/' A-. KARNBRANSLENAMNDEN The National Board for Spent Nuclear Fuel NÄMNDEN FÖR HANTERING AV ANVÄNT KÄRNBRÄNSLE (NAK) Postadress: Besöksadress: Box 2045 Storkyrkobrinken 13,3 tr 10311 STOCKHOLM Tel 08/23 47 70
NAK rapport 9 UPPFÖLJNING AV UTLÄNDSKA SÄKERHETSSTUDIER ÖVER SLUTFÖRVARING AV KÄRNBRÄNSLEAVFALL Ragnar Gel in Studsvik Energiteknik AB Juni 1984
Studsvik Arbets III -t -Technical Note atior. Project identification Datum Date Rapport nr - Report No. NAK Dnr 39/83 84-05-03 Titel och författare - Title and author Uppföljning av utländska säkerhetsstudier över slutförvaring av kärnaränsleavfall Uppdrag för Nämnden f<ir hantering av använt kärnbränsle Ragnar Gelin Dist'ihiition Begränsa^äistribution Restricted distribution Rapporten skall ej förhandsaviseras Internal note Kontonr Internal note Antal ex - No. of copies PN5464A HUVUDINNEHALL På uppdrag av Nämnden för hantering av använt kärnbränsle har en uppföljning gjorts av några utländska säkerhetsrelaterade studier över slutförvaring av kärnbränsleavfall i huvudsakligen kristallin berggrund. Arbetet har i första hand inriktats på Kanada och USA, men vissa arbeten från Schweiz och Japan har också tagits upp. t nprqili-knik AP ) NYKÖPING T.M Nat 01!>5 800 00 I ni Mfiibb 800 00 Telex 6401 r1 sf uris s Telefax Nat 0155 630 44 I nt*46155 63044
INNEHÅLLSFÖRTECKNING S Af MANFATTNING Sid 1. INLEDNING 2. MODELLUTVECKLING OCH SÄKERHETS- ANALYSER.1.1 Kanada 2. 2 USA t. 3 Schweiz 2.4 Japan 3. BARRIÄRER 3.1 Kapselmaterial och kapselgenombrott 3.2 Frigörelse av aktivitet från kärnbränslet 3.3 Buffertmaterial 3.4 Geosfären 4. NEPTUNIUM 4.1 Allmänt 4.2 De nya ICRP-normerna 4.3 Inventariet i förvaret 4.4 Kemi i grundvatten 4.5 Löslighet 4.6 Sorption 4.7 Upptagning i biosfären 4.8 Sammanfattning REFERENSER
SAMilANF ATTN ING Det pågår intensivt arbete i många länder fsr att utveckla modeller och beräkningsprogram för att uppskatta spridningen av radioaktivitet från slutförvar och för att beräkna resulterande doser. De olika delmodellerna har blivit allt mer sofistikerade, och det är en strävan att koppla samman dem till större enheter. Jämsides med modellutvecklingen ökar nu också insatserna för att ta fram tillförlitliga parametervärden. Det gäller inte minst i USA efter antagande av Nuclar Waste Policy Act. Platsspecifika data måste nu snabbt erhållas från basaltområdet vid Hanford, tufflagren vid Yucca Mountain i Nevada och från saltlager och saltdomer i Utah, Texas, Mississippi och Louisiana. De relativt få större utländska säkerhetsanalyser över slutförvaring av högaktivt avfall, sots utförts de senaste 1-2 åren, har i likhet med öa flesta tidigare utredningar givit mycket låga resulterande doser. Jod-129, neptunium-23?, teknetium-99, kol-14 och radium-226 har varit dosdominerande nuklider. Ingen av dessa utredningar har dock varit så omfattande och väl underbyggd som KBS-3. Den pågående schweiziska studien blir dock sannolikt av ungefär samma karaktär som den svenska utredningen. NW9 2 ASG
STUDSVIK ENERGITEKNIK AI. 1 INLEDNING Under 1982/83 utfördes på uppdrag av Nämnden för hantering av använt kärnbränsle en sammanställning av några utländska säkerhetsstudier över slutförvarinu av kärnbränsleavfall, huvudsakligen i kristallina bergarter /l-l/. Föreliggande rapport utgör en uppföljning av detta arbete. Förutom direkta säkerhetsanalyser övar slutförvaring och modellutveckling i samband därmed har också kortfattat refererats en del intressanta studier rörande de olika barriärerna och beträffande neptunium-237 som jämte jod-129 i många fall svarat för de relativt sett största bidragen till individdosen i säkerhetsanalyserna. 2 MODELLUTVECKLING OCH SÄKERHETSANALYSER 2.1 Kanada För säkerhetsanalysen av slutförvaret efter tillslutningen tillämpar man i Kanada en metodik som kallas SYVAC (Systens Variability Analysis) /2-1/. Dess allmänna uppbyggnad och ett tillämpningsfall har tidigare beskrivits 12-21. För varje parameter fastlägger man ett intervall och hur parametervärdena är fördelade inom detta intervall. Slumpmässigt väljes sedan ett värde för varje parameter inom dess intervall, och konsekvensen beräknas med en serie sammankopplade beräkningsprogram. Konsekvensen kan exempelvis vara den maximala dosekvivalentinteckningen för en individ i kritisk grupp på grund av läckage från förvaret. Ett stort antal sådana programkörningar genomförs och resultaten presenteras i form av ett konsekvens-frekvens-histogram.
SYVAC-metodiken har utvecklats bl a genom att biosfäi.smodellerna modifierats /2-3/. Man tar nu också nänsyn till sedimentationen i vattendrag /2-4/. Den tidigare utvecklade dynamiska modellen SCEMR (Soil Chemical Exchange and Migration of Radionuclides), som behandlar migrationen i mark och upptagningen i växter, kan nu kopplas in i SYVAC-beräkningar /2-5, 2-6/. Internexponeringen från intag av livsmedel beräknas med det nya beräkningsprogrammet LIMCAL, som i första hand baseras på erforderligt energi-innehåll i intagen föda /2-7, 2-8/. I biosfärsmodellen har man också arbetat in exponering via inhalation samt från extern bestrålning /2-9/. Vidare har nya förfaranden utvecklats för att närmare analysera de mest intressanta SYVAC-körningarna för att kunna fastlägga eventuella samband mellan resultaten och en viss parameter. I en kanadensisk utredning har man diskuterat och, så långt möjligt, sökt analysera några ingrepp och speciella förlopp, som skulle kunna tänkas leda till spridning av radioaktiva ämnen från ett slutförvar /2-10/. Analysen leder fram till en uppdelning av förloppen i två grupper: sådana, som sannolikt är betydelselösa och sådana, som kräver fortsatta studier. Till gruppen "sannolikt betydelselösa" hör: Meteoritnedslag. Sannolikheten för att ett meteoritnedslag skulle åstadkomma sprickor i förvaret uppskattas ligga omkring 10 per år. Sannolikheten för att nedslaget är så kraftigt att,, förvaret krossas anses vara <4 * 10 per år. Vulkanutbrott. Mycket låg sannolikhet. Värmeutveckling. Den värmeutveckling, som erhålles till följd av det radio-
aktiva sönderfallet kan inte påverka perroeabiliteten i berggrunden i någon nämnvärd omfattning. Sabotage- och krigshandlingar. Sabotage- och terroristhandlingar mot det tillslutna förvaret skulle kräva avancerad utrustning och ta avsevärd tid att genomföra. Det förefaller därför mycket osannolikt att de skulle lyckas. För att skada det djupt liggande förvaret uppifrån ytan skulle det behövas mycket kraftiga laddningar. Om det var fråga om sabotage- eller (medvetna) krigshandlingar så skulle dessa laddningar på ett mycket effektivare sätt kunna användas direkt i tättbefolkade områden. Även om de användes mot förvaret, så skulle skadeverkningarna av explosionen sannolikt bli större än från frigjord aktivitet. NW9 2 ASG Borrningar och gruvdrift. Intrusion i förvaret kan tänkas ske antingen avsiktligt eller oavsiktligt. Materialet i förvaret kan vara attraktivt: uran och plutonium i bränsle; eventuell koppar och bly i kapslar. Återvinning av materialet i förvaret kräver en omfattande insats och måste vara resultatet av ett medvetet beslut från samhällets sida att verkligen genomföra ett sådant projekt med allt vad det innebär. Oavsiktligt intrusion kan inträffa exempelvis under prospektering efter olika fyndigheter (mineral, olja, gas kol, salt, vatten, jordvärme) eller vid utvinning av dessa. Andra typer av ingrepp skulle kunna tänkas vara vapenprov, avfallsdeponering, och vid relativt ytliga förläggningar kanske också arkeologiska "utgrävningar". Sådana oavsiktliga ingrepp förutsätter att den institutionella kontrollen, markeringen av platsen för förvaret eller kunskapen om dess existens och läge, inte är tillräckligt effektiv eller har gått förlorad. Att man oavsiktligt tränger in i förvaret anses dock vara ytterst osannolikt, i varje fall under de första årundradena, då konsekvenserna skulle vara som störst. Man kommer ju att förlägga förvaret i formationer som, efter vad man nu kan bedöma, inte innehåller attraktiva fyndigheter eller kan vara av större intresse ur rent vetenskaplig synpunkt.
Till gruppen över förlopp, som kräver fortsatta st.udier, för man: också nedisning och avsmältning, berggrundsrörelser förändringar i biosfären och möjligen erosion samt strålskador och av strålningen inducerade kemiska reaktioner (radiolys) 2.2 USA 2.^1 äkerhetsanalys_för_slut förvar 1983 publicerades en omfattande utredning rörande omgivningspåverkan från slutförvaring av högaktivt avfall i olika geologiska formationer /2-11, 2-12/. Studien, som utfördes på uppdrag av US Department of Energy, behandlar förläggning av förvaret i salt, basalt, tuff och granit. Inventariet antas vara dels förglasat högaktivt avfall från upparbetning av 100 000 ton bränsle från lättvattenmodererade reaktorer, dels använt bränsle. Man förutsätter att upplösningen sker kongruent under 10 000 år, men även löslighetsbegränsningar diskuteras. Migrationen av frigjord aktivitet genom geosfären behandlas med en en-dimensionell modell. Recipienten utgörs av en flod. Spridningen och de resulterande dosbelastningarna beräknas med programmet PABLM /2-13/. Doserna anges som årlig medeldos till individ i kritisk grupp med användande av faktorerna i ICRP-30. Variation i de olika parametervärdena behandlas och inverkan av kolloidbildning och dispersion diskuteras allmänt. Individdoserna är 7 6 genomgående låga; 10-10 Sv/år för granitalternativet.
De dosdorainerande nukliderna vid förläggning av förvaret i basalt, tuff och granit är kol-14 (på relativt kort sikt), neptunium-237 och, då det gäller använt bränsle, jod-129. (I upparbetningsfallet antar man att jod-129 skiljs ifrån och överförs till svårlöslig silverjodid före deponeringen i förvaret). Insatserna i USA på förläggning av slutförvar i granit ökar f n. En genomgång av den geologiska litteraturen har resulterat i en rekommendation att begränsa de fortsatta studierna till i första hand följande områden /2-14, 2-15/: vid Lake Superior södra Appalacherna Norra Appalacherna och Adirondack-bergen. Battelle Memorial Institute skall på DOE:s uppdrag leda undersökningarna under den närmaste femårsperioden /2-16/. Kristallina bergarter som granit kan bli aktuella vid val av förläggningsplats för USA:s slutförvar nummer två (för högaktivt avfall) /2-17/. 2/1^2 Modellutveckling Utveckling av spridningsmodeller pågår, bl a under ledning av T H Figford, som var huvudansvarig för den ovannämnda utredningen för DOE. Särskild uppmärksamhet har ägnats löslighetsbegränsningar och migrationer i buffertlager /2-18, 2-19, 2-20, 2-21, 2-22/. En arbetsgurpp har granskat de modeller, som står till det amerikanska programmets förfogande då det gäller spridning av aktivitet i sprickig berggrund /2-23/. Man anser att modellerna i stort är tillräckligt utvecklade. De svngaste
STUDSVIK ENERGITEKNIK A3 avsnitten utgör modellerna för en enskild spricka och behandlingen av samverkan mellan vattfe.nströmning, värmeöverföring, mekaniska deformationer och geokemiska processer. Det vase ltligaste anses dock vara att få fram plat.sspecifika data. Er hel serie av något förenklade tidigare utvecklade delprogram har man vid PNL (Pacific Northwest Laboratories) nu kopplat samman för att kunna göra översiktliga totalanalyser av migrationen från ett slutförvar och de resulterande doserna /2-24/. De osäkerheter, som är förknippade med säkerhetsbedömningar av ett slutförvar med radioaktivt avfall åir föremål för relativt omfattande studier även i USA /2-25/. Osäkerheten gäller dels modellerna, dels de ingående parametervärdena. Man måste verifiera att modellerna på ett riktigt sätt återspeglar de förlopp man tänkt att de ska beskriva, samt genom försök visa att de på ett tillfredsställande sätter återger de verkliga förloppen. Parametervärdenas fördelning måste anges, och de siffervärden, som ska användas vid genomförandet av beräkningarna väljas ut med lämpligt slumpförfärande. NW9 2 ASG NRC (Nuclear Regulatory Commission) har startat en omfattande genomgång av modeller och beräknings* program-, som eventuellt skulle kunna komina till användning vid säkerhetsbedömningar av slutförvar för radioaktivt avfall. Arbetet, som utförs av experter på olika delområden, har hittills resulterat i tre rapporter /2-26, 2-27, 2-28/. Man ger korta beskrivningar av de olika modellerna och pekar på deras ev begränsningar och svagheter. Genomgången ska ge underlag för att gallra fram
10 de modf Her och program, som sedan kommer att utvärderas mera i detalj. 2^2..3 Yärdering_av_dgser_i_avlägsen_f ramtid De doser och hälsoeffekter, som kan erhållas från utläckande radionuklider i ett slutförvar ligger enligt säkerhetsbedömningarna nästa alltid långt in i framtiden. Frågan om man för dessa framtida effekter bör tillämpa någon slags diskor tering för att kunna jämföra dem med i tiden närliggande effekter har diskuterats av B L Cohen /2-29/. Cohen pekar exempelvis på att den ökning av cancersjukas överlevnadschanser, man kan utläsa ur de senast decenniernas statistik, skulle motivera en siffra på ca 0.7 % per år vid diskonteringsberäkningar för detta speciella fall och denna tidsperiod. Ett annnat betraktelsesätt innefattar resonemang kring fondering av pengar. Framtida generationer kan sannolikt använda resurserna på ett effektivare sätt. En historisk återblick tyder på att man bör kunna räkna med å-tminstone en räntesats på 3 % per år. Som Cohen framhåller måste dock detta betraktelsesätt tillämpas med omdöme. Det är bättre att nu lägga ned pengar på ett effektivt slutförvar än att bygga ett billigare, mindre effektivt förvar, som kan komma att kräva upprepade, omfattande insatser i framtiden för att komma till rätta med utläckande radioaktivitet. Cohen framhåller slutligen att det vore effektivare att öka insatserna inom medicinsk forskning i stället för att vidtaga strålskyddsåtgärder, som endast har en ytterst marginell verkan ur hälsosynpunkt. NV,'9 2 AEG
11 2.3 Schweiz Enligt e.en nu gällande atomenergi lagen från 1979 skall kärnkraftföretagen lägga fram en plan för hur slutförvaring av radioaktivt avfall ska kunna genomföras på ett tillfredsställande sätt. Detta är er förutsättning för att de skall få driva kärnkraftverken efter 31 december 1985. Kristallina bergarter är huvudalternativet för förläggning av framtida slutförvar för högaktivt avfall. De geologiska undersökningarna koncentreras till ett område i norra delen av landet, där granitberggrunden täcks av sedimentära bergarter. Några (Nationale Genossenschaf t flir die Lage rung radioaktiver Abfälle), som bildats gemensamt av den schweiziska staten och kärnkraftföretagen, har för avsikt att i slutet av 1984 lägga fram en säkerhetsanalys för ett slutförvar i detta område /2-30/. Modellutveckling har pågått under de senaste åren /2-31, 2-32, 2-33, 2-34, 2-35, 2-36, 2-37, 2-38/. En allmän genomgång av vilka program, som står till förfogande, och vilka man avser att huvudsakligen använda för beräkning av aktivitetsspridning i de olika avsnitten och för dosberäkningar, har gjorts (i ett appendix till ref 2-30). Av denna genomgång framgår bl a att man avser att ta hänsyn till löslighetsbegränsningar för de viktigaste aktiniderna i aktuella djup-grundvatten. En av de aktuella hydrologiska modellerna ger vattenhastigheten två- eller tre-dimensionellt, men spridningen av radionukliderna beräknas sedan en-dimensionellt. Man tar hänsyn till sorption, dispersion och kedjesönderfall (dock max 4 steg). Modeller för spridning i spricksystem är under utveckling. För spridning
12 i biosfiren och för dosberäkningar avser man att använda en variant av det svenska BIOPATH-programmet 2.4 Japan Japan;::na har utvecklat en tre-dimensionell modell för spridningen i geosfären /2-39/. Den tar hånsyn till strömning, dispersion, sorption, desorption och radioaktivt sönderfall. Tillämpningen av modellen på ett tänkt slutförvar har, soir i många andra fall, pekat på neptunium-237 som en viktig potentiell bidragsgivare till den resulterande individdosen. 3 BARRIÄRER 3.1 Kapselmaterial och kapselgenombrott I USA har man efter inledande korrosionsstudier koncentrerat insatserna på huvusakligen följande kapselmaterial /3-1/: titan och titanlegeringar nickellegeringar stål gjutjärn. Pågående korrosionsundersökningar har givit mycket lovande resultat för gjutjärn, gjutstål och titanlegeringar i grundvatten från basaltoch tuff-formationer /3-2/. Korrosionen ökar dock något under gammabestrålning /3-3/. NW9 2 ASG Bedömningar av olika kapselkonstruktioners livslängd har utförts och lett fram till att exempelvis en gjutjärnskapsel med väggtjockleken 225 mm innehållande kärnbränsle bör stoppa över 2 000 år i ett förvar i basalt vid 30 atm tryck i temperaturområdet 165-250 C /3-4/. Ungefär samme, beräknade livslängd uppnås även med titanlegeringen Ti Code 12 vid väggtjockleken 6 mm.
13 Efter I 000 år har de flesta fissionsprcdukterna hunnit avklinga praktiskt taget fullständigt»ed undantag av teknetium-99, zirkcnium-93 och jod-12'i; aktivitetsbilden domineras av transuranerna i.mericium och plutonium. Då det gäller titanlegeringar måste man beakta den föisprödning, som kan erhållas på grund av väte från tillverkningsprocessen eller från radiolys av grundvatten i kontakt med kapseln /3-5, 3-6/. Titan ingår även i det kanadensiska programmet för kapslingsmaterial. Man har bl a studerat spaltkorrosion i natriumkloridlösningar (1.0-1.6 vikts-%) i temperaturområdet 95-150 C /3-7, 3-8/. Spaltkorrosion erhölls i luftade saltlösningar. Den minskade i närvaro av bentonit. Korrosionsförsök med kolstål i Storbritannien har givit resultat som betecknas som lovande. Man har beräknat att en väggtjocklek på ca 24 mm skulle vara tillräcklig för att klara allmänkorrosionen under 500 år i grundvatten från granitområden /3-9/. Man har då även inkluderat den oxiderande verkan från radiolysprodukter. Med hänsyn till risken för gropfrätning kan väggtjockleken dock behöva vara betydligt större. Risken för spänningskorrosion måste också beaktas. Radiolys av vatten innehållande kväve kan leda till bildning av salpetersyra, som i sin tur skulle kunna påverka korrosions-, utlösningsoch sorptionsförlopp. I försök med gammabestrålning (kobolt-60 som källa och doser på ca 5 MGy) av grundvatten från basaltområdet i Hanford har man dock inte kunnat konstatera någon salpetersyrabildning /3-10/. (En del av vattnets metan-innehåll NW9 2 ASG
14 omvandlades till vätgas och till diverse polymera kolväten). 3.2 Frigörelse av aktivitet från kärnbränslet Kanadensiska lakförsök med använt CANDU-bränsle har visat att den andel av cesium-137, som löses ut snabbt, därför att det ansamlats i spalten mellan tränslekuts och kapsling samt i korngränser, ungefär svarar mot fissionsgasfrigörelsen /3 11/. Den andel av jod-129, som lakas ut snabbt ligger dock betydligt lägre len å två tiopotenser lägre). Detta är ett något oväntat resultat, men kan möjligen hänga samman med att föregångaren till jod-129 i sönderfallskedjan, tellur-129m (halveringstid 33 dygn) beter sig annorlunda. En låg andel snabbutlöst jod-129 är givetvis fördeltaktigt ur säkerhetssynpunkt. Lösligheten för UO_ i exempelvis normala grundvatten från granitområden är mycket låg /3-12/. Oxidation av UO 2 -bränslet kan dock tänkas åstadkomma uppluckring av strukturen och frigörelse av lättlösliga nuklider. Oxidation av UO 2 har studerats med en elektrokemisk teknik /3-13, 3-14/. Det bildas ytfilmer med allt högre förhållande syre:uran (UO-^, U,O_, U_O C, U,0 o ). I närvaro av karbonatjoner går oxiderat uran lätt i lösning. Experiment har också startats för att studera oxidationen av en UO»~yta i kontakt med ett tunt vattenskikt, där radiolys äger rum på grund av strålningen från en alfa-källa /3-11/. Vid korrosionsförsök med bly i oxiderande lösningar, innehållande karbonat, har man konstaterat att det bildas svårlösligt bly (II)-karbonat på ytan /3-15/. Vattnets karbonathalt minskar och därmed också benägen- NW9 2 ASG
15 heten itt bilda lösliga uranyl-karbonat-komplex med eventuellt sexvärt uran i bränslets ytskikt. Aktivitet, som frigörs i förvaret, kan transporterar, vidare med grundvattnet antingen i löst fonr som joner eller som kolloidala partiklar. Undersökningar pågår för att studera uranets benägenhet att frigöras under olika oxiderande förhållanden och dess sorption på kolloidala jcirnhydroxidpartiklar /3-16/. Sorptionen av uran på den kolloidala järnhydroxiden ökar kraftigt med ph i intervaliet 3-6. Samtidigt förändras partiklarnas laddning och därmed också deras stabilitet och sorptionsegenskaper. Man studerar även förändringar i järnhydroxid-kolloidernas egenskaper i närvara av humussyror. De lakningsförsök på BWR-bränsle (utbränning ca 40 000 MWd/ton U) som utförts för KBS-studien, visade bl a att /3-17," 3-18/ ca 1 % av bränslets innehåll av cesium-137 löstes ut snabbt, halter på ca 1 mg uran/l erhölls i lösningen i simulerat grundvatten med bl a 120 mg karbonat/1, den andel av bränslets innehåll av plutonium och curium, som frigjordes till lösningen, var ca en tiopotens lägre än för uran. 3.3 Buffertmaterial En kanadensisk genomgång av geologisk och geokemisk litteratur rörande några olika leror har resulterat i en rekommendation att inte arbeta vidare med kaolinit /3 13/. Den börjar NW9 2 ASG
16 reagere. med andra mineral och med grundvatten redan vid ca 80 C. Bentonit och illit däremot förefal.ler lovande som buffertmaterial runt avfallsbehållarna, över 150 C tycks illit vara den stéibila /3-20/. Omvandlingen av bentonit mot illit gar mycket långsamt vid e] alltför hög temperatur; det skulle kanske ta en miljon år vid 80 C för att överföra 100 %-ig bentonit till en blandning av 20 % betonit + 80 % illit. Det råder delade meningar om hur denna omvandling går till i detalj. Förloppet anges ibland på följande sätt: bentonit + Al 3+ + K + = illit Si 4+ Bentonit har stor svällningsförmåga, vilket lär bero på solvatisering av katjoner, som sitter mellan de skikt, varav lermineral är uppbyggda. Genom omvandlingen till illit minskar lerans svällningsförmåga, diffusionshastigheten för exempelvis radionuklider ökar och jonbyteskapaciteten minskar /3-21/. Amerikanska försök med natrium-bentonit har visat att man får en irreversibel dehydratisering, nedbrytning av lerstrukturen och förlust av svällningsförmågan inom år vid 440 C /3-22/. I en blandning av bentonit och vatten vid 300 C kunde man efter ca 1 år konstatera en begynnande omvandling ti]1 illit. Dif fusionsstudier av oliks. ]ermineral har påbörjats vid Lawrence Berklay Laboratory /3-23/. Anjoner som TcO ~ diffunderar lätt genom makroporer och tränger inte in i mikroporer. Även katjoner diffunderar genom makroporer i barriären, men de tränger också in i mikroporer, där de kan sorberas på lermineralets yta. NW9 2 ASG
17 Rustum Roy, som är chef för Materials Research Laboratory vid Pennsylvania State University, har föraslagit att man skulle mätta buffertlagret med inaktiva föreningar av nuklider, som finns i det radioaktiva avfallet, för att på detta sätt skapa "en termodynamisk flaska", som skulle motverka spridningen av aktivitet /3-24/. Strontium och cesium nämns som exempel. Vid New Mexico Univ i Albuquerque pågår utvecklandet av en modell för migration i lerbarriärer /3-25/. Den skall behandla ett stort antal fysikaliskt-kemiska processer: adsorption, utfällning, upplösning, jonbyte, mineralbildning, inneslutning. 3.4 Geosfären ^4^1 Grundvattnet s_samnjansättnin2_ > och_ålder En sammanställning och bearbetning av ett stort antal grundvattenanalyser från olika djup i den kanadensiska urbergsskölden har bl a visat att /3-26/ ned till ett djup på ca 300 m har man sötvatten i området 300-800 m förekommer bräckt vatten (1-10 g lösta ämnen per liter) och på större djup än 800 m finns vatten med hög, ibland mycket hög salthalt, huvudsakligen natrium- och kalcium-klorid. Sammansättningen av saltvattnet skiljer sig från andra saltvatten i flera avseenden, bl a då det gäller förhållandet Ca:Na:Mg och isotopförhållandet deuterium:syre-18. (Koncentrationen av deuterium
18 och syre-18 i grundvatten är öeroende av klimatet då infiltrationen ägde rum. I kallare klimat är halten av de båda isotoperna lägre i nederbörden, men topografin lär också spela viss roll /3-27/). Ursprunget till det salta grundvattnet är troligen havsvatten, som förändrat sin sammansättning under mycket lång kontakt med berggrunden. Vactnet härrör kanske ända från Devon-tiden (J50-400 milj år) /3-28/. En direkt åldersbestämning med nu tillgängliga metoder har inte varit möjlig av olika skäl. Saltvattnets halt av kolföreningar är mycket låg, och vid provtagningen kan lätt mindre mängder från ytligare nivåer komma in. Kol-14-metoden, som är dvin vanligaste vid åldersbestämning av grundvatten, kan därför ej användas. Den lämpar sig dessutom bäst för bestämning av åldrar <50 000 år, dvs < ca 10 ggr halveringstiden för kol-14 /3-27, 3-29/. Klor-36, halveringstid 3 * 10 år, är i princip lämpligare för åldersbestämning av mycket gamla vatten, men halterna är mycket låga, och risken för inblandning av yngre grundvatten vid provtagningen kvarstår. (Klor-36 bildas i atmosfären ur argon-40 genom spallation under inverkan av den kosmiska strålningen). Tolkningen av analysresultaten i samband med åldersbestämning av grundvatten är över huvud taget komplicerad. Den kräver ingående kunskap om berggrunden och vattenströmningen men i vissa fall även kännedom om jordar, vegetation och ].limatförändringar. I samband med KBS-arbetena i Sverige har höga salthalter i grundvatten påträffats i Finnsjön och Forsmark, men endast undantagsvis i övriga områden /3-30/.
19 Tritium och kol-14 har uppmätts vid de flesta provtagringsplatserna, men det har ej varit möjligt att på nuvarande kunskapsnivå använda informationen för bestämning av absolutåldrar eller graden av blandning mellan vatten från olika djup /3-30/. 3.4.2 Störningar i aktivitetsjämvikten mellan ur^nisotop_er_i_naturen Man har börjat studera eventuella störningar i radioaktiva jämvikten i grundvatten och i bergprover från bl a potentiella förläggningsplatser för slutförvaring av högaktivt avfall /3-31, 3-32/. Avsikten är att söka få en uppfattning om i vad mån det skett någon migration av naturligt förekommande radionuklider i området under senare geologisk tid. Undersökningarna kan också möjligen ge ett begrepp om grundvattnets ålder /3-33/. Svårigheterna är dock stora /3-34/. Den sönderfallskedja, som är aktuell, är följande: U-238 (4.5 * 10 9 år, alfa) Th-234 (24 d, beta) Pa-234 (1.2 m, beta) U-234 (2.5 * 10 5 år, alfa)th-230. Uran-238 sönderfaller således via de kortlivade beta-strålarna torium-234 och protaktinium-234 till uran-234. I ett slutet system kan den radioaktiva jämvikten sägas ha ställt in sig efter ca 10 halveringstider för den mest långlivade dotterprodukten, vilket i ovanstående fall motsvarar ca 2.5 ' 10 år. Ai Aktivitetsförhållandet U-234:U-238 skall då vara 1. Om vatten strömmar igenom, kan jämvikten bli störd genom att en eller flera dotterprodukter förs bort på grund av sina kemiska eller fysikaliska egenskaper.
20 Bristande aktivitetsjämvikt mellan uran-234 och uran-23 har konstaterats i många sammanhang i naturen sedan det först iakttogs i mitten av 1950-ta]et. I havsvatten är aktivitetsförhållandet uran-23-l:uran-238 1.14; i ytvatten ligger det i allmänhet i området 0.9-2, medan man för grundvatten har värden från något under 1 till >10. Flera teorier har framförts för att förklara uppkomsten av denna ojämvikt, men man tycks nu vara ganska enig om att de viktigaste mekanismerna är följande: vid det radioaktiva sönderfallet av uran-238 i ytskiktet (ca 200 A) kastas den bildade torium-234-atomen ut (i vattenfasen, om sådan finns närvarande) det spår av strålskador, som erhålles i kristallgittret, är mera lättlakat än materialet i övrigt. Man kan också tänka sig att torium-atomen rycker med sig ett antal andra atomer (ut i vattnet), dvs "sputtering". I Sverige har man undersökt aktivitetsförhållandena uran-238:uran-234:torium-234 i borrprover från en uranmineralisering i granit vid Björklund i södra Norrbotten /3-35/. Aktivitetsförhållandet uran-234:uran-238 låg i området 0.9-1.3, dvs i några prover hade en utarmning skett, medan andra åter visade en anriktning av uran-234. För att rätt kunna tolka resultaten måste man, som alltid i dessa sammanhang, ha en mycket ingående kunskap om förhållandena i övrigt i området. Grundvatten innehåller organiska ämnen. En del av dessa organiska föreningar utgörs av humusoch fulvosyror; huvudsakligen sura aromater och
STODSVIK ENERGITEKNIK AB 21 alifa-er, som bildas vid den mikrobiologiska nedbr/tningen av i första hand växtdelar /3-36/. Humus syror kallas den del av humusämnena, som är löslij i alkali, men som sedan faller ut vid surgöring. Fulvosyror har i allmänhet lägre molekylvikt än humussyror och uppvisar färre tvärbindningar. Det medför att fulvosyror är lösliga i alkali och förblir i lösning även om man tillsätter syra. Den del av humusämnena, som ej är löslig i vare sig alkaliska eller sura lösningar, kallas (ibland) humin. De verksamma grupperna i humus- och fulvosyror är främst karboxylgrupper (-COOH) och fenolgrupper (-OH). Humus- och fulvosyror är potentiella komplexbildare för metalljoner. Närvaro av humus- och fulvosyror kan antingen minska rörligheten av en nuklid genom att det bildas svårlösliga föreningar eller öka den genom att man får lösliga komplex. Analys av det organiska innehållet i grundvatten från stort djup i potentiella områden för slutförvar av radioaktivt avfall har givit varierande resultat; exempelvis 10-80 mg/l vid saltlagren i Texas och Utah men endast 0.1-0.6 mg/l från granitområdena vid Nevada Test Site /3-37/. Amerikanska undersökningar i ph-intervallet 3.5-9 med humus- och fulvosyror i koncentrationsområdet 5-50 ppm har visat att lösligheten för järn(ii), järn(iii), torium, uran(vi), plutonium(iv) och americium ökar vid tillsats av humus- och fulvosyror i neutrala eller svagt ba^iska lösningar /3-38/. Det tyder på att det bildas lösliga komplex under dessa betingelser. På den sura sidan är resultaten mer varierande: där erhölls exempelvis lägre halter av järn(ii), torium och americium i lösning med humus- och fulvosyror än utan. Komplexstudierna fortsätter och de ska också innefatta undersökningar i