Published November 1994 | Version v1
Report

Future requirements to be observed in the conditioning of spent nuclear fuel assemblies

Description

The amendment of para. 9 of the Atomic Energy Act (AtG) has been the reason for commissioning the study presented in this report for the purpose of assessing and explaining the modifications relating to the disposal of spent fuel. The study assesses the enhanced quantity of spent fuel assemblies from German nuclear power plant possibly to be disposed of in future by direct ultimate disposal, and assesses the resulting consequences relating to the capacities and safety engineering measures to be considered for the relevant sites and processes of conditioning plant, interim storage facility, and repository. The report presents 4 different scenarios based on assumptions relating to the future uses of nuclear energy in Germany and the resulting waste management strategies, describing the relevant time frame of increase of spent fuels from nuclear power plant and their disposal by the 2 options of reprocessing or direct ultimate disposal. The increase in demand for conditioning capacity and the linked technical and safety requirements are assessed referring to the pilot conditioning plant as a comparative reference plant. This approach is justified by the fact that no essential modifications are expected to become necessary when switching from pilot plant scale to industrial scale of conditioning activities with a throughput of up to 580 Mg/a of heavy metals. Considering the permissible heat input to the repository, decay times spanning from reactor defuelling until ultimate disposal are calculated to be between 30 and 34 yrs. This has an effect on the demand for interim storage capacities, which is calculated separately for the 4 scenarios. Assuming the industrial scale conditioning activities to be commissioned in 2005, and a continuance of nuclear energy uses at a steady level together with the existing ultimate storage strategy, the future demand for interim storage capacity is estimated to amount to approx. 8 interim storage facilities of the type of the Ahaus/Gorleben sites. (orig./HP)

Availability note (English)

Available from FIZ Karlsruhe.

Abstract (German)

Vor dem Hintergrund der im Juli 1994 in Kraft getretenen Aenderung des Paragraph 9 a AtG wurde untersucht, welche Brennelementmengen deutscher Kernkraftwerke moeglicherweise kuenftig einer Direkten Endlagerung zugefuehrt werden und welche Auswirkungen sich auf die Kapazitaeten und die Sicherheit von Konditionierungsanlage, Zwischenlager und Endlager ergeben. Fuer vier alternative Szenarien der Kernenergieentwicklung und der Entsorgung wurde zeitabhaengig das Aufkommen der Brennelemente in den Kernkraftwerken und die Aufteilung auf die Entsorgungswege mit Wiederaufarbeitung oder Direkter Endlagerung ermittelt. Der Kapazitaetsbedarf und die technischen und sicherheitstechnischen Erfordernisse der Konditionierung wurden in einem Vergleich zur Pilotkonditionierungsanlage gesetzt. Gravierende Aenderungen beim Uebergang zur grosstechnischen Konditionierung mit erforderlichen Anlagendurchsaetzen bis 580 Mg/a Schwermetall sind nicht zu erwarten. Unter Beruecksichtigung des zulaessigen Waermeeintrags ins Endlager ergeben sich Abklingzeiten zwischen Reaktorentladung und Einlagerung von 30-40 Jahren, was Auswirkungen auf den erforderlichen Zwischenlagerbedarf hat, der fuer die verschiedenen Szenarien berechnet wurde. Mit der Annahme einer Konditionierung ab 2005 ergibt sich bei fortgesetzter gleichbleibender Kernenergienutzung und direkter Endlagerung ein Bedarf von ca. 8 Zwischenlagern vom Typ Ahais/Gorleben, d.h. ist eine so fruehzeitige Konditionierung ueberhaupt sinnvoll? Bei einer laengerfristigen Zwischenlagerung in CASTOR U-Behaeltern wuerden sich die Lagerflaechen um ueber 40% reduzieren. (orig./HP)

Additional details

Additional titles

Original title (German)
Zukuenftige Erfordernisse bei der Konditionierung abgebrannter Brennelemente

Publishing Information

Imprint Pagination
156 p.
Series
Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz. Ergebnisberichte, Untersuchungen, Studien, Gutachten.
ISSN
0724-3316
Report number
BMU--1995-447

Optional Information

Contract/Grant/Project number
Contract BMU SR 2062