DE4437276C2 - Verfahren und Vorrichtung zur Entsorgung einer aktivierten metallischen Komponente eines Kernkraftwerkes - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Entsorgung einer aktivierten metallischen Komponente eines Kernkraftwerkes wie eines Reaktordruckbehälters gemäß dem Oberbegriff von Anspruch 1 sowie eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens.

Die Entsorgung und Beseitigung ausgedienter Kernkraftwerke ist von großer Wichtigkeit, wobei insbesondere ihre frühzeitige Durchführung aus mehreren Gründen von Bedeutung ist: Erstens wird der Öffentlichkeit damit zur Verbesserung der Akzeptanz durch eine baldige Wiederherstellung des ursprünglichen Zustandes des Standortes, der "grünen Wiese", die Handhabbarkeit dieser Technik demonstriert und das Odium der Unwiderrufbarkeit genommen. Zweitens wird für die Errichtung eines neuen Kernkraftwerkes ein neuer Standort geschaffen - heutzutage ein sonst fast unlösbares Problem - und drittens wird, wahlweise dazu, die Möglichkeit der anlagenschonenden Beseitigung eines ausgedienten Reaktordruckbehälters für den Fall geschaffen, daß zur Lebensdauerverlängerung des Kernkraftwerkes an seine Auswechslung gedacht wird.

Zur Zeit überlegt man häufig, die Beseitigung von Kernkraftwerken erst nach einer "Abkühlperiode" von fünfzig oder mehr Jahren in Angriff zu nehmen, wobei der hauptsächliche Grund in der durch den natürlichen Zerfall stattfindenden Reduktion der anfänglich großen Menge radioaktiver Substanzen und in deren Gefolge starken Kontamination und hohen Strahlenbelastung innerhalb der Anlage liegt. Für die Durchführung der erforderlichen Abbrucharbeiten ist daher die Bereitstellung umfangreicher Abschirmeinrichtungen und Schutzvorrichtungen und/oder die zur Einhaltung der Strahlenschutzgrenzwerte gegebenenfalls erforderliche Auswechslung des Personals geboten, die beide um so aufwendiger sind, je stärker die Strahlungsfelder in der Anlage sind, d. h. je früher man bei der im Moment der Beendigung des Leistungsbetriebes belassenen Anlage mit dem Abbruch beginnen will.

Nach der Beseitigung vor allem des ausgedienten Kernbrennstoffs und des Abbruchs der Kerneinbauten durch Unterwasserzerlegung im offenen, wassergefüllten Reaktordruckbehälter, für die es bekannte Techniken gibt, sowie der Harze der Ionenaustauscher und von Filtern liegen die dominierenden ortsfesten Strahlenquellen in den abgelagerten und aktivierten Korrosionsprodukten im Primärkreislauf und in den durch die Neutronenbestrahlung verursachten Aktivierungsprodukten im Inneren der Stahlteile des Reaktordruckbehälters. Die Beseitigung jener großen und schweren Komponente ist aber wesentlicher Teil der Abbrucharbeiten am Kernkraftwerk.

Für die Beseitigung des Reaktordruckbehälters gibt es ebenfalls bereits eine Reihe von Methoden, die hauptsächlich auf seiner Zerkleinerung durch Zerschneiden (etwa durch Lichtbogen, durch Plasmabrenner), gegebenenfalls erst nach der oben erwähnten "Abkühlperiode", beruhen. Damit ist aber eine Reihe von Nachteilen verbunden, wie die Erzeugung radioaktiver Aerosole, das Hantieren mit schweren, in der Anfangsphase stark aktivierten Teilen, die umfangreiche Bereitstellung von Abschirmungen und der zur Minderung der Strahlenbelastung des Personals erforderlichen umfangreichen Arbeitspläne und Personalumschichtungen usw..

So ist es beispielsweise aus der EP-A-0 248 286 bekannt, eine Kernkraftwerkskomponente am Ende ihrer Lebensdauer mit einer Umhüllung zu ummanteln, wobei die Umhüllung die Tragfunktion eines Auffangbehälters für die in Einzelteile zu zerlegende Komponente auszuüben vermag. Die Komponente wird durch ein abtragendes Bearbeitungsverfahren, das aus Abschirmungsgründen unter Wasser stattfindet, in Einzelteile zerlegt, wobei die Einzelteile von der Umhüllung aufgefangen werden. Die Einzelteile werden nach Entfernen aus der Umhüllung in einem Endlager deponiert.

Aus der DE-C2-29 07 738 ist es bekannt, einen aktivierten Behälter eines Kernkraftwerks mit oben liegender Deckelöffnung mittels fernbedienter Werkzeuge abzutragen, d. h. von oben her beginnend nach unten hin abzutragen, wobei der Behälter selbst mit einem fließfähigen, rieselfähigen oder sich verfestigenden Füllstoff zur Abschirmung gefüllt ist. Das Niveau des Füllstoffs müßte entsprechend dem Fortschritt der Abbrucharbeiten abgesenkt werden, um sein Überlaufen zu verhindern. Dazu werden erfindungsgemäß Füllstoffe wie Sand, Paraffin, Teer, Metalloxide usw. vorgeschlagen.

Gemäß der CH-A-597.675 werden Teile von Kernkraftwerken nach Ausbau durch Lösen der Verbindungen oder Abtrennung vom übrigen, funktionsfähigen Teil durch eine mehr oder weniger große Portionierung, etwa im Lagerbecken, entsorgt. Diese Portionierung kann durch Trennscheren, mittels Zerspanen in Form von Sägen, Fräsen, Hobeln und Drehen oder durch Brennschneiden erfolgen.

Sämtlichen bekannten Verfahren haftet Nachteile an: beim Portionieren bzw. Zerteilen fallen stark unterschiedlich aktivierte bzw. radioaktiv kontaminierte Teilungsprodukte an, die zudem jeweils stark unterschiedliche Aktivierungs- bzw. Kontaminierungsbereiche aufweisen; oder es fallen unhandlich große und schwere, stark strahlende Teilstücke an; oder die genannten Erfindungen gehen nicht auf die Strahlenschutzprobleme bei den verschiedenen Handhabungsschritten bis zur Endlagerung hin ein, insbesondere bei den schweren Teilstücken; und letztlich ist man gezwungen, auch weniger stark aktiviertes bzw. kontaminiertes Material mit stark aktiviertem bzw. kontaminiertem Material endzulagern und daher die durch die Volumenvergrößerung des Abbruchmaterials erhöhten Aufwendungen technischer und wirtschaftlicher Art in Kauf zu nehmen.

Die DE-A-39 16 186 beschreibt eine Vorrichtung und ein Verfahren zum Entfernen einer Schicht einer Behälterwand, wobei vorzugsweise an eine Wand eines Brennelementbeckens, aber auch an Großbehälter wie Schiffsrümpfe, gedacht ist. Die Vorrichtung und das Verfahren dienen dazu, Oberflächenschichten zu beseitigen. Die zur Verwendung gelangende Vorrichtung besitzt eine Halterung an der Wand, insbesondere als Saugfüße ausgebildet und besitzt eine Absaugung am Werkzeug, um die entfernten Oberflächenschichtpartikel sofort aufzunehmen.

Die DE-A-34 17 145 beschreibt eine Vorrichtung zum Abbruch ausrangierter Kernreaktoren. Über einen Manipulator werden Werkzeuge im Inneren des Druckbehälters eingesetzt, um das Material des Druckbehälters in Stücke von handhabbarer Größe zu zerschneiden. Die herausgeschnittenen Stücke gelangen in einen Aufbewahrungsraum und von dort aus zu einem Verpackungsgebäude oder in einen Zwischenlagerbereich. Die Teilstücke des Druckbehälters werden nach oben entnommen, so daß eine Abschirmung erforderlich ist.

Die EP-A-0 116 663 beschreibt das Entfernen von Oxidschichten mit einer Dicke von 2 mm bis örtlich 3 mm mit Hilfe eines Flüssigkeitsstrahls unter hohem Druck. Hierbei kommt es zu einer Abschälung der zu entfernenden Oberflächenschicht.

Die DE-A-27 26 206 zeigt das elektrolytische Entfernen einer Innenschicht eines Reaktordruckbehälters, wobei jedoch lediglich die Edelstahlinnenauskleidung durch Elektrolyse in Lösung gebracht wird, wohingegen der Feinkornbaustahl der Behälterwandung, der den Hauptbestandteil der Komponente ausmacht, nicht abgetragen werden soll. Dieser Feinkornbaustahl wird in einem nachgeschalteten Schritt zerteilt, indem der Reaktordruckbehälter mit einer Lösung im Temperaturbereich von unter -20° gefüllt wird und somit in den Sprödbruchbereich des Stahles der Behälterwandung gelangt. Anschließend wird durch das Zünden einer Sprengladung in der den Druckbehälter füllenden Lösung eine Druckwelle erzeugt, die einen Sprödbruch des Reaktordruckbehälters auslöst. Die DE-A-27 26 206 bildet den nächstkommenden Stand der Technik.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren sowie eine Vorrichtung zur Entsorgung metallischer Komponenten eines Kernkraftwerks vorzuschlagen, mit dem sich der speziell zu entsorgende, hoch aktivierte Abfall besser handhaben läßt.

Diese Aufgabe wird durch ein Verfahren mit den Merkmalen des Anspruchs 1 gelöst. Die zur Verwendung gelangende Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens wird durch die Merkmale des Anspruchs 15 beschrieben.

Die Erfindung ermöglicht eine unmittelbar nach Betriebsende beginnende Abtragung der Komponente eines Kernkraftwerkes. Dies kann in besonders einfacher Art und Weise erfolgen, wobei auf eine über Gebühr aufwendige Verwendung von Schutzmänteln, Umhüllungen etc. verzichtet werden kann, ohne daß die Erfordernisse des Strahlenschutzes beeinträchtigt werden. Es können auch Probleme, wie sie beim Unterwasser-Abtragen durch Austreten von Wasser während des Abtragens bzw. Absenkens des Wasserspiegels während des Abtragens hervorgerufen werden, vermieden werden. Dabei soll besonders Bedacht genommen werden auf die Minimierung der Strahlenbelastung des Abbruchpersonals entsprechend den neuen Richtlinien (ICRP Publication 60).

Ein weiterer wichtiger Gesichtspunkt der Erfindung ist darin zu sehen, daß eine Trennung des hochaktivierten bzw. hochkontaminierten Materials von solchem, das weniger aktiviert bzw. weniger hoch kontaminiert ist, in einfacher Weise durchgeführt werden kann, so daß das endzulagernde Material volumsmäßig auf ein Minimum reduziert werden kann bzw. die Endlagerung an die Aktivierung bzw. Kontaminierung des Materiales angepaßt werden kann.

Der Erfindung liegt der Gedanke zugrunde, daß die schichtweise Abtragung der Wanddicke der Komponente fortschreitend unter Verdünnung der Wanddicke und unter Berücksichtigung des Grades der Aktivierung der Komponente erfolgt. Das schichtweise Abtragen der hochaktivierten Wandteile (und der anfänglichen aktivierten Korrosionsschicht) des Reaktordruckbehälters erfolgt bis zu einem Abtrageziel, ab dem die Abtragung der restlichen um Größenordnungen geringer aktivierten Teile unter weniger strengeren Bedingungen erfolgen kann, wie später gezeigt wird.

Erfindungsgemäß wird somit auf den ursprünglichen thermischen Neutronenfluß, der über die Wanddicke einer Kernkraftwerkkomponente ungleich ist, Rücksicht genommen, wobei durch die über die Wanddicke schichtweise Abtragung eine Reduktion des Aktivitätsinhalts der Komponente äquivalent einer "künstlichen Alterung" geschaffen wird und die Restanlage dann einen Status, der einer Abklingzeit von etwa fünfzig Jahren entspricht, aufweist.

Zweckmäßig wird für die Abtragung eine zerspanende Zerkleinerung angewendet. Die dabei abfallenden spanförmigen Produkte sind leicht in Gewicht, leicht verformbar und durch Greifer leicht handhab- sowie verpreßbar. Sie können leicht quantifiziert und verpackt und eingeschlossen werden.

Vorteilhaft wird während des Entsorgungsvorganges das Strahlungsfeld (Aktivitätsverteilung und/oder Verteilung der Dosiswerte) der Komponente vermessen und die schichtweise Abtragung in Abhängigkeit des Ergebnisses dieser Messung durchgeführt, wobei zweckmäßig nach vorbestimmten Zeitabschnitten das Strahlungsfeld am Ort der Abtragung vermessen wird. Hierdurch kann in einfacher Weise das Abtragungsziel bestimmt und eingehalten werden.

Besonders zeitsparend ist es hierbei, wenn die Vermessung des Strahlungsfeldes durch Probenahmen aus den abgetragenen Zerkleinerungsprodukten, insbesondere von abgetragenen Spänen, durchgeführt wird, wobei der Entnahmeort (Entfernung von der Innenseite bzw. Außenseite der Wand und Wandkoordinaten) der Späne festgehalten wird.

Vorzugsweise wird die schichtweise Abtragung im Unterwasserverfahren durchgeführt, wobei zweckmäßig die Zerkleinerungsprodukte, insbesondere die abgetragenen Späne, am Grund eines das Wasser zur Unterwasser-Abtragung aufnehmenden Behälters bzw. des Reaktordruckbehälters selbst gesammelt und dort in einen Transport- und/oder Lagerbehälter eingebracht werden. Probleme, wie sie beim Stand der Technik infolge eines entsprechend dem Abtragungsfortschritt abzusenkenden Wasserspiegels auftreten, sind erfindungsgemäß nicht gegeben, da die Komponente des Kernkraftwerkes nur in ihrer Dicke reduziert wird und daher in hinreichender Weise als wassergefüllter Aufnahmebehälter bis zur Reduktion der Aktivität um Größenordnungen zur Verfügung steht.

Die dabei bei einer zerspanenden Zerkleinerung in die Wasserfüllung absinkenden spanförmigen Produkte sind leicht im Gewicht, leicht verformbar und können durch Greifer in in die Wasserfüllung abgesenkte Behälter verfüllt und verpreßt werden. Sie können somit leicht verpackt und eingeschlossen werden. Durch Absaugen, Auffangen und anschließendes Verpacken von restlichen verbleibenden Spänen kann die Wasserfüllung von kontaminiertem Material gereinigt werden. So lange die Aktivität des Druckbehälters hoch ist, sind daher Probleme, wie sie infolge eines entsprechend dem Abtragefortschritt abzusenkenden Wasserspiegels auftreten, erfindungsgemäß hier nicht gegeben, da der Wassereinschluß gewahrt bleibt Erst wenn das Aktivitätsinventar durch den Materialabtrag um Größenordnungen abgesunken und die Wandstärke weit reduziert ist, werden die verbleibenden Wandteile unter wesentlich verminderten Strahlendosen und Gewichten, also wesentlich reduzierten, aus Gründen des Strahlenschutzes gestellten Anforderungen zerschnitten und ebenfalls in Lagerbehälter verbracht. Tunlichst erfolgt dies, wenn die Anlagengeometrie dies gestattet, ebenfalls im Unterwasserverfahren.

Die zerspanende Unterwasser-Abtragung vermeidet die Bildung von Aerosolen, wie sie beim Brennschneiden entstehen und wie sie insbesondere dann störend sind, wenn höheraktive Teile, womöglich unter Verzicht auf Wasserfüllung, einer solchen Zerlegungstechnik unterworfen sind. Dies erleichtert ebenfalls die Beherrschung von Problemen des Strahlenschutzes.

Zweckmäßigerweise wird zunächst im wassergefüllten Zustand in einem ersten Schritt die schichtweise Abtragung bis in die Nähe des minimalen Aktivitätswertes (der proportional dem Verlauf der ursprünglichen thermischen Neutronenfluenz ist) an der Innenseite der Wand des Reaktordruckbehälters durchgeführt. Damit wird der größte Teil der neutronenaktivierten Substanzen (sowie die abgelagerte Schicht aktivierter Korrosionsprodukte) an der Innenwand abgetragen. Wahlweise wird, wie weiter unten dargelegt wird, in einem zweiten Schritt in analoger Weise erhöhte Aktivität an der Außenseite der Wand abgetragen.

Vorzugsweise werden die Zerkleinerungsprodukte im Transport- und/oder Lagerbehälter verpreßt und der Transport- und/oder Lagerbehälter sodann verschlossen, wobei zweckmäßig die Transport- und/oder Lagerbehälter dahingehend ausgelegt werden, daß sie direkt zur Endlagerung der aktivierten Zerkleinerungsprodukte aufgenommen werden können, wobei die Auslegung nach der (sortierten) Aktivität dieser Zerkleinerungsprodukte erfolgt.

Weiters ist es auch möglich, daß Zerkleinerungsprodukte vom Grund des wassergefüllten Unterteiles des Reaktordruckbehälters abgesaugt werden, wodurch eine vollständige Beseitigung der abgetragenen Aktivierungsprodukte erzielt werden kann.

Die Aktivierung des Mantels des Reaktordruckbehälters hat ihren Maximalwert an der Innenseite (dort noch besonders überhöht wegen des höheren Kobalt-Gehaltes der Plattierung), sinkt dann auf den Minimalwert im Inneren der Wand und steigt wegen der Thermalisierung schneller Neutronen und der Reflexionen aus dem Biologischen Schild nach außen hin wieder an, erreicht dort aber nur wenige Prozent des Wertes an der Innenseite, und, wenn man den gegenüber der thermischen Neutronenflußverteilung überproportionalen (größenordnungsmäßig etwa zehnfach höheren) ₆₀Co-Anteil in der Druckbehälterplattierung berücksichtigt, nur wenige Promille. Nach der schichtweisen Abtragung von der Innenseite her erfolgt dann je nach Strahlenschutzerfordernis zweckmäßigerweise auch von der Außenseite her Abtragung mit dem Ziel, daß die für die Aufrechterhaltung der wasserdichten und mechanischen Stabilität verbleibende Wand geringerer Stärke in die Bereiche geringer Aktivität zu liegen kommt. Das Auffassen und Verpacken dieser von außen her abgetragenen aktivierten Zerkleinerungsprodukte erfolgt zweckmäßigerweise ebenfalls unter Wasser, allerdings unter nicht so einfachen Verhältnissen wie im Behälter, nach einer gegebenenfalls erforderlich gewordenen Abdichtung der äußeren Strukturen (Biologischer Schild usw.). Damit werden, wie Durchrechnungen zeigen, bei einem Reaktordruckbehälter bis zu 99,5% der ursprünglich an die Wand gebundenen Aktivität abgetrennt und durch Verbringen in die Transport- und/oder Lagerbehälter direkt endlagerfähig gemacht. Hinsichtlich der induzierten Aktivität im Biologischen Schild sei der Vollständigkeit halber erwähnt, daß zwar in den reaktornahen Bereichen der thermische Neutronenfluß höher ist als an der Außenseite des Reaktordruckbehälters, die induzierte Aktivität aber wegen des geringeren Vorkommens ihrer Muttersubstanzen im Beton nicht höher ist als in den Bereichen niederster Aktivität im Druckbehälterstahl.

Um eine vollständige Bestreichung der gesamten Innenoberfläche des Reaktordruckbehälters zur allfälligen gesamten Abtragung der aktivierten Korrosionsschicht zu ermöglichen, wird die Möglichkeit einer Versetzung der den Abtragungsmechanismus tragenden Verstrebungen einzuplanen sein. Desgleichen sind, so erforderlich, Abriebvorrichtungen für die Innendekontaminierung der den Reaktordruckbehälter nach außen durchdringenden Penetrationen (die zunächst gegenüber dem Reaktordruckbehälter zu verschließen sind) und die ebenfalls durch den Abtragungsmechanismus getragen und geführt werden, vorzusehen.

Ein schrittweises Verfahren zur Entsorgung eines Reaktordruckbehälters ist dadurch gekennzeichnet, daß zunächst von der Innenseite des Mantels des Reaktordruckbehälters schichtweise bis zu einem Bereich des Mantels mit einer nur geringen Aktivierung abgetragen, daß sodann der obere Abschnitt des Reaktordruckbehälters, der nur gering aktiviert und/oder radioaktiv kontaminiert ist, abgetrennt wird und daß anschließend eine schichtweise Abtragung des Unterteiles des Reaktordruckbehälters von der Außenseite desselben her durchgeführt wird, u. zw. bis zu einem Bereich des Mantels des Reaktordruckbehälters mit nur geringer Aktivierung und/oder radioaktiver Kontaminierung. Zweckmäßig wird der Boden des Reaktordruckbehälters ebenfalls durch schichtweises Abtragen, insbesondere durch Zerspanen, zerkleinert. Da beim Abtragen der letzten zylindrischen Wand geringer Dicke und reduzierten Aktivitätsinventars unter Umständen auf eine abschirmende Wasserschicht verzichtet werden muß, führt in diesem Fall zunächst ihr Zerschneiden in Ringe geringer Höhe zu einer weiteren Verringerung der Strahlenbelastung.

Vorzugsweise wird der verbleibende dünnwandige Restbehälter zur Vermeidung von Aerosolen auf mechanische Weise in kleine Stücke zerlegt und werden diese, in entsprechend dimensionierte Behälter eingebracht, der Endlagerung zugeführt.

Eine Vorrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens ist gekennzeichnet durch eine gegenüber der Komponente fixierbare Zerspanungsvorrichtung, deren spanabhebendes Werkzeug gegenüber der Wand der Komponente bewegbar ist, u. zw. sowohl in Richtung der Wandoberfläche (Innenseite, Außenseite) als auch in Richtung der Wanddicke. Diese Vorrichtung ist von besonderem Vorteil für axialsymmetrische Komponenten, wie axialsymmetrische Reaktordruckbehälter, wie sie bei Kernkraftwerken mit Druck- oder Siedewasserreaktoren vorhanden sind.

Für solche axialsymmetrische Reaktordruckbehälter weist die Vorrichtung eine im Inneren des Behälters mittels an der Behälterwand abgestützter Verstrebungen fixierbare zentral angeordnete Antriebswelle zur Bewegung des spanabhebenden Werkzeuges auf.

Hierbei ist zweckmäßig ein das spanabhebende Werkzeug tragender Ausleger, der um die Antriebswelle rotierbar ist, entlang der Antriebswelle bewegbar und weiters in Richtung senkrecht zur Achse der Antriebswelle gegenüber dieser verstellbar.

Zur Abtragung eines Behälters, insbesondere eines rotationssymmetrisch ausgebildeten Behälters, von der Außenseite her ist vorteilhaft am oberen Ende des Behälters eine am Behälter abgestützte Trageinrichtung, wie eine Drehplatte, vorgesehen, wobei die Trageinrichtung einen etwa parallel zur Außenseite des Behälters angeordneten Träger aufweist, der mittels der Trageinrichtung um den Umfang des Behälters bewegbar ist und ein spanabhebendes Werkzeug trägt, das entlang des Trägers bewegbar ist.

Hierbei ist vorteilhaft das spanabhebende Werkzeug am Träger in Richtung senkrecht zur Außenseite des Behälters verstellbar abgestützt.

Die Erfindung ist nachfolgend anhand eines Ausführungsbeispieles näher erläutert, wobei Fig. 1 einen Reaktordruckbehälterunterteil in schematischer Darstellung veranschaulicht. Fig. 2 zeigt die Verteilung des thermischen Neutronenflusses über die Wanddicke der Wand eines Reaktordruckbehälters gemäß Detail II der Fig. 1 in vergrößertem Maßstab. Die Fig. 3 und 4 veranschaulichen in schematischer Darstellung Vorrichtungen zur schichtweisen Abtragung an rotationssymmetrischen Reaktordruckbehältern.

Zunächst sei auf die Aktivierung von Reaktorkomponenten durch thermische Neutronen zum Ende der Betriebszeit näher eingegangen:

Die während des Betriebs aus dem Reaktorkern 1 entweichenden thermischen Neutronen führen im Stahl z. B. eines Reaktordruckbehälters 2 durch Absorption an seinen verschiedenen Bestandteilen zur Bildung neuer und zum Teil radioaktiver Isotope (Aktivierungsprodukte). Der Aufbau solcher Aktivierungsprodukte erfolgt umso stärker, je näher die Bereiche des Reaktordruckbehälters 2 dem Reaktorkern 1 sind (Fig. 1), also vor allem im zylindrischen Mantel 3 des Unterteils des Reaktordruckbehälters 2. Im nicht dargestellten Deckel des Reaktordruckbehälters 2 befinden sich praktisch keine Aktivierungsprodukte.

Da der Behälterstahl eine große Anzahl verschiedener Elemente enthält, u. zw. je nach Stahlsorte in variierendem Prozentsatz (eher Promillesatz), kommt es zum Aufbau einer breiten Palette von Aktivierungsprodukten sowohl in Art als auch in Konzentration. Die wichtigsten dabei entstehenden radioaktiven Nuklide sind aber in jedem Fall ₅₁Cr, ₅₅Fe, ₅₉Fe, ₅₄Mn, ₅₆Mn, ₅₈Co, ₆₀Co, ₅₉Ni, ₆₃Ni und ₉₄Nb. Zu beachten sind hauptsächlich ₅₅Fe, ₆₀Co, ₅₉Ni, ₆₃Ni und ₉₄Nb, wobei allerdings ₅₅Fe, ₅₉Ni und ₆₃Ni keine Gammastrahler sind und deswegen bei Abbrucharbeiten weniger einschränkend sind.

Von dominierender Bedeutung für die direkte Strahlenbelastung des Abbruchpersonals sind also zwei Nuklide, nämlich ₆₀Co und ₉₄Nb. Die Halbwertszeit des ₆₀Co beträgt 5,27 Jahre, jene des ₉₄Nb hingegen 20.300 Jahre. Die Aktivität des ₆₀Co (also die Menge der in der Zeiteinheit zerfallenden ₆₀Co-Kerne) ist hingegen am Ende der Betriebszeit des Kernkraftwerks mindestens 1.000 mal so hoch wie jene des ₉₄Nb, so daß zunächst ersteres die bestimmende Größe für die Höhe der Strahlendosis ist. Erst wenn sie also um einen Faktor von mindestens 1.000 absinkt (und dann weiter abfällt), wird das im Vergleich dazu extrem langsam zerfallende ₉₄Nb das dominierende Nuklid und bestimmt ab dann die Höhe der Strahlenbelastung. Dieser Zeitpunkt wird nach etwa 10 Halbwertszeiten des ₆₀Co erreicht, also nach rund 50 Jahren. Ab dann ändert sich die (nunmehr wesentlich geringere) Strahlenbelastung wegen des sehr langsamen Zerfalls des ₉₄Nb kaum mehr, so daß ein längeres Zuwarten mit dem Abbruch keinen Sinn mehr hat. Dies ist schließlich der Grund, daß man vielfach eine "Abklingzeit" von rund 50 Jahren vorgeschlagen hat, bevor man mit dem Abbruch eines Kernkraftwerks beginnen sollte.

Die Verhältnisse in der Wand des zylindrischen Mantels 3 des Reaktordruckbehälters 2 sind nachfolgend anhand der Fig. 2 näher erläutert. Fig. 2 zeigt einen Wandausschnitt etwa in der Höhe der Äquatorialebene des Reaktorkerns 1, wie dies, wie oben dargelegt, durch das Detail II in Fig. 1 angedeutet ist. Dieser Wandausschnitt ist in Fig. 2 vergrößert dargestellt. Er zeigt einen Querschnitt durch den Mantel 3 von dessen Innenseite 4 bis zu dessen Außenseite 5 mit eingezeichnetem thermischen Neutronenfluß ∅ in halblogarithmischer Darstellung über den Querschnitt. Zur Erklärung dieses Verlaufs, dessen anfängliches, von innen her kommendes Absinken wegen der zunehmenden Absorption der Neutronen plausibel ist, sei im Hinblick auf seinen Anstieg zur Außenseite 5 hin angeführt, daß dieser durch die zunehmende Thermalisierung schneller Neutronen und durch die Reflexion von Neutronen durch den noch weiter außen liegenden, hier nicht eingezeichneten biologischen Schild verursacht wird.

Der Maßstab in der Fig. 2 wurde hier nur zur Verdeutlichung der Verhältnisse eingezeichnet und auf den Maximalwert von ∅ hin normiert, er liegt größenordnungsmäßig ungefähr in der Mitte der betrachteten Reaktortypen (Siede- und Druckwasserreaktoren). Die Verteilung der Aktivierungsprodukte, wieder auf den Maximalwert normiert, ist natürlich direkt proportional dem Neutronenfluß ∅, da er ihre Bildungsrate bestimmt (wegen der normierten Darstellung ist die gleichzeitige Zerfallsrate automatisch berücksichtigt). Allerdings besteht eine Ausnahme an der Innenseite 4 des Mantels 3, da dort in der Plattierung eine vom Behälterstahl verschiedene Materialzusammensetzung gegeben ist, vor allem ein höherer Kobaltanteil, so daß die ₆₀Co- Aktivität dort überproportional erhöht ist (dies ist in Fig. 2 jedoch nicht eingezeichnet).

Es ist eine Grundidee der Erfindung, durch eine Verdünnung der ursprünglichen Wanddicke 6 auf einen Bereich, wie er in Fig. 2 mit 7 bezeichnet und mit Doppelschraffen verdeutlicht ist, den größten Teil der durch Neutronenabsorption entstandenen Aktivierungsprodukte zu entfernen. Dieser Bereich 7 liegt symmetrisch um das Minimum des thermischen Neutronenflusses ∅ herum, seine Dicke wäre bei einem Druckwasserreaktor etwa um die 2 cm. Diese Dicke ist ausreichend, um die darüberliegende Restlast des Reaktordruckbehälters 2 sicher aufzunehmen, doch ist dies, wie später noch ausgeführt wird, in diesem Ausmaß nicht nötig. Zur schichtweisen Abtragung wird folgendes Verfahren vorgeschlagen:

Zunächst wird der Innenteil des Mantels 3 bis zum linken Rand 7' des Bereiches 7 durch ein spanabhebendes Verfahren abgetragen, wie dies aus Fig. 3 hervorgeht: Über eine durch Verstrebungen 8 im Unterteil des Reaktordruckbehälters 2 zentral fixierte Antriebswelle 9 erfolgt über eine vertikal bewegliche und einstellbare Abtragevorrichtung 10 durch Spanabhebung eine Verdünnung der Wand bis zur gewünschten Restwanddicke (bis zum Rand 7' des Bereiches 7 des Mantels 3 (vgl. Fig. 2)). Die Abtragevorrichtung 10 ist hierbei von einem das eigentliche Zerspanungswerkzeug 11 tragenden Ausleger 12 gebildet, der entlang der Längsachse der Antriebswelle 9, die von einem Antrieb 13 antreibbar ist, bewegbar und senkrecht zu ihr verstellbar ist.

Der offene Reaktordruckbehälter 2 ist dabei wie bei den Arbeiten zum Brennelement-Wechsel bis zum Deckelflansch 14 mit Wasser gefüllt, die abgetragenen Späne sinken zum Boden 15 des Reaktordruckbehälters 2, werden dort von Zeit zu Zeit mittels eines Greifers gesammelt und in einen zu diesem Zweck in den Boden 15 abgesenkten Transport- und Lagerbehälter eingebracht, in diesem zur Volumensreduktion verpreßt und in dem dann verschlossenen Behälter zur Lagerung entfernt. Durch eine ergänzende Absaugung mittels eines Unterwasserstaubsaugers wird vorteilhaft eine vollständige Reinigung von Spänen und Abtragematerial erzielt.

Zur Vorbereitung und plangerechten Abwicklung dieser spanabhebenden Arbeiten muß das Strahlungsfeld des Reaktordruckbehälters 2 vor Beginn und in bestimmten Zeitabschnitten während der Arbeiten vermessen werden, um das optimale Abtrageziel zu bestimmen; dieser während der Arbeiten aber etwas zeitraubende Vorgang kann dadurch abgekürzt werden, daß mittels Probenahmen aus den abgetragenen Spänen durch Bestimmung von Entnahmeort und Aktivität und Vergleich mit den Berechnungen von Aktivitätsverteilung und Dosiswerten das Abtrageziel schnell bestimmt und eingehalten werden kann.

Nach Erreichen des Abtrageziels (linker Rand 7' des Bereiches 7 in Fig. 2) und Entfernung der gesamten Abtragevorrichtung 8, 9, 10 aus dem Unterteil des Reaktordruckbehälters 2 wird vorgeschlagen, den oberen Abschnitt 16 des Unterteiles des Reaktordruckbehälters 2, welcher von der Position des Reaktorkerns 1 weit entfernt ist und damit (praktisch) frei von Aktivierungsprodukten ist (d. h. um fünf bis sechs Größenordnungen reduziert), zu entfernen. Dies kann natürlich auch mittels der soeben beschriebenen spanabhebenden Methode geschehen, oder, falls dies vom Standpunkt des Strahlenschutzes unbedenklich ist, unter absinkendem Wasserspiegel durch stückweises Zerschneiden mittels bekannter Methoden.

Es ist hier jedoch noch ein weiteres Problem zu beachten: Wie oben angeführt, sind neben den Aktivierungsprodukten im Stahl des Reaktordruckbehälters 2 auch die an den Innenflächen des Primärkreises, d. h. hier an der Innenseite 4 des Reaktordruckbehälters 2, abgelagerten aktivierten Korrosionsprodukte dementsprechend zu berücksichtigen. Wenngleich davon ausgegangen werden kann, daß noch vor Beginn der Arbeiten eine entsprechende chemische Dekontaminierung (im Falle eines Abbruchs der Anlage mit stark reagierenden Chemikalien) erfolgt, verbleibt doch ein beträchtlicher Teil ortsfest an den Innenwänden bzw. der Innenseite 4 gebunden. Daher wäre noch vor Beginn der Beseitigung der nun betrachteten Teile des Reaktordruckbehälters 2 und vor Verankerung der Abtragevorrichtung 8, 9, 10 mit dieser durch Hochziehen eine Abtragung der inneren Plattierungsoberfläche des oberen Abschnittes 16 des Reaktordruckbehälters 2 durchzuführen (bezüglich der Anschlußstutzen der Kühlmittelleitungen wäre eine analoge Behandlung von deren inneren Oberflächen, so vom Strahlenschutz her angezeigt, ebenfalls durchzuführen).

Durch Abtrennen des oberen Abschnittes 16 des Reaktordruckbehälters 2 ist nun der verbleibende Teil des unteren Teiles des Reaktordruckbehälters 2 in eine Form gebracht, wie in Fig. 4 gezeigt. Der weitere Abtragevorgang läßt sich durch Abfräsen der äußeren Wandschichten des Mantels 3 des Reaktordruckbehälters 2 bewerkstelligen, u. zw. bis zu einer Wanddicke entsprechend dem rechten Rand 7" des Bereiches 7 der Fig. 2.

Auf einer auf den verbleibenden Teil des Reaktordruckbehälters 2 aufgelegten Drehplatte 17 ist ein Träger 18 für die Fräse 19 montiert, welcher alle Wandabschnitte des Restteiles des Mantels des Druckbehälters 2 der Höhe und dem Umfang nach überstreichen kann. Auch hier wird vorteilhaft der gesamte Arbeitsgang unter Wasser durchgeführt, was sich durch Auffüllen der innerhalb des biologischen Schildes (gegebenenfalls nach Verschließen seiner Penetrationen) liegenden Bereiche des Kernkraftwerkes erreichen läßt.

Es kann sich erweisen, daß der Abtragevorgang wahlweise nur von der Innenseite her vorteilhafter ist, weil die Arbeitsbedingungen im Inneren des Gefäßes wesentlich einfacher sind als außen und dadurch trotz des wieder ansteigenden Aktivitätsinventars in der äußeren Wand sich eine Optimierung der Strahlenbelastung und des Arbeitsaufwandes erzielen läßt.

Die Stärke der schlußendlich verbleibenden Wand kann dabei beträchtlich reduziert werden, da sie nur mehr Lasten aufnehmen muß, die im Vergleich zu den ursprünglichen klein sind (diese nunmehr recht dünne Wand (Größenordnung 1 bis 2 cm) wäre dann, innen und außen von Wasser umgeben, ebenfalls mechanisch zu zerkleinern und kann dicht verpackt und gelagert werden). Die durch den Schneidevorgang entstehenden Späne können entweder durch eine Fangvorrichtung am Träger 18 oder, falls die räumlichen Verhältnisse beschränkt sind, nach Entfernen des Bodens 15 des Reaktordruckbehälters 2 wie oben beschrieben entfernt werden.

Die Aktivitätskonzentrationen im Boden 15 des Reaktordruckbehälters 2 sind um sechs bis sieben Größenordnungen geringer als in Höhe der Äquatorialebene des Reaktorkerns 1: Dies sollte für die Wahl der Methode seiner Entsorgung bestimmend sein. Wahlweise kann dies durch Fräsen oder Spanabhebung erfolgen (was den Vorteil der leichten Handhabbarkeit der Abtrageprodukte mit sich bringt); es kann aber auch eine der bisher empfohlenen Methoden des Zerschneidens eingesetzt werden. Wie auch zuvor, sollte die Durchführung der Zerkleinerung unter Wasser erfolgen.

Vorteile der beschriebenen Methode des frühzeitigen Abbruchs ausgedienter Reaktordruckbehälter:

Das erfindungsgemäße Verfahren der Beseitigung des Reaktordruckbehälters 2 ermöglicht eine möglichst lange Nutzung seiner geometrischen Strukturen für eine schichtweise Abtragung unter wesentlicher Reduktion seines Aktivitätsinhalts. Diese Wanddickenreduktion ist äquivalent einer "künstlichen Alterung" und schafft Verhältnisse in der Restanlage, die einem Status einer "Abklingzeit" von etwa 50 Jahren durchaus entsprechen können. Daraus ergibt sich eine Reihe von Vorteilen:

• - Sämtliche Arbeitsvorgänge erfolgen axialsymmetrisch, benötigen wenig Platz und im Prinzip nur einfache Maschinen, die mittels automatischer Steuerung eingesetzt werden können, mehrfach verwendbar sind, einfach appliziert werden können und bei entsprechender Vorsorge für den Einsatz auf verschieden dimensionierten Anlagen adaptierbar sind.
• - Sämtliche Arbeiten können von einer Bedienungsbühne aus gesteuert werden und bedürfen während automatisiert ablaufender Arbeitsgänge keines Personals. Dadurch und durch die Abschirmungen durch die Wasservorlagen (und die Bedienungsbühne) werden die Strahlenbelastungen des Personals gering gehalten und allfällig notwendig werdende Personalumschichtungen minimiert.
• - Die Abraummaterialien sind spanförmig, leicht im Gewicht, leicht verformbar und durch Greifer leicht handhab- sowie verpreßbar und können dadurch leicht und quantifiziert verpackt und eingeschlossen werden; darüber hinaus kann die Materialabhebung nach Aktivitätsinhalt sortierbar erfolgen und damit zu Einsparungen bei der Auslegung von Transport- und Lagerbehältern führen, die auch unmittelbar zur Endlagerung genutzt werden können.
• - Bei der vorgeschlagenen Art des Abbruches durch Spanabhebung und Abfräsen entstehen keine radioaktiven Aerosole, sondern nur Späne, die unter Wasser verbleiben. Dies vereinfacht in bedeutender Weise die zur Beherrschung radioaktiver Aerosole und Stäube einzubringenden Schutzvorrichtungen und minimiert auch von dieser Seite her die Strahlenbelastung des Personals.
• - Durch die vereinfachenden Maßnahmen des Verfahrens bei Maschinenpark, automatischem Arbeitsablauf, Handhabung geringer Gewichte, effizienten Abschirmungen, Vermeidung radioaktiver Aerosole, Reduktion der direkten Strahlenbelastung auf den Zustand einer "abgeklungenen" Anlage kommt es zu einer beträchtlichen Reduktion der Abbruchszeit und der Aufwendungen.
• - Die vorgeschlagenen Methode ist auch auf die bloße Auswechslung des Reaktordruckbehälters 2 in einem zu weiterem zukünftigem Betrieb bestimmten Kernkraftwerk adaptierbar, da es zu keiner unzulässigen Belastung oder Veränderung der den Reaktordruckbehälter 2 umgebenden Strukturen kommt, die deren künftige Verwendbarkeit einschränken.

Die Erfindung beschränkt sich nicht auf das in der Zeichnung dargestellte Ausführungsbeispiel, sondern kann in verschiedener Hinsicht modifiziert werden. So kann die Einrichtung zur schichtweisen Abtragung von beliebigen Dreh- oder Fräswerkzeugen gebildet sein, die in irgendeiner Weise entlang der Wand parallel zur Innenseite 4 bzw. Außenseite 5 geführt sind, wobei als Führungseinrichtungen beliebige fernsteuerbare Einrichtungen, wie z. B. Schlitten, etc. in Frage kommen. Wesentlich ist, daß die Einrichtungen von einem außerhalb des Gefahrenbereiches befindlichen Steuerstand bedienbar sind und eine schichtweise Abtragung mit etwa konstanter Schichtdicke ermöglichen.

Claims (19)

1. Verfahren zur Entsorgung einer aktivierten metallischen Komponente eines Kernkraftwerkes, wie eines Reaktordruckbehälters, durch schichtweise erfolgendes mechanisches Abtragen unter Verringerung der Wanddicke der Komponente, dadurch gekennzeichnet, daß

• 1. das schichtweise Abtragen der Wanddicke der Komponente unter spanender Zerkleinerung von innen bis in die Nähe der minimalen Aktivität erfolgt; wobei
• 2. eine Wand geringer Dicke zur Aufrechterhaltung der mechanischen Stabilität der Komponente verbleibt.

2. Verfahren nach Anspruch 1, zusätzlich umfassend das schichtweise Abtragen der Wanddicke der Komponente von der Außenseite der Wand der Komponente her.

3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß während des Entsorgungsvorganges das Strahlungsfeld (Aktivitätsverteilung und/oder Verteilung der Dosiswerte) der Komponente vermessen wird und das schichtweise Abtragen in Abhängigkeit des Ergebnisses dieser Messung durchgeführt wird.

4. Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß nach vorbestimmten Zeitabschnitten das Strahlungsfeld am Ort der Abtragung vermessen wird.

5. Verfahren nach Anspruch 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Vermessung des Stahlungsfeldes durch Probenahmen aus den abgetragenen Spänen durchgeführt wird, wobei der Entnahmeort und die Entfernung von der Innenseite bzw. Außenseite der Wand festgehalten wird.

6. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß das schichtweise Abtragen im Unterwasserverfahren durchgeführt wird.

7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die abgetragenen Späne am Grund eines das Wasser zur Unterwasser-Abtragung aufnehmenden Behälters gesammelt und dort in einen Transport- und/oder Lagerbehälter eingebracht werden.

8. Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Späne im Transport- und/oder Lagerbehälter verpreßt werden und der Transport- und/oder Lagerbehälter sodann verschlossen wird.

9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Transport- und/oder Lagerbehälter dahingehend ausgelegt werden, daß sie direkt zur Endlagerung der aktivierten Späne aufgenommen werden können, wobei die Auslegung nach der Aktivität dieser Zerkleinerungsprodukte erfolgt.

10. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 6 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Späne vom Grund eines das Wasser zur Unterwasser- Abtragung aufnehmenden Behälters abgesaugt werden.

11. Verfahren nach Anspruch 1, wobei

• 1. die metallische Komponente ein Reaktordruckbehälter (2) ist, der auch senkrecht zur Wanddicke (6) unterschiedlich aktiviert ist,

gekennzeichnet durch die Abfolge der Schritte:

• 1. schichtweises Abtragen des Mantels (3) des Reaktordruckbehälters (2) von der Innenseite (4) her bis zu einem Bereich des Mantels (3) mit einer nur geringen Aktivierung;
• 2. Abtrennen des nur gering aktivierten oberen Abschnitts (14) des Reaktordruckbehälters (2);
• 3. schichtweises Abtragen des Unterteils des Reaktordruckbehälters (2) von der Außenseite (5) her.

12. Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß der Boden (15) des Reaktordruckbehälters (2) ebenfalls durch schichtweises Abtragen, insbesondere durch Zerspanen, zerkleinert wird.

13. Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß der verbleibende Behälter mit der Wand geringer Dicke zur Vermeidung von Aerosolen auf mechanische Weise in kleine Stücke zerlegt wird und diese, in entsprechend dimensionierte Behälter eingebracht, der Endlagerung zugeführt werden.

14. Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß zumindest ein Teilabschnitt des verbleibenden Behälters mit der Wand geringer Dicke zur Gänze zerspanend abgetragen wird.

15. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 14, gekennzeichnet durch eine gegenüber der Komponente (2) fixierbare Zerspanungsvorrichtung (8, 9, 10; 17, 18, 19), deren spanabhebendes Werkzeug (11, 19) gegenüber der Wand der Komponente (2) bewegbar ist, und zwar sowohl in Richtung der Wandoberfläche als auch in Richtung der Wanddicke (6).

16. Vorrichtung nach Anspruch 15 zur Entsorgung eines zylindrischen Behälters (2), dadurch gekennzeichnet, daß die Vorrichtung eine im Inneren des Behälters mittels an der Behälterwand (3) abgestützter Verstrebungen (8) fixierbare zentral angeordnete Antriebswelle (9) zur Bewegung des spanabhebenden Werkzeuges (11) aufweist.

17. Vorrichtung nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, daß ein das spanabhebende Werkzeug tragender Ausleger (12), der um die Antriebswelle (9) rotierbar ist, entlang der Antriebswelle (9) bewegbar ist und daß der Ausleger (12) in Richtung senkrecht zur Achse der Antriebswelle (9) gegenüber dieser verstellbar ist.

18. Vorrichtung nach Anspruch 15 zur Entsorgung eines rotationssymmetrisch ausgebildeten Reaktordruckbehälters (2), dadurch gekennzeichnet, daß an dessen oberem Ende eine am Behälter abgestützte Trageinrichtung (17), wie eine Drehplatte (17), vorgesehen ist, wobei die Trageinrichtung (17) einen etwa parallel zur Außenseite (5) des Behälters (2) angeordneten Träger (18) aufweist, der mittels der Trageinrichtung (17) um den Umfang des Behälters (2) bewegbar ist und ein spanabhebendes Werkzeug (19) trägt, das entlang des Trägers (18) bewegbar ist.

19. Vorrichtung nach Anspruch 18, dadurch gekennzeichnet, daß das spanabhebende Werkzeug (19) am Träger (18) in Richtung senkrecht zur Außenseite (5) des Behälters (2) verstellbar abgestützt ist.