Calculations and considerations of sensitivity by an accident model related to activity release from a drowned repository for radioactive waste
Description
Assuming an accidental drowning of a nuclear waste repository in a salt dome during the period of operation it is attempted to propose sensitive parameters for the release of radionuclides in an aquifer. For this purpose, leaching of some radionuclides out of different waste products is calculated. It is shown that the release of nuclides from MAW products is not negligible against the release from HAW. In the case of fast and homogeneous dispersion of the leached nuclides in the brine and discharge of the contaminated brine in an aquifer by convergence of the mine it is possible to calculate the concentrations of nuclides in the ground water. Under these conditions the concentration of strontium-90 amd cesoum-137 already within 500 m from the source do not reach the MPC values given in Radiation Protection Ordinance which are derived as a standard of comparison. The same applies to plutonium, if the distribution coefficient is larger than 103cm3g-1. For the longlived radionuclides like technetium and jodine with very small distribution coefficients the MPC values are reached at 1000 m distance. The results are functions of the models used. If the retardation of nuclide transport in the repository by backfill materials is considered, the calculated concentrations in the aquifer will decrease. (orig.)
Availability note (English)
MF available from INIS under the Report Number.Abstract (German)
Unter der Annahme eines Stoerfalls, der zum Vollaufen eines Endlagers fuer radioaktive Abfaelle zur Entsorgung einer 1400 jato WA waehrend der Betriebsphase fuehrt, wird versucht, sensitive Parameter fuer die Radionuklidfreisetzung in eine grundwasserfuehrende Schicht aufzuzeigen. Hierzu wird die Freisetzung von einigen ausgewaehlten Radionukliden aus verschiedenen Abfallprodukten mittels mehrerer Freisetzungsmodelle untersucht. Es zeigt sich, dass die MAW bezueglich der Radionuklidfreisetzung in die Lauge gegenueber dem HAW nicht vernachlaessigbar sind. Geht man von einer schnellen und homogenen Verteilung der ausgelaugten Radionuklide in der Grubenlauge und ihrer Freisetzung in eine grundwasserfuehrende Schicht durch Konvergenz des Endlagerbergwerks aus, laesst sich mit numerisch integrierten Loesungen der Dispersionsgleichung die Ausbreitung der kontaminierten Salzlauge berechnen. Unter den hier gewaehlten Annahmen bleiben die resultierenden Sr-90 und Cs-137-Konzentrationen bereits in Entfernungen ueber 500 m vom Austrittsort der Lauge in diese Schicht unter Konzentrationswerten, die aus der StrlSchV fuer Trinkwasser abgeleitet wurden. Dies gilt auch for Pu bei Verwendung eines Verteilungskoeffizienten ueber 103 cm3 g-1. Fuer die langlebigen Radionuklide mit sehr geringen Verteilungskoeffizienten wie Tc oder J ergibt sich dagegen, dass die Konzentration erst in ca. 1 km von dem vollgelaufenen Bergwerk im Bereich der Vergleichswerte liegen. (orig./HP)
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Additional titles
- Original title (German)
- Berechnungen und Sensitivitaetsbetrachtungen zur Aktivitaetsfreisetzung aus einem ersoffenen Endlager fuer radioaktive Abfaelle anhand eines einfachen Stoerfallmodelles
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 46 p.
- Report number
- KFK--3013
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 13651323
- Subject category
- S12: MANAGEMENT OF RADIOACTIVE WASTES, AND NON-RADIOACTIVE WASTES FROM NUCLEAR FACILITIES;
- Descriptors DEI
- ACCIDENTS; AQUIFERS; CONTAMINATION; GROUND WATER; HIGH-LEVEL RADIOACTIVE WASTES; INTERMEDIATE-LEVEL RADIOACTIVE; LEACHING; MATHEMATICAL MODELS; RADIOACTIVE WASTE STORAGE; RADIONUCLIDE MIGRATION; SAFETY ANALYSIS; SALT DEPOSITS; UNDERGROUND STORAGE
- Descriptors DEC
- DISSOLUTION; GEOLOGIC DEPOSITS; HYDROGEN COMPOUNDS; MANAGEMENT; OXYGEN COMPOUNDS; RADIOACTIVE MATERIALS; RADIOACTIVE WASTES; SEPARATION PROCESSES; STORAGE; WASTE MANAGEMENT; WASTE STORAGE; WASTES; WATER