Technical Report NTB 82-12

Stripa Project
Annual Report 1981

Résumé

An autonomous OECD/NEA project in the management of nuclear waste storage is currently in progress in the Stripa mine, located in central Sweden. The project is established as a cooperation between Finland, Japan, Sweden, Switzerland and the United States. Canada and France are joining as associate members.

The work is following on from the previous investigations in the Stripa mine under a cooperative agreement between the US Department of Energy (DOE) and the Swedish Nuclear Fuel Supply Company (SKBF) through the Lawrence Berkeley Laboratory (LBL) of the University of California and the division KBS within SKBF.

The research within the Stripa Project is carried out at approximately 350 meters below the surface in a granitic formation. The project consists essentially of three parts

• hydrogeological and geochemical investigations in boreholes down to a depth of 1'200 meters below the surface
• ion migration tests to study possible radio­ nuclide transport mechanisms in the rock fissures
• large scale tests of the behaviour of backfill material in deposition holes and tunnels

The technical content of the Stripa Project is described in /1/. KBS has been entrusted the overall management of the project and the organization is described in /2/ and /6/.

Technical Report NTB 82-11

Establishing Storage Criteria for a Swiss Low-Level Waste Repository

Résumé

Une méthode pour l'attribution des déchets radioactifs produits en Suisse à l'un des trois types de dépôts de stockage ultime envisagés dans le concept national d'élimination de ces déchets a été développée sur la base de critères de sûreté. Cette méthode a été appliquée aux déchets de démantèlement des centrales nucléaires prévus à l'origine pour être stockés, de par leur relativement faible danger potentiel, dans le dépôt dit de type A. Pour cette première application, une analyse conduisant à quatre scénarios potentiels de relâchement des radionucléides et d'irradiation résultante a été effectuée. Trois des scénarios sont associés à une défaillance du dépôt par suite d'évènements catastrophiques et le dernier à l'intrusion normale et prévue de l'eau.

La concentration moyenne maximale de 59 radionucléides pouvant être impliqués a été déterminée pour chacun des quatre scénarios. La concentration résultante maximale permise pour chaque radionucléide dans les déchets susceptibles d'être stockés dans le dépôt type A a ainsi été obtenue. Il en ressort que 38 radionucléides sont d'importance pour les investi-gations ultérieures. Liactivité spécifique de ces 38 radionucléides a été établie par sous-groupes appropriés des déchets de démantèlement. A partir de l'inventaire ainsi fait, un premier essai de répartition des déchets et de détermination de la capacité de stockage du dépôt type A a été entrepris

Ce travail repose sur un modèle simplifié de dépôt qui ne prend pas en compte tous les effets protectifs combinés des barrières artificielles de sécurité. On obtient une capacité de stockage

sensiblement en dessous de 50 % de celle escomptée à l'origine. Ce résultat peut être expliqué par les différences entre les présentes hypothèses et valeurs de paramètre du modèle et celles utilisées auparavant ainsi que par le fait qu'un inventaire des déchets peu détaillé par sous-groupes et conservatif dans les concentrations de radionucléides a été utilisé. Il est clair qu'une information plus précise à la fois des déchets et des phénomènes dans la région centrale du dépôt sera nécessaire avant qu'aucune amélioration des résultats présentement obtenus puisse être attendue.

Technischer Bericht NTB 82-10

Sondierbohrung Weiach
Arbeitsprogramm

Résumé

Die Nagra hat in der Nordschweiz ein umfassendes geologisches Unter­suchungs­programm in Angriff genommen. Es soll die erdwissenschaftlichen Erkenntnisse beschaffen, welche notwendig sind, um die Eignung des Untergrundes zur Endlagerung hoch­radioaktiver Abfälle zu beurteilen. Die vielfältigen Untersuchungen gliedern sich in ein Tiefbohrprogramm, eine flächenhafte geophysikalische Erkundung der Gesteins- und Strukturverhältnisse, ein hydrogeologisches Untersuchungsprogramm zur Abklärung der Wasserfliesswege im tiefen Untergrund und ein neotektonisches Unter­suchungs­programm zur Erkennung aktiver Erdkrustenbewegungen im Untersuchungs­gebiet.

Am 24. Juni 1980 sind von der Nagra 12 Gesuche für Sondierbohrungen dem Eidgenössischen Verkehrs‑ und Energiewirtschaftsdepartement eingereicht worden. Diese Tiefbohrungen sollen die geologischen Verhältnisse im Grundgebirge und seiner Sediment­bedeckung in einem rund 1'200 km² grossen Gebiet der Nordschweiz erkunden. Zusätzlich sollen sie im weiteren regionalen Rahmen hydrodynamische und geo-chemische Daten liefern für den Bau eines mathematischen Modells der hydro­geologischen Verhältnisse zwischen der Nordabdachung der Alpen im Bereich der Zentral- und Ostschweiz und dem Schwarzwaldmassiv.

Nachdem der Bundesrat am 17. Februar 1982 für 11 der 12 Sondiergesuche die Bewilligung erteilt hat, hat die Bohrkampagne im Oktober 1982 mit der Sondierbohrung Bött­stein begonnen.

Die Sondierbohrung Weiach mit Koordinaten 676 750/268 620 liegt im Grenzgebiet zwischen Tafeljura und Molasse 900 m südlich des Rheins und rund 8 km nordwestliche von Bülach. Nach geologischer Prognose wird sie unter rund 30 m mächtigen Nieder­terrassen­schottern eine flach nach Süden einfallende, rund 820 m mächtige Folge von Mergeln und Sandsteinen des Tertiärs, Kalken, Mergeln und Tonen des Juras sowie Mergeln, Evaporiten und Sandsteinen der Trias durchfahren.

Erste Auswertungen neuer reflexionsseismischer Messungen lassen im Gebiet von Weiach unter der Trias einen permo-karbonischen Resttrog vermuten, der mit einer bis zu 750 m mächtigen wahrscheinlich vorwiegend tonigen Abfolge gefüllt sein könnte. Sollte dies zutreffen, so würde das kristalline Grundgebirge mit Graniten und Gneisen vertikal nur über eine Strecke von rund 400 m durchbohrt werden; bei Fehlen des Permo-Karbons würde dagegen die Kristallinstrecke rund 1'000 m betragen. In beiden Fällen wird die Endteufe der Sondierbohrung bei 2'000 m liegen.

Das vorliegende Arbeitsprogramm gliedert sich, nach Voranstellung der von den Behörden erlassenen Auflagen, in einen bohrtechnischen und einen erdwissen­schaft­lichen Teil.

Der bohrtechnische Teil enthält detaillierte Vorschriften an die Bohrfirma, einerseits zum technischen Vortrieb der Tiefbohrung durch die prognostizierte Gesteinsfolge auf die verlangte Endteufe, anderseits über die zu verwendenden Geräte und Materialien wie Blowout Preventer, Rohrstränge, Bohrlochgarnituren, Spülungschemikalien und Zement­qualitäten.

Diese Vorschriften und Spezifikationen sind im Rahmen der technischen Kapazität der zum Einsatz kommenden stationären und vollelektrischen Bohranlage National 80 B auf die vielfältigen Anforderungen des geplanten Kern, Mess‑ und Testprogramms abgestimmt.

Tabelle 1 gibt einen Überblick des erdwissenschaftlichen Teils des Arbeitsprogramms. Es ist auch für Weiach, als zweite Bohrung der Tiefbohrkampagne, sehr umfangreich und vielfältig, damit es allen geologisch denkbaren Untergrundverhältnissen, besonders im noch wenig bekannten Kristallinbereich zu genügen vermag. Zudem haben ver­schiedene der geplanten Untersuchungen ähnliche Zielsetzungen, was einen Vergleich der wissenschaftlichen Aussagekraft verschiedener Mess und Beobachtungsmethoden zwecks Optimierung der Untersuchungsprogramme für die Folgebohrungen erlauben sollte.

Da die ganze Strecke orientiert gekernt werden soll, wird dies, neben der lückenlosen lithologisch-sedimentologischen Analyse der möglichen Barrierengesteine, die voll­ständige Erfassung der petrographischen Eigenschaften des potentiellen kristallinen Wirt­gesteins im Bohrlochbereich und seiner die Wasserwegigkeit weitgehend bestimmenden Kluftsysteme erlauben.

Ein umfangreiches Programm geophysikalischer Bohrlochmessungen wird die Ergeb­nisse der Kernanalyse verifizieren und mit zusätzlichen Daten ergänzen. Durch verschie­den­artige Mess-Sonden werden Bohrlochlogs aufgenommen, aus denen sich eine Reihe für die Beschreibung des durchbohrten Gebirges wichtiger Parameter berechnen lassen. Eine erste Gruppe von Logs hat zum Ziel, die Gesteine petrographisch zu identifizieren und poröse, d.h. kohlenwasserstoff‑ oder wasserführende Zonen aufzuzeigen. Eine zweite Gruppe liefert u.a. Angaben über den Grad der Poren‑ bzw. Kluftfüllung, die Gesteins­dichte und ‑temperatur, die natürliche Gamma-Strahlung und die den seismischen Wellengeschwindigkeiten zugrunde liegenden Elastizitätsmodule. Wieder andere Sonden messen Streichen und Fallen von Schicht‑ und Kluftflächen. Eine weitere Gruppe beschafft Angaben über Durchmesser und Abweichungen des Bohr­lochs, Güte der Verrohrungszementation und Lage der Verrohrungsmuffen. Schliesslich werden durch Geophon-Versenkmessungen die Geschwindigkeiten seismischer Lauf­zeiten ermittelt, was die Tiefengenauigkeit der ausgewerteten reflexionsseismischen Profile des regionalen Messnetzes der Nagra wesentlich verbessern wird.

Durch zahlreiche Tests mit verschiedenartigen Methoden, reichend von "open hole"-Förder­versuchen im Muschelkalk-Aquifer bis zu markierten Pumpversuchen in gering durch­lässigen Kristallinstrecken, sollen die hydraulischen Verhältnisse der Tiefen­grund­wässer erkundet werden. Es ist geplant, die bei den Tests anfallenden Wasserproben physikalisch-chemisch im Detail zu analysieren und ihren Isotopengehalt zur Abschätzung des Alters der Wässer und deren Residenzzeit in den durchwanderten Gesteinen zu ermitteln.

Das Untersuchungsprogramm wird abgerundet durch felsmechanische und geo­technische Laborexperimente an ausgewählten Bohrkernen, zwecks Beschaffung der für den Schacht‑ und Kavernenbau eines Endlagers benötigten Kennwerte.

Nach Abschluss der Bohr‑ und Testphase und vor der endgültigen Verfüllung des Bohr­lochs wird eine mindestens einjährige Beobachtungsphase folgen zur Überwachung von Druckschwankungen der Tiefengrundwässer und nötigenfalls zu weiteren Wasser­proben­entnahmen aus der Kristallinstrecke durch Langzeit-Fördertests.

Der Zeitbedarf der Feldarbeiten, von der Bohrplatzerstellung bis zum Beginn der Beobach­tungsphase wird für die Sondierbohrung Weiach auf 11 1/2 – 20 Monate veran­schlagt.

Technischer Bericht NTB 82-09

Sond ierbohrung Böttstein
Arbeitsprogramm

Résumé

Die Nagra hat in der Nordschweiz ein umfassendes geologisches Untersuchungsprogramm in Angriff genommen. Es soll die erdwissenschaftlichen Erkenntnisse beschaffen, welche notwendig sind, um die Eignung des Untergrundes zur Endlagerung hochradioaktiver Abfälle zu beurteilen. Die vielfältigen Untersuchungen gliedern sich ein Tiefbohrprogramm, eine flächenhafte geophysikalische Erkundung der Gesteins‑ und Strukturverhältnisse, ein hydrogeologisches Untersuchungsprogramm zur Abklärung der Wasserfliesswege im tiefen Untergrund und ein neotektonisches Untersuchungsprogramm zur Erkennung aktiver Erdkrustenbewegungen im Untersuchungsgebiet.

Am 24. Juni 1980 sind von der Nagra 12 Gesuche für Sondierbohrungen dem Eidgenössischen Verkehrs‑ und Energiewirtschaftsdepartement eingereicht worden. diese Tiefbohrungen sollen die geologischen Verhältnisse im Grundgebirge und seiner Sedimentbedeckung in einem rund 1'200 km2 grossen Gebiet der Nordschweiz erkunden. Zusätzlich sollen sie im weiteren regionalen Rahmen hydrodynamische und geochemische Daten liefern für den Bau eines mathematischen Modells der hydrogeologischen Verhältnisse zwischen der Nordabdachung der Alpen im Bereich der Zentral‑ und Ostschweiz und dem Schwarzwaldmassiv.

Nachdem der Bundesrat am 17. Februar 1982 für 11 der 12 Sondiergesuche die Bewilligung erteilt hat, kann die Bohrkampagne im Herbst 1982 mit der Sondierbohrung Böttstein beginnen.

Die Sondierbohrung Böttstein mit Koordinaten 659 340/268 550 liegt im Gebiet des Tafeljuras, westlich der Aare, rund 10 km nördlich von Brugg. Nach geologischer Prognose wird sie eine flachliegende, rund 400 m mächtige Folge von Mergeln, Kalken, Evaporiten und Sandsteinen der Lias, der Trias und des wahrscheinlich nur ganz geringmächtigen Perms durchfahren. Das kristalline Grundgebirge mit Graniten und Gneisen soll vertikal über eine Strecke von 1'000 m durchbohrt werden, so dass die Endteufe bei 1'400 m liegen wird.

Das vorliegende Arbeitsprogramm gliedert sich, nach Voranstellung der von den Behörden erlassenen Auflagen, in einen bohrtechnischen und einen erdwissenschaftlichen Teil.

Der bohrtechnische Teil enthält detaillierte Vorschriften an die Bohrfirma, einerseits zum technischen Vortrieb der Tiefbohrung durch die prognostizierte Gesteinsfolge auf die verlangte Endteufe, andererseits über die zu verwendenden Geräte und Materialien wie Blowout Preventer, Rohrstränge, Bohrlochgarnituren, Spülungschemikalien und Zementqualitäten.

Diese Vorschriften und Spezifikationen sind im Rahmen der technischen Kapazität der zum Einsatz kommenden stationären und vollelektrischen Bohranlage Haniel & Lueg auf die vielfältigen Anforderungen des geplanten Kern‑, Mess‑ und Testprogramms abgestimmt.

Tabelle 1 gibt einen Überblick des erdwissenschaftlichen Teils des Arbeitsprogramms. Es ist für Böttstein, als erste Bohrung der Tiefbohrkampagne, sehr umfangreich und vielfältig, damit es allen geologisch denkbaren Untergrundverhältnissen, besonders im praktisch unbekannten Kristallinbereich zu genügen vermag. Zudem haben verschiedene der geplanten Untersuchungen ähnliche Zielsetzungen, was einen Vergleich der wissenschaftlichen Aussagekraft verschiedener Mess und Beobachtungsmethoden zwecks Optimierung der Untersuchungsprogramme für die Folgebohrungen erlauben sollte.

Da die ganze Strecke orientiert gekernt werden soll, wird dies, neben der lüäckenlosen lithologisch-sedimentologischen Analyse der möglichen Barrierengesteine, die vollständige Erfassung der petrographischen Eigenschaften des potentiellen kristallinen Wirtgesteins im Bohrlochbereich und seiner die Wasserwegigkeit weitgehend bestimmenden Kluftsysteme erlauben.

Ein umfangreiches Programm geophysikalischer Bohrlochmessungen wird die Ergebnisse der Kernanalysen verifizieren und mit zusätzlichen Daten ergänzen. Durch verschiedenartige Messsonden werden Bohrlochlogs aufgenommen, aus denen sich eine Reihe für die Beschreibung des durchbohrten Gebirges wichtiger Parameter berechnen lassen. Eine erste Gruppe von Logs hat zum Ziel, die Gesteine petrographisch zu identifizieren und poröse, d.h. kohlenwasserstoff‑ oder wasserführende Zonen aufzuzeigen. Eine zweite Gruppe liefert u.a. Angaben über den Grad der Poren‑ bzw. Kluftfüllung, die Gesteinsdichte und ‑temperatur, die natürliche Gamma-Strahlung und die den seismischen Wellengeschwindigkeiten zugrunde liegenden Elastizitätsmodule. Wieder andere Sonden messen Streichen und Fallen von Schicht‑ und Kluftflächen. Eine weitere Gruppe beschafft Angaben über Durchmesser und Abweichungen des Bohrlochs, Güte der Verrohrungszementation und Lage der Verrohrungsmuffen. Schliesslich werden durch Geophon-Versenkmessungen die Geschwindigkeiten seismischer Laufzeiten ermittelt, was die Tiefengenauigkeit der ausgewerteten reflexionsseismischen Profile des regionalen Messnetzes der Nagra wesentlich verbessern wird.

Durch zahlreiche Tests mit verschiedenartigen Methoden, reichend von "open hole"-Förderversuchen im Muschelkalk-Aquifer bis zu markierten Pumpversuchen in gering durchlässigen Kristallinstrecken, sollen die hydraulischen Verhältnisse der Tiefengrundwässer erkundet werden. Es ist geplant, die bei den Tests anfallenden Wasserproben physikalisch-chemisch im Detail zu analysieren und ihren Isotopengehalt zur Abschätzung des Alters der Wässer und deren Residenzzeit in den durchwanderten Gesteinen zu ermitteln.

Das Untersuchungsprogramm wird abgerundet durch felsmechanische und geotechnische Laborexperimente an ausgewählten Bohrkernen, zwecks Beschaffung der für den Schacht‑ und Kavernenbau eines Endlagers benötigten Kennwerte.

Nach Abschluss der Bohr- und Testphase und vor der endgültigen Verfüllung des Bohrlochs wird eine mindestens einjährige Beobachtungsphase folgen zur Überwachung von Druckschwankungen der Tiefengrundwässer und nötigenfalls zu weiteren Wasserprobennahmen aus der Kristallinstrecke durch Langzeit-Fördertests.

Der Zeitbedarf der Feldarbeiten, von der Bohrplatzerstellung bis zum Beginn der Beobachtungsphase, wird für die Sondierbohrung Böttstein auf 10 – 17 Monate veranschlagt.

Technischer Bericht NTB 82-08

Korrosionsverhalten von unlegiertem Stahl, Stahlguss und Gusseisen als Endlagerbehälterwerkstoff in wasserführendem Granitgestein

Résumé

Au cours du stockage définitif des déchets radioactifs la corrosion des matériaux utilisés pour les conteneurs joue un rôle important. La présente étude discute les caractéristiques de la corrosion de l'acier non allié ainsi que de l'acier et du fer coulés, telle qu'elle se produit dans un granit où un transport d'eaux souterraines a lieu. L'environnement considéré (température, pression, composition de l'eau) correspond aux conditions régnant en Suisse. Le rapport se base sur une étude critique de la littérature publiée à ce jour, cette dernière comprenant non seulement les publications techniques mais aussi les recherches archéologiques. De plus les auteurs se sont basés sur leur expérience personnelle ainsi que sur les connaissances dérivées d'autres domaines de la technique. Enfin pour un modèle simple les auteurs calculent le taux de corrosion en présence de barrières affectant le transport des agents oxydants.

Les résultats les plus importants sont:

Technical Report NTB 82-07

On the Theory of Transport in Fractured Media for the Safety Analysis of a Nuclear Waste Repository

Résumé

Le but du rapport est de développer une théorie systématique du rôle des fissures dans le transport de radionucléides à travers la roche, du dépôt de stockage à grande profondeur jusqu'à la biosphère. Les fissures sont groupées en quatre types dits «irréductibles»: jointures, noeuds, zones de cisaillement et zones de fractures; les caractéristiques physiques qui influencent le transport des radionucléides sont exprimées en termes mathématiques. La question de la rétention de la radioactivité est subséquemment étudiée pour divers types de fissures à l'aide de géométries idéalisées destinées à représenter les formes naturelles. On dérive les équations fondamentales du transport dans le complexe des fissures et des pores, en tenant compte des caractéristiques physiques particulières des fissures et des effets de la sorption à l'intérieur de celles-ci.

Technischer Bericht NTB 82-06

Wärmeleitfähigkeit von Bentonit MX 80 und von Montigel nach der Heizdrahtmethode

Résumé

Eine im Auftrag der Nagra durchgeführte Projektstudie für die Endlagerung hochaktiver Abfälle in tiefen geologischen Formationen sowie Literaturstudien haben gezeigt, dass sich Bentonit für das von der Nagra vorgesehene Endlagerkonzept für hochaktive Abfälle und schweizerische Verhältnisse als Verfüll- und Versiegelungsmaterial eignen könnte.

In der Folge wurde das Institut für Grundbau und Bodenmechanik an der ETH-Zürich (IGB) mit der Untersuchung von verschiedenen Bentoniten durch die Nagra beauftragt.

Die Untersuchungen konzentrieren sich auf den durch die Schweden vorgesehenen Na-Bentonit MX-80 aus Wyoming und den geographisch günstiger gelegenen Ca-Bentonit Montigel aus Bayern. Beim Montigel werden sowohl das Pulver wie auch das Granulat, welches in der Verarbeitung gewisse Vorteile zeigt, untersucht.

Im Rahmen der vorgesehenen Arbeiten war die Wärmeleitfähigkeit von verdichtetem Bentonit zu untersuchen. Sie wurde nach der Heizdrahtmethode bestimmt. Die Wärmeleitfähigkeit von MX-80 und Montigel war ähnlich. Sie betrug bei Raumtemperatur 0,451 W/°C m bei einem Wassergehalt von 0% und einer Dichte von 1,7 Mg/m³ bis 1,336 W/°C m bei einem Wassergehalt von 14% und einer Dichte von 2,21 Mg/m³ . Bei erhöhten Temperaturen wurde die Wärmeleitfähigkeit nur an trockenen Proben untersucht. Sie betrug bei 40 °C und einer Dichte von 1,63 Mg/m³ 0,457 W/°C m und bei 120° und einer Dichte von 2,09 Mg/m³ 0,778 W/°C m. Die Wärmeleitfähigkeit der verdichteten Bentonite liess sich in Abhängigkeit vom Wassergehalt, von der Dichte und Temperatur nach folgender Näherungsformel berechnen:

K = – 0,60 + 0,60·D + 0,004·W·D³ + 0,01·T^1/2

K  Wärmeleitfähigkeit (W/°C m)

D  Raumgewicht feucht (Mg/m³)

W  Wassergehalt (%)

T  Temperatur (°C)

Technischer Bericht NTB 82-05

Herstellung und Homogenität hochverdichteter Bentonitproben

Résumé

Eine im Auftrag der Nagra durchgeführte Projektstudie für die Endlagerung hochaktiver Abfälle in tiefen geologischen Formationen sowie Literaturstudien haben gezeigt, dass sich Bentonit für das von der Nagra vorgesehene Endlagerkonzept für hochaktive Abfälle und schweizerische Verhältnisse als Verfüll- und Versiegelungsmaterial eignen könnte.

In der Folge hat die Nagra das Institut für Grundbau und Bodenmechanik an der ETH-Zürich (IGB) mit der Untersuchung von verschiedenen Bentoniten beauftragt.

Die Untersuchungen konzentrieren sich auf den durch die Schweden vorgesehenen Na-Bentonit MX-80 aus Wyoming und den geographisch günstiger gelegenen Ca-Bentonit Montigel aus Bayern. Beim Montigel werden sowohl das Pulver wie auch das Granulat, welches in der Verarbeitung gewisse Vorteile zeigt, untersucht.

Im Rahmen der vorgesehenen Arbeiten wurde zur Herstellung von hochverdichteten Bentonitproben eine neue Verdichtungsmulde entworfen und in der Werkstatt des IGB konstruiert. Diese Mulde ist im Bericht beschrieben und das Vorgehen bei der Verdichtung erläutert. Die Proben werden mit zwei beweglichen Verdichtungsstempeln bei Pressdrücken von bis 500 kN (200 MN/m²) und mehr statisch zusammengepresst, wobei Trockendichten von über 2.0 Mg/m³ erreicht werden können.

Eine grosse Anzahl von Verdichtungsversuchen – meist zur Herstellung von Probekörpern für Quellversuche – wurde durchgeführt und ausgewertet mit dem Ziel, die Verdichtungseigenschaften von Bentoniten im hochverdichteten Bereich abzuklären. Insbesondere wurden die Beziehungen zwischen dem Einbauwassergehalt, dem Pressdruck und der erreichten Trockendichte für die drei Bentonite MX-80 (Granulat), Montigel (Pulver) und Montigel K (Granulat) untersucht. Es zeigte sich dabei, dass die Anlieferungswassergehalte der drei Bentonite von ca. 8 – 10 % günstig liegen für die Herstellung von hochverdichteten Proben mit Trockendichten um 2.0 Mg/m³. Der Vergleich der drei Bentonitsorten ergibt, dass die beiden Bentonite in der Granulatform sich mit geringeren Pressdrücken verdichten lassen als der pulverförmige Bentonit.

Aufgrund von röntgenographischen und druckporosimetrischen Untersuchungen kann gesagt werden, dass die hochverdichteten Bentonitprobekörper als weitgehend homogen betrachtet werden dürfen, sowohl bezüglich ihrer Dichte wie auch bezüglich ihrer Porenradienverteilung.

Technischer Bericht NTB 82-04

Bereitstellung von Bentoniten für Laboruntersuchungen

Résumé

Eine im Auftrag der Nagra durchgeführte Projektstudie für die Endlagerung hochaktiver Abfälle in tiefen geologischen Formationen sowie Literaturstudien haben gezeigt, dass sich Bentonit für das von der Nagra vorgesehene Endlagerkonzept für hochaktive Abfälle und schweizerische Verhältnisse als Verfüll‑ und Versiegelungsmaterial eignen könnte.

In der Folge wurde das Institut für Grundbau und Bodenmechanisch an der ETH-Zürich (IGB) mit der Untersuchung von verschiedenen Bentoniten durch die Nagra beauftragt.

Die Untersuchungen konzentrieren sich auf den durch die Schweden vorgesehenen Na-Bentonit MX‑80 aus Wyoming und den geographisch günstiger gelegenen Ca-Bentonit Montigel aus Bayern. Beim Montigel werden sowohl das Pulver wie auch das Granulat, welches in der Verarbeitung gewisse Vorteile zeigt, untersucht.

Im Rahmen der vorgesehenen Arbeiten war die Qualität der Bentonite zu überprüfen, ins­besondere war festzustellen, ob die gelieferten Bentonite hinsichtlich Zusammen­setzung und Eigenschaften homogen waren.

Massgebend für die Beurteilung der Qualität der Bentonite waren der Montmorillonit-Gehalt, der Karbonat-Gehalt, der Gehalt an oxydierbarer Substanz und die aus­tausch­baren Ionen.

Die Untersuchungen ergaben, dass es sich bei den erwähnten Materialien um typische Na‑ und Ca-Bentonite handelt und die als repräsentativ betrachtbare Menge von je 500 kg (250 kg beim Montigel K) weitgehend homogen war.

Die Proben wurden röntgenographisch und thermoanalytisch untersucht, ferner die Körnung, der Karbonatgehalt, der Methylenblauwert, die Fliessgrenze, die Aus­tausch­kapazität und die austauschbaren Ionen bestimmt.

Technical Report NTB 82-03

The Long-Term Stability of Cement and Concrete for Nuclear Waste Disposal under Normal Geologic Conditions

Résumé

L'énergie nucléaire a soulevé de nouvelles et d'intéressantes questions quant à la gestion et à l'évacuation des déchets radioactifs. Le traitement et l'élimination de ces déchets impliquent à la fois des considérations d'environnement et des problèmes techniques de procédés. L'importance toujours plus grande donnée à l'environnement a mis en relief la stabilité à long terme du ciment et du béton dans les conditions prévalant dans un dépôt souterrain de ces déchets.

Une brève description des données scientifiques de base relatives au ciment et au béton est présentée. Elle est suivie d'une discussion de la stabilité structurelle de ces derniers, de la corrosion des parties de renforcement, des conditions pouvant régner dans un site de dépôt potentiel en Suisse et enfin de l'influence de ce milieu sur le ciment et le béton. L'accent a été placé sur les effets de température et de pression ainsi que sur ceux dus aux eaux souterraines en milieu réducteur.

Les compositions de ciment pour l'immobilisation des déchets radioactifs sont briêvement commentées du point de vue de la compatibilité du mécanisme de cimentation avec les déchets, de la lixiviation et de la résistance chimique et mécanique.

La stabilité à long terme du béton, quant à sa modification chimique, son comportement structurel et son intégrité mécanique, est considérée dans une première période de 0 à 100 ans et dans une deuxième période de 100 à 10'000 ans. Des suggestions sont faites pour un travail futur qui fournirait des informations essentielles pour une prédiction plus précise du comportement à long terme du ciment et du béton utilisés dans un dépôt.

Les conclusions suivantes qui en sont tirées forment une base de référence pour le choix du ciment et du béton destinés à l'isolation des déchets:

Rapport technique NTB 82-02

Monitoring des déchets radioactifs

Résumé

L'estimation des risques présentés par un dépôt de déchets radioactifs dépend, entre autres, des connaissances que l'on a de son contenu radioisotopique.

Aussi, le but de ce rapport est de faire le point sur l'état actuel des possibilités de mesure des radionucléides dans les déchets.

Sur la base des informations présentées ici et de l'inventaire des déchets à stocker, mais aussi en fonction des résultats des travaux à venir, il est prévu, dans le cadre de l’élimination des déchets radioactifs, de définir un système global de monitoring.

Destiné à la mesure directe des déchets non enrobés et au contrôle des déchets prêts à être stockés, ce système permettrait finalement d'atteindre les connaissances nécessaires et suffisantes sur leur contenu radioisotopique, si elles font défaut par ailleurs, eu égard à la sécurité recherchée pour le dépôt.

Le deuxième but de ce rapport est donc d'esquisser la marche à suivre pour définir un tel système global de monitoring.

Contenu
Destiné à servir de base de travail et de source de références pour les travaux futurs de la-Cédra sur le thème du monitoring des déchets radioactifs, ce rapport décrit la situation actuelle dans ce domaine. Il permet aussi de tirer déjà certaines conclusions et de faire quelques recommandations.

Axé sur les possibilités des techniques actuelles et avantgardistes, ce travail met en évidence la nécessité de concevoir le monitoring de façon globale. Il montre cependant que le monitoring des déchets enrobés, qu'il faudrait éviter, puisque difficile et délicat, aura peut-être à être pris en compte, ne serait-ce que pour pouvoir effectuer des mesures de contrôle.

Conclusions et recommandations
Les conditions particulières suisses sont définies par le projet "Gewähr" implique que des garanties soient fournies jusqu’en 1985 quant au stockage final, qui doit être sûr et définitif.  Etant données ces conditions, il est nécessaire d'orienter les efforts vers la connaissance suffisante du contenu radioisotopique des déchets. N’ayant pas à être générale, cette connaissance doit se rapporter en premier lieu aux radionucléides dangereux lors du stockage définitif.

Dans le cas où le contenu isotopique n’est pas connu préalable­ment (par calcul par exemple), la connaissance du contenu radioisotopique des déchets à stocker ne peut être obtenue, par moni­toring, que par deux moyens: une caractérisation avant enrobage et une caractérisation après enrobage. La caractérisation après enrobage peut être nécessaire, comme indiqué, pour des questions de contrôle.

La caractérisation avant enrobage correspond au monitoring de déchets solides, légers à lourds, et à l'emploi de techniques non destructives et, dans certains cas, destructives. Elle représente la voie la plus facile. Par exemple, la détermination du contenu en plutonium de déchets purement alpha non enrobés, bien que complexe parfois, est une chose relativement bien connue.

La caractérisation après enrobage correspond au monitoring de déchets lourds et monolithiques et ne peut donc être que non destructive. Elle représente la voie la plus difficile. Ainsi, la mesure des actinides dans de tels déchets est encore actuellement problématique. Aucun appareil de mesure directe de déchets enrobés (bitume, béton) n’existe. Toute solution doit passer par un important travail de développement. Des techniques sont à disposition, un certain degré de connaissances aussi.

Au vu de cette situation, il ne peut être que recommandé au stockeur de porter l'effort sur le monitoring à la source (techniques destructives et techniques non destructives) et d 1 envi­

sager de façon globale le monitoring des déchets à stocker.

Dans cette optique, un système global de monitoring devrait être planifié. Basé sur trois piliers, il serait constitué de trois sous-systèmes:

- le monitoring chez les producteurs

- le monitoring à 1•entrée des dépôts pour déchets enrobés

- le monitoring de cas spéciaux.

Le monitoring à l’entrée des dépôts ne peut pas être exclu, justement en raison des éventuelles mesures de contrôle.

Nécessaire pour des questions de sécurité, de triage des déchets et de conception des dépôts, la planification d'un tel système global devrait être suivie de sa mise en oeuvre. Cette planification est à envisager parallèlement au programme général de la gestion des déchets, les objectifs visés par le système de monitoring et par le programme de gestion étant interdépendants.

Technischer Bericht NTB 82-01

Verfestigung aktiver borathaitiger Abfallkonzentrate aus DruckwasserReaktoren

Résumé

In Zusammenarbeit mit dem Kernkraftwerk Beznau und im Auftrag der Nagra wurde im EIR eine neue Verfestigungsrezeptur für das im KKW Beznau entstehende borathaltige Abfallkonzentrat entwickelt. Ziel dieser Untersuchungen war die Entwicklung einer Verfestigungsrezeptur und einer daraus entstehenden Abfallmatrix, die den Anforderungen in Bezug auf Druckfestigkeit, Wasserbeständigkeit, Sulfatbeständigkeit, Langzeitbeständigkeit und Auslaugverhalten im Hinblick auf deren spätere Endlagerung in geologischen Schichten möglichst optimal entsprechen sollte.

Die Borsäure resp. die Borate im Konzentrat benötigen eine zusätzliche Menge Calcium-Hydroxid in den Zementen, damit zuerst alles Borat als Calcium-Metaborat ausgefällt werden kann, da sonst eine Aushärtung der Zemente nicht möglich ist. In einer ersten inaktiven Versuchsreihe wurden diverse anfänglich günstig erscheinende Zementsorten gegeneinander ausgewogen. Eine zweite Serie schränkte die Anzahl der Zemente und Zusatzstoffe weiter ein.

Mit dem aktiven Konzentrat aus dem KKW Beznau wurden 11 Rezepturen ausgeführt und mit den Probekörpern in Auslaugversuchen die Auslaugraten bestimmt. Trass als Zusatzstoff (30 Teile auf 100 Teile Zement) setzt dabei die Auslaugraten für Cäsium um ca. 2 Grössenordnungen herab.

Die so ausgewählte optimal erscheinende Rezeptur A.11. wurde dann in technologischer Hinsicht weiter untersucht. Im Massstab 1:1 im 200 Literfass wurden mit der Mischeinrichtung im KKW Beznau Versuche gefahren und die Misch- und Rührtechnik festgelegt, damit eine Aushärtung in den gewünschten Zeiten erfolgt. Der Erhärtungs- und Temperaturverlauf im Fass wurde untersucht. Die Festigkeit und die Wasser- und Sulfatbeständigkeiten wurden an der im Fass hergestellten Mischung bestimmt.

Ab Anfang 1982 verfestigt das KKW Beznau nach dieser Rezeptur und der «im Fass Rührmethode» sein aktives borathaltiges Konzentrat, nachdem auch die Sicherheitsbehörde ihre Bewilligung dazu gegeben hat.

Die Verwendung der angegebenen Rezeptur ist patentrechtlich geschützt (Patente angemeldet). Nähere Auskünfte durch den Verfasser.

Rapport technique NTB 81-15

Programme suisse de surveillance du site d'immersion des déchets radioactifs en Atlantique Nord-Est

Résumé

Ce rapport décrit le programme mis en oeuvre par la CEDRA pour assurer la participation suisse à la surveillance du site d'immersion des déchets de faible et moyenne radioactivité en Atlantique Nord-Est. Les concepts de base de cette surveillance ainsi que les recherches scientifiques entreprises à cet effet par les différents pays adhérant au Mécanisme Multilatéral de Consultation et de Surveillance de l'OCDE sont passés en revue.

Le programme de la CEDRA porte sur l'étude des mécanismes du transfert des radionucléides à l'interface eau-sédiment. Le choix de ce thème de recherches est justifié par le potentiel scientifique disponible au plan national. On décrit les moyens qui seront mis en oeuvre dans le cadre des campagnes océanographiques sur le site d'immersion, auxquelles une participation active est prévue dès 1982.

Les recherches envisagées permettent à la Suisse de remplir ses obligations vis-à-vis de la Convention de Londres et du Mécanisme Multilatéral de Consultation et de Surveillance de l'OCDE, en prenant part au programme de surveillance coordonné par l'AEN.

Technischer Bericht NTB 81-14

Datenbas¡s für eine standortspezifische Ausbreitungsanalyse radioaktiver Elemente aus einem Endlager

Résumé

Der Ausbreitungsanalyse radioaktiver Nuklide kommt für eine Langzeit­sicher­heits­analyse von Endlagern grosse Bedeutung zu. In einem ersten Schritt sehen wir vor, den Teil­bereich des geosphärischen Radionuklidtransports mit Daten – soweit diese heute über­haupt erhältlich sind – einer ungestörten Geohydrologie zu berechnen. Damit wird ein Standardfall definiert, und mögliche Störfälle werden als Abweichung von diesem Referenz­fall betrachtet. In der gegenwärtigen Arbeit werden die für eine Geosphären­transport­rechnung benötigten Parameterwerte (Datenbasis) gegeben. Wir beschränken uns auf eine kritische Sichtung und Zusammenstellung der für die Ausbreitungsanalyse der ^{2 4 5}Cm-Kette, die das wichtige Nuklid ^{2 3 7}Np enthält, relevanten Parameter. Zum ersten Male können wir damit eine standortspezifische Rechnung für in Betracht gezogene Lagerorte in der Schweiz durchführen. Es zeigt sich die altbekannte Tatsache, dass der Zustand der Datenbasis äusserst unbefriedigend ist.

Technischer Bericht NTB 81-13

Löslichkeits- und Speziationsberechnungen fur U, Pu, Np und Th in natürlichen Grundwässern.
Theorie, thermodynamische Dateien und erste Anwendungen.

Résumé

Das Rechenprogramm MINEQL wurde modifiziert und erweitert, um die Löslichkeit und Speziation von Radionukliden in Grundwässern unter jenen Bedingungen ermitteln zu können, welche im Be­reich geplanter Endlagerstätten zu erwarten sind. Der Aufbau einer zusätzlichen Datei für Standard-Reaktionsenthalpien und -Wärmekapazitäten ermög­licht, Gleichgewichtskonstanten für 25 °C mit Hilfe der Ulich'schen Näherungs­formeln auf andere Temperaturen umzurechnen. Die Aktivitätskoeffizienten gelöster Spezies werden durch eine temperaturabhängige Funktion im Sinne der Davies-Näherung dargestellt:

Der vorliegende Bericht gliedert sich in drei Teile:

1. einen Überblick über die theoretischen Grundlagen zu MINEQL und die eingeführten Erweiterungen
2. eine kurze Orientierung über die grundsätzliche Programm­Struktur und die Kriterien zur Auswahl der thermodynamischen Parameter
3. eine Diskussion erster Ergebnisse bezüglich der Löslichkeit und Speziation von U, Pu, Np und Th in zwei ausgesuchten schweizerischen Grundwässern; sie beruhen entweder auf der Voraussetzung, dass sich die Wasserzusammensetzung durch den Aktinidenzusatz nicht wesentlich ändert, oder auf einer simulierten Titration des Wassers mit einer aktinidenhaltigen Festsubstanz.

Die verwendeten thermodynamischen Daten sind in einem Anhang tabellarisch zusammengefasst.

Technical Report NTB 81-12

Stripa Project
Part I
Core-logs of borehole V 1 down to 505 m
Geological SurveY of Sweden (SGU) Part ll
Measurement of tr¡axial rock stresses in borehole V 1

Résumé

In the hydrogeological program of the Stripa project the vertical borehole V1 has been drilled 505.5 m. The drill core has been logged with regard to rock characteristic, fracture frequency, dipping and filling. The results presented as cumulative fracture diagram have formed the base for subdivision of the borehole according to fracture frequency. The variation in the fracture dipping was also taken into account. Chlorite is the most common of the infilling material in the fractures. fort he borehole 0 – 466 m the average fracture frequency is 1.46 fractures/m. Below 466 m the core is highly fractured and crushed indicating that the borehole has entered a crushed zone. Because of this the drilling is temporarily stopped.

Technical Report NTB 81-11

Stripa Project
Equipment for hydraulic testing

Résumé

Hydraulic testing in boreholes is one major task of the hydrogeological program in the Stripa Project. A new testing equipment for this purpose was constructed. It consists of a downhole part and a surface part. The downhole part consists of two packers enclosing two test sections when inflated; one between the packers and one between the bottom packer and the bottom of the borehole. A probe for downhole electronics is also included in the downhole equipment together with electrical cable and nylon tubing. In order to perform shut-in and pulse tests with high accuracy a surface controlled downhole valve was constructed.

The surface equipment consists of the data acquisition system, transducer amplifier and surface gauges. In the report detailed descriptions of each component in the whole testing equipment are given.

Technical Report NTB 81-10

Stripa Project
Migration in a single fracture Preliminary experiments in Stripa

Résumé

A method of tracer injection and of water collection to be used in the main investigation of "Migration in a single fissure" has been tested and found to function well. With this injection equipment it is possible to introduce tracers into the fissure as a step or a pulse. The injection can be done either under natural pressure or with over pressure.

The collection of water sampled can be done under anoxic atmosphere. Injection of Rhodamine-WT and Na-Fluorescein with over pressure has been performed.

It has been found that Rhodamine-WT is influenced in some way along the flow path. Rhodamine-WT thus cannot be used to characterize the water residence time without a knowledge of the interaction mechanisms.

Based on the experiences from this investigation the equipment and operation will be somewhat modified for use in the main investigation.

Technical Report NTB 81-09

Stripa Project

Résumé

During 1977 – 1980 a series of investigations in the field of radioactive waste storage were conducted in the abandoned Stripa mine, located in Central Sweden. The main part of the investigations was performed by Lawrence Berkeley Laboratory (LBL), University of California sponsored by the US Department of Energy (DOE) in cooperation with the Swedish Nuclear Fuel Supply Company (SKBF) through Division Nuclear Fuel Safety (KBS). The aim of these experiments was to develop techniques for determining regional rock mechanic, hydrologic and geophysic parameters at potential waste repository sites. In addition, the generated data increased the knowledge of the suitability of crystalline rock for terminal storage of radioactive material.

The LBL-KBS project aroused great interest in several countries. A new international cooperative project – the Stripa Project – again in the field of nuclear waste management, has therefore been established as an autonomous OECD/NEA project. the management of the Stripa project has been entrusted to KBS. Technical input and contribution of funds are given by the following countries:

Technischer Bericht NTB 81-08

Vergleichende Übersicht der Gefahren, Schutzmassnahmen und Risiken einer Endlagerung radioaktiver Abfälle

Résumé

Technischer Bericht NTB 81-07

Sondierbohrung Juchlistock - Grimsel

Résumé

Ziel der Untersuchungen war die Erarbeitung noch fehlender geologischer, hydrogeologischer und felsmechanischer Daten im Hinblick auf die Wahl eines geeigneten Standortes für das an der Grimsel vorgesehene Felslabor der Nagra.

Zu diesem Zweck wurden 6 horizontale Kernbohrungen von je 100 m Länge und 86 mm Durchmesser ausgeführt. Die praktisch ohne Verlust gezogenen Kerne wurden petrographisch und gefügekundlich sowie zum Teil felsmechanisch ausgewertet.

Das Hauptgewicht der Untersuchungen lag auf einer möglichst weitgehenden Erfassung der vorhandenen Diskontinuitäten und Anisotropien, da diese zu einem guten Teil sowohl die hydrogeologischen Verhältnisse des Gebirges als auch dessen Verhalten gegenüber chemischen und physikalischen Einflüssen bestimmen.

Im untersuchten Bereich kommen biotitarme und biotitreiche Granite und Granodiorite vor, welche lokal von Lamprophyren und Apliten durchschlagen werden.

Der weitaus grösste Teil der untersuchten Gebirgspartie besteht aus kompakten, nicht geklüfteten Gesteinen. 478 von 600 Bohrmetern, d.h. durchschnittlich 80 % des durchbohrten Gebirges, weisen keine offenen Klüfte auf. Nur 22 von 600 Bohrmetern (3.6 %) enthalten mehr als 5 Klüfte pro Meter, wobei die offenen Klüfte in den Sondierbohrungen SB 1 und SB 5 gehäufter auftreten. Bei den übrigen Sondierbohrungen sind in 90 % des Gebirges keine offenen Klüfte festzustellen.

An den orientierten Bohrkernen wurden mit Hilfe von graphischen Abwicklungen über 800 Gefügeflächen vermessen und statistisch ausgewertet. Es können 7 Gefügesysteme, 3 Schieferungen und 4 Kluftsysteme, unterschieden werden. 327 Gefügeflächen treten durchtrennt («offen») auf. Zwei Schieferungen sowie zwei Kluftsysteme können grössere Längserstreckungen von gegen 50 – 100 m aufweisen. Höhere Durchtrennungsgrade sind auch in den zum Teil tektonisierten Kontaktzonen der Lamprophyre zu erwarten.

Die vorgefundenen Kluftminerale zeigen eine teilweise gesetzmässige Verteilung auf die einzelnen Gefügesysteme. Aufgrund ihrer gegenseitigen Beziehung und unter Berücksichtigung früherer Untersuchungen im Aarmassiv ist eine genetische Deutung dieser Gefügesysteme möglich.

Bei den Abpressversuchen waren im allgemeinen Drücke von > 10 bar nötig, um Wasser ins Gebirge zu pressen. Die einpressbaren Wassermengen waren durchwegs klein und betrugen bei 30 bar maximal 0.75 l/min pro 5 m Bohrloch.

Aufgrund der Abpressversuche lässt sich für geklüftete Bereiche eine Gebirgsdurchlässigkeit von ca 10^-9 bis 10^-12 m/s abschätzen. Die an einem Bohrkern ermittelte Gesteinsdurchlässigkeit beträgt 5 × 10^-17 m/s.

In allen Sondierbohrungen wurde Bergwasser angetroffen. Die Wassermengen sind jedoch sehr gering; 0.05 bis 0.1 l/min in SB 2 bis SB 6, 3.5 l/min in SB 1.

Die Wässer der Sondierbohrungen sind unterschiedlich, im allgemeinen aber schwach mineralisiert und weisen Temperaturen zwischen 10 und 11.1° C auf.

Tritium-Bestimmungen deuten darauf hin, dass die Bergwässer der Sondierbohrungen SB 2 bis SB 6 älter als 28 Jahre sind. Das Wasser der Sondierbohrung SB 1 scheint geringe Anteile von rezentem Wasser zu enthalten.

Der in den Sondierbohrungen SB 1, SB 3 und SB 5 gemessene hydrostatische Druck lag nach 7 Monaten Beobachtungszeit bei 41 bar, 20 bar und 11 bar.

Die Untersuchungen von Temperatur, Chemismus und hydrostatischem Druck, in die auch 27 Bergwassereintritte im Hauptzugangsstollen einbezogen wurden, lassen vermuten, dass die Wasserzirkulation im Gebirge auf zum Teil voneinander unabhängigen Gefügesystemen erfolgt.

Generell nimmt die Temperatur des Bergwassers im Hauptzugangsstollen gegen Süden ab (Einfluss des Grimselsees und der geringermächtigen Ueberlagerung), die Mineralisierung jedoch zu, wobei eine Kontamination der entnommenen Proben mit Zement nicht auszuschliessen ist.

Beobachtungen des Schüttungsverlaufs des anfallenden Bergwassers und des zögernden Aufbaus des hydrostatischen Druckes in der Sondierbohrung SB 1 lassen vermuten, dass der hintere Teil der Bohrung mit einem Hohlraum von gegen 100 m³ Inhalt in Verbindung stehen könnte.

Die mit dem Akustik-Log gemessenen Geschwindigkeiten der Kompressionswellen im kompakten Gebirge betragen durchschnittlich 5'600 m/s. Sie sind um 70 – 80 % höher als die unter Laborbedingungen an Bohrkernen gemessenen Werte.

Aufgrund der Beziehung zwischen Gesteinsporosität und Geschwindigkeit der Kompressionswellen lassen sich für den untersuchten Gesteinskörper je nach dem Grad seiner Klüftung Porositätswerte von 0 – 5 % ermitteln. In den selten vorkommenden, hydrothermal zersetzten Graniten und Granodioriten dürften die Porositäten bis gegen 10 % betragen.

Der untersuchte Standortraum an der Grimsel entspricht einem für alpine Granite typischen und repräsentativen Gebirgskörper. Er ist sowohl aus geologischer als auch felsmechanischer Sicht für den Bau und Betrieb eines unterirdischen Felslabors geeignet.

Einerseits zeichnet er sich durch eine überschaubare Vielfalt standfester, vorwiegend granitischer Gesteinstypen aus. Andererseits – und dies scheint besonders wichtig – weist der vorgesehene Laborbereich eine mehr oder weniger ausgeprägte Anisotropie auf, welche sich vom Mikrobereich (Einregelung der gesteinsbildenden Mineralien) bis in den Gebirgsbereich (Scherzonen, weit durchtrennende Klüfte und Gänge) erstreckt.

Da auf ausbruchtechnische Probleme wegen der felsmechanisch sehr günstigen Gebirgseigenschaften keine Rücksicht genommen werden muss, kann die endgültige Raumwahl und Auslage des Felslabors voll und ganz von versuchstechnischen Ueberlegungen aus gehen. Dabei werden die heute bekannten geologischen, petrographischen und tektonischen Gegebenheiten entsprechend zu berücksichtigen sein.

Bei der Durchführung und Auswertung des Untersuchungsprogrammes haben folgende Institutionen mitgearbeitet:

Projekt und Bauleitung:
Ingenieur-Unternehmung AG Bern

Sondierbohrungen, Abpressversuche:
SIF-Groutbor SA, Renens

Geophysikalische Messungen und Auswertung:
Prakla-Seismos GmbH, Hannover

Geologische Untersuchungen:
Geotest AG, Zollikofen

Mineralogisch-petrographische Untersuchungen:
Prof. Dr. H.A. Stalder, Bern

Felsmechanische Laboruntersuchungen:
Institut für Boden-, Felsuntersuchungen und Fundationstechnik der ETH Lausanne

Der vorliegende Bericht wurde durch:
W. Müller, Projektleiter Ingenieur-Unternehmung AG Bern und
Dr. H.R. Keusen, Geologe, Geotest AG, Zollikofen
in Zusammenarbeit mit der Nagra verfasst.

Technical Report NTB 81-05

Stripa Project – Summary of defined programs

Résumé

Le projet Stripa est un projet autonome de l'Agence pour l'Energie Nucléaire de l'OCDE. Il s'agit d'un programme de recherche avec participation internationale qui sera effectué entre 1980 et 1984 dans un laboratoire souterrain en Suède. Le but de ces travaux est d'ameliorer et d'etendre les connaissances dans les domaines suivants:

 

-          mesures hydrogéologiques et geochimiques dans les trous de forage

-          écoulement des eaux souterraines et transport des radionucléides dans les roches fracturées

-          chimie des eaux souterraines à grande profondeur

-          comportement dans un environnement réel des materiaux de bourrage pour depots de dechets radioactifs

La Suisse est représentée dans le projet Stripa par la Cedra.

Technischer Bericht NTB 81-04

Die Endlagerung schwach- und mitteIradioaktiver Abfälle in der Schweiz
Potentielle Standortgebiete für ein Endlager Typ B
Volume 1: Principes de base et procédures pour la sélection d'une région
Volume 2: Régions potentielles sélectionnées
Volume 2: Regioni di sito selezionate
(épuisé)

Résumé

Les exigences posées en matière de stockage final de déchets radioactifs ont été formulées dans le rapport intitulé "Concept relatif à l'élimination des déchets radioactifs en Suisse" publié en 1978 par la Cédra, rapport qui en outre décrit et évalue d'une façon générale les formations géologiques qui peuvent être prises en considération en Suisse comme roches d'accueil.

Depuis, la Cédra a accordé la toute première priorité au programme de recherches en vue du stockage final des déchets hautement radioactifs. Ce programme a pour objectif l'exploration du socle cristallin dans le nord de la Suisse au moyen d'une série de forages profonds, de mesures géophysiques et de recherches hydrogéologiques.

Le programme de recherches en vue du stockage final des déchets de faible et de moyenne activité a lui aussi progressé de manière sensible. Des études d'ingénierie ont mis en lumière des méthodes possibles pour la construction et l'exploitation d'un dépôt de stockage final, de même qu'elles ont défini les exigences techniques en fonction des divers types de roche d'accueil. Parallèlement à ces études d'ingénierie, il a été procédé à une évaluation des cartes et profils géologiques existants, des sondages plus anciens et à des recherches bibliographiques, afin d'établir un inventaire des roches d'accueil se prêtant en Suisse à l'aménagement d'un dépôt de stockage final pour déchets de faible et de moyenne activité. Les résultats de ces analyses géologiques sont exposés dans le présent rapport.

Sur la base d'exigences géologiques et techniques on a pu localiser une centaine de régions de stockage potentielles se prêtant au stockage final de déchets faiblement et moyennement radioactifs. Du point de vue géologique, on se trouve par conséquent en présence d'une multitude de régions qui mériteraient de faire l'objet de recherches géologiques détaillées. Une procédure d'évaluation a permis de restreindre le choix à vingt régions potentielles décrites plus en détail, qui ont été retenues en priorité pour des études ultérieures.

A moyen terme, seul un dépôt de stockage final pour déchets de faible et moyenne activité est nécessaire en Suisse. Dans ce but, on procédera dans un nombre limité de régions de stockage à des travaux d'exploration géologique, tels que les forages d'essai et le percement de galeries de sondage. Ces régions de stockage ne sont pas encore fixées aujourd'hui. Mais avant de restreindre encore davantage le nombre de régions de stockage potentielles présentées dans ce rapport, il faut encore élaborer des bases de décision complémentaires. Le présent rapport constitue un jalon important sur la voie suivie par la Cédra pour la mise au point de projets concrets de dépôts de stockage final d'une part, et la soumission de la preuve, exigée par la loi, de l'élimination des déchets radioactifs d'autre part.

Après une introduction, relative à l'ensemble des problèmes traités, le volume l décrit dans un premier chapitre, les durées de confinement nécessaires, les caractéristiques des déchets de faible et moyenne activité qui en découlent, ainsi que les quantités de déchets qui devront être éliminées dans un dépôt de stockage final.

Partant du programme rendu public par l'économie électrique en vue d'une utilisation pacifique de l'énergie nucléaire en Suisse, programme qui considère 6000 MW de capacité électrique, et compte tenue des déchets radioactifs issus de la médecine, de l'industrie m³ et de la recherche, on escompte une quantité de quelque 60'000 de déchets de faible et moyenne activité pour une période d'environ 60 ans. Dans ce total, on dénombrera au maximum 2 tonnes de substances radioactives devant être tenues écartées de la biosphère pendant 600 à 1000 ans.

Un autre chapitre est consacré aux bases légales s'appliquant au stockage final des déchets radioactifs, ainsi qu'en particulier à la procédure d'autorisation pour la construction et l'exploitation de dépôts de stockage final, ainsi que pour des études géologiques préalables sur des sites de dépôt potentiels.

Il est également fait mention du calendrier, qui prévoit d'ici au milieu des années 90, la mise en service d'un dépôt de stockage final pour des déchets faiblement et moyennement radioactifs.

La conception technique de la Cédra pour ce dépôt de stockage final se fonde sur la construction d'installations souterraines, recouvertes d'une couche rocheuse d'au moins 100 mètres d'épaisseur. La zone de stockage se présentera sous forme d'un système de cavernes ou de galeries. Comme unités de stockage on prévoit essentiellement des fûts de 200 l. Lorsque l'emmagasinage sera terminé, les voies d'accès seront colmatées puis scellées.

Un autre chapitre encore traite des exigences générales en ce qui concerne le site du dépôt de stockage final. Pour les volumes de déchets escomptés, il faudra une superficie d'au moins 0.5 km² dans la roche d'accueil pour le dépôt de stockage final.

L'influence d'un dépôt de stockage final sur la société et l'environnement, ainsi que les mesures qui doivent être prises pour la protection du paysage, des eaux, des richesses du sous-sol, etc. sont elles aussi traitées en détail.

Les questions relatives aux conditions existantes en matière de propriété foncière, à la création d'emplois et à l'indemnisation de la commune de site pour les charges imputables à un dépôt de stockage final ne sont pas non plus négligées.

La partie principale du premier volume traite des aspects géologiques du stockage final des déchets de faible et de moyenne activité, ainsi que du procédé à suivre en vue du choix de régions de stockage.

Le chapitre "Formations géologiques en tant que barrières de protection" explique le principe des barrières multiples qui, au niveau mondial, se trouve à la base de la conception de dépôts de stockage final. Les exigences à remplir par les roches d'accueil y sont définies. On y souligne que l'effet de barrière des formations géologiques doit toujours être évalué à partir du système géologique spécifique à chaque site.

Ce chapitre traite aussi de la possibilité de prévoir les phénomènes géologiques qui pourraient se produire dans les prochains mille ans, tels que des tremblements de terre, l'érosion glaciaire et les oscillations climatiques, et qui pourraient provoquer le dégagement de radioactivité à partir d'un dépôt de stockage final souterrain. Vu leur faible probabilité d'occurrence et leurs effets très restreints, ces processus représentent un risque pratiquement négligeable pour la sécurité d'un dépôt souterrain de stockage final, pour autant que le site soit choisi de façon judicieuse.

Une place relativement importante dans le rapport est consacrée à la description des roches d'accueil possibles en Suisse. Pour l'aménagement d'un dépôt de stockage entrent en ligne de compte, parmi les roches imperméables ou peu perméables, et sur la base de considérations géologiques, les gisements d'anhydrite dans le Jura et dans les Alpes, les formations argilleuses dans le Jura et les marnes alpines, les roches argileuses et les formations cristallines sous le Jura tabulaire et dans les Alpes. En outre, il existe aussi bien dans le Jura que dans les Alpes une multitude de possibilités en vue de la construction de cavernes sèches dans des calcaires et des grès au-dessus du niveau des eaux souterraines, protégées par une couche imperméable.

Dans les divers groupes de roches d'accueil, cent régions ont été examinées quant à leur aptitude à accueillir un dépôt de stockage final pour des déchets de faible et de moyenne activité. On s'est servi à cette fin du système exposé dans le présent rapport et destiné à l'évaluation de facteurs géologiques, et qui tient compte aussi de la possibilité de prévoir les conditions géologiques et hydrogéologiques actuelles et les modifications géologiques futures. Des facteurs supplémentaires, non géologiques, tels que les intérêts de la protection de la nature, le danger d'inondation, les aspects des intérêts miniers, etc., ont été mentionnés sans être évalués. Ils devront néanmoins être pris en considération lors d'une phase ultérieure du processus de sélection.

Pour chaque groupe de roche d'accueil, ce procédé d'évaluation a permis de localiser 2 – 5 régions de stockage potentielles comme étant les plus favorables dans leur genre. Il en est résulté au total 20 régions potentielles retenues en priorité pour des recherches ultérieures. Parmi ces régions, 4 sont situées dans le Jura plissé, 3 dans le Jura tabulaire et 13 dans les Alpes. Ces 20 régions de stockage potentiel se répartissent sur 15 cantons.

Le premier volume s'achève sur un aperçu des démarches ultérieures. Dans une étape suivante, il s'agira de recueillir des informations supplémentaires susceptibles de compléter la documentation géologique, en matière de technique de construction, de sécurité et d'environnement, afin que le nombre de régions retenues lors d'une sélection plus sévère puisse encore être restreint davantage. Il s'agira alors, pour un nombre limité de régions, de soumettre aux autorités compétentes les requêtes d'autorisation pour l'exécution de forages d'essai et le percement de galeries de sondage.

Quant au volume II, il fournit pour chacune des 20 régions retenues lors d'un choix plus restreint, une description de la situation topographique et géologique, avec mention des avantages et des inconvénients de chaque site. On y indique aussi les lacunes de connaissance qui ne peuvent être comblées qu'à l'aide de campagnes de sondage

Le présent rapport a été élaboré par les collaborateurs et conseillers de la Cédra suivants:

Chapitre 1 à 6:

MM. R. Rometsch, H. Issler, V. Egloff, A.L. Nold et Ch. McCombie

Chapitre 5 à 9:

les géologues-conseils permanents de la Cédra, MM. H. Jäckli et R.H. Beck, M.T. Schneider, ainsi que le chef du Département Géologie de la Cédra M. M. Thury.

Les descriptions de régions de stockage (volume II) ont été mises au point par les bureaux de géologues suivants:

Büro Dr. H. Jäckli AG, Zürich

Büro Dr. T. Schneider, Uerikon

Büro Dr. P. Kellerhals et Dr. Ch. Häfeli, Berne

Bureau J. Norbert, Lausanne

Technical Report NTB 81-03

On the Connection between lnjection Rate and Repository Boundary Concentration in Geospheric Transport Models

Résumé

Beim Transport von Radionukliden aus einem Endlager durch die Geosphäre kann die Nuklid­quelle entweder durch eine Konzentrationsrandbedingung oder eine Injektions­rate, welche durch das Auslaugmodell definiert wird, gegeben werden.

In dieser Arbeit wird der exakte Zusammenhang zwischen diesen beiden Beschrei­bungen für eine beliebige Nuklidkette in einem eindimensionalen Transport­modell mit Flächenquelle gegeben.

Die Resultate werden mit einer häufig verwendeten Näherung verglichen, die zum Teil stark abweichende Lagerrandkonzentrationen ergibt. Die Diskrepanzen werden in einem gewissen Mass reduziert, wenn die Konzentrationen am Ende der geologischen Kolonne betrach­tet werden.

Trotzdem kann eine strenge Behandlung der Lagerkonzentrationen von Wichtigkeit sein, nämlich wenn chemische Reaktionen wie Ausfällungen eine Rolle spielen.

Technischer Bericht NTB 81-01

Beurteilung der Umweltauswirkungen der Nagra-Tiefbohrungen in der Nordschweiz einschliesslich Stellungnahme zu den Einsprachen

Résumé

Mit Datum vom 24. Juni 1980 unterbreitete die Nagra dem Eidg. Verkehrs- und Energiewirtschaftsdepartement insgesamt 12 Gesuche um Ausführung von Sondierbohrungen und begleitender reflexionsseismischer Messungen in folgenden Gemeinden der Nordschweiz: Hägendorf SO, Niedergösgen SO, Kaisten AG, Hornussen AG, Schafisheim AG, Leuggern AG, Böttstein AG, Riniken AG, Birrhard AG, Weiach ZH, Bachs ZH und Siblingen SH.

Die Ziele der Bohr- und Messkampagne sind im begleitenden Gesuchstext wiedergegeben, welcher als Anhang zu diesem Bericht beiliegt.

Die Behandlung dieser Gesuche richtet sich nach der Bundesverordnung über vorbereitende Handlungen vom 24. Oktober 1979. Demzufolge wurden die Gesuche am 29. Juli 1980 im Bundesblatt durch die Bundesbehörden publiziert und bei den Staatskanzleien der Kantone Solothurn, Aargau, Zürich und Schaffhausen sowie bei den 12 Gemeindekanzleien und beim Bundesamt für Energiewirtschaft öffentlich aufgelegt.

Grundeigentümer sowie andere Personen, deren Rechte und Pflichten durch die Bewilligung berührt werden könnten, wurden aufgefordert, allfällige Einsprachen und Einwände innert 60 Tagen geltend zu machen. Die Kantone, auf deren Gebiet die vorbereitenden Handlungen vorgesehen sind sowie die zuständigen Fachstellen des Bundes wurden zu Stellungnahmen aufgefordert. In der Folge gingen bei den Bundesbehörden die Stellungnahmen der zuständigen Fachstellen des Bundes und der Kantone Zürich, Solothurn, Schaffhausen und Aargau sowie 527 Einsprachen, unterzeichnet von total 937 Personen aus der Schweiz und aus dem angrenzenden Ausland ein. Das Eidg. Verkehrs- und Energiewirtschaftsdepartement hat am 10. April 1981 einen Bericht über die Vernehmlassungen der Kantone und die Einsprachen veröffentlicht.

Die Bundesbehörden haben Ende 1980 die eingegangenen Stellungnahmen, Einsprachen und Einwände der Nagra als Gesuchstellerin zur Beanwortung unterbreitet. Der vorliegende Bericht enthält eine Zusammenfassung unserer Stellungnahmen zu den vorliegenden Einsprachen von Gemeinden, Privaten und Organisationen aus der Schweiz sowie aus Deutschland.

Wie dieser Bericht zeigt, kann auch nach gründlicher Prüfung entgegen aller Einwendungen der Schutz des oberflächennahen Grundwassers gewährleistet werden und einer Gefährdung des Grundwassers mit technischen Mitteln begegnet werden. Der Bericht zeigt weiter, dass auch bei einem 24-Stunden-Betrieb mit entsprechenden Massnahmen wie Tieferlegung des Bohrplatzes, Aufschütten von Erdwällen, Erstellung von Lärmschutzwänden und Schalldämmung lärmintensiver Motoren und Aggregate, die vom Bundesamt für Umweltschutz geforderten Immissionswerte an sämtlichen Standorten eingehalten werden können.

Der Bericht gliedert sich in 5 Kapitel.

Kapitel 1 Iegt die gesetzlichen Bestimmungen sowie die Kompetenzen von Gemeinden und Kantonen dar und nimmt Stellung zu Fragen der bestehenden Belastungen in den Regionen, Erstellung eines Lagers, Konsultativ-Abstimmungen und -umfragen, zum Forschungsprogramm und Konzept der Nagra, zum Bohrprogramm, den Terminplänen, Angaben aus der Erdölindustrie sowie zu Fragen der Kernenergie und einer allfälligen Oberexpertise.

Kapitel 2 behandelt Fragen der Legitimation, der Veröffentlichung der Resultate, der Haftpflicht sowie der allfälligen Bodenfunde.

In Kapitel 3 wird das Vorgehen der Nagra zur Festlegung der Bohrstellen und unsere Stellungnahme zum Bericht der AGNEB-Geologen dargelegt.

Kapitel 4 zeigt die Massnahmen auf gegen schädliche oder störende Einwirkungen der Bohrungen, wie z.B. Massnahmen zum Schutze des Grundwassers, der Thermalwässer, von Salzvorkommen sowie beim Betrieb einer Bohrstelle. Das Vorgehen bei der Erstellung der Schallimmissionsprognosen wird ausführlich dargelegt. Eingetreten wird auch auf Fragen des 24-Stunden-Betriebs, des Verkehrsaufkommens, der Abwasserbeseitigung, der Lagerung von Oel sowie der Verwendung elektrisch angetriebener Bohrgeräte.

In Kapitel 5 werden die zu erwartenden Schallimmissionen, die Fragen der Zufahrt, der Wasser- und Stromversorgung für jeden Bohrstandort ausführlich dargelegt.

Der Bericht soll nicht zuletzt dazu dienen, die Ernsthaftigkeit der gründlichen Prüfung der eingegangenen Einsprachen auch in Bezug auf jene Argumente, die nicht Gegenstand des Bewilligungsverfahrens bilden, zu belegen.

Baden, 9. April 1981 

Technischer Bericht NTB 80-08

Die mathematische Modellierung der Auslaugung verfestigter Abfälle

Résumé

Die Arbeit gibt eine kritische Übersicht über die bis heute veröffentlichten, mathematischen Ansätze zur Beschreibung des Zeitverhaltens der Auslaugung verfestigter Abfälle. Die weiteren Entwicklungsmöglichkeiten von Modellen werden abgeklärt.

Erstmals wird ein allgemeineres Auslaugmodell zur Berechnung der Freisetzungsraten von Nukliden aus Zerfallsketten in verfestigten Abfallmatrizen erstellt. Das Modell geht von Nuklid-spezifischen, zeitlich konstanten Auslaugraten und einer Nuklid-unabhängigen Auflösungsrate der Bindematrix aus. Es verallgemeinert die Bilanzgleichungen für radioaktive Zerfallsketten, indem es die Verluste durch Auslaugung durch eine zeitabhängige Transferfunktion berücksichtigt. Die allgemeine Lösung der Bilanzgleichungen enthält als Spezialfälle die bisher von anderen Autoren publizierten Modelle der reinen Auflösung und der reinen Abreicherung.

Zur numerischen Berechnung der Freisetzungsraten und – unter spezifizierten Bedingungen – der Konzentrationen im Auslaugmedium am Lagerort wurde das Programm LEACON für viergliedrige Zerfalls­ ketten geschrieben. Sein Aufbau sowie die gewonnenen Erfahrungen werden anhand eines typischen, numerischen Beispiels beschrieben und ausführlich diskutiert. Das Programm LEACON ist ein praktisches und wirtschaftliches Programm zur Berechnung von Freiset­zungsraten und Konzentrationen am Lagerort.

Technischer Bericht NTB 80-07

Erläuterungen zum Nagra-Tiefbohrprogramm als vorbereitende Handlung im Hinblick auf das «Projekt Gewähr»

Résumé

Im vorliegenden Bericht wird das Nagra-Tiefbohrprograrnm als vorbereitende Handlung im Hinblick auf das IIProjekt Gewähr ll vorgestellt. Es wurde erarbeitet unter Berücksichtigung der heute verfolgten Endlagerkonzepte für hochradioaktive Abfälle und der gesetzgeberischen Anforderungen. In Ergänzung zu den Sondiergesuchen für 12 Probebohrungen, in welchen auch das detaillierte Messprogramm vorgestellt ist, wird in diesem Bericht die Festlegung der Bohrstellen dargelegt.

Technischer Bericht NTB 80-06

Der Einfluss der transversalen Diffusion/Dispersion auf die Migration von Radionukliden in porösen Medien
Untersuchung analytisch lösbarer Probleme für geologische Schichtstrukturen

Résumé

Der Wassereinbruch in ein Endlager radioaktiver Abfälle wird allgemein als das kritische Ereignis zur Freisetzung von Radionukliden angesehen /1/. Deshalb kommt dem Nuklidtransport durch die Geosphäre eine entscheidende Bedeutung zu, ist doch das geologische Medium die letzte Barriere zur Biosphäre.

Bei den meisten bisher durchgeführten Risikoanalysen für Endlagerstätten wurde die Nuklidwanderung in der Geosphäre durch eindimensionale Transportmodelle berechnet (z.B. schwedische KBS­Studie). Die kritischen Migrationswege wurden hingegen durch zwei- und dreidimensionale hydrologische Rechnungen bestimmt.

Die eindimensionale Transportrechnung liefert für den speziellen Migrationsweg immer konservative Resultate, weil der Einfluss der transversalen Dispersion/Diffusion vernachlässigt wird. Dieser Effekt führt zu einer zusätzlichen Konzentrationserniedrigung längs des Migrationsweges. Andererseits können durch Diffusion/Dispersionsprozesse Radionuklide auch in Schichten gelangen, die im eindimensionalen Modell nicht berücksichtigt werden. Ist die Wassergeschwindigkeit in diesen Schichten viel grösser als längs des ursprünglichen Migrationsweges und ist der Transportweg zur Biosphäre (z.B. See, Fluss oder Brunnen) sogar noch kürzer, dann kann der transversale Diffusions-/Dispersionsprozess einen zusätzlichen Risikofaktor darstellen. Die Ergebnisse eindimensionaler Transportrechnungen können in diesem Fall zu Fehlschlüssen führen!

Die vorliegende Arbeit befasst sich mit dem Einfluss der transversalen Diffusion/Dispersion auf die Migration der Radionuklide in der Geosphäre. Wir beschränken uns auf die Nuklidausbreitung in porösen Medien, die übliche Annahme der meisten heute existierenden Transportmodelle. Für den Nuklidtransport in geologischen Risssystemen sind bislang erst einige Ansätze vorhanden. Wir interessieren uns vorerst für analytisch lösbare Probleme unter Einschluss des transversalen Dispersionsprozesses. Dieses Vorgehen erlaubt, wichtige Prozesse und/oder Parameter auf einer allgemeinen und durchsichtigen Basis zu erkennen.

Die vorliegende Studie zeigt, dass nur für homogene, isotrope geologische Medien die dreidimensionale, zeitabhängige Transportgleichung analytisch gelöst werden kann –vorausgesetzt man beschränkt sich auf einfache Quellgeometrien und Auslaugeverhalten. Für geschichtete, heterogene Medien lassen sich nur für die zweidimensionale quasistationäre Transportgleichung Lösungen angeben; nur der radioaktive Zerfall – ohne Berücksichtigung von Zerfallsketten – kann in die Lösung eingeschlossen werden. Die mathematischen Untersuchungen zeigen zudem, dass sich bestenfalls für eine idealisierte dreischichtige Geologie analytische Lösungen angeben lassen. Insbesondere lassen sich mehrschichtige Problemstellungen nicht induktiv aus Lösungen des Einzelschichtproblems. aufbauen; jede spezielle Aufgabe mit vorgegebenen Quell­ und Randbedingungen muss direkt gelöst werden.

Die numerische Auswertung der gefundenen Lösungen zeigt für homogene, isotrope Medien einen relativ grossen Einfluss der transversalen Dispersion auf die Nuklidwanderung in der Geosphäre. Für ein Beispiel mit einem dreimal kleineren transversalen als longitudinalen Dispersivitätswert betrug die Ausdehnung der «Nuklidwolke» senkrecht zur Grundwasserströmung bereits nach einer Entfernung von 1 km vom Endlager mehrere hundert Meter! In heterogenen Schichtstrukturen kann diese transversale Ausdehnung der «Nuklidwolke» durch praktisch wasserundurchlässige Schichten oder durch Medien mit sehr kleiner transversalen Dispersion beschränkt werden; die Diffusion in solchen Schichten beträgt nur wenige Meter. Die Rechnungen zeigen klar, dass langlebige Radionuklide durch den Effekt der transversalen Dispersion benachbarte geologische Schichten der eigentlichen «Lagerschicht» erreichen werden. Bei der Wahl eines Endlagerstandortes ist deshalb nicht nur die das Lager aufnehmende Schicht genau zu untersuchen, auch die angrenzenden geologischen Formationen sind auf ihren geologischen Aufbau und ihre chemischen Eigenschaften zu überprüfen. Bei Transportrechnungen sollte in jedem Fall der Einfluss der transversalen Dispersion/Diffusion abgeschätzt werden, bevor dessen Vernachlässigung gerechtfertigt werden kann und eine eindimensionale Rechnung sinnvoll ist.

Eine allgemeine Lösung der zwei- und dreidimensionalen Transportgleichung für heterogene geologische Medien und beliebige Auslaugprozesse des Lagers kann nur numerisch gefunden werden.

Technischer Bericht NTB 80-05

Radionuklidtransport von Zerfallsketten durch heterogene geologische Medien

Résumé

Ein eindimensionales Modell für Transport von Nuklidketten in Grundwasser unter Berücksichtigung von Sorption, Dispersion und beliebigen Lagerrandbedingungen wird entwickelt. Für stückweise konstante Parameter kann eine semianalytische Lösung der Transportgleichung hingeschrieben werden, falls an den Schichtgrenzen die Massenerhaltung exakt und die Flusserhaltung approximativ berücksichtigt wird. Die semianalytische Lösung besteht aus einer Superposition einfach interpretierbarer Terme. Sie ist invariant unter Schichtpermutation und gewissen Variablentransportformationen. Zur numerischen Berechnung wurde das Rechenprogramm RANCH entwickelt. Seine Struktur und die Erfahrung mit seiner Anwendung werden diskutiert. Eine Dreischichtrechnung des Transports einer viergliedrigen Kette dient als numerisches Beispiel und wird ausführlich dokumentiert.

Technical Report NTB 80-04

Feasibility study for large diameter boreholes for the deep drilling concept of a hight-level waste repository

Résumé

INTRODUCTION (Chapter 1)

The combustion of nuclear fuels generates radioactive wastes, some of which are very long lived and must be kept in confinement for very long periods, up to 100 000 years. One proposed method of confinement is to bury the waste containers in stable formations at depths of a few thousand metres, by means of holes drilled with existing oilwell equipment and techniques. This study endeavours to evaluate whether drilling these holes is possible with presently available technology.

DESCRIPTION OF THE CONCEPT (Chapter 2)

The formation chosen for the repository is granite, and the geological profile selected for a well depth of 2'000 m is:

0 to 1'000 m: sedimentary, overlaying

1'000 to 2'000 m: granite, massive.

Additional requirements calling for a minimum separation between two storage zones, and for a minimum impact on the environment of both the drilling and subsequent operations, lead to a concept where a certain number of deviated and orientated holes is drilled from a single location. One storage arrangement proposed has 9 wells, in line at the surface with a 6 m spacing, and diverging as the depth increases with a minimum angle to the vertical of 7°. By increasing the maximum allowable angle of a hole to 15°, one can design a storage arrangement with 19 wells drilled from the same rig location.

The characteristics of the geological formation govern the chemical and physical characteristics of the fluid used to drill a well, and also the architecture of such a well (particularly the depths at which intermediate technical casings must be used). Pending confirmation of the characteristics of the various overlaying formations (such confirmation will be given by exploratory holes, in which a number of parameters will be measured), the proposed architecture is:

• 56" OD. conductor pipe set at 50 m
• 36" OD. technical casing set at 800 m in a 48" diameter hole
• 22" OD. final casing set at 2'000 m in a 30" diameter hole.

One important function of the drilling fluid is to evacuate the rock cuttings from the hole. This can be performed only if the fluid has a minimum ascending speed. With existing pumps, and "normal" circulation (fluid going down inside the drilling string and up in the annulus between borehole walls and drilling string), the maximum achievable diameter is 26" to 30". The drilling technique and sequence of operations will therefore be:

• Setting 56" conductor pipe at 50 m.
• Drilling 26" hole to 800 m, deviating and orientating such hole as per program.
• Opening 26" hole to a diameter of 48", with air assisted reverse circulation technique.
• Run and cement 36" casing.
• Drill 30" hole to total depth, maintaining as much as possible the previous deviations and direction.
• Run and cement 22" casing.

The exploratory wells will supply most of the information needed to adjust such a program and to estimate a realistic deviation for one well. One can assume that drilling such a hole will take 10 to 12 months.

TECHNOLOGICAL COMPONENTS (Chapter 3)

Conductor pipe

This can be selected from the available A.P.I. standardized line pipes, with a thickness of 1". Considering the short length of pipe to be set, the different sections will be welded together and the pipe can be either driven with heavy hammers or cemented conventionally into a predrilled hole.

Casing strings

Both 36" and 22" casing strings have larger diameters than the standard oilwell casings and must therefore be specially manufactured. Adopting design factors which are commonly used for oil wells, it is possible to select such a steel quality (K.55) and pipe thickness (1"), that any specialized steel plant will be able to manufacture these pipes without particular difficulty. Manufacturers of connectors can also extend the range of commercially available joints to the needed diameter of 36" and 22".

Cementing

The casing strings must be (at least partially) cemented to ensure separation between formations and to assist in supporting the weight of the casing. Conventional Portland cement, with different additives can be used for this purpose. Due to the very large volumes of slurry to be displaced and to the potential losses of slurry into weak limestones, the cementing operation will justify a careful preparation and planning and may require remedial actions, such as additional cementing into the annulus.

Piloting a well

Drilling a deviated and orientated well in order to reach a target at a certain depth is a very common operation in development drilling. The measuring equipment is available and the deviation control (or trajectory corrective) techniques are fully reliable. The storage arrangement as proposed allows some departure from the theoretical curves without jeopardizing a previously drilled well.

Drilling fluids

Mud is likely to be the most used fluid for the safe drilling of the holes. Due to the existence of a massive salt layer, it will not be possible to use the same mud for the whole well, and if mud treating section and pumping equipment are conventional, the storage of large volumes of drilling mud, some of it corrosive, will require original solutions.

Drilling equipment

The most powerful drilling machinery (pumping and lifting equipment particularly) available today is sufficient to drill and case the contemplated wells, and the down hole tools (drill pipes, drill collars and drilling bits), can be selected within the range of standard equipment.

Well Heads – Blowout Preventers

Well heads will have to be completely designed and developed for these unusual sizes, but they can be manufactured without any difficulty from welded steel plates. Blowout prevention will rely mostly on the knowledge of the formations and on specially made large diameter preventers, preferably ram type.

IMPACT ON THE ENVIRONMENT (Chapter 4)

Pollution and emissions can be kept to a minimum by specific design of the drilling machinery and of the area of recovery of cuttings, mud spills, etc.. In addition one must bear in mind that the drilling site will be used for a number of years, so that it is well worth designing and arranging it with particular care.

CONCLUSION

It is possible today to drill and case holes with such a diameter and at such depth as required for the fulfilment of the various requirements laid down in the "Deep Drilling Concept".

In addition, it is possible to design a particular architecture for individual holes, which will allow the drilling of a large number of wells from a single location, thereby reducing as much as possible the impact of drilling operations on the environment.

Rapport Technique NTB 80-03

Étude conceptuelle pour le stockage souterrain définitif de déchets radioactifs d'ont la toxicité est de courte durée ou restreinte

Résumé

Les déchets radioactifs dont la toxicité est de courte durée ou restreinte sont ceux qui contiennent en majorité des radioisotopes de vie moyenne relativement courte ou bien, mais en très faible quantité, des radioisotopes dont la vie moyenne est plus longue, ou bien encore des radioisotopes à faible potentiel de danger. L'aménagement de stockage conçu pour recevoir ces déchets est dit dépôt de type A. Il comporte uniquement des barrières techniques visitables et réparables ou garanties pour une durée de 100 ans après remplissage (période de surveillance). Il sera ensuite fermé par un bouchon de béton, par exemple, et pourra être abandonné devenant alors un dépôt définitif. L'isolation des déchets ainsi obtenue assurera que le danger potentiel résiduel, toujours décroissant, soit définitivement écarté.

De mai 1979 à avril 1980 deux études ont été consacrées aux dépôts de type A: analyse des systèmes puis examen plus détaillé d'une variante de disposition retenue. Le présent rapport constitue une synthèse de ces études rédigée en vue d'une plus large diffusion.

L'étude de le rapport sont articulés selon trois phases principales:
Phase I:    Analyse des systèmes
Phase II:   Analyse des variantes
Phase III:  Etude d'une variante de référence

Phase I: Analyse des systèmes
Cette phase consiste à recenser les données – tout particulièrement celles relatives aux déchets à stocker et au site – et à examiner les paramètres principaux intervenant dans la conception de l'aménagement.

Sur la base d'informations fournies par la CEDRA, un inventaire général des déchets radioactifs a permis d'évaluer leurs formes et leurs quantités.

Les déchets considérés proviennent:

• de la recherche, la médecine et l'industrie
• de l'exploitation de 8 centrales nucléaires (programme admis représentant 6 MWe)
• du démantèlement des ces centrales au terme de leur vie

A la livraison au dépôt les déchets se présentent soit en fûts (type A ou B) soit, pour les déchets encombrants, sous la forme de vrac conditionné (pièces d'équipement confinées).

En totalisant les volumes unitaires des divers déchets produits jusqu'en 2030 environ, on obtient un vlume total de 100'000 m3 environ qui se subdivise selon la forme des déchets en:

• 40'000 m3    de déchets conditionnés en fûts
• 60'000 m3    de déchets sous la forme de vrac conditionné

Ou encore, en subdivisant selon la provenance en:

• 10'000 m3    de déchets conditionnés provenant de la recherche, la médecine, l'industrie et l'exploitation des 8 centrales nucléaires
• 90'000 m3    de déchets conditionnés provenant des démantèlements

L'aménagement est étudié sur un site type, non localisé géographiquement. On a retenu une implantation souterraine sous une couverture de 200 m dans un massif de rocher du type Malm. Le Malm peut se présenter en bancs d'épaisseur importante, il se prête assez bien au creusement de galeries et ne constitue pas une roche très étanche.

Il est apparu que les param`tres principaux entrant dans la conceptin du dépôt sont:

• la forme et la disposition des cavernes ou des puits
• le poids des unités manutentionnées
• les caractéristiques des barrières

Pur se qui est des formes et dispositions des cavités de stockage, on retient les solutions types suivantes:

• longue caverne horizontale unique, étroite (11 m de largeur) désignée par galerie
• cavernes multiples basses (10 m de hauteur) et larges (20 m)
• cavernes mutiples hautes (20 m de hauteur) et moyennement larges (15 m)
• grands puits (diamètre D = 40 m, hauteur H = 60 m)
• puits moyens (D = 40 m, H = 45 m)
• petits puits (D = 30 m, H = 35 m)

Pur ce qui est de unités de manutention, 3 types très différents sont admis: 5 t, 50 t, 250 t. Les déchets livrés au dépôt étant en principe constitués d'éléments de poids limité à 2 t, les unités de 50 t et de 250 t nécessitent l'utilisation de conteneurs.

Pur ce qui est des barrières, il est constaté que les déchets sont livrés au dépôt sous forme conditionnée ou confinée, c'est-à-dire, munis de barrières efficaces. Une barrière supplémentaire, dite barrière du dépôt, est en mesure d'assurer le confinement général à condition qu'elle soit visitable et réparable ou garantie pour la période requise de surveillance.

Trois types de barrières du dépôt sont ainsi proposés:

• revêtement intérieur des conteneurs par une tôle d'acier
• grandes cuves en béton armé réalisées dans les cavernes ou les puits revêtues d'une peau étanche et reposant sur un plancher rendu étanche par une tôle d'acier
• parois de cavernes ou puits revêtues elles-mêmes d'une étanchéité

Toutes les variantes engendrées par les combinaisons possibles des divers paramètres sont alors examinées en rapport avec les possibilités de réalisation et le niveau de sécurité évalué et également en rapport les unes avec les autres.

Huit variantes sur un total de 33 sonst alors retenues et constituent les variantes préliminaires.

Phase II: Analyse des variantes préliminaires
Dans cette phase, les variantes préliminaires sont projetées plus en détail, évaluées puis comparées.

Chacune des variantes fail l'objet d'un examen dans ses dispositions constructives et dans les processus de manutention qui lui sont propres. Des critères de comparaison sont définis: sécurité de confinement (en regard des accidents possibles), exposition du personnel aux radiations, potentiel d'adaptation aux conditions géologiques et à l'évolution des principes de stockage coûts.

L'analyse comparative a conduit à retenir des v ariantes des types 2, 5 ou 8.
Il en résulte les variantes de référence suivantes:

• puits moyens avec cuve et petites unités de déchets
• cavernes basses avec cure et petites unités de déchets
• cavernes hautes avec cuves étanches et conteneurs

Parmi ces variantes, c'est une solution du type variante No. 8 qui a été retenue pour une étude plus détaillée, sans qu'on en puisse déduire que cette variante puisse être préférée aux autres.

Phase III: Etude d'une variante de références
La variante retenue pour étude prévoit que les déchets, avant leur mise en place définitive, sont enformés dans des conteneurs en béton de 50 t de poids total. Cette opération se déroule au dépôt même ou, éventuellement, sur les chantiers de démantèlement. Le stockage des conteneurs s'effectue dans des cuves étanches de grandes dimensions construites dans des cavernes hautes.

Des dispositions d'ensemble sont définies. D'une façon générale, ou trouve un bâtiment de service à l'extérieur, une galerie d'accès et de part et d'autre de celle-ci douze cuves situées deux par deux dans six cavernes disposées transversalement à la galerie.

La délimitation des zones contrôlées est sommariement esquissée et une analyse de la pérennité des ouvrages permet d'inventorier les dispositions complémentaires ou les modifications de conception qui seraient apportées au projet pour surmonter les difficultés constructives qui pourraient être rencontrées.

La barrière du dépôt est prévue sous la forme:

• d'une tôle d'acier avec dispositif ce contrôle sous la cuve
• d'une peau de PVC sur les 5 autres faces de la cuve

Des variantes peuvent être imaginées.

Des dispositions générales sonst proposées pour les différents contrôles:

• de la barrière du dépôt
• du circuit des personnes et des choses
• des eaux
• de lâir rejeté

La description puis l'analyse de la manutention permettent d'évaluer la capacité générale des installations. Celle-ci varie suivant le type de déchet. Pour une journée de travails de 9 heures, elle est de 3 à 6 conteneurs selon le type de déchets.

L'irradiation du personnel atteint des valeurs basses grâce à l'emploi des conteneurs et une automatisation relativement poussée. La dose collective annuelle pour une campagne de stockage (définie plus loin) varie de 3 à 7 rem suivant le type de déchet et le déroulement des opérations. La dose individuelle reste inférieure à 1 rem/an.

On a simulé le fonctionnement général des installations en prenant en compte la production des déchets et les opérations de stockage intermédiaire sur les sites des centrales nucléaires. Les campagnes de stockage pour les déchets ne provenant pas du démantèlement se déroulent tous les 7 ans environ, sur une période de 3 à 6 mois au moins.

Les campagnes correspondant aux démantèlements se superposent aux précédentes et ou peut évaluer que 19 années seront utilisées partiellement ou en plein pour les stockages durant les 50 ans qui précéderont le remplissage total du dépôt. Le schéma est compatible avec une réalisation par étapes du dépôt; trois étapes de travaux sont prévues:

• la première implique la construction du bâtiment de service et de 4 cuves
• la seconde permet de réaliser 4 nouvelles cuves
• et la troisième les 4 dernières cuves

Le montant total des dépenses, évalué sur la base des connaissances et des prix actuels, s'élève à Fr. 200 millions. Il comprend le coût des travaux et des équipements ainsi que les frais, d'exploitations et de maintenance des installations jusqu'à la fin de la période d'exploitation.

Les ouvrages souterrains, de construction massive et robuste, présentent une sécurité intrinsèque élevée.

La fiabilité du confinement des déchets n'est guère affectée par les accidents d'exploitation ou ceux résultant de faibles perturbations du massif rocheux, sans augmentation importante des venues d'eau.

L'implantation du dépôt dans un rocher de qualité moyenne et à un endroit où des venues, d'eau importantes sont difficilement concevables, doit permettre de retenir comme très peu probables les accidents pouvant entraîner la contamination radioactive, de toute façon faible, de quantités d'eau importantes dépassant la capacité de traitement des installations du dépôt.

Technischer Bericht NTB 80-02

Projektstudie für die Endlagerung von hochaktiven Abfällen in Tiefliegenden geologischen Formationen sowie für die Zwischenlagerung

Résumé

Der vorliegende Bericht wurde mit dem Ziel erstellt, die bauliche Machbarkeit und die betriebliche Eignung von verschiedenen Zwischen- und Endlagerkonzepten für hochaktive Abfälle aufzuzeigen. Er fasst die Erkenntnisse einer von der Nagra in Auftrag gegebenen Projektstudie zusammen. Der Bericht soll eine breitere Öffentlichkeit über den möglichen Aufbau solcher Zwischen- und Endlager orientieren.

Eine klare Abgrenzung gegenüber anderen, parallel durchgeführten Projektstudien ergibt sich aufgrund der vorgegebenen Abfalltypen. Die hier dargestellten Arbeiten beziehen sich auf radioaktive Abfälle, die eine ausgesprochen lange Isolationszeit benötigen.

Wichtige Erkenntnisse aus einer separaten Studie, welche verschiedene Aspekte der Erstellung von Tiefbohrungen zum Inhalt hat, wurden in den vorliegenden Bericht integriert.

Wesentliche Grundlagen für die Bearbeitung der Projektstudie bildeten:

Diese Grundlagen werden zusammen mit einigen abgeleiteten Ergebnissen im Kapitel 2 angegeben.

Kapitel 3 beschreibt Vorkehrungen, auf denen eine sichere Endlagerung der hochaktiven Abfälle basieren kann. Diese beruhen auf der Errichtung von mehreren technischen Barrieren um das Abfallgut, welches anschliessend in eine beständige geologische Formation, tief unter der Erdoberfläche, eingebracht wird. Als technische Barrieren sind zu nennen: eine kombinierte Korrosions- und Abschirmhülle, das Verfüllmaterial sowie die Versiegelung. Einzelne Abschnitte beschreiben die Anforderungen an Bau- und Werkstoffe, welche für die erwünschten Barrieren in Frage kommen und begründen deren Wahl.

Der letzte Teil dieses Kapitels enthält Beschreibung und Ergebnisse von Wärmeleitrechnungen. Diese zeigen, dass keine unzulässige Aufwärmung der hochaktiven Abfälle und des Wirtgesteins infolge der Zerfallswärmeproduktion im Abfallgut entsteht.

Kapitel 4 befasst sich mit den Endlagerkonzepten. In diesen Anlagen sollen die hochaktiven Abfälle nach einer Zwischenlagerungszeit eingebracht, deponiert und anschliessend deren Zugänge versiegelt werden.

Zuerst werden verschiedene Varianten des Endlagerbereiches für ein Endlager gemäss Bergbaukonzept vorgestellt und die Aspekte solcher Anlagen beschrieben, die für alle Varianten gültig sind. Anschliessend wird je ein Endlagerkonzept

ausführlich dargelegt. Ferner wird noch ein Endlager gemäss Tiefbohrkonzept erläutert. Dieses besteht aus einer Gruppe von fächerartig angeordneten, grosskalibrigen Bohrungen, die von der Erdoberfläche aus mit dem Abfallgut beschickt und hinterher versiegelt werden.

Kapitel 5 ist den Zwischenlagerkonzepten gewidmet. Diese Anlagen dienen der kontrollierten Aufbewahrung der hochaktiven Abfälle für ca. 25 Jahre nach ihrer Anlieferung aus dem Wiederaufbereitungswerk. In dieser Zeitperiode vermindert sich die Wärmeabgabe vom Abfallgut beträchtlich. Dies erleichtert seine anschliessende Endlagerung.

Es werden drei Zwischenlagerkonzepte vorgestellt:

Alle drei Konzepte zeichnen sich durch einen relativ einfachen Aufbau aus.

Im Kapitel 6 werden die geschätzten Zeiten für die Bereitstellung der wesentlichen Anlageteile eines Endlagers bzw. eines Zwischenlagers für hochaktive Abfälle angegeben. Während für Zwischenlager rund 3 – 5 Jahre Erstellungszeit veranschlagt werden, benötigen die Endlager eine Vorlaufzeit von etwa 4 Jahren (Tiefbohrkonzept), 12 Jahren (Bergbaukonzept im Tongestein) bzw. 19 Jahren (Bergbaukonzept im Kristallingestein).

Die in diesem Bericht zusammengefassten Detailstudien, die sich auf die Grundannahmen gemäss Kapitel 2 abstützen, lassen die folgenden wesentlichen Folgerungen zu:

Technischer Bericht NTB 80-01

Projektstudie füür die Endlagerung radioaktiver Abfälle mittlerer Toxizität (schwach- und mittelaktive Abfälle) in geologischen Formationen

Résumé

Der vorliegende Bericht wurde mit dem Zweck erarbeitet, Möglichkeiten der bau- und betriebstechnischen Machbarkeit einer Endlagerstätte für schwach- und mittelaktive Abfälle sowie die massgeblichen Schritte für deren Realisierung aufzuzeigen. Dieser Bericht stellt die Zusammenfassung einer von der Nagra in Auftrag gegebenen Projektstudie dar, mit dem Ziel, eine breitere Öffentlichkeit über die technische Konzeption eines Endlagers zu orientieren.

Besonderes Gewicht wurde auf die Bearbeitung der einzelnen Systemelemente eines Lagerkonzeptes während der Bau-, Einlagerungs- bzw. Betriebs- und Versiegelungsphase gelegt.

Die wesentlichste Grundlage für die Bearbeitung der Projektstudie bilden dabei Herkunft, Zusammensetzung und Menge der einzulagernden Abfälle. Die in diesem Bericht erläuterte Endlagerstätte ist zur Aufnahme der folgenden schwach­ und mittelaktiven Abfälle in verfestigter Form vorgesehen:

Die Lagerung abgebrannter Brennelemente aus Kernkraftwerken und Forschungsreaktoren bzw. der hochaktiven Abfälle aus der Wiederaufarbeitung sind nicht Gegenstand dieser Projektstudie. Ebenfalls ausgeklammert ist die Lagerung von Abfällen mit kurzer Isolationszeit. Diese Abfallkategorien sind Gegenstand weiterer Projektstudien der Nagra.

Ausgehend von einer 40jährigen Betriebszeit von 8 schweizerischen Kernkraftwerken mit insgesamt 6000 MWe Leistung sowie den über diesen Zeitraum anfallenden übrigen Abfällen, sind gesamthaft 300000 Fässer à 200 I Inhalt an schwachaktiven und 90000 Fässer an mittelaktiven Abfällen der Endlagerung in diesem Lagertyp zuzuführen.

Die in Kap. 2 formulierten Grundannahmen und Anforderungen bezüglich Abfallspezifikationen, Mengengerüst, Sicherheit, Geologie und Standort wurden durch die Nagra als Modellannahmen vorgegeben und teils mit der Nagra zusammen erarbeitet. Alle weiteren Schritte bei der Bearbeitung der Projektstudie basieren auf diesen Grundannahmen sowie auf abgeleiteten Annahmen bzw. Anforderungen und auf Konsequenzen, die sich aus der Gesamtheit dieser Annahmen ergeben.

In Ergänzung zu den Grundannahmen werden in Kapitel 3 die wichtigsten strahlenschutztechnischen und betrieblichen Aspekte festgelegt. Der Zonenplan zeigt die Raum-, Zonentyp- und Gebietseinteilung mit ihren betrieblichen Konsequenzen auf Zugänge, Lüftungsauslegung und Arbeitsbedingun­gen. Die zu erwartenden Ortsdosisleistungen sowie die Strahlenbelastung des Betriebspersonals werden abgeschätzt. Im weiteren werden die für einen rationellen Betriebsablauf notwendigen Handhabungsschritte gezeigt, die funktionellen und betrieblichen Anforderungen definiert und für die wich­tigsten Räumlichkeiten des Endlagers die erforderlichen Planungs- und Auslegungskriterien aufgestellt.

Kapitel 4 enthält die grundsätzlichen Überlegungen und Bewertungen betr. Eignung von Tunnel, Kaverne und Schacht als Endlagerzonen für radioaktive Abfälle. Diese drei Bauformen werden in Bezug auf die generelle Auslegung der Endlagerzone sowie auf bautechnische, funktionelle und betriebliche Aspekte behandelt. Überlegungen zur Endlagerung von Spezialabfällen sowie zusammenfassende Betrachtungen über die Rückholbarkeit mittelaktiver Abfälle bilden den Schluss dieses Kapitels.

Der Bau und die Ausrüstung der beiden Erschliessungsschächte werden im Kapitel 5 behandelt.

Aufbauend auf den definierten Kriterien für das Betriebskonzept, wird in Kapitel 6 das Raumprogramm sowohl des Betriebsgebäudes als auch der Endlagerbereiche erläutert.

Ausgehend vorn Barrierenprinzip, wird im Kapitel 7 dargelegt, wie die Endlagerzonen ausgekleidet und gesichert werden können. Eng mit der Auskleidung verflochten ist die Frage der Wasserisolation, für deren Ausbildung verschiedene Varianten zur Verfügung stehen. Ein Überblick über den Zweck, die Anforderungen an das Verfüllmaterial und die Verfülltechniken leitet über zur Beurteilung möglicher Verfüllmaterialien. Überlegungen über die schrittweise Versiegelung einzelner Teile des Endlagers bis zur Versiegelung des letzten Zugangsschachtes runden das Kapitel 7 ab.

Die in Kapitel 8 enthaltenen Betrachtungen von Störfällen während der Betriebsphase der unterirdischen Anlage umfassen die nachfolgenden Ereignisse:

Der Wassereinbruch oder generell der Kontakt von Abfällen mit eingedrungenem Wasser während der Betriebsphase zählt dadurch zu den wichtigsten in Betracht zu ziehenden Störfällen, da am ehesten eine Aktivitätsfreisetzung im Lager erfolgen könnte. Während mechanische Beschädigungen von Abfällen lediglich zu lokalen Kontaminationen mit begrenzten Auswirkungen führen, könnten bei Bränden, namentlich in unverfüllten Endlagerzonen, Schäden grösseren Ausmasses entstehen. Mittels Begrenzung der spez. Aktivität sowie spez. Massnahmen bezüglich Belüftung kann der Bildung von Gasgemischen aus chem. Reaktionen (Radiolysegasbildung) entgegengewirkt werden.

In Kapitel 9 wird eine nach einem Matrixsystem aufgebaute Gesamtanlage erläutert. Dabei wird die Synthese einzelner Anlageteile zu einer Gesamtanlage vorgenommen und gezeigt, dass zweckmässige Lösungen für die gestellten Aufgaben zur Verfügung stehen. Das betrachtete Gesamtkonzept erlaubt eine zusammenhängende Beschreibung der Bau- und vor allem der Betriebsabläufe vom Baubeginn bis zur Versiegelung der Anlage.

Dazu wird ein Beispiel für den Aufbau eines Terminplans (Balkendiagramm) für den Bau der ersten Etappe des Endlagers skizziert. Die Hauptbauarbeiten inkl. elektromechanischer Ausrüstung lassen sich nach dem erstellten Terminprogramm in rund 4 Baujahren abwickeln. Die aus verschiedenen Gründen in 2 Etappen à 20 Betriebsjahre vorgesehene Gesamtanlage erlaubt durch das Vorhandensein von zwei Schächten nicht nur eine kürzere Bauzeit der Anlage, sondern danach auch eine einfache, schnelle und sichere Einlagerung der Abfälle.

Die Gesamtkosten, eingerechnet die kapitalisierten Betriebskosten der Anlage für beide Etappen (Inbetriebnahme Anfang 1992), können aus heutiger Sicht mit 450 bis 500 Mio Franken angegeben werden.

Unter Berücksichtigung von Bauteuerung, Erschliessung, Sondierungen etc. lassen sich aus dieser Kostenschätzung die spez. Einlagerungskosten, bestehend aus Raumkosten und Betriebsaufwand, abschätzen.

Als Schlussfolgerungen lassen sich die wesentlichsten Aussagen der Projektstudie PI wie folgt zusammenfassen:

Technischer Bericht NTB 79-28

Bestimmung von Verteilungskoeffizienten (Kd-Werten) bei der Absorption von Cs und Sr an möglichen Zusätzen zu mineralischen Verfestigungen

Résumé

Ziel der Untersuchungen und Schlussfolgerungen

Die Konditionierung schwach- und mittelaktiver radioaktiver Abfälle aus dem Betrieb von Kernkraftwerken für eine Endlagerung erfolgt vielerorts durch eine Verfestigung mittels mineralischer Bindemittel. Im allgemeinen wird dazu Portlandzement verwendet. Aber auch andere mineralische Bindemittel sind denkbar, andere Zementarten, Mörtelmischungen oder auch Gips- oder Anhydrit-Binder. Neben genügender mechanischer Festigkeit ist das wichtigste Kriterium für eine optimale Verfestigung ihre Auslaugbeständigkeit in wässrigen Lösungen. Die eingebetteten Aktivitäten (Nuklide) sollen bei einem Wassereinbruch in ein Abfall-Lager in der Matrix möglichst gut fixiert bleiben. Die Nuklide mit den besten Löslichkeiten sind Cäsium und Strontium. Diese Spaltprodukte (Cs-137 und 134, Sr-90) bilden gleichzeitig den Hauptanteil der Aktivität in besagten Abfällen. Eine wesentliche Herabsetzung der Auslaugraten von mineralischen Verfestigungen kann erzielt werden durch Zusätze von Materialien, die Cäsium und Strontium möglichst gut absorbieren. In der Schweiz ist mit einem starken Mineralgehalt von Grundwässern zu rechnen. Ausserdem wird das Wasser während des Auslaugvorgangs in unmittelbarer Nähe der Verfestigungen sogar aus diesen heraus nahezu gesättigt sein mit Ca(OH)₂ (Kalk) und/oder CaSO₄ (Gips).

Aus diesen Gründen wurde an einer grossen Anzahl von möglichen Zusatzstoffen zu mineralischen Verfestigungen die Absorption von Cäsium und Strontium untersucht, und zwar je in reinem destillierten Wasser und in Lösungen, die mit Ca(OH)2 und CaS04 gesättigt waren.

Mit den ausgeführten Batch-Absorptions-Versuchen konnte gezeigt werden, ob es sich um reversible Absorptions-Gleichgewichte handelte, und es wurden die jeweiligen Verteilungs-Koeffizienten (Kd-Werte) bestimmt. Durch Verwendung verschiedener Nuklid-Konzentrationen konnte ermittelt werden, ob man sich noch im Bereich linearer Absorptions-Isothermen befand, oder ob bereits Sättigungserscheinungen auftraten. Oft zeigte sich eine Abhängigkeit der Kd-Werte vom Verhältnis g absorbierendes Material/ml Lösung im Batch. Diese Erscheinung konnte erklärt werden durch wasserlösliche Bestandteile aus den absorbierenden Materialien, die durch ihre verschiedenen Konzentrationen in den Lösungen die Absorption negativ beeinflussten.

Bei einigen untersuchten Materialien zeigten sich sehr komplexe "Absorptions-Verhältnisse", die zum Teil nicht gedeutet werden konnten.

In den Tabellen in Abschnitt 5 werden die Kd-Werte gegeben, mit den dazugehörenden Beladungen der Materialien und entsprechenden Kommentaren.

Die vorliegenden Werte gestatten eine Ausscheidung, welche möglichen Zusatzstoffe zu mineralischen Verfestigungen wegen zu geringer Absorption unwirksam sein werden. Mit den am besten absorbierenden Materialien müssen nun mit inzwischen ausgewählten mineralischen Bindemitteln Verfestigungs- und Auslaugversuche unternommen werden. Dabei wird zu optimieren sein zwischen den Verträglichkeiten der Zusatzstoffe und den Bindemitteln, den Festigkeiten, Porositäten, Mengen der einzubringenden Abfälle und schliesslich den Auslaugraten.

Technischer Bericht NTB 79-12

Anhydrit als Wirtgestein für die Endlagerung radioaktiver Abfälle in der Schweiz

Résumé

Die im vorliegenden Bericht enthaltene Beschreibung und Beurteilung der petrographischen Eigenschaften des Anhydrits als eines möglichen Wirtgesteins für die Endlagerung radioaktiver Abfälle in der Schweiz können folgendermassen zusammengefasst werden:

Mineral und Gestein Anhydrit (Kapitel 2 und 3):

Das Mineral CaSO₄ existiert in drei Erscheinungsformen als Anhydrit I, II und III. Während Anhydrit III nur über 1180 °C stabil ist und Anhydrit I eine sehr stark lösliche Form darstellt, ist Anhydrit II die in der Natur normalerweise anzutreffende Bildung. Anhydrit kann sich durch Hydratation mit 61­%iger Volumenzunahme in Gips umwandeln. Bei Süsswasserbedingungen und Normaldruck stellt Gips bis 58 °C die stabile Phase dar; Anhydrit wird bei Wasserzugabe in Gips umgewandelt. Oberhalb von 58 °C ist Anhydrit stabil; es erfolgt keine Umwandlung mehr in Gips. Erhöhter Druck und zunehmende Salinität verschieben die Grenze der beiden Stabilitätsgebiete.

Die Bildung des Gesteins Anhydrit kann auf zwei Arten erfolgen: Primärer Anhydrit wird entweder unter hypersalinären Bedingungen bei Normaldruck und über 25 °C am Rande von Flachmeeren ausgeschieden oder bei erhöhten Temperaturen eventuell auch direkt aus normalem Meerwasser. Die diagenetische Bildung von Anhydrit aus Gips erfolgt bei erhöhten Temperaturen und Drücken (Ueberlagerungsdruck), wobei mit zunehmender Salinität kleinere Ueberlagerungsdrücke notwendig sind. An der Oberfläche erfolgt in Anwesenheit von nichtsalinem Grundwasser meistens eine Rückumwandlung des Anhydrits in Gips (20 – 50 m dicke Gipskrusten).

Durch tektonische Beanspruchungen kann es zur Bildung von Anhydrit- oder Gipsbrekzien kommen. Wenn im Sulfatgestein auch Tonmineralien enthalten sind, können auch Gleit- und Abscherungshorizonte, Fliessstrukturen und Verschieferungen beobachtet werden. Bei tektonischer Beanspruchung nimmt die Korngrösse des Anhydrits im Allgemeinen zu; es werden Anhydritmarmore gebildet (Val Canaria).

Die Lagerkavernen für mittelaktiven Abfall in ca. 600 m Tiefe befinden sich meistens im instabilen Gebiet des Anhydrits, so dass eine Umwandlung in Gips (Selbstheilung) möglich ist, was als Vorteil zu werten ist. Die Endlager für hochaktive Abfälle können in mittlerer Tiefe (< ca. 1000 m) im instabilen Gebiet des Anhydrits mit Selbstheilung und in grösserer Tiefe im stabilen, auch bei vorhandener Salinität nicht umwandelbaren Anhydrit liegen.

Die Dichte des Minerals Anhydrit beträgt 2,985 kg/dm³. Dank der sehr geringen Porosität von ca. 0,05 – 0,8 % weist das Anhydritgestein eine Rohdichte von 2,89 – 2,93 kg/dm³ auf. Sie ist höher als diejenige der meisten übrigen Gesteine. Im Hinblick auf die Strahlenabschirmung kann dies von Bedeutung sein.

Mechanische Eigenschaften (Kapitel 4):

Massiger Anhydrit

Mit einer Druckfestigkeit von 50 – 150 N/mm², einem Winkel der inneren Reibung von 31 – 39°, einer Kohäsion von 10 – 40 N/mm² und einem Verformungsmodul von 10'000 – 40'000 N/mm² stellt massiger Anhydrit ein sehr gutes Stollengebirge dar (Ausbruchklassen I bis II). Er kann etwa mit massigem Kalk oder Sandstein verglichen werden. Er eignet sich sehr gut für Lagerkavernen für schwach- und mittelaktive Abfälle: Sowohl Sprengen wie mechanischer Abbau (Vortriebsmaschinen) sind gut möglich. Gute Standfestigkeit (self-supporting) kann bis auf mindestens 600 m Tiefe erwartet werden. Die sehr unbedeutende Erwärmung und Bestrahlung aus schwach- und mittelaktiven Abfällen beeinträchtigt die mechanischen Eigenschaften von massigem Anhydrit nicht.

Für die Ausführung von Schächten, Stollen oder Tiefbohrungen für hochaktive Abfälle eignet sich massiger Anhydrit besser als Steinsalz oder Ton. Ausserdem ist die Bohrbarkeit bzw. Abbaubarkeit von Anhydrit wesentlich besser als für Granit. Aus Erwärmung und Bestrahlung sind Festigkeitseinbussen zu erwarten, die aber erst in einem Zeitpunkt eintreten, wenn die Standfestigkeit keine Rolle mehr spielt (nach Versiegelung).

Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel

Eine Druckfestigkeit von 10 – 30 N/mm², ein Winkel der inneren Reibung von 35 – 500, eine Kohäsion von 1,5 – 20 N/mm² und ein Verformungsmodul von 3000 – 20'000 N/mm² weisen darauf hin, dass Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel ein mittelgutes Stollengebirge (Ausbruchklassen II – III) darstellt und in vielen Fällen mit Mergeln verglichen werden kann. Ungünstig für den Kavernenbau müssen die Quellfähigkeit und verwitterungsanfälligkeit beurteilt werden. Für schwachaktiven Abfall wird Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel daher nicht empfohlen, weil oberflächennah andere, besser geeignete Gesteine zur Verfügung stehen.

Hingegen erscheinen die mechanischen Eigenschaften als tragbar für Kavernen für mittelaktive Abfälle, bei welchen der «wechselgelagerte Anhydrit» wegen seiner relativ guten Wasserdichtheit (siehe auch Wasserdichtheit und Quellen) in der weiteren Evaluation belassen werden sollte. Aus ähnlichen Gründen sollte der wechselgelagerte Anhydrit auch für Endlager von hochaktiven Abfällen weiter untersucht werden. Seine mechanischen Eigenschaften sind für Bohrungen eher besser geeignet als diejenigen von Steinsalz und Ton; ausserdem ist das Bohren im Anhydrit und in den ihn begleitenden Gesteinen nicht so kostspielig wie im Granit. Für den wechselgelagerten Anhydrit gelten die gleichen Bemerkungen bezüglich Erwärmung und Bestrahlung wie für den massigen Anhydrit.

Veränderungen bei Temperaturerhöhung (Kapitel 5):

Wärmedehnung

Die Wärmedehnung von Anhydrit ist mit ca. 20 x l0^-6/ °C grösser als diejenige der meisten anderen Gesteine. Temperaturerhöhungen können deshalb im Anhydrit relativ grosse Eigenspannungen erzeugen. In unmittelbarer Nachbarschaft von Wärmequellen kann es dann zu Rissbildungen kommen, wodurch die Durchlässigkeit des Gesteins zunehmen kann.

Gewichtsveränderungen und thermischer Zerfall

Gewichtsverluste des Anhydritgesteins infolge Erwärmung spielen erst ab 500 bis 600 °C eine grössere Rolle. Zum thermischen Zerfall von Anhydrit kommt es bei 1450 °C. Bei geeigneter Einlagerung der hochaktiven Abfälle bleiben die Felstemperaturen – teils dank der guten Wärmeleitfähigkeit des Anhydrits – stets erheblich unter 500 °C, so dass weder mit wesentlichen thermischen Gewichtsverlusten noch mit thermischer Zersetzung des Anhydrits gerechnet werden muss.

Wärmeleitfähigkeit (Kapitel 6):

Die Höhe des Temperaturanstieges im Wirtgestein infolge der Nachzerfallswärme der radioaktiven Abfälle hängt im stationären Fall hauptsächlich von der Wärmeleistung der eingelagerten Abfälle, von der Wärmeleitfähigkeit der Behälter- und Auskleidematerialien sowie des Wirtgesteins und von der Geometrie des Endlagers ab. Die Wärmeleitfähigkeit – speziell des Wirtgesteins – beeinflusst den Wärmestrom im stationären Fall linear. Sie ist deshalb für die Abführung der Nachzerfallswärme ausserordentlich wichtig. Die hohe und damit günstige Wärmeleitfähigkeit von Anhydrit (λ = 5,4 W/m °K) wird ausser vom Salz von keinem andern Wirtgestein übertroffen. Bei der Umwandlung von Anhydrit in Gips sinkt die Wärmeleitfähigkeit auf ca. 1,3 W/m °K ab (zum Vergleich: λ = 1,3 W/m °K für Ton, λ = 2,0 W/m °K für Kristallin).

Aufgrund der bekannten Wärmeleitfähigkeit von Anhydrit, der Zerfallswärmeleistung und der Geometrie des Endlagers können die maximalen Temperaturanstiege im Wirtgestein in Funktion der Abklingzeit ermittelt werden. Während für mittelaktive Abfälle eine Erwärmung von maximal einigen °C eintritt, muss bei den hochaktiven Abfällen je nach Lager- und Abfallkonfiguration eine stärkere Erwärmung erwartet werden. Diese Erwärmung muss selbstverständlich zu jener Gesteinstemperatur hinzugezählt werden, die entsprechend dem geothermischen Tiefengradient am Ort des Abfalllagers herrscht.

Quellverhalten (Kapitel 7):

Massiger Anhydrit

Massiger Anhydrit quillt dank der geringen Zutrittsmöglichkeit von Wasser nur schwach. Die Grössenordnung des Quellens von massigem Anhydrit liegt etwa im Bereich von schwach quellenden Mergeln. Für den Bau von Lagerkavernen für schwach- und mittelaktive Abfälle und ebenso von Schächten, Stollen und Tiefbohrun­gen für hochaktiven Abfall ergeben sich daraus keine Probleme. Ein vergleich mit Tongesteinen zeigt, dass diese ganz erheblich stärker quellen (Opalinuston!). Bei Kalken und Sandsteinen – solange diese keinen Mergel enthalten –, Steinsalz und Granit fällt das Quellproblem hingegen weg.

Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel

Der fallweise sehr stark quellende Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel wird – wie bereits erwähnt – für die Einlagerung schwachaktiver Abfälle nicht empfohlen, da oberflächennah andere, besser geeignete, nicht quellende Gesteine zur Verfügung stehen. Hingegen muss wie bei den Tongesteinen das starke Quellen von Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel für die Endlager von mittelaktivem Abfall in Kauf genommen werden, da diese Gesteine wegen ihrer meist kleinen Wasserdurchlässigkeit als gut geeignet erscheinen. Die in felsmechanischer Hinsicht unerwünschte Quellung des Anhydrits spielt nach der Versiegelung der Kavernen oder Bohrungen keine Rolle mehr. Sie kann mitunter sogar das Isolationsvermögen des Anhydrits durch Schliessen von Wasserwegen verbessern sowie die Festigkeit des Gesteinsverbandes erhöhen (siehe auch Kapitel 9, Wasserdichtheit).

Löslichkeit (Kapitel 8):

Die Gesteine können bezüglich ihrer Löslichkeit in drei Kategorien eingeteilt werden: Unlöslich sind beispielsweise Granite, Tongesteine, gewisse Sandsteine; schwachlöslich sind Kalke (ca. 1,6 g/l bei 20 °C) und Anhydrite (3,0 g/l bei 20 °C); stark löslich ist Steinsalz (360 g/l bei 20 °C). Im Gesamtrahmen aller Gesteine kann also die Löslichkeit der Anhydrite recht gut mit jener der Kalke verglichen werden. Bei Normaldruck ist Anhydrit bis zu einer Temperatur von 58 °C stärker löslich als Gips. Oberhalb 58 °C ist Gips besser löslich. Daraus folgt, dass sich bei Normaldruck und Süsswasserverhältnissen die Umwandlung von Anhydrit in Gips wie bereits erwähnt nur bis zu einer Temperatur von 58 °C abspielt.

Bei Lagerkavernen für schwachaktive Abfälle ist die Löslichkeit des Anhydrits weitgehend irrelevant, da in diesem Falle künstliche Barrieren für die Isolation der Abfälle sorgen sollen. Bei den Lagerkavernen für die mittelaktiven Abfälle bietet die Löslichkeit des Anhydrits etwas schlechtere Bedingungen, als im Kalk, Ton, Granit oder Sandstein erreicht werden. Für die Endlager von hochaktiven Abfällen nimmt Anhydrit unter allen vorgesehenen Wirtgesteinen eine MittelsteIlung zwischen den unlöslichen Graniten und Tongesteinen und dem viel löslicheren Steinsalz ein.

Wasserdichtheit (Kapitel 9):

Massiger Anhydrit

Anhydritformationen behalten ihre massige, rissefreie Ausbildung oft deshalb über geologische Zeiträume hinweg, weil sich der Anhydrit unter bestimmten Voraussetzungen bei Wasserzutritt in Gips umwandelt und sein Volumen dabei theoretisch um 61 % erhöht (Nachbildung im Labor möglich). Dies bewirkt, dass Risse, Spalten, Klüfte usw. geschlossen werden, wodurch die Anhydritformation auch nach der tektonischen Beanspruchung wieder wasserdicht wird. Dies konnte zum Beispiel für das Anhydritvorkommen Val Canaria im Stollen, mit Wasserabpressversuchen in Bohrungen und an Proben im Labor nachgewiesen werden. Deshalb wird die oft fast vollkommene Wasserdichtheit von massigem Anhydrit ähnlich günstig beurteilt wie jene von Steinsalz. In dieser Beziehung bietet massiger Anhydrit sehr gute Voraussetzungen für alle Lagertypen für schwach-, mittel- und hochaktive Abfälle.

Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel

Auch Anhydrit in Wechsellagerung mit Mergel ist – zum Beispiel verglichen mit Kalk – meist sehr undurchlässig.

Sorptionseigenschaften (Kapitel 10):

Werden Radionuklide in wässriger Lösung durch Poren und Risse von Gesteinen transportiert, so kann die Ausbreitungsgeschwindigkeit der Radionuklide gegenüber der Wassergeschwindigkeit durch Rückhalteeigenschaften der Gesteine wesentlich verringert werden. Die Sorptionsvorgänge in Gesteinen hängen von einer ganzen Anzahl von Einflussfaktoren ab: Korngrösse, Gehalt an Salzen und Verunreinigungen im Gestein, Aktivitätskonzentration, pH-Wert und Fremdionenkonzentration der Lösung und ferner das Verhältnis Wasservolumen zu Festkörpervolumen. Irreversible Prozesse, Temperatur und Druck spielen ebenfalls eine Rolle. Die Ausbreitungsverzögerung der Radionuklide gegenüber der Wassergeschwindigkeit wird durch den Verteilungskoeffizienten K_d charakterisiert.

In Laborversuchen wurden für Gips und Anhydrit schweizerischer Provenienz für verschiedene Nuklide die K_d-Werte bestimmt. Sie zeigen, dass das Sorptionsverhalten von Gips und Anhydrit etwa mit jenem von Granit, Kalk und Dolomit verglichen werden kann. Einige einzelne Untersuchungsergebnisse über das Sorptionsverhalten folgen:

Verhalten bei Bestrahlung (Kapitel 11):

Schwach- und mittelaktive Abfälle

Ausgehend von der Nuklidzusammensetzung von verfestigten Harzabfällen, ist in den am stärksten exponierten Gesteinszonen bis zum vollständigen Zerfall aller Nuklide eine maximale Dosis von 6 × 10⁵ rad zu erwarten (γ-Strahlung). Aufgrund dieser Dosis ist bei Anhydrit gemäss Laborversuchen weder mit einer gefährdenden Gasentwicklung noch mit einer Beeinträchtigung der Gesteinsfestigkeit zu rechnen.

Hochaktive Abfälle

Die Strahlenbelastung des Gesteins durch hochaktive Abfälle ist im Vergleich zu schwach- und mittelaktiven Abfällen um Zehnerpotenzen grösser. Für die umliegende Gesteinszone resultiert eine Dosis von rund 2 × 10¹⁰ rad. Daraus können beträchtliche Gasentwicklungen resultieren, welche die Bildung eines Knallgasgemisches ermöglichen. Durch die Bildung chemisch aggressiver Gase kann ausserdem die Korrosion am Abfallbehälter-Material erhöht werden. Ueber Festigkeitseinbussen von Anhydritgesteinen unter Strahlenbelastungen aus hochaktivem Abfall liegen noch keine Versuche vor.

Korrosion (Kapitel 12):

Aeltere Versuche im Gipsbergwerk Felsenau bestätigen, dass ein Gips/Anhydrit-Milieu – wobei meist auch Steinsalz anwesend ist – die Korrosion an Beton und Metallen erhöht. Während Sulfate betonaggressiv wirken, verursacht NaCl eine erhöhte Eisenkorrosion. 1977 hat die NAGRA in der Felsenau ein neues Versuchsprogramm eingeleitet, um die korrosive Wirkung des Gips/Anhydrit-­Milieus auf verschiedene Behälter- und Auskleidematerialien zu untersuchen. Die erste Rückholung von Proben nach einjähriger Versuchszeit ist bereits erfolgt, und die Auswertungen sind im Gange. Für hochaktive Abfälle müssen, wie bereits erwähnt, auch die korrosive Wirkung von radiolytisch gebildeten Gasen (Wasser­stoff, Chlor, Sauerstoff) und zudem die erhöhte Temperatur berücksichtigt werden.