Detailed design of242mAm breeding in pressurized water reactors

There is growing interest in the use of 242mAm as a nuclear fuel. Because of its very high thermal fission cross section and its large number of neutrons released per fission, it can be used for various unique applications, such as space propulsion, medical applications, and compact energy sources. Since the thermal absorption cross section of 242mAm is very high, the best way to obtain 242mAm is by the capture of fast or epithermal neutrons in 241Am. However, fast spectrum reactors are not readily available. In this paper, we explore the possibility of producing 242mAm in existing pressurized water reactors (PWRs) with minimal interference in reactor performance. As suggested in previous studies on the subject, the 242mAm breeding targets are shielded with strong thermal absorbers in order to suppress the thermal neutron flux that causes 242mAm destruction. Since 242mAm enrichment within the Am target mainly depends on the neutron energy distribution, which in turn depends on the Am target thickness and on the neutron filter cutoff energy (thermal absorber type), this unique Am target design was developed. In our study, Cd, Sm, and Gd were considered as thermal neutron filters, as suggested by Cesana et al. The most favorable results were obtained by irradiating Am targets covered either with Gd or Cd. In these cases, up to 8.65% enrichment of 242mAm is obtained after 4.5 yr (three successive PWR fuel cycles) of irradiation. It was also found that significant quantities [up to 1.3 kg/GW (electric)-yr] of 242mAm can be obtained in PWR reactors without notable interference with reactor performance. However, in order to maintain the original fuel cycle length, the enrichment of the driver (UO2) fuel must be increased by ∼1%, raised from the conventional 4.5 to 5.5%, depending on the thermal neutron filter used. The most important reactivity feedback coefficients for fuel assemblies containing the 242mAm breeding targets were evaluated and found to be close to those of a standard PWR. Another product of neutron capture in the 241Am reaction is 238Pu. It was found that in a typical 1000 MW (electric) PWR core with one-third of the fuel assemblies containing 241Am targets, up to 15.1 kg of 238Pu enriched to 80% can be produced per year.

Recycle of transuranium elements in light water reactors for reduction of geological storage requirements

This paper presents results of a feasibility study aimed at developing a zero-transuranic-discharge fuel cycle based on the U-Th-TRU ternary cycle. The design objective is to find a fuel composition (mixture of thorium, enriched uranium, and recycled transuranic components) and fuel management strategy resulting in an equilibrium charge-discharge mass flow. In such a fuel cycle scheme, the quantity and isotopic vector of the transuranium (TRU) component is identical at the charge and discharge time points, thus allowing the whole amount of the TRU at the end of the fuel irradiation period to be separated and reloaded into the following cycle. The TRU reprocessing activity losses are the only waste stream that will require permanent geological storage, virtually eliminating the long-term radiological waste of the commercial nuclear fuel cycle. A detailed three-dimensional full pressurized water reactor (PWR) core model was used to analyze the proposed fuel composition and management strategy. The results demonstrate the neutronic feasibility of the fuel cycle with zero-TRU discharge. The amount of TRU and enriched uranium loaded reach equilibrium after about four TRU recycles. The reactivity coefficients were found to be within a range typical for a reference PWR core. The soluble boron worth is reduced by a factor of ∼2 from a typical PWR value. Nevertheless, the results indicate the feasibility of an 18-month fuel cycle design with an acceptable beginning-of-cycle soluble boron concentration even without application of burnable poisons.

FUELGEN: effective evolutionary design of refuellings for pressurized water reactors

The paper describes the design of an efficient and robust genetic algorithm for the nuclear fuel loading problem (i.e., refuellings: the in-core fuel management problem) - a complex combinatorial, multimodal optimisation., Evolutionary computation as performed by FUELGEN replaces heuristic search of the kind performed by the FUELCON expert system (CAI 12/4), to solve the same problem. In contrast to the traditional genetic algorithm which makes strong requirements on the representation used and its parameter setting in order to be efficient, the results of recent research results on new, robust genetic algorithms show that representations unsuitable for the traditional genetic algorithm can still be used to good effect with little parameter adjustment. The representation presented here is a simple symbolic one with no linkage attributes, making the genetic algorithm particularly easy to apply to fuel loading problems with differing core structures and assembly inventories. A nonlinear fitness function has been constructed to direct the search efficiently in the presence of the many local optima that result from the constraint on solutions.

Contribution of sewage organic matter to the diet of the common limpet near the former outflow at Blackhead, Northern Ireland

Stable isotopes (δ13C, δ15N) have been used to document the utilisation of sewage effluent in coastal marine foodwebs in a number of studies (e.g. Rau et al. 1981; Risk et al. 2009; Rogers 1999; 2003). δ13C and, especially, δ15N showed clear differences in the diet of common limpets (Patella vulgata) collected in June 2010 near the untreated sewage outfall at Blackhead, Northern Ireland and a ‘clean’ site nearby. Because sewage contains a significant portion of fossil-fuel derived compounds (Law et al. 2013), 14C measurements enabled us to estimate the contribution of fossil carbon to the effluent and to the foodweb and hence of the level of sewage contamination. The effluent was found to contain 12.2 ± x % fossil carbon on the day sampled. The modern marine carbon endmember is enriched by the discharge from the Sellafield nuclear fuel reprocessing plant across the Irish Sea (c.f. Cook et al. 2004) so 14C analyses of samples from the ‘clean’ site were needed. We found that 38.5 ±x % of the diet of common limpets collected near the sewage was derived from fossil fuel. We plan to collect samples from the same two sites in June 2014 to establish whether the 2012 relocation of the outfall, with preliminary treated discharge farther out to sea has eliminated the contamination at Blackhead

Some new strategies for the chemical separation of actinides and lanthanides

A future goal in nuclear fuel reprocessing is the conversion or transmutation of the long-lived radioisotopes of minor actinides, such as americium, into short-lived isotopes by irradiation with neutrons. In order to achieve this transmutation, it is necessary to separate the minor actinides(III), [An(Ill)], from the lanthanides(III), [Ln(Ill)], by solvent extraction (partitioning), because the lanthanides absorb neutrons too effectively and hence limit neutron capture by the transmutable actinides. Partitioning using ligands containing only carbon, hydrogen, nitrogen and oxygen atoms is desirable because they are completely incinerable and thus the final volume of waste is minimised [1]. Nitric acid media will be used in the extraction experiments because it is envisaged that the An(III)/Ln(III) separation process could take place after the PUREX process. There is no doubt that the correct design of a molecule that is capable of acting as a ligand or extraction reagent is required for the effective separation of metal ions such as actinides(III) from lanthanides. Recent attention has been directed towards heterocyclic ligands with for the preferential separation of the minor actinides. Although such molecules have a rich chemistry, this is only now becoming sufficiently well understood in relation to the partitioning process [2]. The molecules shown in Figures I and 2 will be the principal focus of this study. Although the examples chosen here are used rather specific, the guidelines can be extended to other areas such as the separation of precious metals [3].

Use of soft heterocyclic N‑donor ligands to separate actinides and lanthanides

The removal of the most long-lived radiotoxic elements from used nuclear fuel, minor actinides, is foreseen as an essential step toward increasing the public acceptance of nuclear energy as a key component of a low-carbon energy future. Once removed from the remaining used fuel, these elements can be used as fuel in their own right in fast reactors or converted into shorter-lived or stable elements by transmutation prior to geological disposal. The SANEX process is proposed to carry out this selective separation by solvent extraction. Recent efforts to develop reagents capable of separating the radioactive minor actinides from lanthanides as part of a future strategy for the management and reprocessing of used nuclear fuel are reviewed. The current strategies for the reprocessing of PUREX raffinate are summarized, and some guiding principles for the design of actinide-selective reagents are defined. The development and testing of different classes of solvent extraction reagent are then summarized, covering some of the earliest ligand designs right through to the current reagents of choice, bis(1,2,4-triazine) ligands. Finally, we summarize research aimed at developing a fundamental understanding of the underlying reasons for the excellent extraction capabilities and high actinide/lanthanide selectivities shown by this class of ligands and our recent efforts to immobilize these reagents onto solid phases.

Lanthanide speciation in potential SANEX and GANEX actinide/ 2 lanthanide separations using Tetra-N-Donor extractants

Lanthanide(III) complexes with N-donor ex-tractants, which exhibit the potential for the separation of minor actinides from lanthanides in the management of spent nuclear fuel, have been directly synthesized and characterized in both solution and solid states. Crystal structures of the Pr3+, Eu3+, Tb3+, and Yb3+ complexes of 6,6′-bis(5,5,8,8-tetramethyl-5,6,7,8-tetrahydro-1,2,4-benzotriazin3-yl)-1,10-phenanthroline(CyMe4-BTPhen) and the Pr3+, Eu3+, and Tb3+ complexes of 2,9-bis(5,5,8,8-tetramethyl-5,6,7,8-tetrahydro-1,2,4-benzotria-zin-3-yl)-2,2′-bypyridine (CyMe4-BTBP) were obtained. The majority of these structures displayed coordination of two ofthe tetra-N-donor ligands to each Ln3+ ion, even when in some cases the complexations were performed with equimolar amounts of lanthanide and N-donor ligand. The structures showed that generally the lighter lanthanides had their coordination spheres completed by a bidentate nitrate ion, giving a 2+ charged complex cation, whereas the structures of the heavier lanthanides displayed tricationic complex species with a single water molecule completing their coordination environments. Electronic absorption spectroscopic titrations showed formation of the 1:2 Ln3+/LN4‑donor species (Ln = Pr3+, Eu3+, Tb3+) in methanol when the N-donor ligand was in excess. When the Ln3+ ion was in excess, evidence for formation of a 1:1 Ln3+/LN4‑donor complex species was observed. Luminescent lifetime studies of mixtures of Eu3+ with excess CyMe4-BTBP and CyMe4-BTPhen in methanol indicated that the nitrate-coordinated species is dominant in solution. X-ray absorption spectra of Eu3+ and Tb3+ species, formed by extraction from an acidic aqueous phase into an organic solution consisting of excess N-donor extractant in pure cyclohexanone or 30% tri-n-butyl phosphate (TBP) in cyclohexanone, were obtained. The presence of TBP in the organic phase did not alter lanthanide speciation. Extended X-ray absorption fine structure data from these spectra were fitted using chemical models established by crystallography and solution spectroscopy and showed the dominant lanthanide species in the bulk organic phase was a 1:2 Ln3+/LN‑donor species.

Spurenanalyse von Uran und Plutonium sowie Speziationsuntersuchungen an Plutonium mit massenspektrometrischen und kapillarelektrophoretischen Methoden

Die Elemente Uran und Plutonium besitzen seit Entdeckung der Kernspaltung und der technischen Nutzung der Kernenergie eine globale Bedeutung. So trägt Pu hauptsächlich zur Radiotoxizität von abgebrannten Brennelementen bei und erfordert im Falle einer Endlagerung in einer tiefen geologischen Formation einen sicheren Verschluss für bis zu einer Million Jahre. Das Wissen über die vorliegenden chemischen Spezies ist dabei entscheidend für das Verständnis der chemisch-physikalischen Wechselwirkungen im jeweiligen geochemischen System, insbesondere mit dem Wirtsgestein (hier Ton) und den allgegenwärtigen Huminstoffen (hier Fulvinsäure). Längerfristig sind so Vorhersagen über einen Transport des hochradioaktiven Abfalls nach Auslaugung und Austritt aus einem Endlager bis in die Biosphäre möglich. Gerade der Ultraspurenbereich, im Fernfeld eines Endlagers zu erwarten, ist dabei von besonderem Interesse. Darüber hinaus machen nuklearforensische Untersuchungen – in Hinblick auf illegal benutztes Nuklearmaterial, Schmuggel oder Nuklearterrorismus – zur Bestimmung der Herkunft, des Alters oder der Radiotoxizität isotopenselektive Nachweismethoden im Ultraspurenbereich notwendig. Im Rahmen dieser Arbeit wurden hierfür die Resonanzionisationsmassenspektrometrie (RIMS) zur isotopenselektiven Spuren- und Ultraspurenanalyse von U und Pu sowie die Kapillarelektrophorese (CE) gekoppelt an die induktiv gekoppelte Plasma (ICP)-Massenspektrometrie (CE-ICP-MS) zur Speziation von Pu eingesetzt. Für den isotopenselektiven Nachweis von Ultraspurenmengen von Uran mittels RIMS wurden vorbereitende Studien durchgeführt und mehrere zweifach resonante Anregungsleitern mit nicht-resonanter Ionisation untersucht. Eine Effizienz von ca. 10^-10 bei einer Nachweisgrenze von 10^12 Atomen U-238 konnte erzielt werden. In Zusammenarbeit mit dem Institut für Radiochemie, TU München, wurde mittels RIMS die Isotopenzusammensetzung von Plutonium, abgetrennt aus einem panzerbrechenden Urangeschoss aus dem Kosovokonflikt, bestimmt und dieses als Waffenplutonium mit einem Gehalt von 15 pg Pu-239/g Uran identifiziert. Rückschlüsse über Herkunft und Alter des Plutoniums konnten daraus gewonnen werden. Für Studien zur Umweltüberwachung von Plutonium in Rheinland-Pfalz wurden Grund-, Oberflächen- und Klärwasserproben mittels RIMS untersucht. Oberhalb der Nachweisgrenze von ca. 10^7 Atomen Pu-239/500 mL konnte kein signifikanter Gehalt bestimmt werden. Zusätzlich wurden Klärschlammproben untersucht, wobei in einer Probe 5,1*10^7 Atome Pu-239/g gemessen wurde, was auf eine Anreicherung von Pu im Klärschlamm aus großen Wasservolumina hindeuten könnte. Speziationsuntersuchungen von Plutonium in Kontakt mit Fulvinsäure und dem Tonmineral Kaolinit wurden in Hinblick auf die Wechselwirkungen im Umfeld eines nuklearen Endlagers durchgeführt. Die Redoxkinetik von Pu(VI) in Kontakt mit Gorleben-Fulvinsäure zeigt eine mit steigendem pH zunehmend schnellere und vollständige Reduktion und ein vergleichbares Verhalten zur Huminsäure. Für ein Plutoniumgemisch aus allen vier umweltrelevanten Oxidationsstufen in Kontakt mit Gorleben-Fulvinsäure konnte nach ca. 1 Monat Kontaktzeit eine fasst vollständige Reduktion zum tri- und tetravalenten Pu beobachtet werden. Sorptionsuntersuchungen der stabilsten Oxidationsstufe, Pu(IV), in Kontakt mit Kaolinit bei pH = 0 bis 13 im Konzentrationsbereich 10^-7 bis 10^-9 mol/L verdeutlichen das ausgeprägte Sorptionsverhalten von Pu(IV) (ca. 60% bis 90% Sorption) im umweltrelevanten pH-Bereich bei einem Einsetzen der Sorption bei pH = 0 bis 2. Im Rahmen des "Colloid and Radionuclide Retardation" (CRR) Experiments im Felslabor Grimsel, Schweizer Alpen, wurde in Zusammenarbeit mit dem Institut für Nukleare Entsorgung, Karlsruhe, die kolloidgetragene Migration von Pu(IV) in einem Grundwasserstrom durch Scherzonen im Granitgestein unter umweltrelevanten Bedingungen untersucht. Bei Zugabe von im Grundwasser stabilen Bentonitkolloiden – Bentonit wird als ein geeignetes Verschlussmaterial für nukleare Abfälle erforscht – konnte ein erhöhter Transport des Pu(IV) beobachtet werden, der durch Sorption des Pu an die mobilen Kolloide hervorgerufen wird. Zur Speziation von Plutonium im Ultraspurenbereich wurde im Rahmen dieser Arbeit an der Entwicklung der Kopplung der CE mit der sehr sensitiven RIMS gearbeitet. Das Prinzip der offline-Kopplung basiert auf dem Sammeln der zu unterschiedlichen Zeiten am Ende der Kapillare eluierten Oxidationsstufen in einzelnen Fraktionen. Aus jeder Fraktion wird ein eigenes Filament hergestellt und mit RIMS auf seinen Plutoniumgehalt untersucht. Eine erste Validierung der Methode konnte durch Bestimmung der Oxidationsstufenzusammensetzung eines bekannten Gemischs erfolgreich für einen Gehalt von ca. 6*10^9 Atome Pu-239 durchgeführt werden. Dies stellt einen möglichen Zugang zu dem erwarteten Konzentrationsbereich im Fernfeld eines Endlagers dar.

Selektiver Nachweis von Uran-236 mittels hochauflösender Resonanzionisations-Massenspektrometrie

Die vorliegende Dissertation beschreibt die Entwicklung, den Aufbau und die Erprobung eines neuartigen lasermassenspektrometrischen Nachweises des Ultraspurenisotops 236U. Das Nuklid 236U wird vorwiegend in Kernreaktoren durch Neutroneneinfang aus 235U gebildet und dient damit als Schlüsselisotop zur Unterscheidung anthropogenen Urans von natürlichem Uran-Vorkommen. Mit seinem Nachweis wird die Untersuchung der Migration von Kernbrennstoff in der Umwelt und die Beantwortung kritischer Fragen in der nuklearen Forensik ermöglicht. Im Rahmen dieser Arbeit wurde das Verfahren der hochauflösenden Resonanzionisations-Massenspektrometrie auf die Anforderungen des selektiven Nachweises von Uran-Isotopen angepasst. Wesentliche Schritte waren hierbei die Untersuchung einer effizienten Atomisation von Uran-Proben, die Identifikation atomarer und autoionisierender Zustände für eine resonante Anregungsleiter, die vollständige Spezifikation der Anregungsleiter für alle Uran-Isotope und schließlich die Umsetzung der Erkenntnisse in ein analytisches Messverfahren. Die optische Selektivität des Verfahrens konnte durch Dichtematrixrechnungen zu ca. 14 Größenordnungen abgeschätzt werden; die Nachweisgrenze des Verfahrens für das Isotopenverhältnis 236U / 238U ist dabei gegenwärtig durch Untergrund begrenzt und beträgt ca. 3 · 10−8. Mit diesen Spezifikationen konnte die Linearität und Präzision des Nachweisverfahrens über einen dynamischen Bereich von vier Größenordnungen nachgewiesen werden.

Speciation of tetravalent plutonium in contact with humic substances and kaolinite under environmental conditions

Plutonium represents the major contribution to the radiotoxicity of spent nuclear fuel over storage times of up to several hundred thousand years. The speciation of plutonium in aquifer systems is important in order to assess the risks of high-level nuclear waste disposal and to acquire a deep knowledge of the mobilization and immobilization behavior of plutonium. In aqueous solutions, plutonium can coexist in four oxidation states and each one of them has different chemical and physical behavior. Tetravalent plutonium is the most abundant under natural conditions. Therefore, detailed speciation studies of tetravalent plutonium in contact with humic substances (HS) and kaolinite as a model clay mineral have been performed in this work. Plutonium is present in the environment at an ultratrace level. Therefore, speciation of Pu at the ultratrace level is mandatory. Capillary electrophoresis (CE) coupled to resonance ionization mass spectrometry (RIMS) was used as a new speciation method. CE-RIMS enables to improve the detection limit for plutonium species by 2 to 3 orders of magnitude compared to the previously developed CE-ICP-MS. For understanding the behavior of Pu(IV) in aqueous systems, redox reactions, complexation, and sorption behavior of plutonium were studied. The redox behavior of plutonium in contact with humic acid (HA) and fulvic acid (FA) was investigated. A relatively fast reduction of Pu(VI) in contact with HS was observed. It was mainly reduced to Pu(IV) and Pu(III) within a couple of weeks. The time dependence of the Pu(IV) complexation with Aldrich HA was investigated and a complex constant (logßLC) between 6.4 - 8.4 of Pu(IV) was determined by means of ultrafiltration taking into account the loading capacity (LC). The sorption of tetravalent plutonium onto kaolinite was investigated as a function of pH in batch experiments under aerobic and anaerobic conditions. The sorption edge was found at about pH = 1 and a maximum sorption at around pH = 8.5. In the presence of CO2 at pH > 8.5, the sorption of plutonium was decreased probably due to the formation of soluble carbonate complexes. For comparison, the sorption of Th(IV) onto kaolinite was also investigated and consistent results were found. The Pu(IV) sorption onto kaolinite was studied by XANES and EXAFS at pH 1, 4, 9 and the sorbed species on kaolinite surface was Pu(IV). Depending on the pH, only 1 - 10 % of the sorbed plutonium is desorbed from kaolinite and released into a fresh solution at the same pH value. Furthermore, the sorption of HS onto kaolinite was studied as a function of pH at varying concentrations of HS, as a prerequisite to understand the more complex ternary system. The sorption of HA onto kaolinite was found to be higher than that of FA. The investigation of the ternary systems (plutonium-kaolinite-humic substances) is performed as a function of pH, concentration of HS, and the sequences of adding the reactants. The presence of HS strongly influences the sorption of Pu(IV) onto kaolinite over the entire pH range. For comparison, the influence of HS on the sorption of Th(IV) onto kaolinite was also investigated and a good agreement with the results of Pu(IV) was obtained.

Massenspektrometrische Untersuchungen des Komplexierungsverhaltens von Actinid-Ionen in Lösung

Da die Langzeit-Radiotoxizität von abgebrannten Kernbrennstoffen von Plutonium und den minoren Actiniden dominiert wird, sind diese Elemente im Fokus der Untersuchungen bezüglich der Entsorgung der radioaktiven Abfälle.rnUm ein besseres Verständnis der Selektivität der Partitioning-Liganden BTP und BTBP bezüglich der Extraktion von trivalenten Actiniden zu erlangen, wurden die Komplexe, die diese mit Lanthaniden in octanolischer Lösung bilden charakterisiert. Das unterschiedliche Extraktionsverhalten der Lanthaniden untereinander konnte dabei auf unterschiedliche Präferenz zur Bildung von Ln(BTP)3-Komplexen abhängig vom Ionenradius der Lanthaniden zurückgeführt werden. Darüber hinaus konnte gezeigt werden, dass abhängig vom sterischen Anspruch der BTBP-Liganden in Eu(BTBP)2-Komplexen Nitratliganden in der ersten Koordinationssphäre gebunden werden. rnDa das Verhalten von Plutonium unter geochemischen Bedingungen von besonderem Interesse für die Risikoabschätzung von nuklearen Endlagern ist, widmet sich der zweite Teil der Arbeit dem Hydrolyse- und Kolloidbildungsverhalten von wässrigen Plutoniumlösungen in den Oxidationsstufen IV bis VI. Daher wurden die Lösungsspezies von sowohl Zirconium(IV) als Analogon für Plutonium(IV), als auch die von Uran(VI) und Plutonium(VI) direkt mittels massenspektrometrischer Methoden charakterisiert und quantifiziert. Darüber hinaus wurde die kinetische Hemmung der Reduktion von Pu(V) zu Pu(IV) und nachfolgender Kolloidbildung untersucht, welche sich durch oberflächeninduzierte Reduktion an kolloidalen Kristallisationskeimen deutlich beschleunigen lässt.rn

Speziation von Plutonium bei der Sorption und Diffusion in Opalinuston

Die vorliegende Arbeit wurde im Rahmen des BMWi-Verbundprojektes Wechselwirkung und Transport von Aktiniden im natürlichen Tongestein unter Berücksichtigung von Huminstoffen und Tonorganika – Wechselwirkung von Neptunium und Plutonium mit natürlichem Tongestein“ durchgeführt. Um die langfristige Sicherheit der nuklearen Endlager beurteilen zu können, muss eine mögliche Migration der radiotoxischen Abfälle in die Umwelt betrachtet werden. Wegen seiner langen Halbwertszeit (24000 a) leistet Pu-239 einen wesentlichen Beitrag zur Radiotoxizität abgebrannter Kernbrennstoffe in einem Endlager. Das redox-sensitive Pu tritt in Lösung unter umweltrelevanten Bedingungen in den Oxidationsstufen +III bis +VI auf und kann nebeneinander in bis zu vier Oxidationsstufen vorliegen. Tonsteinformationen werden als mögliches Wirtsgestein für Endlager hoch-radioaktiver Abfälle betrachtet. Deshalb sind ausführliche Informationen zur Mobilisierung und Immobilisierung des Pu durch/in das Grundwasser aus einem Endlager von besonderer Bedeutung. In dieser Arbeit wurden neue Erkenntnisse über die Wechselwirkung zwischen Pu und dem natürlichen Tongestein Opalinuston (OPA, Mont Terri, Schweiz) mit Hinblick auf die Endlagerung wärmeentwickelnder radioaktiver Abfälle in einem geologischen Tiefenlager gewonnen.rnDer Fokus der Arbeit lag dabei auf der Bestimmung der Speziation von Pu an der Mineraloberfläche nach Sorptions- und Diffusionsprozessen mittels verschiedener synchrotronbasierter Methoden (µ-XRF, µ-XANES/EXAFS, µ-XRD, XANES/EXAFS). rnDie Wechselwirkung zwischen Pu und OPA wurde zunächst in Batch- und Diffusionsexperimenten in Abhängigkeit verschiedener experimenteller Parameter (u.a. pH, Pu-Oxidationsstufe) untersucht. In Sorptionsexperimenten konnte gezeigt werden, dass einige Parameter (z.B. Temperatur, Huminsäure) einen deutlichen Einfluss auf die Sorption von Pu haben.rnDie Speziationsuntersuchungen wurden zum einen an Pulverproben aus Batchexperimenten und zum anderen an OPA-Dünnschliffen bzw. Diffusionsproben in Abhängigkeit verschiedener experimenteller Parameter durchgeführt. Die EXAFS-Messungen an der Pu LIII-Kante der Pulverproben ergaben, dass eine innersphäriche Sorption von Pu(IV) an Tongestein unabhängig von dem Ausgangsoxidationszustand des Plutoniums in Lösung stattgefunden hat. Durch die Kombination der ortsaufgelösten Methoden wurde erstmalig mittels μ-XRF die Verteilung von Pu und anderen in OPA enthaltenen Elementen bestimmt. µ-XANES-Spektren an Pu-Anreicherungen auf OPA-Dünnschliffen und in Diffusionsproben bestätigen, dass das weniger mobile Pu(IV) die dominierende Spezies nach den Sorptions- und Diffusionsprozessen ist. Darüber hinaus wurde zum ersten Mal ein Diffusionsprofil von Pu in OPA mittels µ-XRF gemessen. Die Speziationsuntersuchungen mittels μ-XANES zeigten, dass das eingesetzte Pu(V) entlang seines Diffusionspfades zunehmend zu Pu(IV) reduziert wird. Mit µ-XRD wurde Illit als dominierende Umgebung, in der Pu angereichert wurde, identifiziert und Siderit als eine redoxaktive Phase auftreten kann. Die Ergebnisse dieser Arbeit zeigen, dass die Sicherheit von OPA als Wirtsgestein eines Endlagers hoch-radioaktiver Abfälle positiv zu bewerten ist. rn

Migration von Technetium in natürlichem Tongestein

Die vorliegende Arbeit wurde im Rahmen des Verbundprojektes „Rückhaltung endlagerrelevanter Radionuklide im natürlichen Tongestein und salinaren Systemen“ (Förderkennzeichen: 02E10981), welches durch das Bundesministerium für Wirtschaft und Energie (BMWi) gefördert wurde, angefertigt. Ziel war es, erstmals Erkenntnisse zur Wechselwirkung zwischen dem Spaltprodukt Technetium und einem natürlichen Tongestein im Hinblick auf ein Endlager für wärmeentwickelnde radioaktive Abfälle zu erlangen. Hierfür wurde der in der Nordschweiz vorkommende Opalinuston aus Mont Terri als Referenzmaterial verwendet. Das Nuklid Technetium-99 liefert auf Grund seiner langen Halbwertszeit einen signifikanten Beitrag zur Radiotoxizität abgebrannter Brennelemente für mehr als tausend Jahre. Im Falle einer Freisetzung aus den Lagerbehältern wird die Geochemie des Technetiums von seiner Oxidationsstufe bestimmt, wobei lediglich die Oxidationsstufen +IV und +VII von Relevanz sind. Auf Grund seiner hohen Löslichkeit und geringen Affinität zur Sorption an Oberflächen von Mineralien ist Tc(VII) die mobilste und somit auch gefährlichste Spezies. Entsprechend lag der Fokus dieser Arbeit auf Diffusionsexperimenten dieser mobilen Spezies sowie auf dem Einfluss von Eisen(II) auf die Mobilität und die Speziation des Technetiums.rnDie Wechselwirkung zwischen Technetium und Opalinuston wurde in Sorptions- und Diffusionsexperimenten unter Variation verschiedener Parameter (pH-Wert, Zusatz verschiedener Reduktionsmittel, Einfluss von Sauerstoff, Diffusionsweg) untersucht. Im Zuge dieser Arbeit wurden erstmals ortsaufgelöste Untersuchungen zur Speziation des Technetiums an Dünnschliffen und Bohrkernen durchgeführt. Dabei konnten ergänzend zur Speziation auch Informationen über die Elementverteilung und die kristallinen Mineralphasen nahe lokaler Anreicherungen des Radionuklides gewonnen werden. Zusätzlich erlaubten Untersuchungen an Pulverproben die Bestimmung der molekularen Struktur des Technetiums an der Tonoberfläche.rnSowohl die Kombination der oben aufgeführten Sorptionsexperimente mit spektroskopischen Untersuchungen als auch die Diffusionsexperimente zeigten unter Sauerstoffausschluss eine Reduktion von Tc(VII) zu immobilen Tc(IV)-Spezies. Weiterhin konnte die Bildung eines Tc(IV)-Sorptionskomplexes an der Tonoberfläche gezeigt werden. Im Hinblick auf ein Endlager in Tongestein sind diese Ergebnisse positiv zu bewerten.

(Table 4) Concentrations of radionuclides in waters of the Barents and Kara Seas in August 2003

A methodology of experimental simulation of state of spent nuclear fuel that occurs on the sea floor due to some catastrophes or dumping is developed. Data on long-term (more than 2000 days) experiments on estimation of 85Kr and 137Cs release rate from spent nuclear fuel (fragments of irradiated UO2 pellets) were firstly obtained; these estimates prove correctness of a hypothesis offered by us in early 1990s concerning to earlier 85Kr release (by one order of magnitude higher than that of 137Cs) as compared to other fission fragments in case of loss of integrity of fuel containment as a result of corrosion on the sea floor. A method and technique of onboard 85Kr and 137Cs sampling and extraction (as well as sampling of tritium, product of triple 235U fission) and their radiometric analysis at coastal laboratories are developed. Priority data on 85Kr background in bottom layers of the Barents and Kara Seas and 137Cs and 3H in these seas (state of 2003) are presented. Models necessary for estimation of dilution of fission products of spent nuclear fuel and their transport on the floor in accident and dumping regions are developed. An experimental method for examination of state of spent nuclear fuel on the sea floor (one expedition each 2-3 years) by 85Kr release into environment (a leak tracer) is proposed; this release is an indicator of destruction of fuel containment and release of products of spent nuclear fuel in case of 235UO2 corrosion in sea water.

Impact radiologique liés au transport de matières radioactives par route en Espagne / Radiological impact associated with the transport by road of radioactive material in Spain

Questions relating to the transport of radioactive materials are very much an issue of current interest due to the increasing mobility of the materials involved in the nuclear fuel cycle, commitment to the environment, the safety and protection of persons and the corresponding regulatory legal framework. The radiological impact associated with this type of transport was assessed by means of a new data-processing tool that may be of use and serve as complementary documentation to that included in transport regulations. Thus, by determining the level of radiation at a distance of one metre from the transport vehicle and by selecting a route, the associated impacts will be obtained, such as the affected populations, the dose received by the most highly exposed individual, the overall radiological impact, the doses received by the population along the route and the possible detriment to their health. The most important conclusion is that the emissions of ionising radiation from the transport of radioactive material by road in Spain are not significant as regards the generation of adverse effects on human health, and that their radiological impact may be considered negligible.