German Spent Nuclear Fuel Legacy: Characteristics and High-Level Waste Management Issues

Germany is phasing-out the utilization of nuclear energy until 2022. Currently, nine light water reactors of originally nineteen are still connected to the grid. All power plants generate high-level nuclear waste like spent uranium or mixed uranium-plutonium dioxide fuel which has to be properly managed. Moreover, vitrified high-level waste containing minor actinides, fission products, and traces of plutonium reprocessing loses produced by reprocessing facilities has to be disposed of. In the paper, the assessments of German spent fuel legacy (heavy metal content) and the nuclide composition of this inventory have been done. The methodology used applies advanced nuclear fuel cycle simulation techniques in order to reproduce the operation of the German nuclear power plants from 1969 till 2022. NFCSim code developed by LANL was adopted for this purpose. It was estimated that ~10,300 tonnes of unreprocessed nuclear spent fuel will be generated until the shut-down of the ultimate German reactor. This inventory will contain ~131 tonnes of plutonium, ~21 tonnes of minor actinides, and 440 tonnes of fission products. Apart from this, ca.215 tonnes of vitrified HLW will be present. As fission products and transuranium elements remain radioactive from 104 to 106 years, the characteristics of spent fuel legacy over this period are estimated, and their impacts on decay storage and final repository are discussed

Nuclear Waste Management Decision-Making Support with MCDA

The paper proposes a multicriteria decision analysis (MCDA) framework for a comparative evaluation of nuclear waste management strategies taking into account different local perspectives (expert and stakeholder opinions). Of note, a novel approach is taken using a multiple-criteria formulation that is methodologically adapted to tackle various conflicting criteria and a large number of expert/stakeholder groups involved in the decision-making process. The purpose is to develop a framework and to show its application to qualitative comparison and ranking of options in a hypothetical case of three waste management alternatives: interim storage at and/or away from the reactor site for the next 100 years, interim decay storage followed in midterm by disposal in a national repository, and disposal in a multinational repository. Additionally, major aspects of a decision-making aid are identified and discussed in separate paper sections dedicated to application context, decision supporting process, in particular problem structuring, objective hierarchy, performance evaluation modeling, sensitivity/robustness analyses, and interpretation of results (practical impact). The aim of the paper is to demonstrate the application of the MCDA framework developed to a generic hypothetical case and indicate how MCDA could support a decision on nuclear waste management policies in a “small” newcomer country embarking on nuclear technology in the future

Monte Carlo analysis of the low-temperature adsorption facility TITAN and its pumping characteristics

Monte Carlo Analyse für die Tieftemperaturanlage TITAN und deren Pumpcharakteristiken Im Rahmen des European Fusion Technology Programme werden bei FZK Entwicklungsarbeiten für das primäre Vakuumpumpsystem des Fusionsreaktors ITER durchgeführt. Für die Auslegung und den Betrieb der Kryopumpe wurden in einer unterstützenden Versuchsreihe Komponenten an der Anlage TITAN getestet. Das primäre Ziel dabei war es, das Saugvermögen der mit Aktivkohle beschichteten Kryosorptionspanels unter ITER-relevanten Bedingungen zu ermitteln. Die TITAN-Experimente erlauben die Bestimmung des Zusammenhangs von Saugvermögen, Gasbeladung und Druck während des Pumpens. Das Saugvermögen hängt dabei vom Durchsatz des zu prozessierenden Gases ab, von der Geometrie des Pumpsystems, von der kalten Pumpfläche, vom Typ des Sorbentmaterials, von der Temperatur und von der Gasbeladung. Um den Einfluß der Geometrie auf das gemessene Saugvermögen im molekularen Strömungsbereich quantitativ zu ermitteln, wurde die Monte Carlo Methode verwendet. Die verdünnte Gasströmung in der TITAN-Anlage wurde mit dem Monte Carlo Code MOVAK3D modelliert. In einer Reihe von Simulationsrechnungen sollte der Leitwert der wesentlichen Vakuumbauelemente von TITAN und die Abhängigkeit der Einfangwahrscheinlichkeit vom Betriebszustand des Panels bestimmt werden. Darüber hinaus sollten die relativen Druckunterschiede innerhalb der Anlage und der Einfluß der Panelanordnung auf das Pumpverhalten untersucht werden. Als Hauptergebnis der Monte Carlo Analyse wurden die beiden wesentlichen Betriebscharakteristiken der TITAN-Anlage, nämlich die Durchtrittswahrscheinlichkeit und die Einfangwahrscheinlichkeit ermittelt. Dabei zeigte sich, daß der niedrige integrale Leitwert der TITAN-Einbauten (Durchtrittswahrscheinlichkeit von 0.1) das gemessene Saugvermögen im Vergleich zu dem Saugvermögen direkt am Kryopanel deutlich herabsetzt. Die Einfangwahrscheinlichkeit hängt stark vom Sticking-Koeffizient (der Haftwahrscheinlichkeit) am Aktivkohlematerial ab. Der maximale Wert, der bei einem Sticking-Koeffizienten von Eins erreicht wurde, beträgt 0.0915 für die Geometrie mit einem Rechteckpanel in Quilted design und 0.085 bei der Verwendung eines kreisrunden Panels. Ferner zeigten die Simulationsrechnungen, daß der Druck über der pumpenden Fläche ungefähr eine Größenordnung kleiner ist als in der Meßebene. Außerdem wurde für den Fall des Rechteckpanels quantitativ berechnet, wie sich die gesamte Einfangswahrscheinlichkeit des Panels für verschiedene Anstellwinkel relativ zur Strömungsrichtung auf die verschiedenen Panelseiten verteilt. Darüber hinaus wurde für die TITAN Geometrie ein geschlossener Ausdruck hergeleitet, der es ermöglicht, die Abhängigkeit der Einfangwahrscheinlichkeit vom Sticking-Koeffizienten und der Durchtrittswahrscheinlichkeit zu ermitteln. Eine Methode zur Ableitung von Sticking-Koeffizienten aus den Meßgrößen wurde entwickelt und erfolgreich angewendet. Die Ergebnisse für reines Helium und Helium/Wasserstoff-Mischungen wurden verglichen, um mögliche kritische Betriebszustände herauszufinden

NUCLEONICA: a Nuclear Science Portal

NUCLEONICA is a new nuclear science web portal from the European Commission's Joint Research Centre. The portal provides a customisable, integrated environment and collaboration platform for the nuclear sciences using the latest internet "Web 2.0" dynamic technology. NUCLEONICA is aimed at professionals, academics and students working with radionuclides in fields as diverse as the life sciences (e.g., biology, medicine, agriculture), the earth sciences (geology, meteorology, environmental science) and the more traditional disciplines such as nuclear power, health physics and radiation protection, nuclear and radio-chemistry, and astrophysics. It is also used as a knowledge management tool to preserve nuclear knowledge built up over many decades by creating modern web-based versions of so-called legacy computer codes.JRC.E.4-Nuclear fuel

NUCLEONICA - A New Nuclear Science Portal

NUCLEONICA is a new nuclear science web portal from the European Commission¿s Joint Research Centre. The portal provides a customisable, integrated environment and collaboration platform for the nuclear sciences using the latest internet ¿Web 2.0¿ dynamic technology. NUCLEONICA is aimed at professionals, academics and students working with radionuclides in fields as diverse as the life sciences (e.g., biology, medicine, agriculture), the earth sciences (geology, meteorology, environmental science) and the more traditional disciplines such as nuclear power, health physics and radiation protection, nuclear and radio-chemistry, and astrophysics. It is also used as a knowledge management tool to preserve nuclear knowledge built up over many decades by creating modern web-based versions of so-called legacy computer codes.JRC.E.4-Nuclear fuel