3 Bestrålt brensel og radioaktivt avfall

Dette kapittelet beskriver radioaktivt avfall i Norge. Avfall inneholdende oppkonsentrert naturlig radioaktivitet fra petroleumsindustrien i Nordsjøen, såkalt TENORM (Technically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) er ikke diskutert i utvalgets arbeid. Dette utgjør en egen avfallskjede, hvor slikt avfall blir deponert ved det privateide deponiet i Sløvåg i Gulen kommune.

3.1 Klassifisering av radioaktivt avfall

Det finnes, som tidligere påpekt av Fase I utvalget, ingen entydig internasjonalt godtatt definisjon av avfallskategorier. Ulike definisjoner kan ta utgangspunkt i eksempelvis opprinnelse, kritikalitet, radiologiske egenskaper, kjemiske egenskaper, biologiske egenskaper eller annet. En ny standard fra IAEA klassifiserer avfall i følgende kategorier (IAEA, 2009a):

• Unntaksavfall: Avfall hvor innholdet av radioaktivitet er så lavt at det ikke fordrer strålevernstiltak uansett om avfallet deponeres som ikke-radioaktivt avfall eller resirkuleres.

• Svært kortlivet avfall: Avfall som bare inneholder kortlivede radionuklider og hvor avfallet kan lagres til nivået av disse faller under friklassingsgrensene slik at avfallet kan behandles som ikke-radioaktivt avfall.

• Svært lavaktivt avfall: Avfall som ligger like over friklassegrenser og som kan deponeres på fyllplasser eller tillatt brukt til spesifikke formål som veibygging. Eksempel på slikt avfall kan være avfall fra gruvedrift eller behandling av malm.

• Lavaktivt avfall: Avfall som ikke krever inneslutning og isolering ut over en periode på noen få hundre år og som derfor kan deponeres like under bakken.

• Mellomaktivt avfall: Avfall som inneholder langlivede radionuklider og som derfor fordrer mer inneslutning og isolasjon fra biosfæren enn lavaktivt avfall. Slikt avfall deponeres derfor på et dyp fra noen titalls til noen hundre meter.

• Høyaktivt avfall: Avfall som inneholder både kort- og langlivet avfall i slike mengder at en stor grad av inneslutning og isolering er nødvendig for å sikre langtids sikkerhet. Slikt avfall deponeres derfor i dype geologiske formasjoner og med konstruksjonsmessige barrierer. Det må også tas hensyn til varmeproduksjon i brenselet.

Det nye systemet er basert på anbefalt behandling og hensynet til tidsaspektet for inneslutning og isolasjon fra biosfæren. Dette vil igjen basere seg på nasjonale krav eller på akseptansekriterier for det enkelte anlegg. IAEA kommer derfor ikke til å utarbeide noen generiske grenseverdier (eksempelvis basert på aktivitet for enkeltnuklider) mellom avfallskategoriene (IAEA, 2009a).

Siden det nye systemet fra IAEA for klassifisering av radioaktivt avfall er basert på tidsaspektet, vil det ikke være naturlig å skille mellom eksempelvis kort- og langlivet mellomaktivt avfall. Dette i motsetning til det tidligere systemet (IAEA, 1994) og som blant annet er beskrevet i Fase 1 utvalgets rapport. I henhold til denne klassifiseringen var skillet mellom lav- og mellomaktivt avfall knyttet til strålingsnivå og skillet mellom høy- og mellomaktivt avfall knyttet til varmeproduksjon

3.2 Lav- og middelsaktivt radioaktivt avfall i Norge

Årlig genereres det rundt 120 tønneekvivalenter lav- og middelsaktivt radioaktivt avfall i Norge, hvor en tønneekvivalent tilsvarer det volumet en 210 liters tønne opptar ved deponering (NRPA, 2006). Mengden varierer fra år til år, og har de siste årene vært noe høyere enn i tidligere år, noe som til dels skyldes innsamlede røykvarslere. Da alt dette avfallet blir behandlet likt, differensierer man i Norge i liten grad mellom lav- og mellomaktivt avfall.

Lav- og middelsaktivt avfall i Norge kommer hovedsakelig fra IFEs forskningsvirksomhet i Halden og på Kjeller, fra sykehussektoren, industri, forsvaret og annen forskningsvirksomhet.

IFEs reaktordrift gir opphav til radioaktivt avfall ved at rør og komponenter byttes ut som en del av vedlikeholdet og ved utskifting av eksperimentelt utstyr. Dette er i hovedsak metallisk avfall hvor radioaktivitet er indusert gjennom nøytronbestråling samt kontaminering som følge av kontakt med reaktorenes primærkretser. I tillegg er det noe driftsavfall i form av ionebyttemasse, papir, engangshansker, skoovertrekk og overtrekksdresser. Avfall fra etterundersøkelse av brenselet ved Met. Lab II vil innholde små brenselsfragmenter, typisk i størrelsesområde milligram. Dette vil ha sitt opphav i kutteoperasjoner i brenselet som er en nødvendig del av undersøkelsesprosedyren.

Sykehus, legemiddelindustri og forskningsvirksomhet er jevnlige brukere av åpne radioaktive kilder. Dette gir opphav til væskeformig radioaktivt avfall og driftsavfall i form av engangshansker, pipettespisser, papir, dyreskrotter og lignende.

Kasserte kapslede radioaktive kilder gir opphav til avfall. Disse vil variere fra relativt små kilder brukt til kalibrering, kilder brukt i prosessindustri, kilder brukt i oljevirksomhet og opp til større kilder brukt i terapi og til blodbestrålingsanlegg. Etter innføring av returplikt på røykvarslere har det også blitt samlet inn et høyt antall røykvarslere, som hver inneholder en liten radioaktiv kilder av typen Am-241.

3.3 Bestrålt reaktorbrensel i Norge

Alt bestrålt brensel i Norge kommer fra IFEs forskningsreaktorer i Halden og på Kjeller.

Historisk har IFE drevet fire reaktorer, hvor JEEP II og HBWR fortsatt er i drift. JEEP I var i drift fra 1961 – 1968 og NORA var i drift fra 1961 til 1967. Nøkkelegenskaper for de norske reaktorene er gitt i tabell 3.1

Brenselet til driften av de norske forskningsreaktorene har i det alt vesentlige blitt framstilt på IFE, basert på uran anskaffet som ubestrålt pulver fra USA, UK, Frankrike, Sverige og Tyskland, og de senere år også fra Russland. Det importerte brenselet har også vært i form av ubestrålte og bestrålte brenselspinner for videre bestråling og deretter undersøkelser som en del av forskningsprogrammet under Haldenprosjektet (Fase 1 utvalget 2004).

På 1950- og 1960-tallet var det vanlig at selve brenselet bestod av naturlig uran, dvs. uran hvor uranisotopen U-235 utgjør 0,7 % av totalen slik man finner det i naturen. Slikt brensel ble brukt ved NORA, JEEP I og i første brenselsladning ved HBWR. Dette brenselet er lite lagringsbestandig og gjeldende strategi var tidligere at dette brenselet skulle opparbeides. Noe av dette brenselet ble opparbeidet ved Uranrenseanlegget som var i drift fra 1961 til 1968. Siden dette anlegget bare behandlet en del av det metalliske brenselet, har resten av brenselet siden vært lagret på Kjeller og i Halden

Etter 1967 har man bare brukt brensel basert på anriket uran ved de norske reaktorene. Dette er brensel hvor den relative andelen av uranisotopen U-235 er økt på bekostning av de andre uranisotopene. Dette brenselet består av oksidisk uran og er bygd opp som beskrevet i faktaboks 1

HBWR bruker i dag oksidisk brensel med kapsling av zircaloy.1 Lagringsbestandigheten for dette brenselet er god og man regner ikke med at det vil være noen vesentlige utfordringer knyttet til en forlenget mellomlagring på 50 til 100 år. Brenselet som brukes i JEEP II er også oksidisk, men har kapsling av aluminium.

Eksperimentalbrenselet er ikke inkludert i tabell 3.1. Dette er en inhomogen gruppe bestående av brensel fra ulike typer kjernekraftreaktorer ( PWR, BWR, VVER, CANDU og AGR) og som har vært testet under eksperimentalprogrammene i Halden. Majoriteten av brenselet er oksidisk uran, hvor kapslingen består av zirkalloy eller rustritt stål. En mindre del av brenselet består av andre materialer som MOX, thoriumbrensel og inert matrix. Deler av brenselet har vært kuttet opp som en del av undersøkelsene etter bestrålingen i HBWR.

Boks 3.1 Oppbygging av reaktorbrensel

En brenselspinne består av ubestrålte uranet i form av brenselspellets og som er plassert i et kapslingsrør. Røret har en topp og en bunnplugg, er tettsveiset og fylt med inert gass. Ved HBWR består kapslingsrøret av zirkalloy (en zirkoniumholdig legering).

Et brenselselement består av et gitt antall brenselspinner montert i en struktur. Et standard brenselselement ved HBWR består av 8 brenselspinner.

Brenselselementene plasseres i definerte posisjoner i reaktorkjernen. Halden-reaktoren har typisk 60 – 80 driverelementer og 10 – 40 testelementer (IFE 2006g), avhengig av eksperimentalprogrammet som til en hver tid kjøres. Dette er i motsetning til JEEP II hvor man har en mer statisk konfigurasjon hvor kjernen til enhver tid inneholder 19 elementer (IFE 2006b).