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Technical Report NTB 88-26

The near-field geochemistry of HLW disposal in an argillaceous host rock

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Die gegenwärtigen Konzepte in der Schweiz sehen vor, verglaste, radioaktive Abfälle (HAA) – in massiven Stahlbehältern verkapselt – horizontal in Tunnels, die mit verdichtetem Bentonit verfüllt werden, zu entsorgen. In der Studie «Projekt Gewähr 1985» wurden die geochemischen Aspekte der Wirkung dieser Sicherheitsbarrieren für ein Endlager in rund 1300 m Tiefe im kristallinen Wirtgestein studiert. Dieser Bericht setzt die Analyse fort, um ein alternatives Endlagerkonzept in einer Tiefe von rund 850 m in einem tonigen Gestein zu berücksichtigen.

Im Allgemeinen wird die Langlebigkeit der technischen Barrieren nur wenig durch die Wahl des Wirtgesteins beeinflusst – die Analyse prognostiziert, dass Bentonit seine günstigen physikalischen und chemischen Eigenschaften länger als 106 Jahre bei behalten wird, dass der Stahlbehälter länger als 103 Jahre halten wird und der totale Zerfall der Glasmatrix mehr als 105 Jahre dauern wird. Diese Komponenten sorgen auch dafür, dass der Grossteil des Nahfelds unter reduzierenden, leicht alkalischen Bedingungen chemisch gepuffert wird. Bei Versagen der mechanischen Integrität des Behälters wird die Freisetzung vieler wichtiger Nuklide durch ihre niedrigen Löslichkeiten eingeschränkt. Im Bentonit findet der Transport gelöster Nuklide nur durch Diffusion statt, welche zudem noch durch verschiedene Verzögerungsmechanismen (Sorption, Anionenausschluss, usw.) weiter eingeschränkt wird. Eine der diesbezüglichen Schlüsselrollen des Bentonits ist es, sich als Filter zu verhalten, um die Migration von Partikeln oder kolloidaler Spezies zu verhindern.

Im Falle eines tonigen Wirtgesteins treten jedoch mehrere spezifische Faktoren auf. Felsmechanische Gegebenheiten zwingen zur Benützung einer Auskleidung während der Betriebsphase, zudem kann sich die Entfernung dieser Auskleidung als unpraktisch erweisen. Da die Oxidation des Wirtgesteins von potentieller Wichtigkeit ist, ist es wünschenswert, diese Auskleidung so dicht wie möglich zu gestalten; nach der Abfalleinlagerung wäre es jedoch von Vorteil, wenn sie homogen durchlässig wäre. Die Geochemie des Gesteins/Barrieren-Kontakts ist im Allgemeinen komplexer in Sedimentgesteinen als im Kristallin, was nicht nur auf die potentielle Oxidation, sondern auch auf die möglicherweise steigende Bedeutung natürlicher, organischer Stoffe, Kolloide und auf mikrobielle Aktivität zurückzuführen ist.

Zum Schluss kann gesagt werden, dass die erwarteten Radionuklid-Freisetzungsraten aus dem Nahfeld sehr gering sind, sogar mit ziemlich konservativen Annahmen für das Verhalten verschiedener Barrieren. Es gibt Hinweise dafür, dass eine realistischere Analyse für beinahe alle wichtigen Nuklide vernachlässigbare Freisetzungen nachweisen würde. Die Rechtfertigung einer solchen Analyse hängt jedoch vom Erreichen eines tieferen Verständnisses einiger involvierter Prozesse und von einer Validierung der gebrauchten Modelle/Datenbasen ab, möglicherweise unter Einbeziehung von Naturanaloga.

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