

Dieses Protokoll wird von einer allgemeinen Übertragungsanordnung für radioaktive Materialien begleitet, die gefunden oder produziert werden, zur Verwaltung durch ENRESA als radioaktive Abfälle. Es legt Freigrenzen fest, unterhalb derer keine Verwaltung als radioaktive Abfälle und keine Untersuchungsstufen für auftretende Vorfälle erforderlich sind.

PROZESS DER ABFALLBEWIRTSCHAFTUNG BEI DER STILLLEGUNG

Das grundlegende Managementprinzip besteht in der Festlegung von Aktivitätsgrenzen zur Klassifizierung stillgelegter Materialien in verschiedene Gruppen, die jeweils einem spezifischen Managementsystem unterliegen.

Einer der Hauptaspekte bei der Stilllegung von Kernkraftwerken ist die Bewirtschaftung des großen Volumens an erzeugtem Abfall. Aufgrund der Besonderheiten der verschiedenen Gebäude, die eine Kernkraftwerksumgebung ausmachen, entstehen während der Stilllegung eine Vielzahl von Materialien, die später verwendet werden können.

Das Volumen des zu behandelnden und zu lagernden Abfalls nimmt mit der Zeit nach Betriebsende ab. Daher kann es sinnvoll sein, bestimmte Stilllegungsphasen zu verzögern, um das Volumen des erzeugten radioaktiven Abfalls zu reduzieren.

Materialarten

Nach radiologischen Schutzkriterien werden Materialien, die bei einem Stilllegungsprozess entstehen, in verschiedene Aktivitätsstufen eingeteilt. Diese Aktivitätsstufen müssen von der Regulierungsbehörde genehmigt werden und führen zur Kategorisierung der Materialien in folgende Gruppen:

Konventionelle Materialien mit einer Aktivität unterhalb der genehmigten Schwelle

• Metallisches Material von zu demontierenden Geräten und Strukturen.
• Beton und Schutt aus kontaminierten Bereichen.
• Elektrische Kabel sowie Metallrohre und Leitungen.
• Sonstige Demontageausrüstung für verschiedene Materialien.
• Abfälle, die aus Stilllegungsarbeiten (sekundäre Abfälle) entstehen, wie z. B. technologischer Abfall, der von den Interventionsteams produziert wird.

Schwach kontaminierte Materialien, die für eine Deklassifizierung infrage kommen.

Zunächst wird die Aktivität der verschiedenen Elemente bestimmt, sie werden charakterisiert, getrennt und gegebenenfalls dekontaminiert.

Nach Abschluss des Prozesses wird der neue Aktivitätswert mit dem Schwellenwert verglichen.

Sind die Werte mit den radiologischen Anforderungen vereinbar, werden sie deklassifiziert und der Abfall konventionell behandelt (freie Nutzung oder genehmigte Verwendungszwecke).

Radioaktive Abfälle, bestehend aus den übrigen kontaminierten Materialien

Radioaktive Abfälle unterliegen radiologischen, physikalischen und chemischen Charakterisierungsprozessen.

Nach der Charakterisierung als hoch-, niedrig- oder mittelaktive Abfälle werden sie getrennt und spezifisch behandelt. Feste Abfälle, die aus der Behandlung von flüssigen und gasförmigen Abwässern entstehen, die durch Demontage- und Dekontaminationsarbeiten verursacht werden, werden charakterisiert und inert gemacht oder an einem Einzelplatz gelagert.

Radioaktive Abfälle durchlaufen folgende Prozesse: radiologische Charakterisierung, Trennung und (vorübergehende) Lagerung, Behandlung und Verpackung entsprechend ihrer Beschaffenheit und gemäß den Annahmeanforderungen des Transport- und Evakuierungszentrums im Lagerzentrum.

Radioaktive Abwässer (flüssig und gasförmig), die während der Stilllegung entstehen, unterliegen einer Vorbehandlung entsprechend ihrer Art (z. B. Filtration oder Ionenaustausch), bevor sie kontrolliert abgeleitet werden, wobei die für jede Anlage genehmigten Grenzwerte und Kontrollen gelten.

Die folgende Tabelle gibt Beispiele für Schätzungen des Volumens an niedrig- und mittelradioaktiven Abfällen, die für verschiedene Reaktortypen sowohl während der Stilllegung als auch im Normalbetrieb anfallen.

(Quelle: OECD Nuclear Energy Agency Report – Paris 1986)

Es wird geschätzt, dass 50 % des gesamten metallischen Schrotts, der bei der Stilllegung (Stufe 3) einer 1.000 MWe-Anlage anfällt, potenziell wiederverwendbar ist.

Von den 180.000 Tonnen Beton, die anfallen würden, wären etwa 13.500 Tonnen potenziell kontaminiert und 4.700 Tonnen potenziell aktiv.

STILLLEGUNGSPHILOSOPHIE

Derzeit gibt es zwei Stilllegungsphilosophien, zwischen denen unterschiedliche mittelfristige Zeiträume gewählt werden können.

Der Rückbau und die Stilllegung eines Kernkraftwerks verursachen erhebliche Kosten und Vorteile für die Gesellschaft (z. B. Freigabe des Standorts und Beseitigung der inhärenten potenziellen Risiken), die schwer zu quantifizieren sind, es sei denn, sie werden als knappe Güter bewertet, wenn ein dringender Bedarf besteht.

Einerseits gibt es die Philosophie, die im Vereinigten Königreich angewandt wird. Hier beginnt der Stilllegungsprozess mit einer 30-jährigen Stufe-1-Schließung, nach der Stufe 2 beginnt, wenn die verbleibenden Anlagenstrukturen eingemauert werden.

Dieser Latenzzustand wird 100 Jahre lang aufrechterhalten, bevor etwa 130 Jahre nach Stilllegung der Anlage die Stufe 3 der Stilllegung durchgeführt wird.

Diese Vorgehensweise verteilt das Problem über die Zeit und verringert die radiologische Belastung, der die Betreiber während des Stilllegungsprozesses ausgesetzt sind, aufgrund des natürlichen radioaktiven Zerfalls.

Es werden praktisch manuelle Techniken verwendet. Die finanziellen Rückstellungen zum Stilllegungszeitpunkt sind gering, wenn ein positiver Realzinssatz beibehalten wird.

Als Nachteil lässt sich schnell ableiten, dass der Standort lange Zeit belegt ist; das Management und die endgültige Lagerung der Abfälle nicht vorhanden sind und die inhärenten Risiken der Anlage, wenn auch gering, während der gesamten Latenzzeit bestehen bleiben sowie ein potenzieller Umwelteinfluss besteht.

Die andere Stilllegungsphilosophie hat ihr praktisches Beispiel in Japan. Hier erfolgt die Stilllegung nahezu unmittelbar und führt zum Abschluss der Stufe 3.

Der Standort wird sofort freigegeben und die inhärenten Risiken schnell beseitigt. Im Gegensatz dazu sind die radiologischen Risiken im Stilllegungsprozess hoch. Aufgrund des hohen Strahlungsniveaus beim Stillstand müssen bei den Stilllegungsprozessen Fernbedienungssysteme und Roboter eingesetzt werden.

QUELLEN

PONENCIAS CIEMAT. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS. MINISTERIO DE CIENCIA E INNOVACIÓN.
CSN-INSTRUKTIONEN