1 Sammendrag av rapport fra Teknisk utvalg

Rapporten fra Teknisk utvalg er tilgjengelig på hjemmesiden til Nærings- og handelsdepartementet. Sammendraget fra Teknisk utvalg er i sin helhet gjengitt nedenunder.

Bakgrunn

Brukt kjernebrensel er bestrålt brensel som er tatt ut av reaktorkjernen og ikke skal brukes på nytt. Brukt brensel må lagres og/eller deponeres på en slik måte at det isoleres fra naturmiljøet inntil radiotoksisiten til det brukte brenselet har avtatt til et nivå som tilsvarer eller er lavere enn radiotoksisiteten til naturlig uran. Lagring betyr her en prosess der brukt kjernebrensel kan bli overvåket og tatt tilbake; mens deponering innebærer at det brukte brenselet er utenfor rekkevidde fra menneskelige inngrep.

Det eksisterer i dag tre hovedstrategier for behandling av brukt kjernebrensel (sluttfasestrategier). For det første kan brenselet bli deponert i den samme fysiske og kjemiske form som det hadde i reaktorkjernen, såkalt «direkte deponering». En annen opsjon er «lagring og utsatt beslutning», som er brukt, for eksempel, før det tas en beslutning om behandling, videre lagring og deponering. Den tredje opsjonen er kjemisk behandling (vanligvis kjent som reprosessering) slik at de forskjellige komponentene av det brukte brenselet blir separert og kan lagres/behandles individuelt – noe kan brukes på nytt, mens andre komponenter kan omdannes til mer stabile avfallsformer. Reprosessering, ved bruk av Plutonium – URanium EXtraction (PUREX) prosessen, er den eneste prosessen for behandling av brukt kjernebrensel som har vært brukt og brukes idag i industriell skala.

Geologisk deponering av brukt brensel er i dag en akseptert teknisk løsning som har bred internasjonal faglig støtte. Når det gjelder direkte deponering av brukt brensel, vil det brukte brenslet først bli kapslet inn i tette metallbeholdere som deretter blir plassert i deponiet. Selve deponiet blir i sin tur fylt igjen med leire. Disse forskjellige barrierene skal hindre og forsinke en eventuell kontakt mellom det brukte brenselet og grunnvann, og dermed spredning av radioaktive materialer til miljøet. Når det gjelder brukt brensel fra kommersielle kjernekraftverk, er det i de fleste tilfeller brenselet selv som utgjør den første barrieren mot spredning av radioaktivitet: brenselet er urandioksid (UO2), et keramisk materiale som er meget stabilt og nesten uløselig i vann. Videre er selve brenselet kapslet inn i Zircaloy, en legering som er meget stabil i vann og således utgjør den andre barrieren.

Brukt brensel i Norge skriver seg fra driften av JEEP I og JEEP II reaktorene på Kjeller, og HBWR (Halden Boiling Water Reactor) i Halden. Noe av dette brenselet er av samme type som kommersielt kjernebrensel og kan deponeres direkte i et deponi. Det øvrige brenselet er ustabilt, dvs. kjemisk reaktivt, og representerer en risiko hvis det skulle komme i kontakt med grunnvann; da det kan dannes gassformige og potensielt eksplosive reaksjonsprodukter. Dette gjelder for brenselsmaterialer som inneholder metallisk uran (U) og brenselsmaterialer med en kapsling av aluminium (Al).

På slutten av 1990-årene ble Bergan-utvalget (1999 – 2001) etablert for å utvikle en nasjonal strategi for sluttbehandling og deponering av høy aktivt, brukt kjernebrensel i Norge. Bergan-utvalget anbefalte at beslutningen vedrørende en endelig deponeringsmetode burde utsettes i påvente av tekniske utviklingsarbeider i andre land, og at det umiddelbart burde igangsettes arbeid med et mellomlager, der det brukte brenselet kunne lagres i 50 – 100 år.

Noe senere, i 2004, ble Fase 1-utvalget etablert for å få definert de norske kravene til et mellomlager for høyaktivt radioaktivt avfall, undersøke mulige tekniske løsninger, identifisere kritiske momenter med hensyn til valg av tekniske løsninger og lokalisering av et slikt lager, og foreslå et mandat for en fremtidig Fase 2-utvalget. Som tekniske løsninger anbefalte Fase 1-utvalget videre undersøkelser av tørr lagring i en betongstruktur eller transportable lagringsbeholdere. Fase 1-utvalget anbefalte også at den fremtidige Fase 2-utvalget skulle velge teknisk løsning og lokalisering av mellomlageret. Fase 1-utvalget klargjorde også behovet for et Teknisk utvalg for å utrede sikker lagring av metallisk uranbrensel og brensel med aluminiumskapsling.

Disse to nye utvalgene ble etablert i januar 2009. Fase 2-utvalget skal i følge sitt mandat anbefale den mest hensiktsmessige tekniske løsning og lokalisering for et mellomlager for brukt brensel og langlivet avfall. «Tekniske utvalg for lagring og deponering av metallisk uran og brensel med aluminiumskapsling» skal i følge sitt mandat anbefale behandlingsmetoder for stabilisering av metallisk uranbrensel og brensel med aluminiumskapsling slik at dette kan lagres og deponeres. Denne rapporten beskriver resultatet av det arbeidet som er utført av Teknisk utvalg.

Mengde metallisk uranbrensel og brensel med aluminiumskapsling.

Det er per i dag lagret ca. 12 tonn metallisk uran/aluminiumskapslet brukt kjernebrensel i Halden og på Kjeller:

Kjemiske og fysiske egenskaper ved metallisk uran og brensel med aluminiumskapsling

Reaksjonen mellom metallisk uran og oksygenfattig vann er kraftig eksoterm, dvs. den frigjør energi til omgivelsene. Ved reaksjonen dannes urandioksid (UO2), hydrogengass (H2) og uranhydrid (UH3). Hvis hydrogengassen ikke kan slippe ut av systemet vil systemtrykket øke. Metallisk uran og rent uranhydrid er pyrofort, dvs. antennes spontant i luft. Tilstedeværelsen av pyrofort uranmetall og uranhydrid, sammen med hydrogengass, har ført til en rekke eksplosjonsuhell med metallisk uranbrensel i andre land.

Totalreaksjonen mellom aluminium og vann fører til dannelse av aluminiumhydroksid (Al(OH)3) og hydrogengass (H2). Korrosjon av aluminiumskapslet brukt kjernebrensel er imidlertid avhengig av flere innbyrdes avhengige faktorer. Ved våtlagring av brukt brensel har groptæring vært hovedmekanismen ved aluminiumskorrosjon. Groptæring er et lokal, punktformet korrosjonsangrep. Metallet angripes og løses opp i meget små områder på overflaten slik at det dannes hulrom eller groper som resulterer i gjennomgående hull og fullstendig ødeleggelse av metallet. Dette er en av de mest ødeleggende og farlige former for korrosjon da korrosjonsangrepet i alminnelighet er begrenset til ekstremt små områder, mens resten av overflaten er relativt upåvirket. Gropene starter vanligvis ved små punkter på overflaten og vokser med tiden. Groptæringen forekommende gjerne på metallflater med et tynt overflatebelegg, som for eksempel en tynn oxidfilm. Gropene starter vanligvis ved defekter eller feil i overflatefilmen og på steder der filmen er blitt mekanisk skadet og den ikke reparerer seg selv. Under visse betingelser kan groptæringen og gjennombrudd av brenselskapslingen utvikles svært hurtig .

Internasjonale erfaringer og anbefalinger for behandling av metallisk uranbrensel og brensel med aluminiumskapsling

Mange land deltar i det amerikanske «U.S. Foreign Research Reactor Spent Nuclear Fuel (FRRSNF) Acceptance Program» og det russiske «Russian Research Reactor Fuel Return (RRRFR) Program», som tillater at høy-anriket brukt brensel blir returnert til opprinnelseslandet. Eierskapet til brenselet overføres enten til den amerikanske eller den russiske regjeringen, sammen med ansvaret for behandling og deponering av brenselet. Amerikanerne planlegger å reprosessere alt aluminiumskapslet brensel ved Energidepartementets Savannah River anlegg, mens brensel som returneres til Russland vil bli reprosessert ved Mayak-anlegget. Følgende land har benyttet seg av disse returmulighetene: Argentina, Australia, Brasil, Canada, Chile, Colombia, Danmark, Filippinene, Finland, Hellas, Indonesia, Italia, Japan, Nederland, Portugal, Spania, Sverige, Sveits, Taiwan, Thailand, Tyskland, Uruguay og Venezuela, Bulgaria, Kazakhstan, Latvia, Libya, Polen, Romania, Serbia, Tsjekkia, Uzbekistan og Vietnam.

I andre tilfeller, der brenslet ikke kvalifiseres for en behandling under de ovennevnte amerikanske eller russiske rammeprogrammene, har eierlandene kjøpt kommersielle reprosesseringstjenester i Frankrike, i Storbritannia og i Russland. Under en slik kontrakt ble metallisk uranbrensel fra den svenske R1 reaktoren reprosessert i Storbritannia, mens australsk brensel har vært behandlet i Frankrike. USA, Storbritannia og Frankrike har enten reprosessert eller planlegger å reprosessere brensel i egne anlegg.

Etter at USA i 1976 og 1992 besluttet å innstille reprosessering, ble det satt i gang et omfattende program for å utvikle alternative metoder for behandling av aluminiumskapslet brensel. Programmet har, av tekniske og finansielle årsaker, ikke nådd målsettingen og dagens strategi i USA har vendt tilbake til reprosessering. I Sverige ble det gjort en tilsvarende utredning omkring alternativer til reprosessering av R1 kjernebrenselet, men det ble ikke funnet noe bedre behandlingsalternativ en reprosessering.

Frankrike og Russland tilbyr i dag kommersielle (re)prosesseringstjenester. Kommitteen tok kontakt med AREVA NC og Sosny Research Company for å undersøke mulighetene for prosessering av brenselet i henholdsvis Frankrike og Russland.

Andre mulige behandlingsmetoder, som befinner seg på ulike tekniske utviklingstrinn, omfatter elektrometallurgisk behandling (pyroprosessering) og kalsinering. Disse metodene må enten modifiseres for å kunne behandle det aktuelle brenselet, eller er ikke teknisk utviklet. Videre, er ingen av disse metodene kommersielt tilgjengelig.

Aktuelle alternativer for lagring av brukt brensel og stabiliserte sluttprodukter fra brenselsbehandlingen omfatter metall/betongbeholdere, betonghvelv og betongsilo systemer. Alle alternativene er i prinsippet egnet for de materialene som her er aktuelle.

Behandlingsalternativer og vurderingskriterier

Etter en gjennomgang av de internasjonale erfaringene er følgende alternativer vurdert for det norske metalliske uranbrenselet og brensel med aluminiumskapsling:

• 1. Direkte deponering.

• 2. Langtids-mellomlagring med utsatt beslutning.

• 3. Bytte av brensel.

• 4. Retur til opprinnelseslandet.

• 5. Kommersiell brenselsbehandling med PUREX teknikk.

• 6. Behandling i Norge.

• A. Behandling med videreutviklet PUREX.

• B. Elektrometallurgisk behandling (pyroprosessering).

• C. Kalsinering.

Komitéen har valgt følgende kriterier i vurdering av ovennevnte alternativer for brenselsbehandlingen:

• Anbefalingene fra IAEA og OECD/NEA, innbefattet etiske aspekter.

• Teknisk velegnethet.

• Teknologisk modenhet og tilgjengelighet.

• Andre lands beslutninger knyttet til samme typer av brensel.

• Miljøpåvirkninger.

• Kostnadseffektivitet.

• Offentlig aksept/godkjennelse.

Følgende tabell gir en oppsummering av de ovennevnte alternativene vurdert i lys av utvalgskriteriene.

Teknisk utvalgs anbefalinger

Etter en totalvurdering av de ovennevnte alternativene i lys av utvalgskriteriene, gir Teknisk Komité følgende anbefalinger:

1. Metallisk uran er pyrofort (selvantennelig i luft) og reagerer med vann slik at det dannes hydrogengass og pyrofort uranhydrid. Aluminiumskapsling reagerer med vann og danner hydrogengass og kan dessuten utsettes for en omfattende, alvorlig lokal korrosjon som kan ødelegge kapslingen og frilegge det metalliske uranbrenselet. Siden metallisk uranbrensel og/eller brensel med aluminiumskapsling er ustabilt, må dette brenselet stabiliseres før mellomlagring og deponering. Den metoden som velges for stabilisering må klargjøre brenselet både for mellomlagring og påfølgende deponering, dette innebærer at videre behandling av brenselet etter mellomlagring ikke er påkrevet, dvs. at brenselet er deponeringsklart.

2. Lagring og utsatt beslutning eller «vente og se» alternativet representerer ikke noe sluttresultat for brenselet. Teknisk komité anser at dette alternativet innebærer en stor svakhet siden det forutsetter stabilitet i fremtidige samfunn, og disse samfunns vedvarende evne og mulighet til å iverksette og forvalte de nødvendige sikkerhets – og institusjonelle tiltak, og siden Norge ikke arbeider aktivt med å utforske eller utvikle alternative løsninger, for eksempel alternativer basert på teknologisk utvikling eller flernasjonale anlegg. I lys av disse innvendingene, og i overensstemmelse med den svenske beslutningen vedrørende R1 kjernebrenselet, vil Teknisk komité fraråde vente og se alternativet når det gjelder behandling av det norske kjernebrenselet.

3. Lignende innvendinger gjelder også for utveksling/bytte av brukt brensel med et annet land, siden ansvaret for brenselet fraskrives. Teknisk utvalg vil derfor fraråde dette alternativet når det gjelder behandling av det norske kjernebrenselet.

4. Det beskjedne volumet av brukt reaktorbrensel i Norge gjør det vanskelig å begrunne bygging av et norsk anlegg for behandling av brukt brensel så lenge det finnes tilgjengelige utenlandske kommersielle tjenester som tilfredsstiller økonomiske, politiske og miljømessige krav.

5. Teknisk komité anbefaler at Norge umiddelbart, og på regjeringsnivå, tar kontakt med USA for å drøfte transport av brenselet til USA innenfor de eksisterende returprogrammene, siden disse vil avsluttes i 2016.

6. Teknisk utvalg anbefaler at den norske regjering retter et skriftlig forespørsel til Rosatom State Corporation i Russland for å vurdere muligheten for å importere brukt brensel til Russland for prosessering. Med henvisning til 2009 rapporten fra IAEA «Contact Expert Group on management of spent nuclear fuel and radioactive wastes» og i lys av det faktum at den norske regjering gir økonomiske midler som bidrar til prosessering av russisk brensel i Mayak, anser utvalget at dette alternativet tilfredsstiller miljømessige og politiske krav. Teknisk utvalg anbefaler, at hvis det besluttes å bruke russiske kommersielle tjenester for behandling av brenselet, bør en slik beslutning treffes så tidlig som mulig for å kunne utnytte den aktuelle tilgjengeligheten av disse tjenestene.. Denne tilgjengeligheten er knyttet til virksomhetene i det nåværende russiske returprogrammet.

7. Teknisk utvalg anbefaler at den norske regjering treffer de nødvendige tiltak for å få AREVA NC i Frankrike til å utarbeide en rapport som beskriver mulighetene for behandling av det brukte brenselet i Cap de La Hague anlegget. Denne rapporten bør omfatte teknisk gjennomførbarhet, kostnader og alternativer for behandling av de ulike prosessproduktene.

8. Beslutningen som angår mellomlagring av de prosessproduktene som oppstår ved behandling av det metalliske brenselet, bør treffes i lys av den valgte stabiliseringsmetoden. Den valgte lagringsmetoden bør baseres på de fysiske, kjemiske og radiologiske egenskapene ved avfallsformen(e), samt en økonomisk analyse av de tre alternativene. Teknisk utvalg anbefaler tørr lagring i beholdere, siloer eller i hvelv.

Avsluttende kommentarer og videre fremdrift

I utgangspunktet har man sett for seg at det kunne finnes en rekke tilgjengelige behandlingsalternativer som lot seg sammenligne innbyrdes, og der volumer/mengder og typer av de materialene som skulle lagres, kunne tallfestes. I praksis har det imidlertid vist seg, at siden Teknisk utvalg ikke kan anbefale direkte deponering av det brukte brenselet eller mellomlagring med utsatt beslutning, fremstår følgende behandlingsalternativ – kommersiell prosessering i et utenlandsk anlegg – som det overlegent beste alternativet i lys av de valgte kriteriene.

Neste trinn bør således være en politisk beslutning på høyt nivå, om kommersiell prosessering i et utenlandsk anlegg, skal følges opp. Hvis dette alternativet blir valgt må det også treffes en beslutning om enten å ta tilbake prosessproduktene eller la disse bli i det aktuelle landet, såfremt dette er et alternativ i vedkommende land. For prosessering i Mayak er det muligheter for lagring og deponering av alle avfallsproduktene i Russland, men fransk lov påbyr retur av høyaktivt avfall. Noen av de land som deltar i det russiske returprogrammet og alle de land som deltar i det amerikanske returprogrammet for brukt brensel fra forskningsreaktorer, vil lagre og deponere avfallsproduktene i henholdsvis Russland og USA.

Hvis det derimot velges en nasjonal behandlingsstrategi, må det treffes en beslutning om metode (f.eks. våtkjemisk prosessering basert på PUREX eller kalsinering). Uansett metode vil det bli produsert ca. 20 tonn (10 m³) uranprodukter og 1,5 kg plutonium. Mengden av høyaktivt avfall, sekundært avfall og avfall knyttet til nedlegging en av aktuelle anlegg vil imidlertid bli bestemt av den behandlingsmetoden som blir valgt.

Bare når de aktuelle avfallstyper og avfallsvolumer er kjente størrelser, kan det besluttes om lagringsmetoder. Som drøftet ovenfor må det først treffes en grunnleggende beslutning om hvilken behandlingsmetode som skal velges.