Skript

Abgebrannte Brennelemente (spent fuel) sind bei Zutritt von Wasser geradezu
das Gegenteil einer Matrixbarriere. Durch die enorme Radioaktivität bildet sich
u. a. H 2 O 2 (Wasserstoffsuperoxid.), das mit UO 2 zu UO 2 (OH) 2 reagiert. – die
massive Uranoxidtablette zerrieselt zu einem gelben Pulver mit extrem hoher
Oberfläche. Bei Anwesenheit von Luft im Container kann sich aus dem
Stickstoff sogar Salpetersäure bilden. – Überdies tritt ein Teil des
Uranylhydroxids in kolloidaler Form auf. Solche Kolloide werden selbst durch
sehr verdünnte Ca(HCO 3 ) 2 -Lösungen gelöst, d.h. es löst sich sogar in
Mineralwasser auf!
Bei der Suche nach geeigneten Metallen für den Container kommen aus
Kostengründen nicht in Betracht extrem beständige, aber auch extrem teure
Metalle wie etwa Tantal.und Edelmetalle - In einem Bericht des Batelle
Memorial Instituts für das U.S. Department of Energy zu Waste Package
Materials von Oktober 1981 findet sich aber auch der Satz:
„Some alloys were eliminated from future considerations based on economics
alone; e.g., zircaloy.”
Eben diese Legierung wird ja für die Brennelemente als Hüllrohr (cladding)
verwendet, allerdings ist das Zirkonium vorher vom stets .vorhandenem
Hafnium chemisch getrennt worden, da Hafnium einen hohen
Einfangquerschnitt für Neutronen hat. Für die Endlagerung könnte man auf
diesen teuren Schritt verzichten, der Neutroneneinfang durch Hf wäre hier
sogar von Vorteil.
Die bisherigen Endlagerpläne in Deutschland sehen als Container dicke
Stahlbehälter vor die keine Neigung zur Lochfraßkorrosion zeigen (pit
corrosion) .
Durch die große Masse an Eisen soll zugleich ein reduzierendes Milieu
gesichert werden. Theoretisch sollte daher das UO 2 nicht oxydieren solange
noch Fe vorhanden ist, - Allerdings hat Eisen als Containermaterial einen
Nachteil: Das thermodynamische Gleichgewicht der Reaktion Fe + H 2 O = FeO
+ H 2 liegt bei Ausschluss von Sauerstoff bei pH-Werten kleiner als etwa 5 auf
der rechten Seite der Gleichung. Bei Wasserzutritt zum Behälter muss also
mindestens langfristig mit einer Wasserstoffentwicklung gerechnet werden.
Als Spaltproduktphase wird international allgemein 600 Jahre genannt. Nach
dieser Zeit sind Cs 137 und Sr 90 zu 99,99% und Sm 141 zu 99,0 % zu nicht
radioaktiven Elementen zerfallen. Die restlichen noch aktiven Spaltprodukte
wie Zr 91 (1,5x10 6 a) , Tc 99 (2,1x10 5 a) und J 129 (1,6x10 7 a) haben sehr
lange Halbwertszeiten, Zr ist zudem extrem unlöslich im neutralen Milieu.- Aus
den Diagrammen auf den Seiten 36 bis 37 ist aber zu entnehmen, dass sowohl
in Bezug auf Aktivität, als auch auf Wärmeentwicklung und Radiotoxizität die
Spaltprodukte (wesentlich Cs 137 und Sr 90) schon nach etwa 200 a kaum
noch eine Rolle spielen. Cs137 .und Sr 90 sind dann bereits zu 99,0%
zerfallen.
Besondere Schwierigkeiten macht bei einer Tieflagerung die
Wärmeentwicklung, sie nimmt in den ersten 500 a nach Entnahme aus dem
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