Modtaget via elektronisk post. Der tages forbehold for evt. fejl

Miljø- og Planlægningsudvalget
(Alm. del - bilag 698)
atomkraft
(Offentligt)

Miljø- og Planlægningsudvalget

Folketinget

Christiansborg

1240 København K

 

 

 

 

 

Tlf.

Fax

E-post

Netsted

 

 

 

 

IT- og forskningsministeren

Bredgade 43

1260 København K

3392 9700

3311 2551

min@fsk.dk

www.fsk.dk

Til Miljø- og Planlægningsudvalgets orientering sendes i 70 eksemplarer følgende materiale om afviklingen af Risø's nukleare aktiviteter:

 

 

Med venlig hilsen

 

 

 

 

Birte Weiss

 

 

Oversigt over Risøs radioaktive materiale

IT- og Forskningsministeriet

2. februar 2001

JAK

jkk

J.nr. 31868

Der er p.t. ca. 7.200 tons radioaktivt materiale på Risø, der kan opgøres på følgende vis (jf. vedlagte notater af 18. oktober 2000 og 25. januar 2001):

  1. Lavaktivt materiale 3000 tons
  2. Malm 4000 tons
  3. Mellemaktivt materiale 200 tons
  4. Højaktivt materiale 233 kg

Som det fremgår af Risøs notat af 29. januar 2001 udgør forarmet uran en delmængde af det lavaktive materiale. Det bemærkes, at den endelige opdeling af dette materiale i de forskellige katagorier af lav-, mellem- og højaktivt materiale afhænger af den vurdering af materialet, de danske nukleare tilsynsmyndigheder skal foretage i forbindelse med slutdeponeringen. Risø sigter endvidere mod, at dele af materialet {{SPA}} eksempelvis malmen {{SPA}} friklas de nukleare tilsynsmyndigheder, det vil sige klassificeres som værende ikke-radioaktivt materiale.

Udover disse 7.200 tons er Risø i besiddelse af brugte brændselselementer fra DR3-reaktoren. Dette radioaktive materiale er omfattet af en returneringsaftale med USA. Risø råder over brugt brændsel svarende til 5 returneringer via skib à ca. 50 brændselselementer. Risø sigter mod, at samtlige brændselselementer er returneret til USA senest 2003.

Med den kommende dekommissionering (nedlæggelsen) af Risøs nukleare anlæg vil mængden af radioaktivt materiale til deponering blive forøget. Risø har i notatet af 18. oktober 2000 opgjort dette til ca. 2.300 tons lav- og mellemaktivt afffald.

Risø er i færd med at udarbejde en udredning vedrørende dekommissioneringen. Et udkast evalueres p.t. af internationale eksperter. Herefter vil den endelige udredning kunne danne grundlag for det videre planlægningsarbejde vedrørende dekommissioneringen samt slutdeponering af det radioaktive materiale. Med hensyn til sidstnævnte har ministeriet bedt Dansk Dekommissionering om at forberede et tilsvarende udredningsarbejde omkring etablering af et slutdepot for det ra dioaktive materiale.

Det skal tilføjes, at Risø oplyser, at der ikke er nogen former for sikkerhedsmæssige problemer med den nuværende opbevaring af det radioaktive materiale inklusiv det brugte brændsel, som Risø råder over.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Opbevaring af forarmet uran på Risø

 

Den kemiske giftighed og kemiske farlighed af uran afhænger af, hvilken kemisk forbindelse uran indgår i. Når uran forefindes på metallisk form i større volumener (bulk-form), udgør den ikke umiddelbart noget giftighedsproblem.

På Forskningscenter Risø er der oplagret ca. 1,2 tons forarmet uran på metallisk form i større volumener. Hovedparten af materialet er modtaget som affald fra brugere af radioaktive stoffer uden for Risø, idet lagrene på Risø fungerer som centrallager for alt dansk radioaktivt affald. Uranmetallet har under brugen fungeret som afskærmning omkring kraftige strålekilder, f.eks. i kameraer til undersøgelse af svejsesømme. En række tilsvarende anlæg er stadig i brug rundt omkring i landet.

Fordi gamma-strålingsniveauet fra uran er meget lavt udgør ekstern stråling fra uranen ikke nogen helsefysisk risiko for personalet.

Strålingen fra forarmet uran udgør kun et problem, hvis uranen optages i organismen. Uran kan optages i organismen på to forskellige måder, nemlig ved indånding af små partikler og ved indtag via munden. Indånding af 1 mg (0.05 mm3) forarmet uran i metallisk form vil medføre en effektiv dosis på omkring 0.01 mSv. Et indtag gennem munden på 1 mg forarmet uran på metallisk form vil medføre en effektiv dosis på omkri ng 0.001 mSv. En effektiv dosis på 1 mSv kræver altså et indtag af metallisk uran via indånding og via munden på henholdsvis 100 mg og 1000 mg. Til sammenligning er den dosis vi årligt modtager fra de naturligt forekommende radioaktive stoffer og fra den kosmiske stråling på ca. 3 mSv,

Håndtering af uran på Risø foregår efter gældende helsefysiske regler, der kræver, at personer bærer handsker. Herved undgås eventuelle små indtag via munden. Frigørelse af luftbårne partikler ved håndteringen er ikke mulig under normale forhold. De relativt store mængder af metallisk forarmet uran på Risø udgør derfor overhovedet ikke noget sundhedsproblem for personalet ends ige for personer uden for Risø.

I forbindelse med nedlæggelsen af de nukleare anlæg på Risø vil ansvaret for lagrene med radioaktivt affald {{SPA}} herunder det forarmede uran {{SPA}} blive overført til den nye statsvirksomhed Dansk Dekommissionering, der skal forestå det praktiske arbejde med nedlæggelsen. Planer for bortskaffelse af det forarmede uran vil indgå i de øvrige overvejelser om deponering af dansk radioaktivt affald. Teknisk set er der i for, at uranmetallet kan deponeres på passende vis sammen med andet lavaktivt radioaktivt affald.

 

Med venlig hilsen

 

 

Lisbeth Grønberg

Sekretariatschef

Direktionssekretariatet

Direkte telefon 4677 4608

lisbeth.groenberg@risoe.dk

Direkte fax 4677 4607

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Notat om affald fra Hot Cell anlægget

Kære Martha

Hermed fremsendes notat om det højaktive affald fra Hot Cell. Det er blevet til ud fra tilgængelige oplysninger i arkiver og personers hoveder, men da meget af det, der er sket i Hot Cell ligger før nogen af de nuværende ansattes tid, må jeg nødvendigvis tage forbehold for, at noget kan være upræcist i detaljen.

 

Med venlig hilsen

 

 

Lisbeth Grønberg

Sekretariatschef

Direktionssekretariatet

Direkte telefon 4677 4608

lisbeth.groenberg@risoe.dk

Direkte fax 4677 4607

 

 

 

25. januar 2001

J.nr. ADM-2000-0023-1

 

 

 

 

 

Notat om højaktivt affald fra undersøgelser i Risøs Hot Cell anlæg.

I Risøs Hot Cell[] blev der i perioden ca. 1968 til 1990 udført forskellige typer undersøgelser af eksperimentelt fremstillede og bestrålede brændselsstave til kraftreaktorer. Rester fra disse forsøg er oplagret på Risø. Det drejer sig om i alt ca. 233 kg lavt beriget uran med et betydeligt indhold af fissionsprodukter og transuraner (bl.a. 1.2 kg plutonium isotoper). Størsteparten er underlagt IAEAs og EURAT OMs safeguards kontrol.

 

Oprindelse og egenskaber

Hovedparten - mindst 80% - af de ovennævnte brændselsstave er fremstillet af lavt beriget uran af udenlandsk oprindelse i et samarbejde mellem Risøs Metallurgiafdeling og Helsingør Skibsværft og Maskinbyggeri (HSM), som i perioden 1965 til 84 forsøgte at etablere sig på det internationale marked for zirconiumkapslede brændselselementer til kraftreaktorer. Det skete i forlængelse af den succesrige fremstilling af aluminiumkapslede elementer til brug i Risøs egne forsøgsreaktorer DR2 og DR3. Det historiske forløb er beskrevet i "Til samfundets tarv" [pp.183-195]. I herværende sammenhæng er kun kraftreaktorstavene relevante, idet det sidste af DR3 brændselet vil blive sendt til USA i løbet af de nærmeste år i henhold til aftale herom.

Nogle af de fremstillede brændselsstave blev i perioden fra 1967 til 1972 indsat til bestråling i materialeprøvningsreaktoren i Halden i Norge. De sidste stave blev udtaget af reaktoren i 1989 og returneret til Risø med henblik på, at man i Hot Cell kunne undersøge brændselet efter bestrålingen.

Parallelt hermed blev der i DR3 udført forsøgsbestrålinger til udvikling og forbedring af dansk fremstillede brændselsstave. Som demonstration af det dansk fremstillede brændsels kvalitet blev der i 1975 leveret 4 danske stavelementer til kraftreaktoren Kahl i Tyskland. Heraf blev det sidste udtaget i 1981 og sendt tilbage til Risø til undersøgelse i Hot Cell.

De oplagrede brændselsstave er hovedsagelig fremstillet før 1975 ud fra beriget uran købt i udlandet {{SPA}} navnlig i USA. Der er dog f.eks. i elementerne, der blev bestrålet i Kahl-reaktoren anvendt naturlig uran købt i England. Nogen formel forpligtelse til, at leverandøren af uranet skulle tage det bestrålede og mere eller mindre udbrændte materiale tilbage foreligger ikke og blev ikke diskuteret på den tid eksperimenterne fandt sted, idet de tadig forventedes, at Danmark på et tidspunkt skulle have A-kraftværker, og derfor også ville skulle have eget slutdepot til højaktivt affald.

Langt det meste af materialet er lavt beriget og derfor ikke særlig relevant i en ikke-sprednings sammenhæng, hvor det drejer sig om at begrænse risikoen for, at højt beriget materiale, som vil kunne anvendes til fremstilling af A-bomber, kommer i forkerte hænder.

Udover de dansk fremstillede brændselsstave befinder der sig rester af udenlandsk fremstillede brændselsstave på Risø. Som bidrag til sikkerhedsforskningen vedrørende kraftreaktorbrændsel blev der i perioden 1980 - 90 under Risøs ledelse gennemført tre internationale projekter til undersøgelse af bl.a. frigørelse af fissionsgasser fra kraftreaktorbrændsel med høj udbrænding. Bestrålet prøvemateriale hidr&osl ash;rende fra General Electric, American Nuclear Fuel og Battelle (alle USA) kom fra en række lande til undersøgelse i Hot Cell. Heller ikke i disse sammenhænge var der - af samme grunde som anført ovenfor - indgået aftale om returnering af prøvematerialet til leverandørerne.

Der blev for den italienske atomenergikommission udført undersøgelser af italiensk plutonium-beriget brændsel. Regulære brændselsrester herfra er efter aftale med italienerne og for deres regning blevet sendt til England.

Af identificeret udenlandsk oprindelse fra de i de to oven for stående afsnit omtalte undersøgelser er der kun 14 kg eller ca. 6 %. Ca. 4% af de 233 kg udgøres af småprøver, der ikke med sikkerhed kan identificeres.

Som materiale betragtet består brændslet hovedsagelig af uranoxid, hvor indholdet af den fissionerbare 235U isotop oprindeligt var beriget fra de naturlige 0.7 % til 3-4%, såkaldt lavt beriget uran. Ved neutronbestråling i en reaktor spaltes 235U til fissionsprodukter hvorved der dannes varme og flere neutroner. Nogle neutroner indfanges i 238U, hvorved det langsomt omdannes til 239Pu {{SPA}} hvoraf noget fissionerer {{SPA}} og efterh&a l andre isotoper af neptunium, plutonium, americium og curium. Sammensætningen af det bestrålede brændsel kan beregnes ud fra tidsforløbet for bestrålingen og den efterfølgende oplagring.

I Hot Cell blev de bestrålede brændselsstave skåret op og udvalgte stykker af uranoxidpillerne blev karakteriseret nærmere. Rester fra disse undersøgelser udgør hovedparten af ovennævnte 233 kg. En del er relativt reelle stykker fra opdelingen af brændselsstavene, men noget forefindes som småstykker i form af f.eks. epoxymonterede mikroskopipræparater eller som skære- og slibestøv fra fremstilling af præparaterne. Nogle br& aelig;ndselspiller blev opløst i syre med henblik på bestemmelse af udbrændingen, og sådanne syreopløsninger er senere bragt på fast form ved blanding med cement og er nu oplagret i tromler.

Det brugte brændsel har ingen fremtidige anvendelsesmåder og kan kun betragtes som brændselsaffald.

I affaldslagrene befinder sig også ca. 86 gram højt beriget uran, som hovedsagelig stammer fra udviklingsarbejde med fremstilling af forsøgsreaktorbrændsel i forbindelse med det såkaldte DRAGON-projekt (OECD High Temperature Reactor Project), som afsluttedes i 1976.

Ud over brændselsaffaldet er der endvidere på Risøs affaldslagre oplagret ca. 200 kg ubestrålet naturligt uran og ca. 1200 kg. forarmet uran. Noget af den naturlige uran stammer fra de tidlige eksperimenter med brændselselementfremstilling, og fra forsøgene med udvinding af uran fra Kvanefjeld, men en del er af ekstern oprindelse, idet Behandlingsstationen på Risø gennem årene har modtaget forskellige uran- og thorium-salte fra industri og l aboratorier, der ikke længere var interesseret i at opbevare dem. Det forarmede uran er væsentligst på metallisk form og hidrører fra afskærmninger brugt ved g -strålingsundersøgelser af kvaliteten af svejsninger. Det stammer mest fra industri og laboratorier. Ubestrålet uran findes også oplagret andet steds på Risø, lige som eksterne firmaer fortsat anvender afskærmninger af forarmet uran til svejsekontrol. Naturligt uran og forarmet uran vil være at betragte som lavaktivt affald.

 

 

  1. Nuværende oplagring
  2. Det meste af ovennævnte affald er indeholdt i 18 stk.30-liter bøtter af rustfrit stål. Indvendig i disse enheder er de mere reelle stykker af brændselsstavene indesluttet i tilsvejsede rustfri stålrør.

    De oven for nævnte cementsolidificerede opløsninger af brændselspiller er indesluttet i betonforede galvaniserede 210 L tromler, hvor den indre 100 L tromle i reglen indeholder flere mindre {{PU2}}malerbøtter{{PU2}}.

    Mulighederne for fremtidig oplagring/deponering omtales ikke her.

  3. 18. oktober 2000
  4. J. nr. ADM-2000-0023-01

  5. Notat 1 til den tværministerielle styregruppe i forbindelse med afvikling af Risøs nukleare virksomhed
  6. Affaldsmængder

I det følgende anvendes EUs forslag til klassificering af affaldet i

Opdelingen er stort set identisk med IAEAs klassificeringssystem. Indholdet af langlivet aktivitet er relevant for vurdering af deponeringssikkerhed, mens indholdet af mere kortlivet aktivitet, specielt g -emittere, væsentligst er af betydning for praktisk håndtering af affaldet.

  • Hvor meget affald er der p.t. på Risø
  • Tabel 1 i [1] giver en oversigt over eksisterende og forventede affaldsmængder med anslåede gennemsnitsværdier for aktivitetsindhold opdelt på fissionsprodukter og de mere langlivede a -emittere. Nedenstående uddrag af tabellen omfatter det p.t. oplagrede på Risø (ekslusive de 250 kg bestrålet uran fra Hot Cell undersøgelserne). Generelt må siges, at den endelige fordeling på de forskellige kategorier afhænger af, hvilken vurdering de nukleare sikkerhedsmyndigheder til sin tid vil foretage af affaldets kategorisering.

    Type A er væsentligst 210 liter tromler (hvor kun de indre 100 liter benyttes til affald, resten er udstøbt med beton). I øjeblikket er der oplagret ca. 4700 tromler. (Velegnede for overfladenær deponering)

    Type E er dels tromler af tilsvarende størrelse ( ca. 250 stk), men omfatter også en del enheder af varierende størrelse indeholdende affald fra Hot Cell-nedlæggelsen, kilder modtaget udefra m.m. a -indholdet er usikkert og meget varierende. (Noget af affaldet kan muligvis omklassificeres til type A og deponeres overfladenært. Hvor meget der bliver til rest som egentligt LILW-LL kan ikke afgøres på indeværende tidspunkt.)

    Type D omfatter pulveriseret, udludet malm samt restmalm fra uranekstraktionsforsøg.

    Det bemærkes, at tilsvarende restmalm befinder sig ved den eksperimentelle mine i Kvanefjeldet på Grønland. Affaldet er langlivet, men vil ud fra a -koncentrationen (der kun er ca. 100 gange højere end almindelig jord) kunne klassificeres som acceptabelt for overfladenær deponering. Dette depot må være udformet med henblik på de specielle problemer med frigørelse af radon, der knytter sig til sådanne materialer.

    Tabel 1a. Affald p.t. oplagret på Risø.

    Type

    Vægt

    t

    Volumen

    m3

    Fissionsprodukter

    GBq

    a -emittere

    GBq

    Gennemsnitlig a koncentration

    Bq/g

    Kortlivet lav- og mellemaktivt affald (LILW-SL)

    A Lavaktive enheder

    ~3000

    1500

    300

    20

    7

    Langlivet, men kan formelt klassificeres som LILW-SL

    D Tailings + uranmalm

    4000

    ~2000

    0

    100

    25

    Langlivet (lav- og) mellemaktivt affald (LILW-LL)

    E Mellemaktive enheder

    ~200

    ~100

    15 000

    1 500

    8000

    Hvor meget affald vil blive produceret på Risø/ i Danmark relateret til de tre scenarier?

    (for nedlægning af DR3 ved udgangen af 2001, 2003 og 2005)

    Spørgsmålet antages at gå på hvor meget af ovennævnte typer affald (eksklusive nedlægningsaffald), der forventes produceret i løbet af de kommende år. Den normale årlige produktion af enheder med lavaktivt affald (type A) har i de senere år ligget på omkring 80 tromler á 210 liter pr. år. En standsning af driften af DR3 og de relaterede aktiviteter vil (evt. med en vis tidsforsinkelse) reducere produk tionen til ca. det halve antal, der skyldes affald Risø modtager udefra, og som må formodes fortsat at fremkomme.

    Fremregnet til 2010 bliver det totale antal tromler af type A (hvoraf der i LILW-SL kategorien pr. 1/1 2000 var ca. 4600 stk):

    Ved lukning ved udgangen af 2001 2003 2005

    vil der i 2010 være 4600 + 2*80+9*40 4*80+7*40 6*80+5*40

    Ialt: 5120 5200 5280 stk.

    Forskellen mellem de tre scenarier er på 160 tromler eller ca. 3½ %, hvad der må siges at være marginalt.

    Eksemplet illustrerer imidlertid, at der ca. hvert tiende år vil være opsamlet af størrelsesordenen 400 tromler med radioaktivt affald fra ikke nuklear virksomhed. Mulighederne for deponering af dette affald bør indgå i planlægningen.

    Mængden af affald af type E mellemaktivt langlivet, og type D tailings+restmalm fra uran-udvinding forventes ikke ændret. Sortering og supplerende målinger vil måske medføre nogle omflytninger af et mindre antal enheder mellem type A og D.

     

    Hvor meget affald vil dekommissionering af anlæggene på Risø forårsage

    • til fase 2
    • til green field

    Tabel 1 i [1] indeholder også et skøn over forventede affaldsmængder fra nedrivning af de nukleare installationer på Risø med aktivitetsindhold opdelt på fissionsprodukter og langlivede a -emittere (kun relevant for Hot Cell). Materialerne fra nedrivning af reaktorerne vil være domineret af aktiveringsprodukter, hvoraf mange er kortlivede. Dog vil f.eks. bestrålede komponenter af rustfrit stål kunne indeholde nogen langlivet aktivitet. En opgørelse over forventelige aktivitesniveauer foreligger endnu ikke. Det skønnes, at langt det meste nedrivningsaffald vil kunne deponeres overfladenært. Enkelte specialkomponenter må muligvis inkluderes i LILW- LL kategorien, men med de materialer, der er anvendt i reaktorerne skulle det være et lille antal.

    Nedenstående uddrag af tabellen angiver et skøn over mængderne ved nedlægning til {{PU2}}green field{{PU2}}, hvor de øvre vægt- og volumenmængder forudsætter, at stort set alt affald fra nedbrydning af reaktorafskærmningen og anlæggenes indre dele anbringes i lageret. En del vil uden tvivl være næsten inaktivt, men reglerne for sortering og deklassificering er ikke fastlagt ligesom de praktiske muligheder for at komme af med deklas fald p.t. ikke er klarlagt.

    En vurdering af affaldsmængderne fra dekommissionering til fase 2 er vanskelig at give på indeværende tidspunkt. Dekontaminering (rensning af forurenede overflader) vil være en mulighed for at nedbringe affaldsmængden, men også her vil reglerne for sortering og deklassificering være af stor betydning. Den igangværende udredning om nedlæggelsen forventes at give mulighed for bedre skøn.

     

    Tabel 1b. Affald der forventes at fremkomme ved nedlægning til {{PU2}}green field{{PU2}}

    af de nukleare anlæg på Risø.

    Type

    Vægt

    t

    Volumen

    m3

    Fissionsprodukter

    GBq

    a -emittere

    GBq

    Gennemsnitlig a koncentration

    Bq/g

    Kortlivet lav- og mellemaktivt affald (LILW-SL)

    B Nedlæggelse DR1, 2, 3

    ~2000

    400-1000

    lav*

    lav

    lav

    C Nedlæggelse Hot Cell

    ~300

    100 - 200

    3000

    90

    ~400

    *) der kan dog være et betydeligt indhold af aktiveringsprodukter

     

     

     

  • Hvilke lande har slutdepoter ?
  • Til hvilke typer affald ?
  • Hvilke typer depoter er der tale om ?
  • Stort set alle lande med nuklear energiproduktion samt enkelte andre (Norge) råder over et eller flere slutdepoter for kortlivet lav og mellemaktivt affald. En let redigeret IAEA oversigt [2] fra 1996 er vist i Fig. 1. Der er tale om fire hovedtyper af depoter:

    1. Simple overfladenære depoter (ældre anlæg, f.eks i USA og Rusland), der kan minde om gammeldags lossepladser
    2. Konstruktivt udformede overfladenære depoter (Frankrig, Spanien m.flere).
    3. Minegange i klippeformationer relativt tæt på overfladen (Sverige, Finland, Norge m.f.)
    4. Minegange o.l. i dybe geologiske formationer (i salt i Tyskland).

    Situationen er stadig stort set den samme, dog er status for nogle af anlæggene ændret. For eksempel er Loviisa i Finland og Himdalen i Norge sat i drift, mens Morsleben i Tyskland er blevet lukket p.g.a godkendelsesproblemer, så der p.t. ikke er noget operationelt lager i dette land. Et lager kan også være lukket planmæssigt, fordi det er fyldt. Det gælder f.eks. la Manche i Normandiet, Frankrig, hvor deponering nu finder sted i l{{PU2}}Aube i Midtfrankrig.

    Kun USA råder i øjeblikket over et fungerende depot for LILW-LL (lav og mellemaktivt langlivet affald) nemlig saltminen WIPP i Texas, der nylig er taget i brug til gammelt militært affald. England forsøgte i 1998-99 at få godkendt en facilitet for a -forurenet affald dybt nede i klipperne nær Sellafield, men projektet blev ikke fortsat efter høringsfasen.

    For egentligt højaktivt affald (brugt reaktorbrændsel og højaktivt glas fra oparbejdning af sådant brændsel) eksisterer der endnu ikke slutdepoter. Det forberedende arbejde med at undersøge dybtliggende granit, salt eller lerforekomster har været igang i mange år, og bl.a. Sverige og Finland er langt fremme med pladsudvælgelses-proceduren. I USA arbejdes der med omfattende undersøgelser i Yucca Mountain, Nevada.

    I ovenstående liste er det type 2: Konstruktivt udformede overfladenære depoter, der primært er af interesse for et dansk slutdepot for LILW-SL (lav og mellemaktivt kortlivet affald)

    Principielt vil der være tale om en variant af de franske principper anvendt i la Manche, l{{PU2}}Aube og måske mere illustrativt i det væsentligt mindre spanske anlæg El Cabril i bjergene nord for Cordova. Den modulare opbygning fremgår af oversigtsbilledet Fig. 2. Princippet tillader successiv konstruktion, fyldning og tildækning, efterhånden som behovet er tilstede.

    Anbringelse af dansk LILW-SL (og de små mængder LILW-LL) i en mere eller mindre dyb minegang i f.eks. en saltforekomst er en alternativ mulighed, der dog med de små mængder affald vil blive uforholdsmæssig dyr. Et groft skøn over udgifterne til de to typer anlæg kan fås af Fig. 2, taget fra en EU udredning fra 1990 [3]. Omkostning til især de forberedende undersøgelser vil være uforholdsmæssigt store for små anlæg og ge nerelt må usikkerheden på omkostningerne anslås til en faktor 2.

    Fig.1. Status i 1996 for slutdepoter for lav- og mellemaktivt affald i forskellige lande.

    Let forkortet version af tabel i oversigt udarbejdet af IAEA [ ]

     

    Fig. 2. Luftfoto af del af det spanske El Cabril anlæg inden ibrugtagningen.

    Endnu et sæt tilsvarende moduler er planlagt. Skønsvis ville det danske affald kunne være i 4 af de viste betonkasser.

  • Fig. 3.
  • Skøn over omkostninger ved slutdeponering af lav- og mellemaktivt affald i en række
  • europæiske lande. Fra Euradwaste Series No 2, 1990 [3].
  • Overførslen til danske forhold må tages med al mulig forbehold.
  • Hvad er Risøs vurdering af mulighederne for at udenlandske depoter vil modtage affald fra/bytte affald med Risø ?

    Før ca. 1980 var kolleger i andre lande undertiden villige til at tage vare på små mængder affald af typer, de i forvejen håndterede i større mængder. Med de mere rigoristiske regler, der efterhånden er kommet til, er dette ikke længere muligt. I nogle lande, f.eks. Finland, er import og eksport af radioaktivt affald udtrykkelig forbudt i lovgivningen, og generelt er man i udlandet meget afvisende over for følere af denne art.

    Inden for EU har embedsmænd i hvert fald uofficielt advokeret for, at deponering af specialaffald i regionale lagre kunne være en opgave for Fællesskabet, men de har aldrig fået mulighed for at gøre noget konkret ved sagen. Tanken om regionale lagre dukker imidlertid op med jævne mellemrum, og når i løbet af de næste 10-20 år et antal slutdepoter for højaktivt affald er taget i brug rundt omkring i Europa, vil det måske kunne f&os lash;re til mere regionalt samarbejde.

    Bytteforretninger landene imellem har forekommet og praktiseres måske stadig i et vist omfang i henhold til såkaldte ækvivalens principper [4]: Et land overtager og deponerer en vis mængde af en type affald, som det har faciliteter for at håndtere, mod at det andet land i bytteforretningen modtager en ækvivalent mængde affald af en anden type, som det kan håndtere. Princippet fungerer fint ved affald af nogenlunde samme fareklasse, som f.eks. brugt bræ ;ndsel og højaktivt glas, men hvis det er en lille mængde højaktiv affald, man vil bytte mod lavaktivt affald, må man være forberedt på at modtage et meget stort volumen af dette affald, hvad der ikke nødvendigvis er økonomisk eller sikkerhedsmæssigt attraktivt.

     

     

  • Hvad gør man med affald i lande, der ikke har slutdepoter ?
  • - Hvordan vurderer Risø disse løsninger ?

    En lang række lande foretog gennem en længere årrække selvstændigt eller under kontrol af OECD/NEA, hvad man kalder havdumpning af LILW-SL (og også i nogen grad LILW-LL). NEA{{PU2}}s sikkerhedsanalyser viser, at dette var helt acceptabelt, men som det fremgår af London konventionen, har man politisk ikke ønsket at fortsætte denne praksis. Danmark har aldrig deltaget i havdumpnings-arrangementerne, der i praksis ophørte i de vestlige lande midt erne.

    Hvis man ikke har et slutdepot, må man {{SPA}} som Risø har gjort gennem 40 år {{SPA}} sætte affaldet på mellemlager. Det praktiseres i en lang række (mindre) lande, der groft kan deles i to grupper:

    -Lande uden nuklear energiproduktion og uden væsentlig nuklear forskning.

    Relativt små mængder affald fra anden brug af radioaktive stoffer vil her blive oplagret i bygninger o.l. undertiden med de pågældende landes sundhedsmyndigheder som direkte driftsansvarlige. Der er næppe taget stilling til slutanbringelsen. Eksempler i EU er Irland, Portugal og Grækenland.

    - Lande med (en lille) nuklear energi produktion og/eller igangværende eller tidligere nuklear forskning (der i nogle tilfælde kan have haft et militært sigte).

    Her er der tale om større mængder affald af mere kompliceret art. Historisk har det ofte været forskningsinstitutionerne, der tog vare på affaldet i en tidlig erkendelse af, at det var nødvendigt. Senere har nogle lande så udviklet egentlige affaldsorganisationer med opgaver inden for oplagring og slutdeponering.

    Nogle eksempler kan nævnes:

    Belgien, hvor der er reaktorer og har været (og er) en omfattende nuklear virksomhed i Mol, bl.a. det nedlagte Eurochemic oparbejdningsanlæg. Lovende forsøgs- og demonstrationsvirksomhed fortsætter i de tykke lerlag under Mol med henblik på dyb geologisk deponering af affaldet fra oparbejdningen. Derimod mislykkedes et relativt nyt forsøg fra den ansvarlige affaldsorganisation NIRAS/ONDRAF på at få accepteret et sted for et overfladenært slu tdepot for LILW-SL fra reaktordriften (og vel også fra nedlæggelsen af BR3 reaktoren i Mol). Fortsat mellemlagring og måske også udbygning af lagerkapaciteten bliver derfor nødvendig.

  • Holland
  • , med en kraftreaktor og nogen nuklear forskning, har efter omfattende studier af deponering i salt, valgt at udskyde deponeringen og i stedet satse på langtids (100 års)-mellemlagring i dertil byggede faciliteter.

    Italien går ligeledes ind for langtidsoplagring, primært hos producenterne.

    Tyskland, med mange kraftreaktorer og megen nuklear forskning, har p.g.a. forsinkelser og besværligheder med godkendelse af slutdepoter også måtte udbygge lagerfaciliteter både ved kraftværkerne og de store forskningscentre Jülich og Karlsruhe.

  • Det er vanskeligt at vurdere hensigtsmæssigheden af ovenstående eksempler på brug af mellemlagring alene ud fra et teknisk grundlag. Generelt bemærkes, at investering i meget store oplagringsfaciliteter næppe er optimal fra et teknisk/økonomisk synspunkt, når affaldet under alle omstændigheder på et eller andet tidspunkt skal slutdeponeres.
  • Risøs hidtidige affaldsopbevaring

  • Hvilke overvejelser har Risø gjort sig hidtil/gør Risø sig p.t. i forhold til opbevaring henholdsvis slutdeponering af affaldet ?
  • Oprindeligt var det forudset, at bortskaffelse af det radioaktivt affald mellemlagret på Risø skulle ske i forbindelse med de meget større mængder lav- og mellemaktivt driftsaffald, der ville være fremkommet i forbindelse med en dansk nuklear energiproduktion. I Atomenergikommissionens og Handelsministeriets redegørelse "Affald fra kernekraftværker" fra 1976 peges der på to muligheder: Enten ved oplagring i salt (som tyskerne på den t id praktiserede i Asse saltminen), eller ved betonindstøbning i et overfladenært depot (som i Centre de la Manche i Normandiet, nær oparbejdninganlægget la Hague, et slutdepot franskmændene havde taget i brug i 1969). Som et bidrag til et nordisk samarbejdsprojekt blev der i 1976 udarbejdet en foreløbig skitse af, hvorledes et dansk lager af sidstnævnte art kunne se ud [5].

    Fra 1977 til 1981 gennemførte ELSAM/ELKRAFT undersøgelser af muligheden for at deponere dansk højaktivt affald i salthorste, primært salthorsten under Mors. I samme periode arbejdede en gruppe nedsat af Miljøstyrelsen med Poul Emmersen som formand på opstilling af kriterier for sikker deponering af radioaktivt affald, primært højaktivt affald, men også med nogle forberedende overvejelser om lav- og mellemaktivt affald. Arbejdsgruppens redeg&oslas h;relser fik ikke nogen officiel status.

    I begyndelsen 80{{PU2}}erne blev det klart, at en dansk nuklear energiproduktion ikke ville blive til noget, og at samdeponering af Risø-affaldet med driftsaffald fra danske reaktorer derfor ikke længere var en realistisk mulighed. Længere tids mellemlagring måtte forudses. I samme periode blev affaldet fra pilotforsøgene med ekstraktion af uran fra grønlandsk malm anbragt i de såkaldte tailingsbassiner.

    I forbindelse med en EU forskningskontrakt blev der i perioden 1981-84 arbejdet videre med koncepter for et overfladenært lager (herunder også relativt dybtliggende sådanne), som kunne passe til den lille mængde dansk affald [6]. Koncepterne herfra indgår i en almen redegørelse fra 1987 for situationen vedrørende oplagring af radioaktivt affald på Risø [7]. På baggrund heraf blev det besluttet at gennemføre en opgradering af oplagrings forholdene for tromlerne med lavaktivt affald, idet det eksisterende system gav problemer med vandindtrængning. Et nyt mellemlager blev bygget, og tromlerne flyttet hertil i perioden 1991-96. Samtidig gennemførtes overpakning af korroderede enheder. Dokumentationen for denne del af affaldet blev forbedret ved nye målinger og gjort mere tilgængelig på edb-form.

    Fra 1993 til 95 blev der i direktionens regi og med medvirken af en række Risø medarbejdere udarbejdet et papir med "Overvejelser vedrørende fremtidig håndtering af radioaktivt affald i Danmark", herunder perspektiv for nedlæggelse af de nukleare anlæg. Som et væsentligt policy element blev slutdeponeringen af affaldet knyttet til nedrivningen af DR3 efter en passende køleperiode. Det ville udskyde behovet for slutdeponering til ca. 2030.

    I forbindelse hermed blev der 1994-95 også arbejdet med at formulere en overordnet {{PU2}}politik{{PU2}} for Risøs håndtering af det danske radioaktive affald. Forskellige forslag foreligger, men de har ikke fået nogen officiel status.

    Ved årsskiftet 1999/2000 blev spørgsmålet om nedlæggelsen af de nukleare faciliteter og den dertil knyttede slutdeponeringsproblematik taget op igen af Risøs direktion med nedsættelse af en intern arbejdsgruppe og udarbejdelse af 2 oversigtspapirer, der med direktionens sammenfattende "Langtidsplan for Risøs nukleare anlæg" (11. maj 2000) blev fremsendt til Forskningsministeriet.

    Hvad angår den nuværende og fremtidige situation er Risøs holdning:

    fortsætte en længere periode fremover, forudsat der investeres i nødvendig vedlige-holdelse og udvidelse af lagerkapaciteten, samt at der bibeholdes en kompetent organisation til at tage vare på lagrene.

    Det bemærkes, at der i en VVM redegørelse for et dansk slutdepot skal indgå en vurdering af en nulløsning, der i praksis vil være ensbetydende med en langtidsfremskrivning af den nuværende oplagringspraksis.

     

     

     

     

     

     

    Hvilke erfaringer foreligger internationalt fra afvikling af nukleare forskningsanlæg ?

  • I hvilket omfang er der foretaget dekommissionering og deponering i disse tilfælde ?
  • Eksempler kendes bl.a. fra Sverige og England på nedlæggelse og fuldstændig fjernelse af små reaktorer (noget i retning af DR1) beliggende i forbindelse med universiteter. Det angives at være forløbet problemfrit.

    Det bedste eksempel med sigte på afvikling af et helt nukleart forskningsanlæg er de igangværende dekommissioning projekter på Harwell i England. Harwell er dog væsentligt større og forholdene er mere komplicerede end på Risø.

    Afvikling, ombygning eller fuldstændig fjernelse af forskningsfaciliteter er blevet og bliver udført mere eller mindre rutinemæssigt inden for rammerne af eksisterende forskningsanlæg. I nogle tilfælde har man valgt at bibeholde anlæg som museums-genstande.

    Afvikling af militære forsknings- (og produktions) anlæg er ligeledes på vej, bl.a. i USA og England.

    Der kan ikke på basis af foreliggende oplysninger siges noget om deponering i disse tilfælde, men i lande med fungerende slutdepoter for lavaktivt affald er hovedparten af nedrivnings-affaldet formentlig blevet slutdeponeret. På Harwell forventer man, at et lager med LILW-LL vil skulle opretholdes i en længere årrække indtil et engelsk geologisk slutdepot for langlivet affald er til rådighed.

    En tredje mulighed for bortskaffelse af (inaktivt eller ganske svagt forurenet) materiale fra nedlægning er en eller anden form for genanvendelse. Metaller er det væsentligste, men også knust beton er en mulighed. Der findes omfattende internationale udredninger og regelforslag på området, men deres praktiske anvendelighed afhænger helt af implementeringen i de enkelte lande.

     

     

    Referencer:

    1. "Slutdeponering af dansk radioaktivt affald." Bilag til Risøs direktions redegørelse "Langtidsplan for Risøs nukleare anlæg" af 11. maj 2000.
    2. "Radioactive waste disposal: Global experience and challenges.
    3. K.W.Han, J.Heinonen, A.Bonne; pp 33-41 in IAEA Bulletin 39/1/1997.

    4. "Evaluation of storage and disposal costs for conditioned radioactive waste in several
    5. European countries." H. Zaccai, Ondraf/Niras for the CEC. Euradwaste series No.2.

      EUR 12871 En, 1990.

    6. "Radioactive waste equivalence" Report by a working group. Euradwaste series No.3.
    7. EUR 12879, 1990.

    8. "Et udkast til slutoplagringsmetode for eventuelt dansk lav- og middelaktivt
    9. kraftreaktoraffald." K.Brodersen, J.Jensen, K.Østergård. NIPA77DK-2, Risø 1977.

    10. "Development of waste unit for use in shallow land burial." K.Brodersen,

    Slutrapport for EU kontrakterne 195-81-6 WASDK og {{SPA}}331-83-6 WASDK,

    EUR 10821-EN 1986.

    7) "Det radioaktive affald på Risø" K. Brodersen, Risø 1987.